核动力工程
覈動力工程
핵동력공정
NUCLEAR POWER ENGINEERING
2004年
3期
279-283
,共5页
秦山一期核电站%蒸汽发生器%传热管%破裂%严重事故管理%缓解措施
秦山一期覈電站%蒸汽髮生器%傳熱管%破裂%嚴重事故管理%緩解措施
진산일기핵전참%증기발생기%전열관%파렬%엄중사고관리%완해조시
采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、二回路补给水、一回路卸压等,对该事故做了相应的严重事故管理.通过计算分析,对阻止SGTR导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证.
採用自行研製的覈反應堆嚴重事故分析平檯,對秦山一期覈電站蒸汽髮生器傳熱管破裂(SGTR)初因導緻堆芯鎔化嚴重事故進程進行瞭分析研究,併根據美國SANONOFRE覈電站的IPE結果以及SURRY的PSA評估結果,選擇適噹的緩解措施,如一迴路補給水、二迴路補給水、一迴路卸壓等,對該事故做瞭相應的嚴重事故管理.通過計算分析,對阻止SGTR導緻堆芯鎔化進程的緩解措施的有效性進行瞭驗證.
채용자행연제적핵반응퇴엄중사고분석평태,대진산일기핵전참증기발생기전열관파렬(SGTR)초인도치퇴심용화엄중사고진정진행료분석연구,병근거미국SANONOFRE핵전참적IPE결과이급SURRY적PSA평고결과,선택괄당적완해조시,여일회로보급수、이회로보급수、일회로사압등,대해사고주료상응적엄중사고관리.통과계산분석,대조지SGTR도치퇴심용화진정적완해조시적유효성진행료험증.
