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文档简介

模版 A1 重要会议封面页 报告人 姓名2007年 月 日 概述 SGTR 由于SG传热管破裂造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂装量减少事故 压水堆核电厂的运行经验表明 蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故中居首要地位 一台SG的单根传热管破裂事故属于设计基准事故 IV类工况 多根传热管破裂或单根破裂伴随其他安全设施失效属超设计基准事故 主要特征 一次系统冷却剂通过破口进入破损SG二次侧 稳压器压力和水位下降 上充泵流量增加 破损SG二次侧压力和水位增加 蒸汽流量和给水流量失配 破损SG排污和冷凝器排气的放射性增加 AP1000SGTR分析 AP1000非能动堆芯冷却系统 passivecorecoolingsystem 包括两部分 非能动余热排出系统 passiveresidualheatremovalsystem 和非能动安全注入系统 passivesafetyinjectionsystem AP1000的设计提供了自动保护动作来减缓SGTR的后果 自动动作包括反应堆停堆触发 激活非能动余热排出 PRHR 热交换器 起动堆芯补水箱 终止稳压器内加热器 隔离化容系统并起动蒸汽发生器高水位下的给水 这些保护措施会使反应堆冷却系统自动降温降压 从而停止破口流量和蒸汽向大气的释放 并且长期维持反应堆冷却系统的稳定 这些保护系统是为了防止蒸气发生器满溢以及为此后场外辐射剂量在设计基准SGTR中的允许范围内 操作人员的动作可以大大减缓SGTR的后果 AP1000专设安全设施 安注系统 PXS 安注系统又叫做应急堆芯冷却系统 主要功能 1 当一回路系统破裂引起失水事故时 安注系统向堆芯注水 保证淹没和冷却堆芯 防止堆芯熔化 保持堆芯的完整性 2 当发生主蒸汽管道破裂时 反应堆冷却剂由于受到过度冷却而收缩 稳压器水位下降 安注系统向一回路注入高质量分数含硼水 重新建立稳压器水位 迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界 3 在失水事故后的再循环注入阶段 安注系统的部分承压边界作为安全壳的延伸 起安全壳屏障作用 示例1 交大的国际化 1935年秋 就到了美国麻省理工学院航空工程系学习 发现上海交大的课程安排全部是 抄 此校的 连实验课的实验内容也都一样 上海交大把麻省理工学院搬到了中国来了 因此可以说在当时上海交大的大学本科教学是世界先进水平的 钱学森 示例2 重
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