蒸汽发生器传热管断裂事故论文.doc

摘 ABSTRACT Steam Generator Tube Rupture（SGTR）is a accident which comes from one or more tubes rupture(It is also include the flaw of continuous uncork ).It makes the second protective screen of nuclear power plant lose integrity(the pressure boundary of primary circulation ),and makes primary circulation connect with the second circulation, which results in the pollution of the second circulation. . Steam Generator Tube Rupture（SGTR） defined as the limit accident event ,but which had occured many accidents like this in the nuclear power history, for instant, the DOEL nuclear power in Belgium 1979,from 1975 to 2000 had occured 8 times in USA, the latest one was the Indian Point-2 nuclear power plant accident in 2000.So w considering it as limit accident is improper. The article summarizes Steam Generator Tube Rupture, which takes influences to the reactor, and it includes the analysis to the primary circulation and the second circulation by people meddling and without people meddling. Keywords: Steam Generator Tube Rupture; the first circulation; the second circulation 目 录 1 绪 论 1 1.1 1 1.2 设计任务 1.3 方案选择 2 PCTRAN软件介绍 2.1 PCTRAN简介 2 2.2 PCTRAN特点 3 3 事故过程 4 3.1 没有人干预时的物理性状 4 3.1.1 一回路 4 3.1.2 二回路 5 3.2 运行人员干预时的物理性状 5 3.3 STGR事故序列 6 3.4 SGTR事故现实分析事件次序 7 4 事故后果 7 5 RCTRAN仿真 总 结 致 谢 参考文献 1 绪论 1.1 蒸汽发生器传热管道破裂的重要性 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据首要地位。据报道，国外压水堆核电厂的非计划停堆次数这约四分之一是因有关蒸汽发生器问题造成的。美国1992年更换磨石-2堆的两台蒸汽发生器，停堆192天，耗资1.9亿美元。可见，蒸汽发生器的可靠性是比较低的，它严重地影响着核电站的运行安全性、经济性及可靠性。 蒸汽发生器单根传热管道破裂事故（SGTR）曾今被定义为极限事故，但是核电历史上已经发生过多起这样的事故，如1979年比利时DOEL核电站，1975年至2000年美国发生多起这样的事故，最近一次为2000年Indian Point-2核电站事故，以有理由认为将其定义为极限事故是不合适的。 1.2 设计任务 本文主要通过用PCTRAN软件来模拟蒸汽发生器传热管断裂事故所引起的后果，并分为有人为干预和无人为干预的情况。 1.3 方案选择 对蒸汽发生器传热管道的破裂的过程描述和结果分析，并运用PATRAN软件进行模拟，给出几张模拟图。 2 PCTRAN软件介绍 2.1 PCTRAN简介 自从三哩岛核泄漏事件之后 ,核电站的模拟仿真及严重事故分析 日趋受到重视。迄今,国际上已形成一批较为成熟的核电站全范围高保真模拟仿真系统以及适用于各种事故工分析研究的软件。前者以美国的 GSE system,加拿大的Mapps 和法国的 Corys TESS等公司的产品为代表,后者包括美国Sandia 国家实验室的MELCOR ,美国爱达