蒸汽发生器传热管断裂事故论文.docVIP

核反应堆安全分析（论文） 绪论 PAGE 2 摘 要 蒸汽发生器传热管道破裂事故（SGTR）是指蒸汽发生器中一根或多跟传热管发生破裂（也包括导致轻微连续泄露的裂纹）导致的事故。它是使核电厂第二道屏障（一回路压力边界）失去完整性，并导致一回路和二回路连通，使二回路被具有放射性的一回路水污染。 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。 本文概括了蒸汽发生器传热管道破裂事故对反应堆的影响，可分为对一回路、二回路在无人干预下以及在有人干预下的情况。 关键词：蒸汽发生器传热管破裂事故； 一回路; 二回路 ABSTRACT Steam Generator Tube Rupture（SGTR）is an 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）is 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 核反应堆安全分析（论文） 目 录 1 TOC \o 1-3 \h \z \u 绪 论 1 1.1 蒸汽发生器传热管道破裂的重要性 1 1.2 设计任务 1 1.3 方案选择 1 2 PCTRAN软件介绍 2 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 7 总 结 11 致 谢 12 参考文献 13 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