基本介紹
- 中文名:大破口失水事故
- 外文名:LBLOCA
壓水堆核電廠大破口失水事故(LBLOCA)是指反應堆冷卻劑系統主管道發生大破裂而造成的反應堆冷卻劑喪失事故。設計基準大破口失水事故的極限情況是冷管段雙端斷裂並完全錯開的情況。中文名 大破口失水事故 外文名 LBLOCA ...
失水事故即失去一迴路冷卻劑。主要由以下原因引起:一迴路管道或輔助系統的管道破裂;一迴路或輔助系統管道上的閥門意外打開或不能關閉;輸送一迴路介質的泵的軸封或閥桿泄漏。1、失水事故的分類 失水事故的後果隨著破口的大小、位置和裝置...
在反應堆冷卻劑裝載量減少一類事故,一般說來,大破口失水事故最為嚴重,但由於小破口失水事故中一迴路降壓速率慢、事故分析中可能在高壓階段出現長時間的堆芯裸露而引起燃料元件升溫並損壞,因此,事故分析中要求對小破口失水事故也要...
設計基準事故中,有一些極限事故,因其物理過程有特點,可作為核電廠事故的典型例子。這些事故是,主蒸汽管道破裂事故、主給水管道破裂事故、反應堆冷卻劑泵泵軸卡死及泵軸斷裂、控制棒彈出事故、蒸汽發生器傳熱管破裂事故、大破口失水事故...
4.3壓水堆失水事故(LOCA)分析 4.3.1大破口失水事故 4.3.2中小破口失水事故 4.3.3汽腔小破口失水事故 4.3.4蒸汽發生器傳熱管破裂事故(SGTR)4.4壓水堆瞬變分析 4.4.1反應性引入事故 4.4.2主給水喪失與給水管破裂 ...
4.3.2 大破口失水事故 4.3.3 小破口失水事故 4.4 蒸汽發生器傳熱管破裂事故 4.4.1 事故概述 4.4.2 FSAR分析方法 4.4.3 FSAR分析結果 4.4.4 放射性後果 4.4.5 SGTR事故的現實分析 4.5 冷卻劑裝量增加 4.5.1 ...
主管道大破口失水事故後,當一次冷卻劑系統壓力迅速降到低於安全注射箱內壓力時,安全注射箱內含硼水經主管道冷段自動注入反應堆堆芯。當一條環路的一個安全注射箱內含硼水經破裂的主管道冷段流失而不能注入堆芯時,其他環路的安全注射...
嚴重事故處理規程又稱U規程(ultimate accident procedures),涉及堆芯熔化、一迴路大破口失水事故後安全殼超壓等事故。這些規程以狀態為導向,作為事件導向規程的補充。(3)事故過程的連續監測規程 這類規程用來指導在事故結束階段的長期監測...
安全殼整體泄漏率試驗目的在於檢測安全殼在大破口失水(LOCA)事故條件下的密封能力,對於保障核電廠的安全運行和以後的壽命延期都具有非常重要的意義。常用的安全殼整體泄漏率計算方法有3 種:美國標準《安全殼泄漏率試驗原則》(ANSI/ANS...
(7)2018年01月至今,基於AP/CAP反應堆大破口失水事故的比例模化分析,負責人 (8)2018年02月至今,文丘里流量測量裝置設計加工服務,負責人 (9)2018年02月至今,鈉鈉熱交換器熱工水力瞬態計算技術服務,負責人 已結題科研項目:...
自然循環的採用和一體化的結構布置取消了一迴路大管道,排除了由於主管道斷裂可能導致的大破口失水事故,提高了核供熱堆的安全性。(2) 反應堆實現了全功率自然循環冷卻 5MW供熱堆由於取消了主循環泵,即使在完全喪失電源的工況下,也能夠...
PCCSAC-3D對AP600大破口失水事故下安全殼的三維分析 用CDBRA-N-I對5×5全長非均勻加熱棒束CHF的計算分析 失水事故工衝下迴路管理道系統水力載荷的分析 大亞灣核電站安注系統濃硼水箱改造的安全分析及實施 秦山核電二期工程反應堆熱工...
10.2.6 事故源項 204 10.3 輻射防護設計 205 10.3.1 輻射分區設計 205 10.3.2 輻射禁止設計 207 10.3.3 應急設施設計 209 10.3.4 輻射監測需求 209 10.3.5 事故工況下輻射防護 210 10.4 輻射防護評價 212 10.4.1 ...