国和一号与CPR1000的SGTR事故响应比较

发布时间：2023-11-24 23:56

　　本文通过对我国自主知识产权三代非能动压水堆(国和一号)与国内成熟运行的核电机组(CPR1000)在无运行人员干预和有运行人员干预情况下的SGTR事故演变过程进行对比,提出了二者在反应堆冷却剂系统(RCS)降温降压手段、蒸汽发生器状态管理、主泵状态、放射性后果、破损蒸汽发生器传热管(SG)降压方式等方面的不同,以及二者放射性释放可能性的差异。这种对比分析便于运行人员在事故中采取更有针对性的干预措施,以使干预效果更加有效。

【文章页数】：7 页

【文章目录】：
1 无操纵员干预的事故过程
    1.1 CPR1000的SGTR典型事故过程
    1.2 国和一号的SGTR典型事故过程
    1.3 事故发展的不同
2 运行人员干预过程
    2.1 CPR1000的运行人员干预过程
    2.2 国和一号运行人员干预过程
        2.2.1 识别并隔离破损SG
        2.2.2 启动RCS冷却
        2.2.3 RCS降压并恢复水装量
        2.2.4 终止CMT注射流量
        2.2.5 冷却至冷停堆状态
    2.3 干预手段的差异
        2.3.1 前期降温手段
        2.3.2 降压手段
        2.3.3 放射性后果
        2.3.4 主泵状态差异
        2.3.5 SG状态管理
        2.3.6 停止降压的区别
3 结语



本文编号：3866854