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EPR缓解SGTR事故的设计特点 被引量：6
1
作者 郑华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第1期15-18,共4页
蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故可能造成安全壳旁通,是一个特殊而重要的设计基准事故。本文归纳了EPR缓解SGTR事故的主要设计特点:(1)中压安注(MHSI)泵关闭扬程低于主蒸汽安全阀(MSSV)开启整定值,避免MSSV开启;(2)大气旁排系统(VDA)通... 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故可能造成安全壳旁通,是一个特殊而重要的设计基准事故。本文归纳了EPR缓解SGTR事故的主要设计特点:(1)中压安注(MHSI)泵关闭扬程低于主蒸汽安全阀(MSSV)开启整定值,避免MSSV开启;(2)大气旁排系统(VDA)通过降低其整定值自动启动部分冷却,使一回路快速冷却、降压;(3)蒸汽发生器排污系统(APG)增加转移管线,有助于以排污和蒸汽排放组合方式最终冷却、降压。这些EPR设计特点可供CPR1000核电厂系统设计改进参考。 展开更多
关键词 欧洲压水堆 蒸汽发生器传热管破裂 部分冷却
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台山核电厂一号机组部分冷却首堆试验与理论预测分析比较 被引量：1
2
作者 梁任 李润骋 +3 位作者 魏来 陈华发 林支康 沈永刚 《核安全》 2022年第2期26-31,共6页
台山核电厂一号机组是欧洲压水堆核电厂(EPR)堆型的全球首堆,部分冷却试验作为该堆型的首堆试验,目的是验证二回路蒸汽大气排放系统(VDA)的设计和控制满足快速降温降压安全功能要求的情况,是安全系统设计验证的重要依据。本文叙述了台... 台山核电厂一号机组是欧洲压水堆核电厂(EPR)堆型的全球首堆,部分冷却试验作为该堆型的首堆试验,目的是验证二回路蒸汽大气排放系统(VDA)的设计和控制满足快速降温降压安全功能要求的情况,是安全系统设计验证的重要依据。本文叙述了台山核电厂一号机组部分冷却首堆试验过程,并通过热工水力系统程序CATHARE建立了理论预分析模型,预分析与试验值的对比结果可为华龙一号自主核电型号首堆试验提供重要参考。结果表明,理论预测值与实测结果符合良好,试验偏差满足验收准则。可见,部分冷却安全功能可靠有效,理论分析程序适用准确。 展开更多
关键词 台山EPR 首堆试验 部分冷却 预分析
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EPR核电机组部分冷却试验研究与风险识别
3
作者 曾欢 赵鑫 段盛智 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期122-126,共5页
部分冷却试验作为欧洲先进压水堆(EPR)核电机组的首堆试验,试验过程中将造成压水堆一、二回路巨大的热冲击,核电厂全寿期内允许次数为15次。为减少重大瞬态试验的风险,本文对部分冷却试验的控制逻辑、试验原理及可行性进行深入研究,总... 部分冷却试验作为欧洲先进压水堆(EPR)核电机组的首堆试验,试验过程中将造成压水堆一、二回路巨大的热冲击,核电厂全寿期内允许次数为15次。为减少重大瞬态试验的风险,本文对部分冷却试验的控制逻辑、试验原理及可行性进行深入研究,总结提炼出5大风险点。并通过模拟仿真对部分冷却试验进行分析,优化试验方案,最终试验一次成功满足核安全要求。 展开更多
关键词 部分冷却试验 蒸汽大气排放系统(VDA) 瞬态 欧洲先进压水堆(EPR) 调试
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