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华龙一号SGTR事故缓解措施及事故处理

邢继 于沛 李军

邢继, 于沛, 李军. 华龙一号SGTR事故缓解措施及事故处理[J]. 核动力工程, 2016, 37(4): 58-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.04.0058
引用本文: 邢继, 于沛, 李军. 华龙一号SGTR事故缓解措施及事故处理[J]. 核动力工程, 2016, 37(4): 58-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.04.0058
Xing Ji, Yu Pei, Li Jun. Mitigation and Treatment of Accidents in HPR1000 SGTR[J]. Nuclear Power Engineering, 2016, 37(4): 58-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.04.0058
Citation: Xing Ji, Yu Pei, Li Jun. Mitigation and Treatment of Accidents in HPR1000 SGTR[J]. Nuclear Power Engineering, 2016, 37(4): 58-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.04.0058

华龙一号SGTR事故缓解措施及事故处理

doi: 10.13832/j.jnpe.2016.04.0058
详细信息
    作者简介:

    邢继(1964-),男,获硕士学位,现从事先进压水堆核电站研发设计管理工作

  • 中图分类号: TL421+.1

Mitigation and Treatment of Accidents in HPR1000 SGTR

  • 摘要: 华龙一号从设计上提供了蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后果的缓解措施,通过降低安注泵关闭扬程、增加快速冷却功能、增加辅助给水系统自动隔离自动调节功能、增加排污系统事故后排放功能等措施防止蒸汽发生器满溢,缓解了SGTR事故后果。本文首先分析SGTR事故发生原因,并对华龙一号SGTR事故缓解措施进行分析,并描述事故处理过程,最终验证上述事故缓解措施对防止破损蒸汽发生器满溢的有效性,确保满足华龙一号事故放射性后果验收准则。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2015-10-08
  • 修回日期:  2016-05-20
  • 网络出版日期:  2025-02-15

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