基于PCTRAN的AP1000核电厂卡轴事故的模拟与分析

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AP1000核电机组堆内构件制造过程中质量问题的处理

AP1000核电机组堆内构件制造过程中质量问题的处理

堆内构件是反应堆冷却系统中主要设备。

堆内构件(Reactor Vessel Internals,RVIs)作为反应堆系统的一部分,是反应堆压力容器内支承堆芯的结构部件。

堆内构件作为冷却剂流过堆芯提供流道。

其内部结构还为控制棒的运动提供导向、为堆芯测量装置提供支承和保护以及作为辐照监督提供支承[1]。

中国目前已基本完成AP1000的引进—消化—吸收。

国内制造厂家已成功完成AP1000核电机组堆内构件的国产化。

笔者通过发生的一系列质量案例,列举了AP1000机组堆内构件制造过程中导向筒组件焊接焊材错用、吊篮筒体焊接用内支撑跌落、导向筒组件摩擦力试验等问题,依据图纸、标准、管理程序和工艺规程等文件,对案例的原因分析、处理及结果验证和防范措施进行探讨,最终达到提升核电站主设备质量的预期效果。

AP1000堆内构件主要分为上部堆内构件、下部堆内构件、仪表格架板组件等。

上部堆内构件由上部支撑组件、上堆芯板、支撑柱、导向筒组件等组成。

下部堆内构件由吊篮筒体组件、堆芯罩、堆芯二次支承、涡流抑制板等组成。

在AP1000的堆内构件中,堆芯支撑结构属于安全C级,抗震I类,质量分组属于C组;堆内机构属于安全D级,抗震II类;涡流抑制板属于安全D级和抗震II类。

堆内构件采用的材料包括304H锻件、304棒材,304板材、316棒材、304管材等[2]。

1 导向筒组件焊接焊材用错问题导向筒组件是堆内构件的重要组成部件,导向筒组件对控制棒起导向和保护的作用。

导向筒组件分为上部导向筒组件和下部导向筒组件,结构复杂,焊缝数量多。

2013年11月,例行车间巡检过程中,发现某项目反应堆堆内构件下部导向筒连续段正在组装,准备焊接,抽查即将使用的焊接材料。

连续段焊接使用三种规格焊丝,经过进一步检查发现直径为0.8mm的焊丝,不是开工检查时释放的焊材,而是二代加项目CPR1000堆型使用的焊材,具体见图1,立即叫停即将进行的焊接工序,通知厂方质保人员到现场核查,最终确认该批焊丝并非AP1000用焊材,见图2。

AP1000核电厂应对福岛灾难的改进思路探讨

AP1000核电厂应对福岛灾难的改进思路探讨

AP1000核电厂应对福岛灾难的改进思路探讨摘要:在第三代核电技术发展之前,人们都已普遍认识到原来的设计基准已经不能全面保障核电的安全,核电设计必须提高其设计基准,福岛核电灾难验证了这种结论。

本文简要分析了导致日本福岛核事故产生的原因,并对AP1000核电厂应对导致福岛核事故的外部灾难情况进行了分析,提出了AP1000核电厂在应对福岛灾难的几项改进思路。

关键词:福岛核事故AP1000先进性改进思路前言:2011年3月11日,日本东北太平洋洋面发生了9级地震,地震引发的海啸袭击了东京电力公司的福岛第一核电站和福岛第二核电站(以下称作“福岛核电站”),从而导致7级核事故的发生。

有关福岛核事故的分析和经验反馈都已经有了官方的总结,本文重点将讨论AP1000核电厂在应对福岛核事故起因的先进性,以及AP1000还有哪些可以改进的地方。

AP1000核电厂应对福岛核事故地震及海啸影响分析。

AP1000核电厂应用的是第三代核电技术,充分吸取了美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站的事故教训,借鉴了几十年来世界核电厂运行的经验反馈以及大量的研究成果,其设计远比福岛核电站在技术上要先进。

那么我国的AP1000核电厂在应对造成福岛核事故的地震及海啸时,具有哪些优势呢?在厂址选址条件上具有先进性首先是我国沿海普遍深度较浅,海区没有火山且很少发生强烈地震,所以我国沿海一般不会由于强烈地震而引发类似日本这次发生的海啸。

其次,在福岛核电站的建造设计阶段,选择厂址阶段抗震设计中,要考虑的能动断层活跃时间范畴为5万年,而AP1000的抗震设计则考虑到12万年至13万年,这样的设计可以把在厂址周围发生福岛地震这样超设计基准事故的概率进一步降低。

所以说AP1000核电厂在我国的厂址选址条件上,比福岛核电厂的厂址具有优越性。

电厂安全系统对厂外电源的依赖上具有优势。

福岛沸水堆在丧失全部厂外交流电后,启动了应急柴油发电机。

但是,受来袭的海啸的影响,冷却海水泵、应急柴油发电机及配电盘全部被水淹没,导致除6号机组1台发动机外,其余的应急柴油发电机全部停止,造成除6号机组外的交流电源全部断电。

反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析

反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析
中hina New Technologies and Products
反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析
郑尧瑶
(上海核工程研究设计院, 上海 200233 )
摘 要 :主泵卡转子事故是指一台反应堆冷却剂泵转轴瞬时卡死。 受影响环路的冷却剂流量迅速减小, 将由反应堆冷却剂 (RCS ) 低流 量信号触动反应堆停堆。为评价 AP1000 核电厂在发生卡转子事故后的响应, 本文对关键的 RCS 流量变化进行了保守处理, 并采用 LOFTRAN、 FACTRAN 等程序进行计算分析, 分析中还分别考虑了厂外电源有效和无效工况。 关键词 :AP1000; 安全分析; 卡转子; 厂外电 中图分类号 :TL31 文献标识码 :A
高新技术
图 1 反应堆冷却剂系统压力 图 2 燃料包壳表面最高温度 图 3 反应堆冷却剂平均温度
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表 1 AP1000 核电厂初始参数
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中国新技术新产品
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态沸腾的传热系数。 3.1.4 燃料与包壳间的气隙传热系数 假设瞬态开始时, 气隙热导系数从对 应稳态燃料初始燃料温度的参数值增大 10 倍。因此, 在稳态时小的气隙热导系数 使得大量的热能储存在燃料中, 而在瞬态 开始时, 这些热量将释放给燃料包壳。 3.1.5 锆-蒸汽反应 (1800 当燃料包壳温度高于 982.22℃ ℉ ) 时, 锆-蒸汽反应将变得更为显著。程 序采用 Baker-Just 抛物线速率方程, 计算 锆-蒸汽反应速率。 3.1.6 堆芯 DNBR 分析 主泵卡转子事故采用 VIPRE-W 程 序进行堆芯 DNBR 分析。 3.2 假设条件 各瞬态的初始条件和主要参数见表 1。 3.3 RCS 流量随时间变化的曲线 COAST 程序计算结果进行保守处理 后, 作为 LOFTRAN 程序 RCS 流量变化输 入数 据 。 COAST 程 序 计 算 主 泵 卡 转 子 RCS 下滑流量时, 假设故障环路冷段在正 向流动情况下,主泵流动阻力考虑最大 值,使得在事故初期堆芯流量降低较快; 而在其反向流时,允许叶轮自由转动, 其 流动阻力考虑最小值, 这将会导致较低的 反向流阻力。从而导致较低的堆芯流量, 即综合考虑主泵卡转子和主泵断轴事故 最不利的情况, 因此, 该曲线可包络主泵 卡转子和主泵轴断裂事故。 4 结果及分析 RCS 流量 当发生主泵卡转子事故时, RCS 平均温度迅速上升,直至 迅速下降, RCS 低流量信号触动反应堆停堆, 事故得 到缓解 。图 1 至图 3 给出了主要参数变 化。在事故期间, 反应堆冷却剂系统的峰 值压力为 18.39MPa;燃料包壳表面最高 温 度 995.56℃ ; 参 加 锆 水 反 应 的 锆 为 0.29%,都低于限值。该事故的分析结果 满足事故验收准则的要求。 5 结语 AP1000 核 电 厂 卡 转 子 事 故 由 RCS 低流量信号进行保护。 计算结果表明无论 是燃料包壳温度分析、 系统压力分析还是 堆芯 DNBR 分析,该事故的分析结果都 满足相应验收准则的要求 。反应堆停堆 后,最终核电厂将达到一个稳定状态, 核 电厂可以实施正常的停闭操作措施。

日本福岛核电站事故初步分析与AP1000核电技术

日本福岛核电站事故初步分析与AP1000核电技术

日本福岛核电站事故初步分析与AP1000核电技术一、日本福岛核电站事故概述2011年3月11日下午13:46 日本仙台外海发生里氏9.0级地震。

地震时,福岛第一核电站1号、2号、3号机组处于正常运行状态,4、5、6号机组处于停堆换料大修中。

地震后,1、2、3号机组自动停堆,应急柴油机启动。

大约一小时后,由于海啸袭击,造成福岛第一核电站应急电源失效。

致使1号、2号、3号堆芯失去冷却,堆芯温度逐渐升高。

最终导致1、3、2号机组由于反应堆堆芯燃料组件发生部分破损,产生氢气而相继爆炸(氢爆)。

根据日本及IAEA官方网站发布的信息,地震发生时,4号机组所有核燃料已在乏燃料水池,5、6号机组的核燃料在反应堆厂内,但尚未启动运行。

截止3月21日21:00,福岛实际状况如下表所示:注:表中信息来自日本原子力产业协会JAIF二、事故后果事故发生后,1、3、2号机组相继爆炸,4号机组厂房轻微破损,使得放射性物质释放到大气中去。

据新闻报道,福岛第一核电站准备退役。

此次福岛核电站事故经济损失巨大,具体损失尚待后续评估。

放射性气体释放到大气当中,3月19日在1-4号机组产值边界西门放射性剂量率为0.3131mSv/h ( 11:30),北门为0.2972mSv/h(19:00);IAEA持续监测,3月20日21:00,辐射监测仪表测量的数据显示,福岛第一核电厂西门放射性剂量率为269.5μSv/h(5:40,3月20日)、服务厂房北部数据3054.0μSv/h(15:00,3月20日);3月21日 22:00,辐射监测仪表测量的数据显示西门放射性剂量率为269.5μSv/h,北门为2019.0μSv/h(15:00)。

监测发现,放射性污染使得当地牛奶、新鲜蔬菜,如菠菜、春葱等的放射性剂量已经超过日本相关部门规定的食入限值。

在事故发生初期,由于1、2、3号机组事故状态没有得到有效控制,堆芯损坏程度不断加剧,放射性物质持续排放,导致福岛核电厂附近居民的应急撤离半径逐步扩大,从开始的撤离半径3km到后来的10km,最后扩大到20km,同时要求居住在20-30km范围内的居民留守室内,避免过量的放射性物质吸入以及沉降污染。

AP1000对全厂断电事件分析

AP1000对全厂断电事件分析

AP1000对全厂断电事件分析摘要:本文分析了AP1000核电厂在发生全厂断电事件时的事故序列和后果,得出AP1000在发生全厂断电事件时能保证堆芯和公众安全的结论。

并从事故后电厂再运行的角度,提出了根据失去厂外交流电源(LOOP)同时汽机停运信号投入非能动余热排出热交换器(PRHR HX)的建议。

1.概述全厂断电(Station Blackout)是指核电厂内安全级的和非安全级的配电装置母线全部失去交流电源,即失去厂外电源同时汽机脱扣和厂内应急交流系统故障(指应急柴油发电机全部失效)。

这时核电厂内依然可以使用的电源只有由厂内蓄电池组供给的直流电源或经逆变后送到母线的交流电源,或者是专门为应对全厂断电事件而设置的替代交流电源。

2.全厂断电原因AP1000失去厂外交流电源可由下述初始事件造成:1) 超过设计基准的地震作用从而导致输电线的损坏;2) 异常寒冷的天气出现霜冻导致输电线的损坏;3) 超强台风导致输电线的损坏;4) 电网电压波动导致电网崩溃,造成大面积停电。

AP1000失去厂内交流电源可由下述初始事件造成:1) 地震的作用导致工艺冷却水系统通道损坏,从而导致柴油机组辅助系统丧失最终热阱而不可用;2) 地震的作用导致供油系统油箱和通道损坏,从而导致柴油机组失去燃料而不可用;3) 海啸引起柴油机厂房水淹,从而导致柴油机组不可用;4) 柴油机共因故障不能启动。

3.AP1000全厂断电事件时堆芯冷却全厂断电后,开始阶段堆芯和SG之间的自然循环可以导出部分堆芯热量。

之后堆芯热量主要通过非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统导出到最终热阱—大气。

全厂断电后,主泵开始惰转,主泵惰转流量能帮助堆芯和SG之间自然循环的建立。

堆芯热量被带到SG中,SG中的水被加热,SG压力升高。

当SG压力达到安全阀动作定值时安全阀打开,反应堆衰变热排入最终热阱—大气。

这个方式由于受到SG水装量的限制,从堆芯导出的热量有限。

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究
2 0 年 第 4期 09
NO. 4. 2 9 00 蠢毪 善 置 馨
核 安 全
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A I0 P O 0核 电 厂 蒸 汽 发 生 器 传 热 管

对应 的隔 离 阀关 闭 。这 两 个 假设 对 于 厂 外 放 射
性剂 量 来 说是 保 守 的 ,但 对 于破 损 蒸 汽 发 生 器
的满 溢 来 说并 不 保 守 ,原 因如 下 :
3 一 7
2 0 年 第 4期 09
NO. 4. 2 9 00

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柱 安 全
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备 及 重要 的非 能 动安 全 系统 ,如 非 能动 余 热 排 出热 交 换器 ( R R H 、堆 芯 补水 箱 、安 全 P H X) 壳 内换 料水 箱 (R T 及 安 注箱 。 I WS ) 在 A I0 P O 0核 电 厂 的 安 全 分 析 报 告 中
果 ,包 括 : 停 堆 , 启 动 非 能 动 余 热 排 除
假设 条 件 厂 外 电不 可 用 ,破 损 蒸 汽 发 生 器 的 释 放 阀 打 开 后 卡 在 开 启 位 置
生 器 的给 水量 ,可 能会 推 迟破 损 蒸 汽 发 生 器发
生满溢。


( ) 破 损 蒸 汽 发 生 器 的 释 放 阀 打 开 后 卡 2
在 开启 位 置 ,一 方 面会 使 破损 蒸 汽 发 生器 的压
( R R) 系 统 ,启 动 堆 芯 补 给 水 箱 ( MT) PH C 注水 ,停 止 稳 压 器 电 加 热 器 , 隔 离 化 容 系 统 , 隔离 启 动给 水 。这 些 保 护措 施 使 得 在 不需 要 操 纵 员 干 预 的情 况下 ,使 一 回路 冷却 剂 系 统 自动 降温 降压 ,终止 一 回路 向二 回路 的破 口流量 及

AP1000核电站塔式起重机安全风险分析与策略研究

AP1000核电站塔式起重机安全风险分析与策略研究

AP1000核电站塔式起重机安全风险分析与策略研究摘要: AP1000堆型采用模块化施工和平行作业,导致大型吊装作业和交叉施工作业显著增加,不仅施工难度升级,也给建设过程带来了极大的风险和挑战,加之在三代核电建造方面还处于首次探索实践阶段,无相关经验可以借鉴。

AP1000核电建造阶段属于建筑施工类行业,建造过程中工程规模大,施工现场点多面广,是一个高危行业。

建设过程中存在较多的危险性工程,人、机、料、环境都是不稳定因素,而塔式起重机吊装作业是一个潜在的重大危险源,同时,建设过程中存在大量的交叉施工、高处作业、深基坑、密闭空间作业等,加之施工现场存有大量的其他机械设备、材料,安全管理稍有漏洞,将会造成事故事件的发生,不仅会造成人员伤亡、财产损失,还会影响核电建造工期,情况严重甚至会影响核电站发展战略规划。

做好塔式起重机安全分先分析与策略研究具有重要意义。

关键词:AP1000核电站;塔式起重机;安全风险APl000核电技术是中国引进世界先进三代压水堆核电技术,在已成熟的传统压水堆核电技术基础上采用非能动安全系统。

“非能动”理念的引入使核电厂安全系统设计发生了革命性变化,简化了安全系统配置、减少了安全支持系统、大大降低了人因错误,最终使APl000安全性能得到显著提高。

1、AP1000核电发展及研究现状世界核电领域的复苏,强力助推着核电商业化的需求,欧美等国核电开发商为彰显其在核电技术方面的进步状态,而将核电划分为四代。

前苏联于1954年成功建造了世界上首座试验性核电厂,从此开启了人类和平利用核电技术获取能源的大门。

美国也于1957年成功建造发电功率达90MW的希平港原型核电厂。

上述被称为第一代核能发电堆型的早期试验性、原型核电厂奠定了核电技术的基础,成为世界核电产业发展的里程碑。

自1960年代至1980年代中后期,用于商业电力供应的核电产业因受到化石能源危机的影响而迅速增长,如图1-1所示。

这段时期内所建造的核动力堆型及技术即统称为第二代核电机组,目前世界范围内在运400多座机组大多建造于该时期。

AP1000严重事故分析

AP1000严重事故分析

基础和应用基础研究・反应堆科学技术 217热电转换装置采用基于硅锗合金的高温热电偶,其工作温度平均热导率λ为4.5 W·m -1·K -1,热端、冷端冷却剂均采用钠钾合金,堆芯出口温度为873 K ,流经堆外热电偶模块冷却剂温降为 100 K ,根据能量守恒,得:(1-6%)P th =m NaK c p -NaK ΔT NaK (1)其中:P th 为堆芯热功率,210 kW ;m NaK 为钠钾质量流量,kg/s ;c p -NaK 为液态钠钾比热,;ΔT NaK 为钠钾沿程温降,100 K 。

计算可得钠钾质量流量m NaK 为2.20 kg/s 。

热流体平均温度为T 1,约为823 K ,冷流体平均温度为T 4,热电偶热端和冷端温度分别为T 2和T 3,冷却剂与热电转换装置换热面积为A ,同时假设热电偶总横截面积为A /2,对流换热系数h均约为1×105 W·m -2·K -1,热电偶长度为L 。

根据热电转换装置换热机理,忽略辐射换热(采用黑度小的材料),可列出以下方程: th 1223th th 34(16%)()(16%)2(111%)()P hA T T T T A P LP hA T T λ−=−−−=⋅−=− (2) 式中,P th 、h 、T 1、λ已知,T 2、T 3、T 4、A 未知,假设A =5 m 2,可得T 2=772.605 2 K ,根据高温热电偶的热电转换特点,假设T 2-T 3=200 K ,则L =0.011 398 cm ,T 3=572.605 2 K ,T 4=572.23 K 。

故热电偶所需容积空间为AL =5×0.011 398=0.056 9 m 3,考虑计算误差、冷却剂流道容积、其它结构件容积及冗余,整个热电偶转换装置容积可在0.1~0.2 m 3量级实现。

求得T 4后,在假设冷端、热端钠流量一致的条件下,由能量守恒原理:(1-11%)P th =m Na c p -NaK ΔT NaK 计算可得ΔT NaK =97.48 K ,因此,冷端入口钠温约为523.48 K ,出口钠温度约为602.97 K 。

AP1000核岛系统的认识及模拟指导书

AP1000核岛系统的认识及模拟指导书

核动力系统与设备实验指导书AP1000核岛系统的认识及模拟1、目的和要求目的:熟悉第二代核电机型3-loop PWR和第三代核电机型AP1000的核岛系统,并利用其仿真软件PCTRAN-3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000进行稳态、瞬态模拟操作,对核动力系统设备知识进行巩固和扩展,为今后从事核电相关工作奠定基础。

要求:1、熟悉3-loop PWR、AP1000核岛系统的主要设备功能、布局及其英文名称(缩写);2、熟悉PCTRAN3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000模拟软件的操作界面;3、依指导书进行典型工况的运行模拟;4、熟悉并理解3-loop PWR 、PCTRAN-AP1000所给出的模拟参数;5、自行打印指导书,并在实验前预习、实验中携带。

2、内容2.1 AP1000系统认识1)AP1000核电厂主要设备通过教师课堂讲解,了解AP1000核电厂主要系统、设备组成,及其相应的功能:1.1)反应堆冷却剂系统(RCS)1.1.1)反应堆压力容器(RPV)压力容器呈围筒形, 底封头呈半球状, 顶部为由法兰固定的可拆式半球形封头。

反应堆压力容器上下长约12.0 m , 堆芯区内径为3.988 m。

AP1000 的反应堆压力容器可承受17.1 MPa 的压力、343 ℃的温度, 在此条件下的设计寿命为60 年。

作为一项安全改进, AP1000 的堆芯顶端的下方不再设有反应堆压力容器贯穿件, 这就消除了因反应堆压力容器发生泄漏导致冷却剂丧失事故的可能性。

1.1.2)蒸汽发生器(SG)采用两台典型的直立式带有一体化汽水分离器的U型管自然循环蒸汽发生器(Δ2125型),蒸发器下封头直接与两台冷却剂泵的壳体相连。

1.1.3)稳压器(PZR)采用了基于成熟技术的传统设计。

容积为5915 m3 , 这种大容积稳压器增加了瞬态运行余量, 减少反应堆非计划停堆次数, 使核电厂能够更加可靠地运行; 同时该设计还消除了对快动作电动卸压阀的需要, 这些阀门是反应堆冷却剂系统发生泄漏和需要维修工作的可能来源。

AP1000核电站SGTR事故分析

AP1000核电站SGTR事故分析

AP1000核电站SGTR事故分析SGTR(蒸汽发生器传热管破裂)事故是考虑一根蒸汽发生器传热管完全破裂时发生的事故状况。

蒸汽发生器是压水堆核电站一回路和二回路的交汇点,假设事故发生时处于功率运行,一回路冷却剂内含有技术规格书内规定允许的有限数量的燃料棒破损情况下连续运行产生的裂变产物。

由于带有放射性的冷却剂由破口流入二次侧,这将导致二回路系统的放射性增加。

如果在事故期间核电厂丧失厂外电源或者冷凝器蒸汽旁排失效,放射性将通过蒸汽发生器大气释放阀或安全阀排至大气中。

由此可以看出,在发生SGTR事故时,一回路内的放射性物质将直接旁通一回路压力边界和安全壳两道安全屏障进入外部环境而对核电站周围环境产生影响。

因此,SGTR事故是压水堆核电站的基本设计基准事故之一,在核电站的设计中,必须考虑在发生SGTR事故时,在有操纵员干预和无操纵员干预的情况下事故的发展过程。

在操纵员的模拟机培训过程中,对SGTR事故的处理也是非常重要的一项培训内容。

在本文中,将对AP1000核电站SGTR事故在有操纵员干预和无操纵员干预的情况下SG防溢满的过程分析。

对于极不可能的操纵员未采取恢复操作措施的事故工况,AP1000核电厂设置了多个保护系统和非能动设计措施,可以自动终止SG传热管泄漏和稳定RCS (反应堆冷却剂系统)。

在SGTR事故下,CVS(化学和容积系统)的注入流量将维持一次侧向二次侧的破口流量,破损SG二次侧水位因破口流量的集聚而升高。

最终,破损SG水位将达到宽量程高-2水位整定值,该整定值接近于窄量程水位范围的上限。

AP1000保护系统自动提供多个安全相关措施,降低RCS温度和压力,以终止破口流量和蒸汽向大气的排放,并将RCS稳定在安全状态下。

这些安全相关措施包括投入PRHR热交换器、停运CVS泵和稳压器电加热器,隔离启动给水。

投入PRHR热交换器将堆芯衰变热传至IRWST(内置换料水箱)以降低RCS温度和压力。

停运CVS泵和稳压器电加热器可减小RCS系统的压力回升,这将使得主回路系统压力与二次侧压力相平衡,从而有效地终止一次侧向二次侧的破口流量。

AP1000核电站蒸汽发生器上部支承耳板螺栓卡涩问题分析

AP1000核电站蒸汽发生器上部支承耳板螺栓卡涩问题分析

125中国设备工程Engineer ing hina C P l ant中国设备工程 2019.03 (上)核电站蒸汽发生器(Steam Generator, SG)是将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备。

第3代AP1000核电技术采用2台典型的直立式带有一体化汽水分离器的U 形管自然循环的蒸汽发生器,其下部直接连接了两台反应堆冷却剂泵,SG 与反应堆冷却剂泵的组合体重量由SG 下部球型封头的单柱支承件承受,在SG 上部有两组互为90°布置的共4个辅助支承,下部有一个侧向支承,其结构布置如图1。

SG 上部侧向支承(件5)由耳板、阻尼器、托架组成(图2)。

每一块耳板通过16个螺栓与SG 耳轴连接。

1 螺栓卡涩情况施工方(CNF)用无纺布清理完某核电项目SG A 耳轴螺纹孔后,未对螺纹孔进行进一步清理,开始蒸汽发生器A (SG A)上部支承耳板的安装工作。

在安装16个耳板螺栓AP1000核电站蒸汽发生器上部支承耳板螺栓卡涩问题分析史科,顾绉宙,吴志远 (国核工程有限公司,上海 200233)摘要:本文从超长旋合螺纹的检测、内螺纹的加工工艺、内螺纹毛刺清理等方面详细阐述了AP1000蒸汽发生器上部支承耳板螺栓卡涩问题产生的原因,并提出了切实可行的改进方案,避免了后续类似超长旋合长度的螺纹制造加工、检测。

关键词:蒸汽发生器支承;长旋合螺纹;螺栓卡涩;螺纹公差中图分类号:TL353.13 文献标识码:A 文章编号:1671-0711(2019)03(上)-0125-02时,施工方发现部分螺栓无法旋转到底。

SG A 南北两侧的上部支承耳板螺栓的16个螺栓中分别有10个螺栓无法旋转到底,螺栓剩余约3~48mm 无法拧入。

于是现场决定将螺栓取出,进行螺栓及螺纹孔检查。

施工方使用棘轮把手拆除螺栓,SG A 南侧拆除6颗螺栓,剩余8颗螺栓未能取出,北侧拆除16个,剩余3颗螺栓未取出。

卡涩螺栓分布情况分别见图3、4。

PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告

PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告

PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告一、预习报告实验名称:压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟实验目的:1、熟悉PCTRAN软件的使用;2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象;3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。

实验仪器设备:电脑、仿真软件实验内容:1、启动电脑,打开PCTRAN仿真软件,熟悉操作界面和方法。

2、加载运行工况,然后加载事故工况。

3、在事故工况稳定之后,导出事故流程记录,并对事故中产生响应的参数进行图表记录。

实验原理和背景材料:PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。

如堆芯熔化,安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。

从1985引入以来,PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。

从1996年起,PCTRAN被国际原子能机构(IAEA)选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。

相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。

在核电站模拟方面,提供了正常运行时的仪表和控制显示。

另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。

组合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。

PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。

模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。

它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。

它的图形用户界面使操作起来十分方便。

所有的图标,文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite 传递。

PCTRAN现有的模型:· GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment· GE ABWR and ESBWR· Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah) · Westinghouse AP1000 三门或海阳· Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400· B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR· ABB BWR’s (TVO)· Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92二、实验报告实验名称:压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟实验目的:1、熟悉PCTRAN软件的使用;2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象;3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。

AP1000非核蒸汽冲转试验过程中的主要问题分析及处理

AP1000非核蒸汽冲转试验过程中的主要问题分析及处理

AP1000罗吉江(山东核电有限公司,山东烟台,265116)摘要:文章对AP1000核电汽轮机特点、汽轮机非核蒸汽冲转的目的、意义进行了介绍;重点对汽轮机非核蒸汽冲转期间出现的问题进行了分析,并结合现场实际采取了相应措施,有效解决了问题;为后续AP1000及同类型的汽轮机非核蒸汽冲转提供借鉴。

关键词:AP1000汽轮机,非核蒸汽,冲转,分析,处理中图分类号:TM623文献标识码:A文章编号:1674-9987(2020)01-0073-05 Analysis and Treatment of Main Problems in AP1000Steam Turbine Intial Roll up Test with Non-nuclear SteamLUO Jijiang(Shandong Nuclear Power Co.,Ltd.,Yantai Shandong,265116)Abstract:This paper introduces the characteristics of AP1000nuclear power steam turbine,the purpose and significance of non-nuclear steam rushing of steam turbine.Emphasis is laid on the analysis of the problems occurred during the non-nuclear steam rush of steam turbines,and corresponding treatments are taken to solve the problems effectively in combination with the actual situation in the field.It provides a reference for the following AP1000and the same type of steam turbine non-nuclear steam rushing.Key words:AP1000,turbine,non-nuclear steam,rushing,analysis,treatment0引言汽轮机非核蒸汽冲转试验就是在核电站热态功能试验的NOT/NOP平台,利用反应堆一回路主冷却剂泵和稳压器底部电加热器运行所提供的能量使一回路系统升温、升压,在蒸汽发生器二次侧产生饱和蒸汽并冲转汽轮发电机组至额定转速的试验。

事故树分析法在AP1000

事故树分析法在AP1000

事故树分析法在AP1000摘要】“标准化设计、工厂化预制、模块化施工”的AP1000 核岛建设先进理念和创新方法使得起重吊装作业成为AP1000核岛建设的关键技术之一。

本文利用事故树分析方法对AP1000 某核岛大型模块的吊装作业可能发生的伤害事故进行分析,找出事故发生的基本原因及其组合。

据此从人、机、法、环、监五个方面提出避免事故发生的建议措施,以降低核岛大型模块吊装作业的事故发生率,为该类事故的预防和控制提供参考。

【关键词】事故树分析;AP1000;大型模块;起重吊装作业;对策措施AP1000(Advanced Passive PressurizedWater Reactor 非能动先进压水堆)是Advanced Passive PWR 的简称,1000 指的是其功率水平达百万千瓦级,该堆型是美国西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上延展设计开发的三代核电堆型。

AP1000 作为一种先进的非能动式压水堆核电技术,简化的非能动设计是其显著特点,其主要体现在电厂系统和安全系统的设备和部件方面进行的简化,这样极大提高了核电系统的安全性和核电建造的经济性。

AP1000核电建设的另一个重要特点是其现代化模块建造技术,大致分为结构模块和设备模块两类,这些模块经工厂预制、现场拼装后整体吊装,如此既提高了安装质量,同时大大缩短了核电建设周期,节约建造成本,更有利于核电标准化的建立。

相比AP600 堆型,AP1000 核电达到增容目的同时,实现了更安全、更简洁、更经济、更高效的核反应堆技术。

2007 年底我国与美国签订协议正式启动,西屋AP1000 核电技术成功转让并引进至我国,2009 年12 月浙江三门和山东海阳核电站作为AP1000 技术的两个依托项目各有两个机组相继开工,这也标志着AP1000技术方案开始进入施工阶段。

2009 年6 月29日,三门核电站一号机组核岛最大的结构模块CA20 模块成功吊装就位,开启了中国核电站工程模块化建造的新时代。

最新AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析--成都理工大学工程技术学院毕业论文

最新AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析--成都理工大学工程技术学院毕业论文

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析作者姓名:但小强专业名称:核工程与核技术指导教师:宋怡讲师成都理工大学工程技术学院学位论文诚信承诺书本人慎重承诺和声明:1.本人已认真学习《学位论文作假行为处理办法》(中华人民共和国教育部第34号令)、《成都理工大学工程技术学院学位论文作假行为处理实施细则(试行)》(成理工教发〔2013〕30号)文件并已知晓教育部、学院对论文作假行为处理的有关规定,知晓论文作假可能导致作假者被取消学位申请资格、注销学位证书、开除学籍甚至被追究法律责任等后果。

2.本人已认真学习《成都理工大学工程技术学院毕业设计指导手册》,已知晓学院对论文撰写的内容和格式要求。

3.本人所提交的学位论文(题目:),是在指导教师指导下独立完成,本人对该论文的真实性、原创性负责。

若论文按有关程序调查后被认定存在作假行为,本人自行承担相应的后果。

承诺人(学生签名):20 年月日注:学位论文指向我校申请学士学位所提交的本科学生毕业实习报告、毕业论文和毕业设计报告。

摘要随着化石燃料的消耗殆尽,核能发电应运而生。

蒸汽发生器是核电厂的关键设备之一,连通一回路和二回路,其是否发生故障,关系到核电厂是否能够安全的运行。

蒸汽发生器传热管很容易发生破裂,根据全世界核电厂的运行经验,蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂发生的概率最高的事故之一。

蒸汽发生器的传热管一旦发生破裂事故,将导致一回路的冷却剂流向二回路,从而造成一回路冷却剂丧失,同时可能造成反应堆堆芯损坏,对环境造成放射性污染,对人的健康造成巨大威胁。

对AP1000核电厂的蒸汽发生器传热管破裂事故进行分析,本文假设了四种工况,通过分析,证明了AP1000核电厂在发生蒸汽发生器传热管破裂事故的情况下,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,不需要操作员的干预就能依靠其非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。

关键词:蒸汽发生器事故分析非能动安全系统AbstractWith the depletion of fossil fuels, nuclear power emerge as the times require. The steam generator is one of the key equipment of nuclear power plant, with a loop and two loop, the fault occurred, whether related to nuclear power plant safe operation. The steam generator tube is prone to rupture, according to the operation experience of the world nuclear power plant, steam generator tube rupture accident of nuclear power plant is one of the highest probability of occurrence of the accident. The heat transfer of steam generator tube rupture accident occurred once, will lead to a two loop coolant flow loop, resulting in a loss of coolant, and may cause damage to the reactor core, causing radioactive pollution to the environment, poses a great threat to human health. The steam generator heat transfer on the AP1000 nuclear power tube rupture accident analysis, proved that the AP1000 nuclear power plant in the steam generator tube rupture accident case, even in the most unfavorable assumptions on the breakage of steam generator with, without operator intervention can rely on the passive safety system to terminate the crevasse flow before damage full steam generator.Keywords: Steam generator, Accident analysis, Passive safety system目录摘要 (I)Abstract (II)目录.......................................................................................................................... I II 前言. (1)1 AP1000蒸汽发生器和传热管 (3)1.1 AP1000核电厂 (3)1.2 蒸汽发生器 (3)1.3 蒸汽发生器传热管 (5)2 非能动安全系统 (6)2.1 非能动余热排出系统 (6)2.2非能动安全注射系统 (8)2.3 非能动安全壳冷却系统 (10)2.4 非能动主控制室应急可居留系统 (11)2.5 安全壳氢气控制系统 (11)3 AP1000传热管破裂事故 (12)4 总结 (21)致谢 (22)参考文献 (23)前言随着人们生活节奏的加快,经济的高速发展,科技发展日新月异,人们需要面临的问题也来了,化石燃料等不可再生能源在逐渐枯竭,人们迫切的需要寻找到一种清洁,高效,节能的能源。

AP1000自动降压系统误开启事故仿真分析

AP1000自动降压系统误开启事故仿真分析

AP1000自动降压系统误开启事故仿真分析王伟伟;苏光辉;田文喜;秋穗正【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2012(046)004【摘要】针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC.利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、燃料中心最高温度和最小偏离核态沸腾比(MDNBR)等主要系统参数的响应特性.分析结果表明,在稳压器低压停堆保护的作用下,燃料中心最高温度和MDNBR未超出规定限值,满足安全准则要求.并将计算结果与美国西屋公司AP1000分析软件LOFTRAN的计算结果进行对比,对比趋势符合良好,证明了RETAC建模和自动降压系统临界流模型计算的合理性.【总页数】6页(P410-415)【作者】王伟伟;苏光辉;田文喜;秋穗正【作者单位】西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049【正文语种】中文【中图分类】TL353【相关文献】1.三门核电厂稳压器安全阀误开启事故研究 [J], 陈杰;唐钢;邵舸;佟立丽2.CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析 [J], 李龙泽;王明军;田文喜;苏光辉;秋穗正3.AP1000自动降压系统在PRA中的作用 [J], 李肇华;仇永萍4.基于TRACE的大功率非能动核电厂自动泄压系统误启动事故计算 [J], 庄少欣; 孙微; 刘宇生; 靖剑平; 安婕铷5.AP1000核电厂自动泄压系统误启动事故计算 [J], 乔雪冬;安婕铷;贾斌;孙微;靖剑平;张春明因版权原因,仅展示原文概要,查看原文内容请购买。

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基于PCTRAN的AP1000核电厂卡轴事故的模拟与分析作者:王祺琦武祥来源:《价值工程》2014年第29期摘要: AP1000有其固有的安全性能,由于采用非能动安全系统,大大降低了发生人因错误的可能性。

文章简要介绍了美国西屋公司的核电站仿真软件PCTRAN/AP1000,针对我国将建造的先进非能动AP1000的第三代核电站验证其固有安全性.本文使用PCTRAN/AP1000软件对设计基准事故冷却剂泵卡轴(转子卡死)进行模拟仿真。

仿真结果表明,PCTRAN能够正确反映核电站的运行特性,在设计基准事故仿真方面尤有特色,验证了AP1000的固有的安全性。

Abstract: AP1000 has its inherent safety performance, and the application of the non kinetic energy security system greatly reduces the occurrence of human error probability. This paper simply introduces the nuclear power plant simulation software PCTRAN/AP1000 of American Westinghouse Electric Manufacturing Company and verifies the inherent safety of the third-generation nuclear power plant that will be built in China with advanced non kinetic AP1000. This article carries on the simulation on the design basis accident of coolant pump clamping shaft (rotor locked) applying the PCTRAN / AP1000 software. The simulation results show that PCTRAN can correctly reflect the operating characteristics of nuclear power plant and is especially distinctive in terms of design basis accident simulation. The inherent safety of AP1000 is verified in this paper.关键词: AP1000核电站;模拟仿真;卡轴事故;PCTRANKey words: AP1000 nuclear power plant;simulation;clamp shaft;PCTRAN中图分类号:TM623 文献标识码:A 文章编号:1006-4311(2014)29-0044-030 引言目前,我国的核电事业进入一个快速发展的阶段,需要广大技术人员了解、掌握相关的核电知识,特别是了解和掌握先进、安全、经济,具有市场前景的第三代核电技术。

美国西屋公司运用非能动核安全理念,开发成功的AP1000[1]核电技术就是其中之一。

在发展这些先进的核电技术的同时也要将安全问题放在首位,即使是很安全的系统也需要对系统出现的各种故障进行详细的了解。

由于核电的特殊性和大的放射性,我们不能直接去进行事故模拟。

这时我们就要用到西屋公司研发的PCTRAN[2]程序,这个程序是运行在个人电脑上的反应堆瞬态和事故模拟的软件程序,它能够在个人电脑上自动准备和实际运行。

设计基准事故是根据确定的设计准则,在设计中采取针对性措施的一组有代表性的事故,并且该类事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。

但事故若是发生也会对社会和环境造成影响,因此对事故进行深入分析是必要的,对于验证AP1000的固有安全性也有重要意义。

所以采用PCTRAN程序对AP1000设计基准事故[3]中主泵卡轴[4]典型事故为例进行模拟仿真,导出瞬态曲线以及瞬态报告,对这些事故进行分析,了解这些事故发生的过程和事故造成的影响。

1 PCtran/AP1000 模拟仿真软件简介1.1 概述 PCTRAN是运行在个人电脑上的反应堆瞬态和事故模拟软件程序。

自从该程序在1985年第一次发布,一直以来MST公司(Micro-Simulation Technology)不断提升RCTRAN 的性能并扩展其模拟能力,数量众多的版本和反应堆模型在全世界各地得到应用。

新一代的非能动核电站的建造周期最快只需要36个月。

因此,为这项先进的技术准备训练方案,对运营单位来说十分迫切。

AP1000有两个热管段和四个带冷却剂泵的冷管段。

堆芯满热功率为3400MW,热管段和冷管段的温度分别为310℃(610?埘)和 280.5℃(537?埘)。

这些状态在PCTRAN的稳态模拟中被精确地还原,有两个倒U型蒸汽发生器和干式安全壳系统,有3400MW热功率(1100MWE)。

PCTRAN/AP1000的右手边控制板面与传统的PCTRAN/PWR相同。

左侧有非能动应急堆芯冷却系统(PXS:Passive Core Cooling System)的控制面板。

上部是安全壳内换料水箱(IRWST:In Containment Refueling Water Storage Tank)。

非能动余热排出(PRHR:Passive Residual Heat Removal)换热器淹没在IRWST中。

稳压器顶部的三阶自动卸压系统(ADS:Automatic Depressurization System)用在发生小破口丧失冷却剂事故时释放水蒸汽到IRWST 中。

四级ADS与热管段相连并直接释放水蒸汽到安全壳大气中。

AP1000有固有的安全特性。

反应性系数在所有时段都为负,这能抑制在任何预期的功率提升事故中快的链式裂变反应。

与能动的高压安注不同,能动系统需要安全级的泵和应急交流供电,而非能动系统,包括堆芯补水箱(CMT:Core Makeup Tank),安注箱(ACC:Accumulator)和IRWST排水阀都是模化制造。

安全壳冷却运用安全壳设备喷淋和排水阀,与传统的安全壳内的喷淋不同,该喷淋应用在安全壳的钢衬外面。

膜态冷却推动环境大气中的自然空气从安全壳的顶部通风口进入,阀门颜色的转变和数字显示的流量指示非能动系统的活动状态。

操纵员通常不需要干预阀门的状况,除非是为了证实或者观察状态的演变。

1.2 主界面介绍每个不同版本的PCTRAN仿真软件的界面都是不同的,各种堆型有各自的特点以及各自的功能。

当然,各种堆型的主界面也是多有不同的。

下面我就关于AP1000的PCTRAN主界面进行介绍。

图1为PCTRAN/AP1000的主界面图示。

从图1可以很直观地看到AP1000主要的组成部分,它们分别是最中间的反应堆系统,上半部分主要部件是两个SG(Steam Generator)蒸汽发生器;蒸汽发生器底下各有两个冷却剂泵,这两个泵都连接在冷管段,在冷管段上方有一根管道,这根管道就是热管段;在反应堆系统左上端有一个椭圆形容器,这个容器是稳压器。

界面左右两侧以及中间的框体都是控制各个系统的控制面板,可以在这些面板上看到反应堆运行时各个数据的变化情况。

1.3 PCTRAN的20种设计基准事故①Loss of Coolant Accident(Hot leg)失水事故(热管)②Loss of Coolant Accident(Cold leg)失水事故(冷管)③Steam Line Break Inside Containment 安全壳内部蒸汽管道破裂④Steam Line Break Outside Containment 安全壳外部蒸汽管道破裂⑤Loss of Feedwater Accident 丧失给水事故⑥Main Steam Isolation Valve Closure 主蒸汽隔离阀关闭⑦Loss of Flow(Locked Rotor)冷却剂泵卡轴(转子卡死)⑧Anticipated Transient Without Scram 未预期瞬态紧急停堆⑨Turbine Trip 汽轮机事故停机⑩Steam Generator A Tube Rupture 蒸汽发生器a管道破裂{11}Steam Generator B Tube Rupture 蒸汽发生器b管道破裂{12}Rod Withdrawal/Insertion (+/-) % 弹棒/落棒事故(+/-)%{13}Reserved for future 为以后保留{14}Moderator Dilution 慢化剂稀释{15}Load Rejection 甩负荷{16}Containment Failure 安全壳失效{17}Fuel Failure at Power 燃料失效{18}Fuel Handling Accident in Containment 安全壳内换料误差{19}Fuel Handling Accident in Auxiliary Building 辅助厂房内换料失误{20}Letdown Line Break in Aux Bldg 辅助设备下泄管道破裂2 使用PCTRAN/AP1000对事故模拟仿真分析冷却剂泵卡轴(转子卡死)。

2.1 故障介绍选择故障参数,并设置故障,如图2。

说明:此时运行的是故障7即Loss of Flow(Locked Rotor);延迟时间是20秒,即:运行20秒后发生故障,可以看到冷却剂泵A的泵失效(如图3),斜坡时间(增加和减小的总时间或下降和上升变化的总时间)为60秒,即:斜坡时间为60秒,可以在瞬态曲线上看到明显的变化。

最后选中Active激活故障。

2.2 瞬态图像及分析 20秒时A环路的冷却剂泵卡轴停运,A环路流量下降很大在10秒内为7049-3147kg/s,因为AP1000有两个环路,每个环路有两个冷却剂泵,所以一个泵停运后,冷却剂的流量不会降到0,另外的泵会继续运转,并且加大冷却剂流量(如图4所示)为7049-7259kg/s,使得温度等值保持平衡状态。

蒸汽发生器A给水流量与蒸汽流量是成正比的,蒸汽流量由于传热减少而减少,那么给水流量也随之减少,从图5(1)所示的变化曲线以及瞬态参数可以知道,卡轴事故下蒸汽发生器A给水流量为973-849kg/s。

蒸汽发生器B给水流量与蒸汽流量是成正比的,蒸汽流量由于加大冷却剂流量使传热增大而加大,那么给水流量也随之增加,从图5(2)所示的变化曲线以及瞬态参数可以知道,卡轴事故下蒸汽发生器B给水流量为973-1097kg/s。

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