本文对蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)进行了分类描述,分析了有,无操纵员干预的事故瞬态及后果差异.在此基础上,通过比较三种蒸汽发生器热管破裂监测方法的优缺点得到以下结论:主蒸汽管道辐射监测法响应速度快,可监测泄漏量大于化容系统补给能力的SGTR事故;蒸汽发生器排污辐射监测法,凝汽器与除氧器排出流取样监测法灵敏...
核电站蒸汽发生器传热管破裂作为核电站可能发生的典型事故,在发生之后如果处理不当,有可能导致放射性外泄的风险。因此,了解核电站蒸汽发生器传热管破裂的事故原理,并熟悉其处理手段便显得尤为重要,着重介绍了蒸汽发生器传热管事故的原理、处理方法和事故当中的应急响应。 关键词核电站;蒸汽发生器传热管;SOP规程;应急响应...
PWR核电站应力腐蚀破裂主管道蒸汽发生器传热管循环载荷试验原子能科学慢应变速率试验SSRT表面喷丸处理用慢应变速率试验(SSRT)和恒载荷试验(CLT)以及低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有...
传热管PWR核电站IGSCC蒸汽发生器应力腐蚀破裂敏感指数喷丸应变速率用慢应变速率试验(SSRT)和恒载荷试验(CLT)以及低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级(NG)主管道焊接热影响区(...
PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究压水型堆,蒸汽发生器,应力腐蚀开型张伟国,高凤琴VIP原子能科学技术
用慢应变速率试验(SSRT)和恒载荷试验(CLT)以及低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据.研究的材料有核等级(NG)主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incolov-800,...