核电站假想SGTR事故中关于破口位置对事故后果影响的研究

张琨 ¹程章华 ¹曹学武¹

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作者信息

1. 上海交通大学机械与动力工程学院核科学与系统工程系,上海,200030
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摘要

采用SCADP/RELAP5/MOD3.1程序针对核电站建立电厂模型,通过模拟蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)中不同位置的破口,计算出对应的不同事故后果.然后,对这些不同的事故后果进行了对比,得出结论:可能造成最严重事故后果的是靠近U形管两端的破裂,其次是U形管顶部破裂,而U形管热、冷段中部破裂产生的事故后果较轻.同时,从温差、阻力、破口环境等方面简单分析了其不同的原因.

关键词

核电站/SGTR事故/破口位置/事故后果

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主办单位

中国核学会

会议名称

第九届全国反应堆热工流体会议

会议时间

2005-10-20

会议地点

西安

会议母体文献

第九届全国反应堆热工流体会议论文集

页码

154-160

出版时间

2005

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