本文通過對(duì)我國自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)三代非能動(dòng)壓水堆(國和一號(hào))與國內(nèi)成熟運(yùn)行的核電機(jī)組(CPR1000)在無運(yùn)行人員干預(yù)和有運(yùn)行人員干預(yù)情況下的SGTR事故演變過程進(jìn)行對(duì)比,提出了二者在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)降溫降壓手段、蒸汽發(fā)生器狀態(tài)管理、主泵狀態(tài)、放射性后果、破損蒸汽發(fā)生器傳熱管(SG)降壓方式等方面的不同,以及二者放射性釋放可能性的差異。這種對(duì)比分析便于運(yùn)行人員在事故中采取更有針對(duì)性的干預(yù)措施,以使干預(yù)效果更加有效。

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【文章目錄】：
1 無操縱員干預(yù)的事故過程
    1.1 CPR1000的SGTR典型事故過程
    1.2 國和一號(hào)的SGTR典型事故過程
    1.3 事故發(fā)展的不同
2 運(yùn)行人員干預(yù)過程
    2.1 CPR1000的運(yùn)行人員干預(yù)過程
    2.2 國和一號(hào)運(yùn)行人員干預(yù)過程
        2.2.1 識(shí)別并隔離破損SG
        2.2.2 啟動(dòng)RCS冷卻
        2.2.3 RCS降壓并恢復(fù)水裝量
        2.2.4 終止CMT注射流量
        2.2.5 冷卻至冷停堆狀態(tài)
    2.3 干預(yù)手段的差異
        2.3.1 前期降溫手段
        2.3.2 降壓手段
        2.3.3 放射性后果
        2.3.4 主泵狀態(tài)差異
        2.3.5 SG狀態(tài)管理
        2.3.6 停止降壓的區(qū)別
3 結(jié)語



本文編號(hào)：3866854