核电站主给水管道破裂事故的运行研究参考文本

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本文从核电站高能管道破口类型及防护措施等基本要求出发，根据推导出的简化力学模型，给 出假想高能管道破口喷射力、喷射动能和特征长度的计算方法，按照核二级管道假想破口准则给出 VVP 系统假想破口位置，并在此基础上提出了一种适用于 VVP & ARE 系统 H 形和 U 形防甩击限制 器设计与校核的双线性优化计算方法。深入理解、准确掌握和灵活运用这一方法，对于突破国外技 术封锁、实现此类产品的国产化具有重要参考意义。
作为核电站二回路的重要组成部分，主蒸汽和主给水系统（简称 VVP & ARE）与蒸汽发生器直 接相连，分别承担着蒸汽输出和给水供应的功能。核反应堆安全壳内 VVP & ARE 管道（蒸汽发生器 二回路接管至安全壳贯穿件）均为承载高温高压流体的大口径高能管道，一旦发生破口，不仅会造 成主回路温度和压力异常波动，而且破口产生的动力学效应会对周围系统或部件产生不利影响，因 而设计上必须根据应力分布综合考虑系统布置情况来采取加设防甩击限制器等缓解措施。
（核电秦山联营有限公司，浙江 海盐 314300）
摘要：为有效应对核电站主蒸汽和主给水系统（简称 VVP & ARE）高能管道发生破口事故所产生的动力学效应，设 计上必须根据力学分析结果对高能管道假想破口进行事故后果分析并采取针对性措施。本文针对 VVP & ARE 高能管 道，根据优化力学模型给出了假想高能管道破口喷射力、喷射动能和特征长度的计算方法，按照 RCC-P 和 RCC-M 规范分析了 VVP 高能管道假想破口位置，给出了一种适用于 VVP & ARE 高能管道的 H 型和 U 型防甩击限制器设计 校核的双线性计算方法，可为实现此类产品的国产化提供重要参考。 关键词：双线性计算方法；防甩击限制器；高能管道假想破口；主蒸汽和主给水系统

反应堆核管道应力腐蚀破裂问题的研究引言：核能作为一种清洁、高效的能源形式，被广泛应用于各个领域。

然而，反应堆核管道应力腐蚀破裂问题一直以来都备受关注。

本文将对反应堆核管道应力腐蚀破裂问题进行研究。

一、核管道的应力腐蚀破裂机制核管道的应力腐蚀破裂是一种复杂的损伤形态，主要由应力、腐蚀介质和材料三个因素相互作用而引起。

应力是引起应力腐蚀破裂的根本因素，腐蚀介质是加速应力腐蚀破裂发展的条件，而材料的耐腐蚀性则是抵抗应力腐蚀破裂的关键。

1.1 应力核管道在工作状态下承受着巨大的内外应力。

应力源主要有热应力、机械应力和残余应力。

热应力是由温度梯度引起的，机械应力则来自于系统的操作和负载，残余应力是由制造过程中的热处理和冷却引起的变形过程。

1.2 腐蚀介质腐蚀介质是导致核管道应力腐蚀破裂的重要因素之一。

在核反应堆中，管道内的冷却剂通常是含有氧和氯等腐蚀性物质的水。

这些物质会对材料表面造成腐蚀破坏，加速应力腐蚀破裂的发展。

1.3 材料的耐腐蚀性核管道材料的选择十分关键，其耐腐蚀性直接决定了管道的使用寿命和安全性。

材料的抗腐蚀性能可以通过改变化学成分、晶体结构和纯度等因素来提高。

目前，钢材是核管道的主要选材，但其抗腐蚀能力仍需进一步提升。

二、应力腐蚀破裂的评估与预测方法为了及时发现和解决核管道应力腐蚀破裂问题，需要进行系统的评估和预测。

本节将介绍几种常用的方法。

2.1 金相分析金相分析是一种通过显微镜观察和分析材料的组织结构，了解材料的显微结构、晶粒大小和晶体形态等参数的方法。

通过分析金相结构，可以评估材料的质量和腐蚀状况，进而判断其是否存在应力腐蚀破裂的风险。

2.2 应力腐蚀开裂试验应力腐蚀开裂试验是一种通过模拟实际工作条件，施加一定应力和暴露于腐蚀介质中的实验方法。

通过观察和记录试样的应力腐蚀破裂情况，可以评估材料的应力腐蚀敏感性，并为实际应用提供依据。

2.3 数值模拟方法随着计算机技术的不断进步，数值模拟方法在应力腐蚀破裂的评估与预测中得到广泛应用。

xx电厂1.8高旁管道爆裂事故学习材料_图文（精）第一篇：xx电厂1.8高旁管道爆裂事故学习材料_图文(精) 内部资料注意保密二〇〇五年五月二十八日EHS 事故、事件学习资料 XX 发电厂高旁管道爆裂事故通报编号：2015-001 EHS 部火电办公室编写 2 XX 发电厂高旁管道爆裂事故通报一、机组概况XX 发电有限责任公司#X号机组为1000MW 超超临界燃煤发电机组。

锅炉为东方锅炉厂制造的DG3110/26.15-II2型单炉膛、一次中间再热、平衡通风、尾部双烟道结构、固态排渣、全钢构架、全悬吊结构露天布置超超临界本生滑压运行直流炉，汽轮机为哈尔滨汽轮机厂制造的CCLN1000-25/600/600型一次中间再热、单轴、四缸、四排汽、48级、八段抽汽结构的超超临界凝汽式汽轮机。

该机组四大管道由西北电力设计院设计，高旁阀选用德国HORA 阀，高旁相关管道的主要设计参数见下表：二、事件经过2015年1月8日，机组负荷1000MW，协调方式运行，煤量387t/h，给水流量3056t/h，主蒸汽压力25.75Mpa，主蒸汽温度604℃，高旁后温度437℃，高旁后压力4.73Mpa，再热蒸汽温度568℃。

电厂进行机组性能试验，运行应性能试验人员的口头要求，关闭高旁减温水调节阀、截止阀和手动门，以测试高旁阀泄漏量。

10:35高旁阀减温水系统阀门关闭完成，高旁阀后温度由352℃逐渐上涨至437℃保持稳定。

（测试完成后未开启高旁减温水阀门）。

12:45:38，该机组汽机厂房有异常声响，监盘发现B 汽泵小机因轴振大而跳闸，辅汽联箱压力、A 汽泵小机进汽压力快速下降。

12:46:10，锅炉给水流量低保护动作 3 引发MFT。

三、损失情况此次事件造成高旁阀后管道断裂脱落到8米平台；管道断裂脱落后巨大蒸汽流冲击力导致再热汽冷段管移位，支吊架脱落，高旁阀后疏水管、高旁减温水管、高旁区域消防水管等管道断裂，就地部分电气设备、热控设备、电缆、保温等遭到不同程度损坏。

3.3 小破口冷却剂丧失事故压水堆核电厂小破口失水事故( SBLOCA )是指由于反应堆冷却机系统管道或与之相通的部件出现小破口，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故。

3.3.1 环路自然循环维持阶段在此阶段，由于环路存在自然循环，堆芯的释能及时经蒸汽发生器排出，一回路压降较快，蒸汽发生器在此阶段起着重要热阱作用。

该阶段的压力容器水位下降主要由破口冷却剂欠热排放所致。

3.3.2 环路水封存在阶段在此阶段，由于环路自然循环终止及环路水封的出现，蒸汽发生器排热手受阻，堆芯衰变热主要靠蒸汽发生器传热管的蒸汽回流冷凝及堆内的冷却剂从破口排放出。

由于这两种方式排热率较低，不足以及时排去堆芯衰变热，因而堆芯冷却剂大量蒸发，蒸汽在上腔室积累迫使压力容器水位快速降低，进而引起堆芯裸露及包壳升温。

该阶段是事故的主要阶段，一回路处于准稳压状态，堆芯出现裸露，燃料包壳急剧升温。

该阶段中，蒸汽发生器二次侧热阱仍然起着重要作用，蒸汽发生器的回流冷凝在较大的程度上减轻了事故后果。

3.3.3 环路水封清除阶段在此阶段，由于环路水封清除，积累在上腔室的蒸汽可经环路从破口喷出，上腔室压力降低，压力再平衡迫使下降段中的冷却剂及高压安注水涌入堆芯，堆芯水位得到恢复，燃料包壳得到冷却，该阶段堆芯衰变热主要靠堆芯冷却剂蒸发并从破口的排放而带出。

由于蒸汽热排率高，堆芯衰变能及时从破口排出，一回路压力恢复。

由于冷却剂蒸发及破口排放仍然存在，冷却剂装量没有明显回升，堆芯再次裸露的可能性仍存在。

3.3.4 长期堆芯冷却阶段在此阶段，由于高压安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷却剂装量明显回升，堆芯水位也整体回升。

安注箱排空后，抵压安注系统将投入注水并切换成再循环工况，实现长期堆芯冷却。

供水管网爆管原因分析及对策研究论文2（精选5篇）第一篇：供水管网爆管原因分析及对策研究论文2供水管网爆管原因分析及防治对策研究刘胜祥广州市自来水公司天河供水管理所摘要从研究我国历年爆管事故统计数据入手，详细分析爆管事故原因，从而在管材的选用、施工质量的提高、接口工艺的改进、排气系统的完善、水锤作用的消除、温度应力的防止、给水管道压力的调整；运用给水管网监控和数据采集系统SCADA、理信息系统GIS等进行动态系统管理，建立事故快速反应及处理机制等方面提出了防止爆管的对策。

关键词爆管给水管网防治对策一、引言随着社会进步和发展，企业和居民对供水量需求也越来越大。

鉴于其运行正常与否，会直接影响供水的安全性和企业的社会效益和经济效益。

为此，保证给水管网安全、稳定运行是供水的根本任务。

而爆管会引起局部断水和降低水压、甚至造成停产，带来重大损失，对安全供水构成了极大的威胁，因此，有必要对爆管原因、机理进行深入研究，以便提出防治对策。

二、爆管事故的统计分析为弄清爆管原因，找到引起爆管的主导因素，以总结其规律性，我们对历年爆管事故进行了统计分析，总结出爆管日期、使用材质、接口形式、当时气温、水压情况、交通情况、埋设深度、使用年限、管道口径以及人为因素等方面对爆管的影响。

1、各种管材中，以铸铁管爆管频率最高，而预应力钢筋混凝土管、钢管则爆管频率较低。

在铸铁管中，以连续浇铸铸铁管爆管事故率最高，其次为直浇灰铸铁管、离心浇铸铸铁管，而球墨铸铁管发生爆管现象极少。

2、爆管多数发生在冬季低温期间，而且爆管与气温骤降、回暖密切相关，霜冻、雨雪过后，气温回升，爆管、断管现象大量发生，可能集中在几天内涌现。

各种形式接口的爆管频率，石棉水泥接口略高于膨胀水泥接口，而青铅接口最小。

3、材质是决定爆管的主要因素，管龄影响较小。

但是，同时也发现对于管龄较长的老管道，口径越小，爆管越频繁，无论管材如何均存在此现象，这主要是由于结垢严重所引起的，口径越小，结垢对通水能力降低影响越大，造成超压爆管。

发电厂主蒸汽管道爆裂事故有关情况的报告2006 年12 月12 日，山西神头第二发电厂发生一起主蒸汽管道爆裂事故，造成二人死亡、二人重伤、三人轻伤，部分设备损坏。

有关情况报告如下：一、事故简要经过2006 年12 月12 日9 时01 分，山西神头第二发电厂(以下简称神头二电厂)#1机组正常运行，负荷500MW，炉侧主汽压力16.48MPa，主汽温度543℃，机组投“AGC”运行，各项参数正常。

9 时02 分，#1 机组汽机房右侧主蒸汽管道突然爆裂，爆口处管道钢板飞出，在主蒸汽管道上形成面积约为420mm(管道纵向)×560mm(管道环向)的爆口，高温高压蒸汽喷出，弥漫整个汽轮机房，造成人员伤亡和设备损坏。

事故共造成7 名人员伤亡，其中2 人事故当天死亡，另外2 人重伤、3 人轻伤。

伤亡人员均为负责汽机车间清扫卫生的朔州涞源电力安装检修公司(外委)工作人员。

截至目前，2 名重伤人员的各项生理指标正常，已无生命危险，3 名轻伤人员已停止用药，饮食起居恢复正常。

发生事故的主蒸汽管道设计为φ420mm×40mm，材质为捷克标准17134，相当于我国钢号1Crl2WmoV，设计额定运行压力为17.2MPa，温度为540±5℃。

1号机组成套设备从原捷克斯洛伐克进口，于1992 年7 月16 日移交生产。

二、事故损失和恢复生产情况除人员伤亡外，本次事故还造成≠}1 机组主汽系统部分管道、热工控制系统部分元器件、化学采样间部分设备、厂房部分墙体和门窗损坏。

直接经济损失(包括伤亡人员赔偿、治疗费用)约309.38 万元。

在深入进行事故调查分析的同时，山西省电力公司调集各方力量，迅速开展事故抢修和恢复生产工作。

12 月l8 日和22～23 日，省公司召集所属有关单位和部门，并邀请西安热工院、苏州热工院等单位专家参加，召开了两次事故抢修专项会议，确定管道更换范围和施工方案，明确各单位分工，排定工期经全力抢修：神头二电厂#l 机组已于2007 年1 月14 日恢复运行，并网发电。

Ｐｉ ｐ ｅ Ｕｎ ｄ ｅ ｒ Ｂｒ ｅ ａ ｋ Ｌｏｓ ｓ ｏ ｆ Ｃｏ ｏ ｌ ａ ｎ ｔ Ｆａ ｉ ｌ ｕｒ ｅ
王 升龙 ， 薛佩 东 ， 王 颖 ， 裴 育峰 。 ， 刘启 军 ．
（ １ ． 东北 电力大 学 ， 吉林 吉林 １ ３ ２ ０ １ ２ ； ２ ． 东北 电力设 计 院 ， 长春 １ ３ ０ ０ ２ １ ）
１ ５ Ｓ内开 度从 ７ ５ 到 １ ０ ０ ， 其 余 ３路 调 节 阀 开度
保 持不变 。 ｄ ．反 应 堆 停 堆 １ ８ Ｓ 内， 安 全 壳 的 压 力 从
０ ． １ ０ ０ ＭＰ ａ 升高至 ０ ． １ ０ ５ ＭＰ ａ ， 此 时相 应 管 路 对 应
则 为 Ⅱ类 事故 ； 如 果破 口尺 寸 大于 二 回路 上一 个 阀 门全部 打 开 的释 放量 ， 而 且 系统 不 能 自动 将蒸 汽 管 道 隔离 ， 造 成 严重 后 果 ， 是 Ⅲ类 事 故 ； 比上 面 更严 重
核 电站 常 规 岛 给 水 系统 的稳 定 性 是 至 关 重 要 的， 其 设计对 电厂 运行 的安全 性 、 稳 定性 和经济 性有
着重要 影 响 。 给水 系统 的暂态 直接 影响核 岛运 行 ， 在
１ ． １ 蒸 汽 管道破 口后给 水流量 变化 工况描 述 ａ ． 稳 态 运 行工 况 下 ， 把给 水 泵 的流 量特 性 曲线 输 入 到程序 中 ， 根据 数学模 型模 拟泵 的运行 曲线 。
核 电站蒸 汽 管 道破 口事 故 给水 系统 暂 态模 拟 分 析
Ｗ ａ ｔ ｅ ｒ Ｆｅ ｅ ｄ ｉ ｎｇ Ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ Ｔｒ ａ ｎ ｓ ｉ ｅ ｎ ｔ Ａｎ ａ ｌ ｙｓ ｉ ｓ ｏ ｆ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐｏ ｗｅ ｒ Ｓｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｓｔ ｅ ａ ｍ

4.7给水管道破裂事故
给水管道破裂导致至少有一个蒸汽发生器排空的主 给水管道破裂，均可称为“给水管道破裂”。它属4类 事故。 蒸发器给水管道上逆止阀下游管道破裂才会导致蒸 发器排空，逆止阀上游破口仅会丧失给水流量而不 会发生蒸发器排空。 机械应力或热应力引起破裂可能造成给水管道破裂 事故。在管道设计中对内部飞射物采取了措施，装 备了防地震和防冲击装置，两条或三条管道同时破 裂的概率很低。
4.7给水管Байду номын сангаас破裂事故
给水管道断裂事故后果有： （1）二回路给水的丧失引起一回路冷却性能恶 化，导致一回路出现整体沸腾。 （2）稳压器安全阀开启引起一回路水流失，使 得堆芯裸露，有包壳破裂的危险。 （3）从破口流出的流体(汽水)引起安全壳内温 度和压力上升。
干预及后果：
通过蒸发器的压力判断，识别事故的蒸发器。 隔离事故蒸发器，使辅助给水供给完好得蒸发器。利 用完好蒸发器为一回路冷却降温。

核电厂主给水调节阀典型失效案例研究分析发布时间：2023-02-22T03:19:14.406Z 来源：《科技新时代》2022年第10月19期作者：劳德明[导读] 主给水流量调节阀在核电厂中主要是给蒸汽发生器供应给水并调节给水流量以将蒸汽发生器二次侧的水位维持在一个随汽轮机负荷变化所预定的基准值上。

劳德明福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：主给水流量调节阀在核电厂中主要是给蒸汽发生器供应给水并调节给水流量以将蒸汽发生器二次侧的水位维持在一个随汽轮机负荷变化所预定的基准值上。

本文简述了核电厂主给水调节阀的工作原理、运行中所发生的异常问题，对某些典型的问题进行了分析并给出解决方案。

对其他同类核电厂主给水调节阀的运行具有指导意义。

关键字：主给水流量调节阀；运行风险；失效案例主给水流量调节阀的主要功能是向蒸汽发生器供应给水并且调节给水流量以将蒸汽发生器二次侧的水位维持在一个随汽轮机负荷变化所预定的基准值上。

供水来自凝结水抽取系统的凝汽器，通过给水除氧器系统的水箱，在低压加热器和高压加热器内加热，依靠主给水泵供水（三台电动泵）。

作为停机停堆密切相关的SPV设备，主给水流量调节阀的可靠性对机组的安全稳定运行有重大的影响。

本文将从主给水调节阀典型的失效案例对其进行深入分析探讨，研究其对机组稳定运行的影响。

1．主给水调节阀简述主给水调节阀属于SPV设备，进气开阀门，阀门失气关闭，阀门设置有两个快关电磁阀，任意一个电磁阀失电时阀门保护关闭。

主给水调节阀以压缩空气为动力源。

正常运行时，电气转换器接收4—20mA的电流信号指令并转换成压力控制信号送至定位器。

当接收电流增大（即需要阀门开大）时定位器输出背压增大，经电磁阀进入流量放大器，压迫流量放大器膜片使流量放大器阀塞向下移动，此时压缩空气经过流量放大器、快速释放阀后进入气动执行机构，克服弹簧力作用推动气动头隔膜，使阀杆带动阀芯向上运动，阀门开大。

当电气转换器接收电流信号减小（即需要阀门关小时），电气转换器输出气压降低，定位器通过调整喷嘴和挡板间的距离减小输出气压，输出气压经过电磁阀作为流量放大器的信号气压，信号气压降低后，放大器的膜片组合向上移动，EF段输出压力将会通过放大器阀芯上方空隙向排气环排气，阀门下腔室的气压通过快速释放阀排出，弹簧力作用下使阀门关闭。

核电站循环水管道裂缝控制的研究与实践摘要：核能作为一种技术上成熟、经济和清洁的新能源，对于满足中国电力需求、优化能源结构、减少环境污染、促进经济能源可持续发展具有重要战略意义，但是只有在确保安全的基础上才能高效、发展和利用核能。

在核电建设中结构安全是核电安全重要组成部分，其中，砼结构安全是实现核电安全的重要基础。

以山东海阳核电站一期循环水管道施工为例，介绍在施工中，如何对管道施工各个环节中进一步加强砼结构质量的控制，防止砼结构有害裂缝的出现。

关键词：核电建设；裂缝；控制措施；山东海阳核电站一期循环水管道为外方内圆现浇钢筋砼结构，此结构本身存在着厚薄不均、变截面处易容易造成应力集中最薄处易产生径向拉裂，砼管道侧壁出现不同程度裂缝这一客观因素，如何避免有害裂缝对工程造成的危害是施工的最终目的，为进一步有效控制和预防此类裂缝在循环水管道结构施工中的出现，后期针对上述问题从多方采取了有效措施进行控制，很好的解决了这一问题。

同时为防止在以后类似砼工程结构施工中出现有害裂缝，在此工程采取的措施基础上进一步探讨其他相关裂缝防控措施。

一工程概况海阳核电一期循环水管道为外方内圆的现浇钢筋砼结构，采取跳仓法施工，取水管工作压力为0.14MPa，运行时管内流体为海水。

内圆直径3.8 米，管壁厚最薄处600mm，采用C40 防水砼，抗渗标号W12，抗冻标号F300，标准段长25 米，相邻段之间设伸缩缝，缝宽为20mm，伸缩缝处设橡胶止水带，用密封油对变伸缩缝处进行封堵。

二裂缝控制措施砼结构在从配合比设计、施工、养护过程中，每阶段都存在影响结构产生有害裂缝因素，特别是施工和养护过程。

砼配合比的设计是否符合本工程特点、原材料优劣、浇筑方法、振捣密实程度、养护条件、结构配筋和其周围施工环境等对结构的质量会产生较大影响。

因此，在施工前、施工中和施工后必须创造有利条件，不仅要保证砼内在的质量，还要保证砼的施工和养护质量，从而避免有害裂缝的产生。

设备管理与维修2019№4（下）核电厂主给水系统中联管裂纹原因分析及处理徐建泉，姚志刚，李德知，龙斌，李游（阳江核电有限公司，广东阳江529941）摘要：针对某核电厂在大修期间发现主给水系统中联管产生裂纹的情况，对裂纹所在管道及支吊架进行应力分析及判定，确认产生裂纹的原因并给出处理方案。

关键词：裂纹；管道；应力中图分类号：TL38+7文献标识码：BDOI ：10.16621/ki.issn1001-0599.2019.04D.330引言主给水系统（APA ）作为核电站的重要系统，主要功能是向蒸汽发生器输送介质，主要设备包含前置泵和压力泵。

中联管位于前置泵和压力泵中间，用于从前置泵向压力泵输送介质。

当中联管产生裂纹时，直接导致主给水系统不可用，影响核电站的经济性。

某核电站在运行期间，发现中联管泄漏，隔离排空后检查发现中联管支架处有裂纹。

对某核电站主给水系统中联管产生裂纹的原因进行分析，从多方面寻找裂纹产生的原因。

1中联管裂纹概况中联管材料为20+Cr ，管道规格为椎559mm ×12.7mm ，裂纹产生位置位于中联管支架A09处。

A09功能为管道轴向限位支架，其结构为在管道上焊接4块挡块，挡块材料为Q235B ，尺寸为100mm ×12mm ×125mm ，挡块与两端支架各有0.5mm间隙（图1）。

当管道产生轴向位移时，挡块和支架接触，支架限制挡块进而防止管道产生轴向位移。

现场裂纹形貌如图2所示。

从图2中可以看出，挡块前方裂缝宽度较大，从挡块前方越过焊缝，经母材逐渐扩展至挡块两侧。

结合挡块的功能和裂纹的实际形态分布，可能是由于挡块承受较大轴向推力，使管道承受拉应力，管道在拉应力下产生裂缝。

下面主要分析拉应力对管道的影响。

2中联管产生裂纹原因分析针对拉应力对管道裂纹的影响，主要从设计、安装、运行3个方面对故障原因进行分析。

2.1设计从设计角度进行分析，造成挡块所在管道拉应力过大的原因可能有管道设计载荷不合理、挡块结构设计不合理导致应力集中。

ｔ ｅ ｔ ｅ ｔ ｓ ｒ ｔ ｇｉ ｓ ｒ ａ ｍ ｎ ｔａ ｅ ｅ
告 中 ， 给水 管 道 破 裂事 故 定 义 为在 给 水 管道 主
１ 主 给 水 管 道 破 裂 事 故 的定 义
在大 亚湾 ／ 澳 核 电站 的 最 终 安 全分 析 报 岭
中 产 生 一 个 破 口 ， 大 到 无 法 向 蒸 汽 发 生 器 补 它
事 故 。最极 端 的情况 是 在给水 管 道最后 一 道逆
第 ３ １卷 第 ３期
２１ Ｏ １年 ９月
核 科 学 与 Ｔ 程
Ｃｈｎ ｓ ｏ ｒ ａ ｆＮｕ ｌａ ｃｅ ｃ ｎ ｇｎ ｅ ｉｇ ｉ ｅ ｅＪ ｕ ｎ ｌｏ ｃｅ ｒＳ ｉｎ ｅａ ｄ Ｅｎ ｉ ｅ ｒｎ
Ｖ Ｏ１ ３ Ｎ Ｏ ３ ． ｌ ． Ｓｅ ｐ． ２ ｌ ０１
给 水 管 道 破 裂 事 故 的 定 义 开 始 ， 而 总结 导 致 主 给 水 管 道 破 裂 事 故 的 原 因 。详 细 分 析 了 给 水 管 道 在 安 进
全 壳 内 出现 小 破 口事 故 的演 变 过 程 ， 组 的 主要 风 险 或 后 果 ， 出 了运 行人 员对 其 进 行 诊 断 的 方 法 和 针 机 提 对 不 同泄 漏 程 度 的 处 理 策 略 。
ｓｒ ｔ ｇｅ ． ｔａ ｅ ｉｓ
Ｋ ｅ ｗｏ ｄ ｙ ｒ ｓ： ｍ ａｎ ｉ ｗ ａ ｅ ｓ ｐｌ ｐ ｐｅ ｉ ｔ ｒ ｕｐ ｙ ｉ ｌ ｎｅ； ｂｒ ｋｅ ａ ｃｄｅ ｓ ｒｓ ｏ ｃ ｎ ｅ ｕ ｎｃ ｓ； ｏ ｎ ｃ ｉ ｎｔ ； ｉｋｓ ｒ ｏ ｓ ｑ ｅ ｅ
充 足够 的给 水 以维持 蒸汽 发生 器 内水 的装量 的
收 稿 日期 ： ０ １ Ｏ ３ ２ １ 一 ５０ ；修 回 日期 ： ０ １Ｏ — １ ２ １ ５２ 作者简介 ： 郭

本文以福清核电厂 １号机组为例，针对位于主给水安全壳 贯穿件到离蒸汽发生器最近逆止阀 （ＡＲＥ０４０／０４１／０４２ＶＬ）之 间给水管道小破口，提供安注前进入 Ａ０（安注以后的事故诊断 规程）→Ａ２．２（反应堆安全壳内二回路管道破裂事故规程）前 的指导。 " 给水系统概述
主给水系统（ＡＲＥ）功能是向蒸汽发生器供应给水并且通 过给水流量调节站调节给水流量，以将蒸汽发生器水位维持在 随汽机负荷变化的整定值上。主给水流量控制系统主要由给 水母管和 ３个给水调节站及文丘里管和逆止阀组成。
每条 给 水 管 路 设 置 ２个 逆 止 阀，一 个 位 于 安 全 壳 外 （ＡＲＥ０３７／０３８／０３９ＶＬ），紧靠 安 全 壳，作 为 安 全 壳 外 给 水 止 回 隔离阀；另一个位于安全壳内 （ＡＲＥ０４０／０４１／０４２ＶＬ），在辅助 给水系统（ＡＳＧ）注入接口的上游且尽可能靠近蒸汽发生器，用 来防止给水入口上游管道破裂时蒸汽发生器内水的流失，同时 允许 ＡＳＧ运行。 # 故障影响 ２１ ＡＲＥ给蒸汽发生器供水时
配情况，并监视 ＡＰＡ泵运行，如蒸汽发生器实际进水小于蒸汽
流量导致水位下降或 ＡＰＡ泵超过额定流量等情况。③按正常
运行照规程以 ５０ＭＷ／ｍｉｎ后撤到热备用状态，降功率到停机。
④确认蒸汽发生器给水已经切换到 ＡＳＧ供水后，监视安全壳
温度及压力变化趋势，初步判断安全壳温度、压力变化趋势是
否减缓。⑤确定 ＡＲＥ给水管线破口位于主给水安全壳贯穿件
故 障 环 路 给 水 流 量 大 于 蒸 汽 流 量 （可 能 有 报 警 ＶＶＰ４０１ＫＡ—ＶＶＰ４０６ＫＡ），蒸汽 发 生 器 水 位 降 低；给 水 泵 出 力 上升，正常回路可能由于给水泵能力限制给水流量下降，低于 蒸汽流量，蒸汽发生器水位下降；反应堆厂房（Ｒ厂房）给水管

一、预案背景为确保电厂在供水管道破裂事件发生时，能够迅速、有序地开展应急处置工作，最大程度地减少事故损失，保障电厂的正常生产运行，特制定本预案。

二、组织机构及职责1. 成立电厂供水管道破裂应急指挥部，负责统一指挥、协调、调度和监督事故应急处置工作。

2. 应急指挥部下设以下小组：（1）现场指挥组：负责现场事故处置、人员疏散、警戒等工作。

（2）技术保障组：负责事故原因分析、抢修方案制定、设备维护等工作。

（3）物资保障组：负责应急物资的采购、调配和供应。

（4）信息联络组：负责事故信息的收集、整理、上报和发布。

（5）宣传报道组：负责事故宣传报道、舆论引导等工作。

三、应急处置程序1. 事故报告（1）发现供水管道破裂时，现场人员应立即向应急指挥部报告。

（2）应急指挥部接到报告后，立即启动应急预案，并向上级单位报告。

2. 事故处置（1）现场指挥组负责组织人员疏散，确保人员安全。

（2）技术保障组分析事故原因，制定抢修方案。

（3）物资保障组调配应急物资，确保抢修工作顺利进行。

（4）信息联络组收集事故信息，向上级单位报告，并及时发布相关信息。

3. 抢修工作（1）根据抢修方案，进行管道破裂修复、设备维护等工作。

（2）抢修过程中，确保人员安全，避免次生事故发生。

4. 恢复生产（1）抢修完成后，进行水质检测，确保水质合格。

（2）恢复正常供水，确保电厂生产运行。

四、后期处理1. 事故调查与分析（1）应急指挥部组织调查组对事故原因进行调查。

（2）分析事故原因，提出整改措施，防止类似事故再次发生。

2. 责任追究（1）根据事故调查结果，对相关责任人进行责任追究。

（2）对事故责任单位进行通报批评，督促整改。

五、预案演练1. 定期组织预案演练，提高应急处置能力。

2. 演练内容应包括事故报告、事故处置、抢修工作、恢复生产等环节。

六、附则1. 本预案自发布之日起实施。

2. 本预案由电厂应急指挥部负责解释。

注：本预案模板仅供参考，具体内容可根据电厂实际情况进行调整。

核电站事故(5篇)核电站事故(5篇)核电站事故范文第1篇【关键词】LOCA；等效直径；破口位置；进展阶段；水装量0 前言对于核电站来说，限制功率提高的因素不在于中子动力学方面，而在于传热学方面的限制，这种限制并不是说在满功率运行时热工设计的裕度不够，而是指各种设计基准事故验收准则的限制。

据统计，压水堆核电厂中有85%的最大功率受限于大LOCA事故后燃料包壳温度不超过1204℃这个限制条件，还有15%的最大功率受限于全部失流事故中DNBR必需大于某个值的限制，当然，大多数核电厂是受到两者的共同限制的。

因此，精确地分析LOCA事故，在保证核电厂有足够的平安裕度状况下，又可保证核电厂有良好的经济效益。

本文就大LOCA和中LOCA这两种比较典型的事故进行分析，并对影响这两种事故工况的影响因素加以分析，看看它们对LOCA事故后果的影响。

1 LOCA事故的分类及验收准则1.1 LOCA事故的分类：LOCA事故是依据一回路破口的等效直径大小来进行分类的，详细如下：微小破口：等效直径小于等于9.5mm的破口；小破口：等效直径在9.5--25mm 之间的破口；中破口：等效直径在2.5--25cm之间的破口；大破口：等效直径在25cm以上的破口。

1.2 LOCA事故的验收准则：（1）事故后包壳温度峰值不超过1204℃；（2）事故后包壳总氧化率不超过总厚度的17%；（3）事故后包壳与水反应产生的氢量不超过假想产氢量的1%；（4）事故后堆芯维持可冷却的外形；（5）RIS系统正常运行后应能保证堆芯的长期冷却（特殊是对一些半衰期较长的核素），并保证堆芯的温度不超过限值。

（1）、（2）准则的目的是为了防止事故后包壳脆化和熔化，从而保证第一道平安屏障的完整性；（3）准则的目的是防止平安壳内氢含量达到爆炸浓度，从而保证第三道平安屏障的完整性；（4）、（5）准则是为了保证RIS投运后含硼水能重新沉没并冷却堆芯，保证有足够的长期的堆芯冷却力量。

电站水管破裂应急预案电站水管破裂应急预案1. 引言电站是供应电力的重要设施，其正常运行对于社会的稳定和经济的发展至关重要。

然而，由于多种因素，如老化、物理损伤或操作错误，电站的水管可能会发生破裂事故。

电站水管破裂事故如果不得到及时有效的应急处置，将会导致严重的人员伤亡和财产损失。

为了预防和减少电站水管破裂事故的发生，我们制定了本应急预案。

2. 应急组织和责任人为了有效应对电站水管破裂事故，我们建立了应急组织，并明确了责任人。

- 应急组织- 总指挥部：由电站管理层主要负责人组成。

- 应急指挥部：由总指挥部下设，负责指挥协调应急工作。

- 应急小组：由不同职能部门的代表组成，负责具体应急任务。

- 责任人- 总指挥：电站管理层主要负责人。

- 协调员：应急指挥部主要负责人。

- 技术负责人：技术部门的代表。

- 管理负责人：管理部门的代表。

- 安全负责人：安全部门的代表。

- 沟通协调负责人：负责与外部相关部门进行信息沟通和协调。

3. 应急准备工作在电站水管破裂事故发生之前，我们将进行一系列的应急准备工作，以提高应急响应的效率和准确性。

3.1 建立应急预案：制定并定期更新电站水管破裂应急预案，包括组织架构、应急流程、责任分工等内容。

3.2 培训演练：定期对相关人员进行应急演练，包括应急响应流程和操作规程的培训，以及模拟应急情景的演练。

3.3 设备维护管理：定期检查和维护电站的设备和水管，确保其处于良好的工作状态，减少意外事故发生的概率。

3.4 安全意识培养：定期开展安全意识培训，提高员工对于电站安全的重视和自我保护意识。

4. 应急响应措施一旦发生电站水管破裂事故，我们将迅速启动应急响应措施，以保障人员安全和减少财产损失。

4.1 警报触发：一旦发现水管破裂事故，立即触发警报系统，提醒全员注意事故发生。

4.2 紧急停机：安全负责人迅速下达紧急停机指令，切断电站的供电，确保电站停电。

4.3 人员疏散：沟通协调负责人通知所有员工立即停止操作，并进行有序疏散，确保人员的安全。