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摘要冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故。
对于压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA（Loss of Coolant Accident），冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位。
压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。
根据破口大小及物理现象的不同，失水事故通常可分为大破口LBLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽发生器传热管破裂SGTR等几类来分析。
本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。
关键词：压水堆；大破口失水事故；小破口失水事故； PCTRAN；定性分析ABSTRACTLoss of coolant accident arises as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, whose abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cause many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible consequences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size.According to the differences of breach size and physics phenomenon, the loss of water accident is usually divided into LBLOCA, SBLOCA, VSB, SGTR and so on.The article analyses the double ends shear crack、large break loss of coolant accident、the small break loss of water accident、the same and different points between LBLOCA and SBLOCA qualitatively, as well as the hot leg and cold leg analysis by PCTRAN.Keywords:Pressurized water reactor; the large loss of coolant accident; the small loss of coolant accident; PCTRAN; the qualitative analysis核反应堆安全分析（论文）绪论目录1 绪论 (1)1.1本论文的背景和意义 (1)1.2冷却剂丧失事故概述 (2)1.3设计任务 (2)1.4方案选择 (2)2 PCTRAN 工具介绍 (3)2.1PCTRAN简介 (3)2.2PCTRAN特点 (3)3 方案及总体设计 (5)3.1冷却剂丧失事故的原因以及分类 (5)3.2失水事故的极限——设计基准事故 (5)3.3临界流 (5)3.4大破口失水事故.................................................................... 错误！未定义书签。
复习提纲一、填空：123、我国国家核安全局于每运行堆年低于每运行堆年低于4、列举安全设计的基本原则：单一故障准则、多样性、独立性、故障安全原则、定期试验、维护、检查的措施、固有安全性。
5、固有安全性是指：反应堆利用其自身的自然安全性和非能动的安全性来控制反应即：直接喷淋和再循环喷淋，其分别从换料水是指反应堆倍增因子或反应性变化时，14二、名词解释（共6题，每题3分，共18分）1、设计基准事故答：核电站按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。
2、严重事故答：严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。
3、三大安全功能答：有效控制反应性control、堆芯有效冷却cool、包容放射性物质contain。
4、堆芯时间常数答：表征堆内燃料组件向冷却剂传热快慢的一种度量。
5、主回路时间常数答：表征热量从主回路传递到二回路所需时间的一种度量。
6、30分钟不干预原则答：即在事故发生最初30分钟内，操纵员不干预电厂的运行。
这主要是针对核电厂的设计而言，实际运行过程中，鼓励操纵员采取积极的干预措施。
7、汽腔小破口事故答：就是指发生在稳压器汽空间的小破口事故，如卸压阀、安全阀突然故障打开并保持在打开的位置。
8、堆芯重新定位机理答：燃料棒的液化和再固化；先前固化的燃料芯基体硬壳上及上部堆芯的坍塌形成碎片床；堆芯熔化物跌入下腔室。
1、我国对核电站规定了哪三个安全目标？具体内容是什么？答：P2一个总目标两个辅助目标。
总目标：有效的防护措施、放射性危害辐射防护目标：正常运行时；事故工况下技术安全目标：预防事故的发生；DBA确保其放射性后果小；BDBA发生频率非常低。
2、维持一回路自然循环对压水堆核电站的运行有什么作用？建立自然循环流动必须具备的条件是什么？答：当电站发生失流事故时，失去强迫循环，这时维持自然循环对堆芯的衰变热导出具有重要意义。
海底管道混凝土配重层断裂原因分析及整改措施篇一：水泥混凝土路面断板的分类及原因分析水泥混凝土路面断板的分类及原因分析【摘要】90年代以来，根据我国的资源条件和公路事业发展需要，对发展水泥路面采取了“因地制宜，积极稳妥，确保质量，加快发展”的16字方针。
我县水泥路主要集中在县道202鹿梁线6.78km，县道302师顺线12.301km以及丰县城区中央大道5.12km，总计24.201km。
在水泥混凝土路面修建技术不断提高的同时，也出现了一些开裂、断板、沉陷、错台等病害，给养护、修复带来了极大的困难。
尤其是断板病害已经成为公路工程的通病之一，必须引起重视。
【关键词】：水泥混凝土路面病害水泥混凝土路面断板分类由纵向、横向、斜向裂缝发展而产生的已完全折断成两块以上的水泥混凝土路面板称为断板。
其特征是裂缝贯通全厚和板面。
但斜向裂缝虽垂直通底，而其从角隅到断裂两端的距离等于或小于板边长度一半的称为板角断裂。
混凝土路面板浇筑完成后，未完全硬化和开放交通就出现的断板称为早期断板或施工断板。
混凝土路面开放交通后出现的断板称为使用期断板或后期断板。
断板的计量方法是不论一块板上有多少处断裂，均按一块板计算。
水泥混凝土路面的断板率是已完全折断成两块以上的水泥混凝土路面板的块数与路面板的总块数的比值，以百分数表示。
水泥混凝土路面断板按其损坏程度分为三类：轻微断裂：裂缝窄、裂缝处未剥落，缝宽小于3mm，一般为未贯通裂缝。
中等断裂：边缘有碎裂，裂缝宽度在3~10mm之间。
严重断裂：缝宽、边缘有碎裂并伴有错台出现，缝宽大于10mm，断角有松动。
按断板形式又可分为纵向断板和横向断板两类。
20XX年颁布的《公路工程质量检验评定标准》（JTGF80/1-20XX）规定：“混凝土路面混凝土板的断裂块数，高速公路和一级公路不得超过评定路段混凝土板总块数的0.2%，其他公路不得超过0.4%。
对于断裂板应采取适当措施予以处理。
”水泥混凝土路面断板原因分析篇二：在海底管道设计和施工检验中所遇问题探讨在海底管道设计和施工检验中所遇问题探讨何明（中国船级社广州分社）提要本文对我国东南沿海长距离输送海底管道设计和施工检验中所遇到的技术问题进行了分析和探讨SummaryThisaperanalysesanddiscussestheproblemmeetingininspectiontol ongdistancetransmittingsubseapipelinelocatedinsouth-eastchainseashoreduringdesignandinstallationphase关键词海底管道设计安装检验KeywordsSubseaPipelinedesigninstallationinspection上述海底管道系统全部由中国船级社完成第三方公证检验。
压力管道事故常见原因分析使用管理与维护保养规程1.材料失效：压力管道中的金属材料可能会遭受腐蚀、疲劳、裂纹等问题，导致管道的强度下降，最终引发事故。
2.设计缺陷：压力管道的设计不合理或者存在缺陷，比如管道连接处的焊接强度不足、支承结构不稳定等问题，可能导致管道破裂或者漏气。
3.过压和过热：管道内部超过设计压力或者温度范围运行，会导致管道的破裂或者爆炸。
4.错误操作：操作人员对于管道的操作不当，比如过度打开或者关闭阀门，或者频繁调节压力等，都可能引发管道事故。
5.外部因素：来自自然灾害、液体泄漏、管道周围地质条件恶劣等外部因素，都可能对管道的安全性产生影响，引发事故。
压力管道的使用管理与维护保养规程：1.定期检查：应定期对压力管道进行全面检查，包括外观检查、内部腐蚀及裂纹检测等。
对于发现的问题，及时进行维修或者更换。
2.维护保养计划：建立合理的维护保养计划，包括管道清洗、防腐涂料维修等工作。
定期对管道进行维护保养，确保其运行安全稳定。
3.操作规程：制定详细的操作规程，告知操作人员正确的操作方法和注意事项。
禁止操作人员未经培训或者未获得相关资质的情况下对管道进行操作。
4.管道标识：对于压力管道进行明确的标识，包括管道的名称、工作压力、流体介质等信息。
这有助于工作人员正确识别管道，从而减少操作错误。
5.应急处理：建立应急处理机制，制定相应的应急预案。
在发生压力管道事故时，及时采取措施进行紧急处理，减少或避免事故后果的扩大。
6.培训教育：对所有相关人员进行培训教育，包括操作人员、检查人员等。
提高相关人员的安全意识，减少操作人员错误的发生。
综上所述，压力管道事故常见原因包括材料失效、设计缺陷、过压和过热、错误操作以及外部因素等。
为了确保压力管道的安全运行，应建立完善的使用管理与维护保养规程，包括定期检查、维护保养计划、操作规程、管道标识、应急处理和培训教育等方面的措施。
只有综合考虑以上因素并采取相应的措施，才能有效预防和减少压力管道事故的发生，保障生产和人员的安全。
A P1000核电厂二回路主管道双端断裂流体喷射力计算分析刘军良;隋丹婷;邵杰;陆道纲;洪阳【摘要】A P1000是先进的第三代压水堆核电厂，为确保核电厂在事故工况下的安全性，需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。
本文采用REL A P5／M OD3.4软件对核电厂二回路突发主管道双端断裂的事故工况进行了数值模拟，计算得到断裂后管道破口处的喷放流量、压强、空泡份额及喷射力等物理参数的变化特性，并将计算结果与 ANSI 58.2简化计算方法的结果进行了比较分析。
结果表明， RELAP5／MOD3.4计算所得的喷射力小于简化计算方法所得结果。
本文分析结果为进行AP1000核电厂的破裂管道甩击防护提供了基础。
%AP1000 is the advanced third‐generation pressurized water reactor nuclear power plant (NPP) .To ensure the safety of NPP under accident condition ,it is neces‐sary to study the characteris tics of the main piping of the secondary loop w hen double‐ended break condition occurred . The RELAP5/MOD3.4 code was used to carry out numerical simulation of the NPP secondary loop under double‐ended break condition . The calculation results were obtained ,which included the spray flow rate ,pressure , voidfraction ,dynamic thrust force and other parameters of the piping breach ,as well as the changing characteristics of those parameters .The calculation results of RELAP5/MOD3 .4 were compared with the results calculated by ANSI 58.2 simplified algorithm . And it turns out that the dynamic thrust forces derived from the calculation resultsof RELAP5/MOD3.4 are smaller than those of ANSI 58.2 simplifiedalgorithm .The anal‐ysis of this paper lays out the basic foundation for piping w hip restraint design due to piping break for AP1000 NPP .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(000)002【总页数】7页(P297-303)【关键词】A P1000核电厂;二回路主管道;双端断裂;喷射力计算【作者】刘军良;隋丹婷;邵杰;陆道纲;洪阳【作者单位】国核电力规划设计研究院，北京 100095;华北电力大学核科学与工程学院，北京 102206;国核电力规划设计研究院，北京 100095;华北电力大学核科学与工程学院，北京 102206;华北电力大学核科学与工程学院，北京 102206【正文语种】中文【中图分类】TH3随着能源供应的日益紧张，核能作为目前公认的可替代常规化石能源的新型清洁能源在世界范围内得到广泛的发展［1］。
压水堆核电站大破口失水事故分析马胜超;银华强;何学东;李俊;孟颖超;杨星团;姜胜耀【摘要】压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容.本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险.计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升.通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1 204℃的限值.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)006【总页数】8页(P1036-1043)【关键词】压水堆;大破口失水事故;安全分析;RELAP5【作者】马胜超;银华强;何学东;李俊;孟颖超;杨星团;姜胜耀【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;中国核动力研究设计院核动力设计研究所,四川成都 610231;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084【正文语种】中文【中图分类】TL364.4失水事故(LOCA)是反应堆冷却剂系统压力边界破裂导致冷却剂流失，堆芯失去冷却的事故，严重威胁反应堆的安全。
某热电厂高压给水管道吊架拉杆断裂问题分析及解决【摘要】本文针对某热电厂高压给水管道吊架经常出现拉杆断裂现象，提高对吊架材料、管道设计等方面的分析，找出其断裂的主要原因，并制定了相应的解决措施，从而在最大程度上提高机组的工作效率。
【关键字】热电厂高压给水系统断裂管道支吊架管托结构的设计和形式选用是高压给水系统设计中的一个重要组成部分，管托除支撑管道重量外，特制的管托可平衡管系作用力，限制管道位移和吸收振动，在高压给水管道系统设计时，正确选择和布置结构合理的管托，能够改善管道的应力分布和对管架的作用力，确保管系统安全运行。
一、高压给水系统的特点目前我国一般是采用单元制来设计高压给水系统，其中每台的机组的给水系统都要设置2×50%容量的汽动给水泵和1×50%容量的电动调速给水泵，以确保其能够正常运行，而且在高压给水系统正常运行状态下，2×50%容量的汽动给水泵的运行是并联的，而50%容量电动调速给水泵主要作用就是启动和备用泵来使用，在设计过程中，一定要注意汽动给水泵组和电动给水泵组不能发生汽蚀问题，就需要将一个给水再循环管道设置在电动给水泵和汽动给水泵出口后止回阀前，然后再安装一个最小的流量阀门，并一级调节，给水量的就由小汽机转速来调节实现。
另外，采用快速电动三通大旁路保护系统对3台卧式高压加热器进行保护，从而能够确保只要其中任何一台卧式高压加热器出现问题切除时，这三台卧式高压加热器都能同时从系统中退出来，并且机组还能够带额定负荷。
二、高压给水管道吊架拉杆断裂问题分析经过多年对高压给水管道吊架拉杆断裂分析发现，其断裂部分主要发生在以下两个处：一是，根部的焊缝开裂；二是，吊杆处的断裂。
并且对大量的高压给水管道吊架拉杆断裂分析来看，基本上可以分为以下两种类型：第一种类型是支吊架实际能够承受的最大荷载在达到或者超过时，直接被拉断的现象就称为吊杆轴向静态拉伸断裂；第二种类型是支吊架吊杆在承受多次弯曲后，从而使吊架最薄弱处由于长时间受力而致使材料由于疲劳而出现的断裂就成为吊杆径向疲劳断裂。
