高温气冷堆主蒸汽管道汽锤现象安全分析_吴厦成
制冷管道中的气锤现象

制冷管道中的气锤现象程有凯 常 琳(大连水产学院制冷教研室)摘 要 本文通过对冷库制冷系统管道的事故原因分析,并与水锤现象进行对比,说明了制冷系统回气管道中出现气锤现象的原因,并提出了解决气锤现象的方法。
关键词 制冷 气锤现象 制冷回气管THE G AS HAMMER PHEN OMEN ON IN REFRIGERATION PIPECHEN G Y oukai CHAN G LinABSTRACT The article analyses a accident in return gas pipe of refrigerating system.And it gives the reason of gas hammer phenomenon in contrasts with water hammer phenomenon.In the last it poses solving way.KE Y WOR DS refrigeration gas hammer phenomenon refrigeration return gas pipe1 引言大连某渔业公司冷库在进行改造后,增设了新的速冻间,速冻间采用搁架加顶排管式冻结,流程为串联式。
回气管道为Φ133mm ,距机房约为100m 左右。
工作时蒸发温度大约在-40℃~-50℃,制冷剂为氨,液泵供液,用两台或三台8AS J 17压缩机同时工作。
冷库投产后,在速冻结束停机以后,回气管道靠近低压循环桶处会发出“咚”、“咚”的几声爆响,爆响声断断续续逐渐减弱,一直能延续二十几分钟。
这种爆响声犹如建筑上用于打桩的气锤声,沉闷而又带有金属音。
该冷库的这种响声,使得在新速冻间投产后的两三个月中靠近机房处的回气管道发生两次断裂事故,断口整齐。
发生断裂后厂方认为是施工单位选材不当,而施工单位认为是管道发生共振引起的断裂,一直没有明确的解释。
应邀考察现场后,对于这种响声现象,我们认为应属于“气锤现象”。
制冷管道中的气锤现象

制冷管道中的气锤现象程有凯 常 琳(大连水产学院制冷教研室)摘 要 本文通过对冷库制冷系统管道的事故原因分析,并与水锤现象进行对比,说明了制冷系统回气管道中出现气锤现象的原因,并提出了解决气锤现象的方法。
关键词 制冷 气锤现象 制冷回气管THE G AS HAMMER PHEN OMEN ON IN REFRIGERATION PIPECHEN G Y oukai CHAN G LinABSTRACT The article analyses a accident in return gas pipe of refrigerating system.And it gives the reason of gas hammer phenomenon in contrasts with water hammer phenomenon.In the last it poses solving way.KE Y WOR DS refrigeration gas hammer phenomenon refrigeration return gas pipe1 引言大连某渔业公司冷库在进行改造后,增设了新的速冻间,速冻间采用搁架加顶排管式冻结,流程为串联式。
回气管道为Φ133mm ,距机房约为100m 左右。
工作时蒸发温度大约在-40℃~-50℃,制冷剂为氨,液泵供液,用两台或三台8AS J 17压缩机同时工作。
冷库投产后,在速冻结束停机以后,回气管道靠近低压循环桶处会发出“咚”、“咚”的几声爆响,爆响声断断续续逐渐减弱,一直能延续二十几分钟。
这种爆响声犹如建筑上用于打桩的气锤声,沉闷而又带有金属音。
该冷库的这种响声,使得在新速冻间投产后的两三个月中靠近机房处的回气管道发生两次断裂事故,断口整齐。
发生断裂后厂方认为是施工单位选材不当,而施工单位认为是管道发生共振引起的断裂,一直没有明确的解释。
应邀考察现场后,对于这种响声现象,我们认为应属于“气锤现象”。
常见蒸汽锅炉事故的分析及处理

常见蒸汽锅炉事故的分析及处理摘要:蒸汽锅炉具有工作压力大,介质温度高,运行工况复杂等特点,其事故种类呈现出多种多样形式,蒸汽锅炉事故主要有超压事故、缺水事故、满水事故、汽水共腾事故、爆管事故、过热器管和省煤器管爆破事故、空气预热器管损坏事故、水锤事故、受热面变形事故等几大类。
本文就常见的蒸汽锅炉超压、缺水、满水、汽水共腾事故的现象及原因作详细分析,并提出处理措施。
关键词:蒸汽锅炉;事故;处理措施一、锅炉超压事故在锅炉运行中,锅炉内的压力超过最高许可工作压力而危及安全运行的现象,称为超压事故。
这个最高许可压力可以是锅炉的设计压力也可以是锅炉经检验发现缺陷,使强度降低而定的允许工作压力。
总之,锅炉超压的危险性比较大,常常是锅炉爆炸事故的直接原因。
1.锅炉超压的现象⑴汽压急剧上升,超过许可工作压力。
⑵发出超压报警信号,超压联锁保护装置动作使锅炉停止送风、给煤和引风。
⑶蒸汽温度升高而蒸汽流量减少。
2. 锅炉超压的原因⑴用汽单位突然停止用汽,使汽压急骤升高。
⑵司炉人员没有监视压力表,当负荷降低时没有相应减弱燃烧。
⑶安全阀失灵,阀芯与阀座粘连,不能开启,安全阀入口处连接有盲板,安全阀排汽能力不足。
⑷压力表管堵塞、冻结,压力表超过校验期而失效,压力表损坏、指针指示压力不正确,没有反映锅炉真正压力。
⑸超压报警器失灵,超压联锁保护装置失效。
⑹经检验降压使用的锅炉,如果安全阀口径没做相应变化( 锅炉降压使用时,安全阀口径应增大), 使安全阀的排汽能力不足,汽压得不到控制而超压。
3.锅炉超压的处理⑴迅速减弱燃烧,手动开启安全阀或放气阀。
⑵加大给水,同时使汽包加强排污( 此时应注意保持锅炉正常水位), 以降低锅水温度,从而降低锅炉汽包压力。
⑶如安全阀失灵或全部压力表损坏,应紧急停炉,待安全阀和压力表都修好后再升压运行。
⑷锅炉发生超压而危及安全运行时,应采取降压措施,但严禁降压速度过快。
⑸锅炉严重超压消除后,要停炉对锅炉进行内、外部检验,要消除因超压造成的变形、渗漏等,并检修不合格的安全附件。
10MW高温气冷实验堆事故分析的结果与对策

第20卷第2期核科学与工程Vo1.20No.2 2000年6月Chinese Journal of Nuclear Science and Eng ineering Jun.2000 10M W高温气冷实验堆事故分析的结果与对策吴中旺,曲静原,刘原中,奚树人(清华大学核能技术设计研究院,北京100084)摘要:10M W高温气冷实验堆(HT R-10)的事故分析表明,在设计基准事故和严重事故条件下,HT R-10的堆芯燃料元件的最高温度和反应堆冷却剂系统的压力都低于规定的安全限值,燃料元件和冷却剂系统压力边界都能保持其完整性,不会造成裂变产物大量向外释放。
根据事故分析结果并参照国外高温气冷堆安全运行的管理实践经验,针对HT R-10所提出的一系列事故对策有效地保证了HT R-10在较高的安全水平上进行设计、建造、运行及管理等,能够确保HT R-10、人员、社会以及环境的安全。
关键词:高温气冷堆;核安全;事故分析;事故对策10M W高温气冷实验堆(H TR-10)是国家/8630计划能源领域2000年发展战略目标中的重大项目之一,是核能开发利用的一种先进堆型,要求在2000年建成并投入运行。
HTR-10不仅具有模块式高温气冷堆的固有安全特性,而且由于堆功率规模小以及设计上的改进,因此有更好的安全性能。
反应堆具有热惯性大及负温度系数的特点,其动态过程缓慢,在过热的情况下,借助于负反应性温度反馈能自动停堆。
反应堆的安全设计考虑了阻止放射性物质释放的多重屏障:燃料包覆颗粒、一回路压力边界及密封舱室。
两套独立的反应堆停堆系统和非能动的余热排除系统使得反应堆有良好的安全特性,在正常运行和事故工况下向环境释放的放射性物质的限值都低于国家标准的有关规定。
HTR-10的事故状态是指其事故工况和严重事故两类状态的统称。
事故分析的目的首先是论证HTR-10在各种事故工况下的安全性,具体的做法是对各种可能发生的事故进行分类、分析并作出安全评价,提出有效的防止事故的安全措施,用以改进设计和指导运行。
应急堆芯冷却系统水锤隐患的分析和防范

P T系统发生 L C H O A触发 E C系统进行安注时水锤不会产生。 C
保证管道内满水 , 不能有气体积聚。 1 设计合理管路布置系统和合适的管道支撑 .
动。
秦 山 三期 核 电站 E C系 统 的 主要 功 能 包括 :应 急 堆 C
芯注射功能 、H P T系统环路隔离以及蒸发器 的快速冷却 。 这些功 能的实现都是通过在 P T系统 发生失水事故时 , H
LC O A时 , 突然的高压水流产生非 常高的瞬态压 力 , 同时 由于管道 的弯 曲布置 、 管径 的变化 、 阀门的突然开关造成 管道 内流量 、 压力的变化. 产生水锤 : 二是是管道内积聚气 体, 或气体析 出形成气空 间, 这样在注射过程中, 由于气空 间较强 的可压缩性 ,注射过程中高压力将压缩气空间, 压 力变化形成体积变化 , 泡溃灭从而导致水锤现象发生 。 气
三 、E C系统 设计 上存 在 的水 锤 隐患 C
重 水堆 C N U机 组设 计 的 E C系 统 ,针对 E C系 A D C C 统 水 锤 产生 的 原理 .在 设 计上 使 用 P R N程 序对 发 生 水 TA
外设置了高压气箱 ,通过隔离阀与高压水箱相连 ,C E C系
统高压气箱的设计压力为 4 M a . P 左右 .而高压水箱的正 2
P T系统压力 、 H 温度等参数触发 E C系统 , C 重水 Nhomakorabea离阀 自
动 打 开 , 破 盘 破 裂 , 压 轻 水 快 速 补 入 P T系统 ,C 爆 高 H EC
10MW高温气冷实验堆事故分析的结果与对策

第20卷第2期核科学与工程Vo1.20No.2 2000年6月Chinese Journal of Nuclear Science and Eng ineering Jun.2000 10M W高温气冷实验堆事故分析的结果与对策吴中旺,曲静原,刘原中,奚树人(清华大学核能技术设计研究院,北京100084)摘要:10M W高温气冷实验堆(HT R-10)的事故分析表明,在设计基准事故和严重事故条件下,HT R-10的堆芯燃料元件的最高温度和反应堆冷却剂系统的压力都低于规定的安全限值,燃料元件和冷却剂系统压力边界都能保持其完整性,不会造成裂变产物大量向外释放。
根据事故分析结果并参照国外高温气冷堆安全运行的管理实践经验,针对HT R-10所提出的一系列事故对策有效地保证了HT R-10在较高的安全水平上进行设计、建造、运行及管理等,能够确保HT R-10、人员、社会以及环境的安全。
关键词:高温气冷堆;核安全;事故分析;事故对策10M W高温气冷实验堆(H TR-10)是国家/8630计划能源领域2000年发展战略目标中的重大项目之一,是核能开发利用的一种先进堆型,要求在2000年建成并投入运行。
HTR-10不仅具有模块式高温气冷堆的固有安全特性,而且由于堆功率规模小以及设计上的改进,因此有更好的安全性能。
反应堆具有热惯性大及负温度系数的特点,其动态过程缓慢,在过热的情况下,借助于负反应性温度反馈能自动停堆。
反应堆的安全设计考虑了阻止放射性物质释放的多重屏障:燃料包覆颗粒、一回路压力边界及密封舱室。
两套独立的反应堆停堆系统和非能动的余热排除系统使得反应堆有良好的安全特性,在正常运行和事故工况下向环境释放的放射性物质的限值都低于国家标准的有关规定。
HTR-10的事故状态是指其事故工况和严重事故两类状态的统称。
事故分析的目的首先是论证HTR-10在各种事故工况下的安全性,具体的做法是对各种可能发生的事故进行分类、分析并作出安全评价,提出有效的防止事故的安全措施,用以改进设计和指导运行。
火电厂高温高压汽水管道动应力分析及优化

火电厂高温高压汽水管道动应力分析及优化赵星海;翟松【摘要】为提高火电厂高温高压汽水管道的安全性,针对管道振动和动载荷引起的动应力进行理论研究,并对水击现象进行频谱分析,找出减小动应力的措施.以某电厂600 MW机组主蒸汽管道的汽锤现象为研究对象,通过建立有限元管道模型,对汽锤动载荷产生的动应力进行计算.结果表明,汽锤动载荷产生的动应力远远大于管道的静应力.通过积极治理管道振动现象,增设阻尼器来减弱动载荷的冲击作用,调整管系的固有频率来避开外界激振等措施,可实现减小动应力的目的.【期刊名称】《中国电力》【年(卷),期】2016(049)001【总页数】5页(P33-36,43)【关键词】火电厂;汽水管道;动应力;汽锤【作者】赵星海;翟松【作者单位】东北电力大学能源与动力工程学院,吉林吉林132012;东北电力大学能源与动力工程学院,吉林吉林132012【正文语种】中文【中图分类】TM621管道振动是电厂管道运行过程中的常见现象,管内流体的流动状态突变、脉动作用以及与管道直接相连的设备振动都会对管道产生激振力,特别是水击等动载荷会对管道产生相当大的激振力。
管道在激振力的作用下,可诱发管道强迫振动,产生动应力。
然而我国电力设计院在设计汽水管道时,采用的是汽水管道静应力分析方法[1],未考虑动应力对管道安全的影响,这样为管道的安全性埋下隐患。
本文针对汽锤现象引发动应力过高的问题,采用频谱法和数值模拟计算方法进行研究。
设管道系统是由N个节点组成的有自由度的质量系统,则其动力学方程为式中:[M]、[C]、[K]分别为管道系统的质量矩阵、阻尼矩阵和刚度矩阵;、、X分别为节点的加速度向量、速度向量和位移向量;F(t)为激振力向量。
管道系统的动力学方程是研究管道动力特性的基础。
管道动应力按其产生的机理可分为管道振动产生的动应力和动载荷产生的动应力。
管道振动产生的动应力会对管材造成严重的疲劳损伤,可使管道在使用过程中突然断裂。
一起蒸汽管道水击事件的破坏分析及预防措施

一起蒸汽管道水击事件的破坏分析及预防措施摘要:从一起蒸汽管道的水击事件,通过蒸汽管道产生水击的过程,分析蒸汽管道水击产生的原因,结合这次水击事件对责任进行分析,并对防治蒸汽管道水击提出预防措施。
关键词:蒸汽管道;水击;机械共振;预防措施引言:在压力管道中,由于液体流速的急剧改变,从而造成瞬时压力显著、反复、迅速变化的现象,称为水击,也称水锤。
对蒸汽管道中而言,水击多出现在刚开始送汽的暖管过程和长距离输送蒸汽不能及时将管道中产生的大量凝结水排除时。
蒸汽从电厂输出后,与管道中与冷空气、积水及管壁接触,蒸汽中的热量被吸收,使部分蒸汽成为凝结水,体积缩小,产生局部真空,而后方的蒸汽在自身的压力作用下对凝结水推动,高速冲向真空区域,使凝结水增大形成水堵,凝结水形成的水堵前后压差极大,造成瞬时压力显著、反复、迅速的变化,形成水击。
暖管的过程是一个缓慢持续升温过程,凝结水也在不断产生,水击也持续发生,使管道不断振动及发出“铛铛”的声响,这就使得在暖管过程中从蒸汽管道泄水阀时出现有时向管道内吸气,有时向外排气及排水的现象。
1、蒸汽管道事故的过程某热电厂新建一直埋蒸汽管道,管道采用螺旋焊管,全长约7.8km,其中Dn600管道约3km,其余为Dn500管道;建成后开始送汽,由于使用新建的热电厂只有一台锅炉,在初投入运行后,经常因各种原因停汽,进行多次送汽后的某次送汽暖管,因夜间停汽没有及时安排人员将管道中的凝结水排出,在隔了1天后的19:00左右开始再次送汽,根据暖管的方案要求,首先热电厂开启阀门后,将蒸汽压力设定在0.1Mpa稳压暖管,30分钟后无异常现象,再控制升温速度1小时内不超过50℃,升压速率不超过每小时0.2Mpa的要求进行。
同时安排管线人员分组打开沿线所有凝结水泄水阀,按管道走向先后顺序开始抽集水井内管道排出的凝结水,待开始见汽后关闭泄水阀,再向下一个凝结水集水井抽水。
根据原暖管方案开始送汽暖管4小时左右以后,管道末端没有出现凝结水,由于该管道敷设采用直埋形式,无法从表面判断,于是现场指挥调度热电厂不断加大蒸汽出口压力至1.0Mpa左右,希望用提高蒸汽压力推动凝结水提高暖管速度。
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S a f e t n a l s i so fH T G Rm a i ns t e a mp i eu n d e r s t e a mh a mm e r c o n d i t i o n s ya y p
( , , 1. S t a t eN u c l e a rE l e c t r i cP o w e rP l a n n i n e s i n& R e s e a r c hI n s t i t u t e b e i i n 1 0 0 0 9 5; gD g j g
2 汽锤现象模拟及其边界条件
态过程 , 随着时间 发 展 , 汽 锤 力 会 急 剧 下 降, 为了验 选取主蒸汽阀门关闭 0~2 0s时段进 行 计 算 . 在 这 的主蒸汽参数和流量不变 .
图 1 为常规岛主蒸汽系统 . 由于汽锤现象是瞬
证主蒸汽阀门突然 关 闭 时 汽 锤 力 对 核 岛 侧 的 影 响 , 段时间内 , 近似认为核岛功率不变 , 蒸汽发生器输出
对于长度为 L 的直管段 , 最大汽锤力 F 的简化 为:
力, 称为汽锤力 . 汽锤力对管系产生冲击 , 有可能造 为常规压水堆 , 因此 对 于 压 水 堆 核 电 厂 主 蒸 汽 管 道
M L D2 ( ) F = 2 ������ ������d π 1 p A λ 4 式中 , M 为最大 阀 门 流 通 面 积 关 闭 速 率 , A 为阀门 , 平均关闭速率 ( 阀门流通 面 积/阀 门 关 闭 时 间 ) λ为
主蒸汽阀门突 然 关 闭 时 , 大气释放阀入口压力
F i . 3 V a r பைடு நூலகம் a t i o n so f t h e t r a n s i e n t f l o wr a t ea n dp r e s s u r e g a t t h e e n t r a n c eo f t h eb a s s v a l v e y p
1 1 2 2 , , WU X i a c h e n Q I AN Q i u u L IX i a o w e i F UJ i a n g, y y g
: A b s t r a c t S u d d e nc l o s u r eo f t h em a i ns t e a mv a l v e i nn u c l e a rp o w e rp l a n tw i l l c a u s e s t e a mh a mm e r o c c u r r i n g , , i nt h em a i ns t e a mp i e l i n ew h i c hw i l l a f f e c t t h eu n i t s a f e t e r a t i o n . T os o l v e t h i sp r o b l e mt h eP I P E N E T p yo p
由图 2、 图 3 可 见, 随着主蒸汽阀门的突然关
F i . 2 V a r i a t i o n so f t h e t r a n s i e n t f l o wr a t ea n dp r e s s u r e g a t t h ee n t r a n c eo f t h er e l e a s ev a l v e
V o l ������ 4 4 N o ������ 1 2 D e c . 2 0 1 5
高温气冷堆主蒸汽管道汽锤现象安全分析
吴厦成1, 钱秋裕1, 李晓伟2, 傅激扬2
[ 摘 要 ]针对核电机组主蒸汽阀门突然关闭 导 致 主 蒸 汽 管 道 产 生 汽 锤 力 , 影 响 机 组 安 全 运 行 的 问 题, 采用 P 从 内 压、 汽锤力及 I P E N E T 软件模拟了高温气冷堆 主 蒸 汽 管 道 产 生 汽 锤 现 象 的 过 程 , 共振等方面分析了汽锤力对高温气冷堆主蒸汽管道安全性的影响 . 结果表明 , 汽锤现象发生 时, 管系应力不会超过许用应力 , 而 且 不 会 导 致 管 系 共 振, 高 温 气 冷 堆 主 蒸 汽 系 统 安 全, 对人 员、 环境和设备不会造成损坏 . [ 关 键 词 ]核电机组 ; 高温气冷堆 ; 主蒸汽管道 ; 阀门 ; 汽锤力 ; 安全分析 [ / D O I 编 号] 1 0. 3 9 6 9 . i s s n . 1 0 0 2 G 3 3 6 4. 2 0 1 5. 1 2. 1 2 6 j [ ( ) 中图分类号 ] 文献标识码 ] 文 章 编 号] T L 3 3 4 [ B [ 1 0 0 2 G 3 3 6 4 2 0 1 5 1 2 G 0 1 2 6 G 0 3 ( ) 国核电力规划设计研究院 , 北京 1 清华大学核能与新能源技术研究院 , 北京 1 1. 0 0 0 9 5; 2. 0 0 0 8 4
, 压力波波长 ( 波速乘以阀门关闭时间 ) d p 为压力增 加, D 为管道内径 . 在高温气冷堆管道出现汽锤现象时 , 阀门的关闭
汽锤现象的分析较多 . 压水堆核电厂主蒸汽的特点 是蒸汽流量大 、 参数低 , 而本文分析的高温气冷堆主 蒸汽参数更接近于 火 电 机 组 主 蒸 汽 参 数 , 流量小而
F i . 1 M a i ns t e a ms s t e mo f t h ec o n v e n t i o n a l i s l a n d g y
图 1 常规岛主蒸汽系统
3 模拟结果分析
及流 量 随 时 间 变 化 曲 线 见 图 2, 旁路阀入口压力及 流量随时间变化曲线见图 3.
网络出版时间:2015-12-24 09:46:43 第4 期 4卷 第1 2 热 力 发 电 网络出版地址: /kcms/detail/61.1111.TM.20151224.0946.046.html
2 0 1 5年1 2月 THE RMA LP OWE RG E N E R A T I ON
1 汽锤力的理论计算
水堆不同 , 有必要对其进行汽锤力安全性校核 . 公式
[ ] 5 G 7
生汽 ( 水) 锤现象 . 在 此 过 程 中 , 管系内的压力沿管 长分布发生瞬态变 化 , 将导致每段直管产生不平衡
1 G 2] .目前国际上运行的核电厂多数 成严重的危 害 [
管道中的阀门 突 然 关 闭 , 管内流动的介质会发
] 3 G 4 . 因此高 温 气 冷 堆 的 汽 锤 现 象 与 常 规 压 参数高 [
并非突然关闭过程 , 阀门的关闭时间与压力波在管系 ) 内的传播时间差距不大 . 公式( 对于汽锤力物理模 1
收稿日期 : 2 0 1 5 G 0 5 G 0 2 ) 基金项目 :高温堆机组在可预见事故情况下常规岛安全保障的研究 ( 2 0 1 0 Z X 0 6 9 0 6 G 0 0 5 , 作者简介 :吴厦成 ( 男, 工程师 , 主要从事核电厂常规岛机务设计工作 . 1 9 8 6—) : w E G m a i l u x i a c h e n @s n d r i . c o m g p
第1 2期
吴厦成 等 高温气冷堆主蒸汽管道汽锤现象安全分析
1 2 7
型的描述比较简单 , 实际上汽锤现象出现时 , 除关闭 主蒸汽阀门外 , 还需要开启旁路阀以及排放可能的安 全阀等 . 因此需要采用专用软件进行详细计算 . 并采用 T E R, A F T 等专业计 算 软 件 模 拟 汽 锤 现 象 , 专业应力计算软件校核管系对汽锤力的响应 . 本文 采用 P I P E N E T 软件的瞬态计算模块进行高温气冷 堆的汽锤力计算 . 工程设计中 通 常 采 用 P I P E N E T, F L OWMA S G
核岛蒸汽发生器接口边界条件设置为定流量入 口, 取核岛满功率正 常 运 行 工 况 蒸 汽 发 生 器 调 节 阀 出口流量 ; 汽轮机主 蒸 汽 阀 门 入 口 边 界 条 件 设 置 为 口边界条件设置为 定 压 力 出 口 , 压力取旁路阀后出 旁路阀开度决定 . 定压力出口 , 取核岛满功率正常运行工况 ; 旁路阀出 口压力 . 主蒸汽系统介质通过旁路阀旁排的流量由
图 3 旁路阀入口压力及流量随时间变化曲线
闭, 管系内压力急剧升高 , 直到压力超过大气释放阀 开启压力 . 随 着 1 管 0 8% 流 量 的 大 气 释 放 阀 开 启 , 力降低 , 大气释放阀关闭 . 系内的压力维持稳定 , 随着旁路阀的开启 , 系统内压 图 4 为蒸汽发生器出口附近不同管道所受汽锤
, , ) 2. I n s t i t u t eo fN u c l e a ra n dN e wE n e r e c h n o l o T s i n h u aU n i v e r s i t 1 0 0 0 8 4 g yT g y g y
s o f t w a r ew a s e m l o e d t os i m u l a t e t h e s t e a mh a mm e rp r o c e s s i nh i h t e m e r a t u r eg a s G c o o l e d r e a c t o r( HT G p y g p ) , G R . T h ee f f e c to f s t e a mh a mm e r f o r c eo nt h ep i es a f e t a s i n v e s t i a t e df r o mt h ea s e c to f i n n e rp r e s G p yw g p , , s u r e s t e a mh a mm e r f o r c ea n dr e s o n a n c e . T h er e s u l t ss h o wt h a t t h em a i ns t e a mp i eo fHT G Rh a sa d e G p , u a t es e c u r i t a r i n sw h e ns t e a mh a mm e ro c c u r ss ot h es t e a mh a mm e rw i l ln o tc a u s et h ep i e s ' r e s o G q ym g p n o t c a s u ed a m a e so nh u m a nb e i n sa n dt h ee n v i r o n m e n t a n dt h ee u i m e n t s . g g q p : , , , , K e o r d s n u c l e a rp o w e ru n i t HT G R, m a i nt e a mp i e l i n e v a l v e s t e a mh a mm e r f o r c e s a f e t n a l s i s p ya y yw , , , n a n c e . T h e r e f o r e w h e nt h es t e a mh a mm e ro c c u r s t h em a i ns t e a ms s t e mo f t h eHT G Ri ss a f e a n di tw i l l y