核电站主给水管道破裂事故的运行研究参考文本
压水堆核电站大破口失水事故分析
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核电站主蒸汽和主给水高能管道假想破口载荷分析及防甩击限制器优化设计
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
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）
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。
核电厂小破口事故分析
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）
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
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。
核电站蒸汽管道破口事故给水系统暂态模拟分析
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
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核电站主给水管道破裂事故的运行研究参考文本
In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each
Link To Achieve Risk Control And Planning
某某管理中心
XX年XX月
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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1 主给水管道破裂事故的定义
在大亚湾/ 岭澳核电站的最终安全分析报告中, 主给水
管道破裂事故定义为在给水管道中产生一个破口, 它大到无
法向蒸汽发生器补充足够的给水以维持蒸汽发生器内水的
装量的
事故。
最极端的情况是在给水管道最后一道逆止阀下
游双端剪切破裂。
这种情况发生的概率极低, 即极限事故。
由于机组安全运行所面对的问题和任务并不是仅仅在
出现极限事故时保证堆芯的完整,而是要针对各种不同的工
况, 采取不同的策略和方法, 最大限度地保证环境、堆芯、
机组乃至
一个设备的安全。
2 导致主给水管道破裂事故的原因：
蒸汽发生器主给水管道主要由主给水管道及其相关阀门、辅助给水管道及其相关阀门、蒸汽发生器排污管线及其相关阀门及主蒸汽管线及相关阀门组成。
主给水管道破裂事故主要由于主给水管线及辅助给水管线最后一个逆止阀下游管道破裂导致,另外, 蒸汽发生器排污管线安全壳隔离阀前的管线破裂由于其现象后果相似, 也属于主给水管道破裂事故。
岭澳核电站就曾经发生过蒸汽发生器排污管道疏水阀泄漏事件, 导致在满功率状态下人员多次进入反应堆厂房查漏和被迫停机停堆检修。
2009 年5 月某日岭澳核电站操纵员发现
安全壳地坑液位上涨较多, 通过分析判断, 怀疑是安全壳
内蒸汽发生器二回路侧存在漏点。
几日后查漏小组确
定是2 号蒸汽发生器上的( 蒸汽发生器排污系统) 阀门外漏或该阀门与
管线的焊接处有漏。
根据分析计算, 对安全最为不利失效模
式蒸汽发生器间发生断管。
在机组满功率情况下, 当反应堆厂
房内达到安注动作压力( 11 3 bar ) 时间为10 min, 而热停堆工况下, 则仅需要6 min 即可达到安注压力值。
另一方面, 在满功率条件下,若泄漏率达到100 L/ h, 则核岛冷冻水系统无法控制反应堆厂房内的热平衡, 温度将快速上升至临界值。
满功率与热停堆, 两种工况下所执行规程基本一致:
( 1) 当安全壳压力高出现后执行诊断规程进入没有安注投运时
的主回路不正常泄漏, 因计算出的一回路泄漏小于2t/
h, 因此直接进入过渡到热停堆目标。
( 2) 当安全壳压力达到11 3 bar（工程大气压）时触发安
注。
这时的要点是尽早控制安注防止稳压器灌满及一回路压力达到安全阀开启定值。
( 3) 安全壳压力高稳定后可通过喷淋降压尽快达到稳压器饱和( 前提是稳压器存在汽腔) 。
参数基本稳定后, 对蒸汽发生器的隔离要尽快进行。
隔离二号蒸汽发生器的时机, 根据计算在断裂后很快会触发安注, 因此很大可能在安全壳压力高稳定后隔离二号蒸汽发生器;最终岭澳核电站1 号机按计划开始降功率停机解列, 机组进入热停堆状态, 按照方案实施维修工作。
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