文献类型：期刊文章

作　　者：许以全[1] 苏云[1] 曹学武[1]

机构地区：[1]上海交通大学核科学与系统工程系,200030

出　　处：《核动力工程》

年　　份：2004

卷　　号：25

期　　号：3

起止页码：279-283

语　　种：中文

收录情况：BDHX、BDHX2000、CAS、CSCD、CSCD2011_2012、EI(收录号：2004398378311)、IC、JST、RCCSE、SCOPUS、ZGKJHX、核心刊

摘　　要：采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山-期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、二回路补给水、一回路卸压等,对该事故做了相应的严重事故管理。通过计算分析,对阻止SGTR导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。

关 键 词：秦山一期核电站  蒸汽发生器 传热管 破裂  严重事故管理  缓解措施  

分 类 号：TL364.4]