核工程与核技术毕业论文

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1、反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析本科毕业设计设计题目:反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析系别名称:能源与动力工程系年级专业:核工程与核技术班级:核本082班学生姓名:指导教师:鞠志萍完成日期:2012年5月4日-III-反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析密级:内部反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析TheAccidentofBreakinHotLegofReactorCoolantSystem系别名称:能源与动力工程系专业班级:核工程与核技术学生姓名:学号:指导教师:鞠志萍-III-反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析摘要对

2、核电站安全进行研究,了解其薄弱环节,并采取有效措施保证核安全,这具有非常重要的意义。而安全分析在核电站中更起着尤为重要的作用。对主回路冷却剂系统热管段大小破口失水事故现象的描述,研究了事故发生后对安全功能的需求及其实现方式,采用小事件树的方法进行事件序列的模型化。其次,采用故障树方法对安全功能的失效进行模型化,并在建树的过程中对系统做了一些相关的假设。最后,通过模型的定量化找出安全壳喷淋系统的功能失效是对堆芯损毁贡献最大的事件,降低此系统功能失效的发生概率是降低此初因事件导致堆芯损毁概率的有效方法和途径。关键词概率论分析,确定论分析,冷却剂系

3、统热管段,大小破口失水事故-III-反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析AbstractAllexpertsofrelatedfieldsconductastudyontheplantsunderstandtheirweaklinksandtakeeffectivemeasurestoensurenuclearsafety,whichisimportantpracticalsignificance.Further,safetyanalysisisplayingamoreimportantrolefornuclearpowerplants.C

4、ombinationwiththephenomenondescriptionofaccidentofbigandsmallLOCAonprimarycoolantpiping,requirementsonsafetyfunctionsandtheirrealizationwayshadbeenstudiedaftertheaccidentoccurred,theeventsequencesweremodeledbyadoptingsmalleventtreemethod.Secondly,thefailuresofthesecurityfun

5、ctionsweremodeledbyadoptingthefaulttreemethod,andsomeassumptionsofthesystemshavebeendoneintheprocessoftheestablishmentofFTA.Finally,thefunctionalfailureofthecontainmentspraysystemhasbeenfoundthatitWasthebiggestcontributiontothecoredamagedbyidentifyingthemodelsandreducingthe

6、probabilityoffailureofthissystemwastheeffeaivewaysandmeanstominimizetheprobabilityofdamagetothecoreofthisinitialevent.KeyWordsprobabilistieanalysis,deterministicanalysis,coolantsystemheatpipe,coolantpipelinebigandsmallLOCA-III-反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析目录中文摘要IAbstractII1引言11.1概述11

7、.2核电厂安全分析法21.3小结32核反应堆冷却系统描述42.1压水堆冷却剂系统的功能42.1.1主要功能42.1.2辅助功能42.2压水堆冷却剂系统的系统说明42.3压水堆核电厂一回路主要辅助系统52.3.1化学和容积控制系统62.3.2余热排出系统62.3.3安全注射系统72.3.4安全壳喷淋系统72.3.5管道与设备布置82.4小结93确定论分析冷却系统环路热管段破口事故103.1冷却系统环路热管段大破口失水事故过程分析103.1.1喷放阶段103.1.2再灌水阶段123.1.3再淹没阶段123.1.4长期冷却阶段133.2冷却剂系统环

8、路热管段小破口失水事故过程分析133.3小结144概率论分析冷却系统环路热管段破口事故164.1冷却剂系统的运行164.2冷却剂系统失水事故的原因164.3事故分类

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