自从核能作为一种新的能源诞生以来，科学家和技术人员就从未放松对安全性的关注和分析。对秦山非孤岛核电站事故进行研究的基础上，结合行业内其他电厂的事故程序，对安全性进行了分析。

　　于模拟器培训的经验，对秦山二期核电厂的冷库进行了研究。壳外面的蒸汽管坏了。讨论安全壳外蒸汽管线故障事故的法规之前，有必要首先了解秦2工厂事故法规的结构。急行动（PUE）及其措施构成了纵深防御原则的第三道防线，并且是缓解事故并限制其后果的一种手段。急操作程序包括事故解释程序，事故诊断程序，确定事故处理程序的大小，确定事故处理程序的大小，严重事故程序以及连续监控事故过程的程序。EOP分类：I是异常运行状况，A是尺寸调整事故，H是过度设计事故，U是事故极限，SPI是在异常操作情况下的连续监视，SPU是监视继续在极端条件下。管道蒸汽故障事故MSLB定义为蒸汽系统上阀门（主管道或喷嘴）的故障，包括阀门（安全阀，排放和旁通）。
　　故。次回路中阀门的意外打开可能是由于控制系统故障，机械故障或操作人员故障。纯蒸汽管线破裂的情况下，原因可能是过度的机械应力或热应力，制造缺陷，内部导弹，地震等。闭空间之外的蒸汽管破裂对制冷存储单元的瞬时影响不仅取决于故障的大小，还取决于故障的位置。此，术语“断裂”以及随后的术语是指蒸汽管路的破裂以及在控制回路上意外打开的阀门（安全阀，放气阀和旁通阀）。汽。是，当操作控制系统采取的措施无法弥补由于破裂引起的蒸汽泄漏时，通常会观察到以下现象：一或两个蒸汽发生器的蒸汽流量异常高，一或两个蒸汽流量发生器压力下降，平均反应堆冷却剂温度下降，反应堆冷却剂压力下降，在中断开始时，由于虚假液位现象，蒸汽发生器迅速增加水。险外壳外部的蒸汽管破裂事故的风险可能涉及两个障碍：（1）核燃料组件的护套：由于冷却，堆芯的功率不受控制地增加过度使用会导致护套耗尽和退化。（2）一次回路压力极限：一次回路组件的突然冷却会引起热冲击，从而产生热应力。SG的突然膨胀导致管束U强烈振动，从而产生机械应力。（3）安全壳的破裂发生在第三道屏障的旁路外壳外部，对安全壳没有威胁。取的措施在设计阶段应采取以下措施。方面，限制次级电路的功率要求以限制初级电路的冷却程度，另一方面，限制铁心的反应性以限制冷却事故的后果。：蒸汽流量限制器安装在SG的出口处；蒸汽隔离阀；加强主蒸汽管（保护段）；高浓度硼酸RIS 004 BA（12000〜14000 ppm）的储罐，控制杆足够确保紧急停止所需的负反应性。自动保护：紧急停止，安全注入，正常供水隔离和辅助供水系统的启动，主蒸汽管的绝缘。三，人工保护：如果蒸汽在船体外破裂，操作员必须进行干预：尽快找到破裂的地方，尽快隔离受损的SG，寻找有可能在主电路（RIS或RCV）中添加硼；一次回路增加，PZR充满水。

　　用罐外部蒸汽管破裂的意外程序A2.1。于安全壳外部蒸汽管的破裂，规则A2.1的条目中有A0和I3.1。于事故程序的研究，程序的进入和退出非常重要。过了解过程的入口，我们可以根据主控制室中出现的标志和警告输入相应的过程，以解决冷藏单元遇到的问题。过程的输出通常基于冷藏单元状态的变化，以指导我们进行转换过程或问题已解决。后，我们将详细分析每个条目所基于的原因或指示。A0直接进入条件A2.1，这是我们训练模拟器的唯一条件。些情况可以细分为情况A0.1和A0.2。A0.1输入基于两个压力差SG≥2.0 MPa 密闭压力≥0.12 MPa（否）;两个压力差SG≥2.0 MPa（否） 至少一个SG压力小于4.0 MPa 密闭压力≥0.12 MPa（否）。A0.2输入的基础是冷藏单元处于小于P11且大于P12的状态。A0始终可以触发至少一个压力SG <3.0 MPa 两个压力差SG> 0.7 MPa 安全壳压力≥0.12 MPa（否）。明步骤表明：A0.2不能被引导至A2.1，因为自动动作信号未触发油箱P11和P12下方的外部蒸气管线。个人而言，原因还不够。于冷藏单元也可以处于小于P11且大于P12的特殊状态，因此第二回路的安全信号仍然存在。外，在A0程序中也很清楚A0.2可以导致A2.1。
　　发SI信号5分钟后，主回路压力上升至13.8 MPa或更高，此时，仍可以确保两个SG相同，并且可以输入I3.1和A2.1中的Tric无法控制的下降导向。据作者在教学过程中的经验以及对模拟器的大量检查，这种可能性在理论上是可行的，并且冷藏库本身没有发生此类事故。尚未在模拟器上进行验证。果信封外部的蒸汽管线破裂并触发安全信号，则第二回路继续冷却第一回路，大量冷水进入第一回路。一回路压力超过13.8 MPa，几乎不可能保证两台发电机的压力。样作者进行的仿真机验证在这个方向上导致I3.1无处无法验证。发SI信号5分钟后，如果两个发电机之间的压力差小于2.0 MPa，并且两个发电机的压力均小于13.8 MPa，则主回路压力始终小于13.8 MPa。果大于4.0 MPa，则可以输入I3.1值。触发信号SI 5分钟后，主回路的压力始终小于13.8 MPa，这表明第二回路的压力大幅下降，并且压力无法迅速增加。样，两个速度发生器之间的压力差小于2.0 MPa，但截止值较大，几乎不可能确保两个发生器的压力大于4.0 MPa，尤其是在发电机压力故障。使冷藏单元处于待机或热关机状态（二次压力约为7.6 MPa）。在处于最边缘状态的模拟器上尝试了不同大小的中断，但未能验证成功。际上，FSAR对蒸汽管道破裂的假设和计算模型是基于以下事实：冷藏单元处于热停机状态。故对反应堆初始运行的后果并不严重，因为反应堆冷却系统是在电气运行期间存储的。率条件可以大于零，燃料中有一些能量存储，这部分能量提供的热惯性会延迟与零功率下的温度对应的时间并处于裕量在事故期间停止。外，由于热停机期间初始流体质量大和蒸汽发生器次级侧的初始蒸汽压力大，反应堆冷却系统的冷却和冷却速率也更高。A2.1的范围是“从运行状态到未连接RRA的中间停止状态”。为典型的基本事故，A2.1由三部分组成，即协调器文件，第一电路操作员文件和第二电路操作员文件。于存储单元技术人员和子值文件，第一行操作员为，第二回路的操作员已命令合格的操作人员执行该操作，然后返回至操作完成后，执行堆叠操作或机器操作，然后执行堆叠操作或机器操作确认。文认为可以将其拆分为第一行运算符文件或将第二个循环运算符文件用作子文件。件的每个部分都可以分为两部分，即常规监视和特定于文档的执行元素。常，定期内容检查的优先级高于文档的特定执行元素，因为它可能涉及对主要硬件的保护，专用安全性安装的动作，参数的确认以及过程的转换。些常规控制元素会多次出现，以提醒操作人员在检查冷藏室的状况时要牢记这些重要元素的重要性，这也是第一个接受培训的学生很容易忽略。们倾向于将重点更多地放在特定的实施因素上。此，此处突出显示它们。便说一句，模拟器的第一次训练是两个人的伙伴，即分层练习和机器练习。研究事故程序时，协调员的角色很关键，冷库安装我们要求协调员担任协调员，起着非常重要的作用。常，它仅确认撤回，不执行操作。

　　我们的初始培训期间，冷库安装学生经常将协调器文件放在一边，从不查看它们，因为协调器文档的内容控制着整个存储单元的状态。
　　程序的融合等事实证明，正确使用协调器文件要比不使用文件好得多，在相同的事故情况下，冷藏单元状态的控制效果要好得多。序A2.1涵盖的所有事故和事件都有以下三个阶段的行动：隔离受影响的SG以暂停或限制反应堆冷却系统的冷却，将反应堆稳定在中间停机状态，切换到提款模式。文主要研究和分析了秦山二期核电工程范围以外的蒸汽管道破裂情况下的程序，重点是现有法规的进入和有风险的主要运行。

　　序A2.1。结了A2.1的风险和处理思路以及学生在模拟教学中面临的常见问题，希望在以后的教学过程中可以逐步改进它们以改进学习的效果，并在发生事故时更好地理解程序。
　　本文转载自
　　冷库安装 https://www.iceage-china.com