秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析  

QNPP STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE ACCIDENT ANALYSIS

作　　者：浦胜娣[1] 李吉根[1] 

机构地区：[1]中国原子能科学研究院反应堆工程研究所,北京102413

出　　处：《原子能科学技术》1993年第4期289-294,共6页Atomic Energy Science and Technology

摘　　要：给出了秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的审评计算结果,对30 min内操纵员不动作的事故特点、影响满溢的参数和操纵员的干预效果作了分析研究。The analysis results for the QNPP Steam Generator Tube Rupture (SGTR) accident with / with-out operator actions within 30 min and some sensitivity analysis related to the overfilling are given inthe paper.

关 键 词：蒸汽发生器 事故 满溢 核电站 

分 类 号：TM623.8[电气工程—电力系统及自动化]