高温气冷堆主蒸汽管道双端断裂危害性分析方法

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热力发电 2016年第11期

热能科学研究 | 更新时间：2025-09-28

- 高温气冷堆主蒸汽管道双端断裂危害性分析方法
- Harmfulness analysis method for double ended break in main steam pipe of high temperature gas-cooled reactor
- 作者机构：
  
  国核电力规划设计研究院,北京,100095
- 作者简介：
- 基金信息：
- DOI：
  中图分类号： TL334
- 网络出版：2016-11-24，
  
  纸质出版：2016
- 稿件说明：
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祝欣慰, 张桂英, 邵杰, 等. 高温气冷堆主蒸汽管道双端断裂危害性分析方法[J]. 热力发电, 2016,(11).

ZHU Xinwei, ZHANG Guiying, SHAO Jie, et al. Harmfulness analysis method for double ended break in main steam pipe of high temperature gas-cooled reactor[J]. Thermal Power Generation, 2016, (11).
祝欣慰, 张桂英, 邵杰, 等. 高温气冷堆主蒸汽管道双端断裂危害性分析方法[J]. 热力发电, 2016,(11). DOI：

ZHU Xinwei, ZHANG Guiying, SHAO Jie, et al. Harmfulness analysis method for double ended break in main steam pipe of high temperature gas-cooled reactor[J]. Thermal Power Generation, 2016, (11). DOI：

高能管道双端断裂危害性分析是核电站常规岛安全设计的关键内容。本文在总结核电站常用管道双端断裂危害性分析方法的基础上

针对高温气冷堆核电站的特点提出:高温气冷堆主蒸汽管道双端断裂破裂点选取可采用应力分析法；喷射力计算可采用简化算法和热工水力学算法；射流形态计算应根据ANSI/ANS―58.2―1988中的计算方法

计算出在不受限破裂和受限的有限分离破裂2种情况下的射流形状；管道动态响应分析可采用有限元模拟算法进行分析；高温气冷堆主蒸汽管道发生双端断裂后的超压、水淹效应应根据具体工程布置情况进行分析。该方法为主蒸汽管道防甩约束件的设计提供了依据。

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