关于核设施放射性流出物导出排放限值的讨论

本文简要描述了计算导出排放限值的方法 ,并结合秦山核电厂址气态流出物的排放情况 ,讨论了关于导出排放限值的几个问题。     

脉冲堆余热导出安全性实验研究

实验研究了脉冲堆余热导出的安全性,给出了停堆后燃料芯体温度和堆水池散热能力随时间变化的实验数据及其分析方法和结果.实验及其分析结果表明,脉冲反应堆余热导出是安全的.     

关于核设施放射性流出物导出排放限位的讨论

本文简要描述了计算导出排放限值的方法，并结合秦山核电厂址气态流出物的排放情况，讨论丁关于导出排放限值的几个问题。     

闭式安全壳非能动热量导出系统的多目标优化

基于一维两相均相流模型,开发了某概念性闭式安全壳非能动热量导出系统的稳态性能分析程序。基于遗传算法和非支配解概念,通过排序算法、拥挤距离以及最优解保留等策略,设计开发了基于遗传算法的非支配解多目标优化算法。利用所开发的多目标优化设计程序,对闭式非能动安全壳热量导出系统概念方案进行了多目标优化,结果表明,内外部换热器传热管径以及内部换热器传热管长是影响系统排热能力的关键参数,适当减小传热管管径、增加传热管管长有助于提高系统排热能力,本文所给出的优化方案可为工程设计提供参考。     

核电厂非能动安全壳热量导出系统瞬态模拟程序开发研究

开发了可用于模拟核电厂非能动安全壳热量导出系统的瞬态模拟程序。对程序的开发流程、子程序划分、程序结构、物理现象建模等方面进行了研究;还针对有关子程序和整个耦合的程序模块开展了验证工作,初步验证了程序计算结果的可靠性。文中所使用的程序开发流程、建模方法以及数值解法等可为后续非能动安全系统的设计分析与工程应用提供支持。     

非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价

非能动安全壳热量导出系统（PCS）是华龙一号（HPR1000）设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程，分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性，并从概率安全分析指引的角度，分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明：PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果，可有效提升HPR1000的安全性。     

基于遗传算法的闭式非能动安全壳热量导出系统排热能力优化

以闭式非能动安全壳热量导出系统（PCCS）概念方案为研究对象，基于一维两相均相流模型建立了评价该系统排热能力的物理模型，并开发了相应的计算程序；开发了基于遗传算法的优化设计程序；利用所开发的优化设计程序，对闭式PCCS概念方案的排热能力进行优化，给出了系统几何参数和运行参数的优化方向。结果表明：在所研究参数范围内，适当增加内部和外部换热器传热管径可增加系统排热能力；最佳外/内部换热器传热管数比为1.58。     

DBA条件下安全壳非能动余热导出系统的载热特性缩比试验分析

AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统（PCCS），可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是，72 h后如顶部水箱不能及时补水，仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走，安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板，对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故（DBA）条件下，开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明，DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。      

华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究

本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统（PCS）,基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础。     

冷凝水收集装置对非能动安全壳热量导出系统影响试验研究

非能动安全壳热量导出系统（PCS）作为三代核电厂重要的安全系统，用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置，可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS换热器冷凝水收集装置对PCS排热影响及收集率试验。结果表明，在工况范围内，换热器下方安装冷凝水收集装置对PCS的换热能力没有明显的不利影响，且其收集率较高。