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。     

流量法在安全壳隔离阀密封性试验中的应用

介绍了核电厂安全壳隔离阀密封性试验的重要意义,并详细阐述了流量补充法和流量收集法的试验原理、方法和验收标准,最后结合某核电厂安全壳隔离阀密封性试验的实例,论述了流量法在实际工作中的应用。     

某核电厂安全壳内置换料水箱搅混性能优化分析

针对某核电厂双环池型安全壳内置换料水箱（IRWST），采用计算流体动力学（CFD）方法对其流场进行模拟，通过均匀性准则数和低速区体积比对其搅混效果进行定量评价。结果表明:通过合理的搅混管线布置，本双环池型IRWST的综合搅混效果优于欧洲压水堆（EPR）核电厂，保证了工程的可用性。进一步针对IRWST的现有结构提出2种优化方案，结果表明:通过缩小内环搅混管线管径和调整部分搅混管线的布置方向，可以有效地提升IRWST的搅混效果。      

钠冷快增殖堆池式钠火事故分析计算

针对钠冷快堆严重事故下可能发生的池式钠火事故 ,描述了钠火现象 ,采用池式钠火程序SOFIREⅡ的“一腔室”模型 ,并在该模型基础上 ,更客观地模拟池式钠火过程 ,编制程序POOLFIRE。SOFIREⅡ认为池式钠火过程一开始就生成Na2 O和Na2 O2 的混合物 ,生成量也不确定。POOLFIRE认为早期生成Na2 O ,大约 30分钟后向Na2 O2 转变 ,最后计算得出池式钠火引起的安全壳内温度及压力响应 ,并与SOFIREⅡ结果进行了比较     

安全壳在事故情况下的完整性分析

现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。     

金山核热电厂放射性安全防护和环境影响

本文简略介绍了金山核热电厂核岛设计中的放射性安全措施及其对事故放射性后果的有效防护,还介绍了环境影响的有关评价。     

氢气快速燃烧-爆炸转变准则在安全壳内的应用

本文以芬兰LOVIISA核电厂为对象，以国际上主要采用的L〉7λ准则作为氢气快速燃烧-爆炸转变分析的判据，对安全壳内氢气快速燃烧-爆炸转变问题作探讨。说明氢气快速燃烧-爆炸转变与温度、压力、氢气浓度、空气浓度与水蒸汽浓度有关。     

恰希玛核电工程安全壳简体钢衬里的埋弧自动焊焊接质量控制

介绍了巴基斯坦恰希玛核电工程（C-2）安全壳钢衬里简体的基本状况，分析了埋弧自动焊产生终端裂纹的原因。防止埋弧自动焊产生终端裂纹，匹配主要工艺参数是消除焊缝宽度窄而余高大的基本控制方法，正确选择焊剂的颗粒度并合理回收使用焊剂是减小气孔及焊缝表面压气／凹坑缺陷的重要途径，通过二次切割可减小翘曲等波浪变形现象。     

AP1000核电站安全壳厂房建造施工逻辑分析

对海阳核电一号核岛安全壳厂房进行了分析,时间范畴从安全壳底封头(CVBH)就位开始,一直到安全壳顶封头(CVTH)就位为止;空间上将安全壳厂房分为钢制安全壳(CV)本体构造、结构模块CA01与CV之间空间构造、CA01模块本体构造、CA01模块内部空间构造来论述分析。在构造分析的基础上,以CVTH就位前必须完成对施工的结构、系统及物项为研究对象,分析其建造逻辑关系,保证了建筑结构施工与安装施工的交叉进行,进而确保CVTH及早就位,降低了建造的风险。同时,该施工逻辑也得到了工程的实际验证,取得了良好效果。