320MW核电机组SBO事故下高压熔堆应对和缓解能力分析

应用MAAP5程序建立了320 MW核电机组一二回路、安全系统以及安全壳的模型,对SBO事故序列下高压熔堆的缓解能力进行了分析。结果表明:安全壳有能力抵御高压熔堆造成的压力冲击,采用稳压器安全阀的强制开启策略可以有效缓解高压熔堆,在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可以得到保证,可为320 MW核电机组严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要的参考。     

基于统计软件R的安全壳泄漏率试验数据有效性分析

安全壳泄漏率计算过程中，最重要的环节是以不同时刻测量数据对时间进行线性回归分析。对回归的显著性检验以及方差分析是评价试验结果有效性的重要手段。本文基于统计软件R对某电厂调试阶段安全壳泄漏率试验的数据进行分析，通过对线性回归模型的独立性、正态性和异方差性检验以及极端样本点的剔除等方式，探讨泄漏率计算前的回归诊断对计算结果可靠性的影响。通过回归诊断的实例分析发现，在安全壳泄漏率计算的数据样本中，可能存在自相关、非正态和异方差性等问题影响回归结果，进而影响泄漏率的最终结果。因此，在计算泄漏率结果时，须通过回归诊断方法评价数据的有效性，对不能通过检验的样本应通过适当方法对最终结果进行修正。      

非径向管板焊接接头的超声检测

对AP1000压水堆核电站安全壳贯穿件的非径向管板焊接接头结构特点进行了介绍,并分析其超声检测工艺的重点和难点。通过建立统一的缺陷定位坐标系并结合被检构件的几何特点进行综合分析,推导得出了h值(缺陷回波最高点距套管外壁的距离)的计算方法。为超声检测对这类焊接接头缺陷的准确识别和定位提供了行之有效的方法,为解决这类焊接接头的超声检测技术受限区提供了行之有效的措施。     

用空气壳罩可使反应堆安全壳在冬季施工

【英国《国际核工程》1988年6月号第52页报道】在日本最北部的主要海岛北海道西部,北海道电力公司正在建设泊(Tom-ari)核电厂(2×579MWe 压水堆)。该地气候条件恶劣,有强风。为了缩短建设周期,曾决定冬天不停工,对1号反应堆建筑物房顶继续施工。考虑到安全、进度和费用,认为继续施工的最     

秦山核电厂安全壳对主蒸汽管道破裂事故的响应

一、概述核电厂安全壳是防止事故后放射性物质大量释放到坏境的最后一道屏障,是保护公众免受超剂量放射性照射的关键设施。人们对安全壳的重要性虽已认识有年,但得到明显事实验证的却是近年发生的美国三哩岛事故和苏联切尔诺贝利灾害性核事故。由表1可知,安全壳的有无对公众的影响是截然不同的。     

安全壳内蒸汽冷凝驱使的氦气分层特性

为了进一步认识核电站严重事故下安全壳内氢气-空气-蒸汽混合气体输运与冷凝的复杂耦合现象,本文研究了针对冷凝及组分输运的实验装置.利用Star-ccm+软件在宽氦气浓度、宽蒸汽浓度条件下,对单一传热管外蒸汽冷凝及气体输运过程进行数值模拟分析.结合相应的验证实验,提出了用于评估冷凝作用下混合气体氦气分层的经验判别式和理论判别式.模拟结果揭示了蒸汽冷凝作用下氦气-空气-蒸汽混合气体形成稳定的氦气分层,关联式判别结果与实验结果具有较好的一致性.     

安全壳内氢气量和超压的控制

前言　核电站严重事故中，放射性物质将向空气中散发。严重事故是造成安全壳内氢气积聚和安全壳超压的源项。安全壳内氢气的积聚和安全壳超压对安全壳的完整性和功能存在着挑战和威胁。