核电厂混凝土安全壳中预应力的分布和损失

本文研究了核电厂安全壳预应力系统建立过程中混凝土的应力值、安全壳应力分布模式和由于预应力施加产生的变形情况，并把这些数据与在安全壳结构强度试验（SIT）中得到的值进行比较分析，通过理论计算，讨论安全壳中预应力损失以及其安全性问题。     

核电厂安全壳内13N输运和浓度分布特性模拟

安全壳内~(13)N气体浓度的精确测量是核电厂一回路压力边界泄漏监测的关键问题,利用计算流体力学软件FLUENT,初步研究了一回路中子活化产物~(13)N泄漏后在安全壳内的输运过程,获得安全壳内不同区域的浓度大小。计算结果表明:在~(13)N气体泄漏700 s后,各代表区域浓度以700～750 s时间段平均浓度值为基准在1.70%范围内保持稳定,不同区域~(13)N气体具体浓度有助于~(13)N辐射监测仪器获取准确度更高的一回路泄漏量。     

考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究

预应力损失对安全壳在内压作用下的安全性能影响不可忽略,本文通过考虑安全壳不同龄期下的预应力损失来研究安全壳在设计基准期内40年及设计基准期后60年不同内压水平作用下的安全性能。采用ABAQUS有限元软件建立了精细化安全壳三维有限元分析模型,通过非线性有限元方法分析了钢衬里屈服、预应力筋屈服、混凝土裂缝演化等性能指标。研究结果表明,考虑预应力损失后,安全壳混凝土开裂与钢衬里失效时,所能承受的内压荷载减小;安全壳在极限内压作用下的变形表现为穹顶向外膨胀以及洞口向内收缩;安全壳穹顶部分在极限内压下破坏严重;考虑预应力损失后,安全壳变形明显增大。但安全壳在设计内压(0.4 MPa)作用下仍有足够的安全裕度。     

核电厂新型预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统设计与分析

本文以CAP1700核电厂为例,提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案,介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力计算方法,并给出事故工况下新非能动安全壳冷却系统的运行参数。结果表明,CAP1700非能动安全壳冷却系统的设计是可行的,能满足事故工况下的冷却需求。贮水箱水量有很大的裕量,可通过计算进一步优化贮水量。     

某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探

核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。     

秦山核电厂预应力安全壳的结构设计

本文介绍了秦山核电厂安全壳的设计概况,作为后张法预应力壳体结构,本文从选型考虑到结构概貌、设计依据、应力分析以及预应力钢束及钢衬里的设计考虑等各个重要环节都作了较为详细的叙述。它不仅对核结构的设计具有较大的参考价值,而且对某些预应力筒仓,贮罐和水池结构等的设计也有一定的参考价值。     

大型先进压水堆安全壳内水蒸气迁移的数值模拟研究

利用计算流体力学(CFD)方法,采用Uchida关联式模拟水蒸气冷凝研究大型先进压水堆一回路管道破口发生后水蒸气在安全壳内的迁移情况,分析不同冷却剂泄漏率下水蒸气的分布情况。结果表明:各冷却剂泄漏率下,水蒸气分布趋势基本一致;安全壳壁面附近水蒸气浓度随时间波动上升,且较高位置的浓度波动较小。     

预应力安全壳强度监测方法探讨

提出了核电厂安全壳的粘结预应力系统在役检查方案的新思路,探讨了其实现的可能性和必要的前提条件。比较了与其他各种不同方案的优缺点。展望了其推广应用的前景,并提出了预应力安全壳强度监测的概念。     

安全壳预应力系统设计施工中应注意的问题

从核安全的角度简述了核电站安全壳预应力系统在设计施工中应注意的考虑的一些主要问题，同时强调了在整个工程实施过程（包括设计、施工、材料的购买、运输和保存等）中，质量保证的重要性。     

先进核电厂半球顶安全壳抗震分析

安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施.因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能.地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以,必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏.本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂半球顶安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算.计算表明,半球顶安全壳结构在SSE作用下,安全壳结构安全可靠,结构的设计能够满足我国核电厂安全导则对抗震Ⅰ类结构的规定.     

不同产氢速率对安全壳内氢气分布影响的数值模拟

利用计算流体力学软件（CFX）,初步研究了严重事故下氢气在安伞壳空间内的流动特性,分析了不同产氢速率对安全壳内氢气分布的影响。结果表明：各种氢气释放速率情况下,氢气分布的基本趋势一致;不同的产氢速率对氢气分布的影响主要体现在氢气运动到安伞壳穹顶时所形成的涡旋小同,氢气释放速率低的序列,氢气容易滞留在穹顶,然后向下慢慢扩散,分布较均匀;氢气释放速率高的序列的氢气运动方向性强,容易向下空间运动,分布的区域集中些,分层现象明显。     

百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究

通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型,得出合理的安全壳预应力张拉顺序,计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作生能及其极限承载能力,并与110的大比例尺结构模型试验结果相互比较,取得一致的结论先进核电厂安全壳符合国际上极限承载力≥25倍设计内压的合格标准.从而验证了先进核电厂安全壳概念设计的合理性.     

核电厂安全壳过滤排放严重事故管理策略研究

本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严重事故管理中的安全壳过滤排放策略进行研究。得到确定严重事故下安全壳过滤排放策略实施条件的方法,明确该策略在严重管理中的使用条件和相关限制,为严重事故管理导则的开发与安全壳过滤排放系统的优化设计提供支持。     

核电厂安全壳及其功能保障问题

根据国内外最新研究结果,综述了核电厂安全壳及其功能保障方面的主要问题,重点叙述了安全壳在严重事故下的行为、失效模式和导致安全壳失效的物理现象,讨论了安全壳功能保障中的排热减压、消氢、防止高压熔堆及防止底板熔穿等问题,最后简评了安全壳的改进措施。     

严重事故条件下安全壳响应模拟研究

压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列：热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应（MCCI）,安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。     

核电厂严重事故后安全壳压力的测量方法

在核电厂设计早期,安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比,在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长,现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策,需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下,在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进,可推迟严重事故时安全壳的排放时间,提高核电厂的安全水平。经论证,这种方案是安全和可行的。     

某核电站安全壳内临时通风数值模拟研究

在核电厂建设过程中,安全壳内存在大量焊接作业,其产生的粉尘不仅污染工作场所,损害职业健康,也会影响作业视线,增加事故发生的概率.本文以国内某大型先进压水堆核电厂建设为背景,研究了核岛安全壳内临时通风布置方式,计算了临时通风系统所需风量,模拟了风流矢量及粉尘浓度在不同标高下的分布,并根据模拟结果,提出了局部通风、设置降尘...     

设计基准内压下混凝土安全壳的有效预应力作用研究

核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术,预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程,以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算,同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析,利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算,对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明,预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压,安全壳整体结构是安全的,这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致,可供工程设计人员参考。     

核电厂安全壳地震概率风险评估

地震概率风险评估可分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数实现。本文推导了地震风险解析函数,分析了地震风险解析函数蕴含的两个基本假设和两个近似,分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数计算了我国某核电厂安全壳地震风险。结果表明：采用幂指数函数近似地震危险性极值Ⅱ型分布对风险结果无影响;对于算例厂址,地震风险解析函数中KH和kⅠ为常数的近似会高估核电厂安全壳面临的地震风险;我国核电厂安全壳结构地震风险较低,具有较大安全裕量。建议采用地震风险解析函数初步评估我国核电厂安全壳地震风险。     

核电厂事故冷却下逆向流的数值模拟

对垂直管道中的逆向流的水动力学进行了数值模拟，发展了多流体数学模型的数值计算方法。通过计算分析得到了最佳的关系式组合，分析了逆向流的水动力特性，评估了本数学模型对逆向流淹没现象的测算的可行性。