基于MAAP5.03与MAAP5.04程序的冷管大破口事故进程差异性分析

应用一体化严重事故分析MAAP5.03和5.04程序对秦山CP300核电站进行建模。针对相同的系统模型,本文以一回路冷管段发生大破口事故序列为例,研究MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、氢气源项、蒸汽发生器以及安全壳响应方面的差异。结果表明:MAAP5.04程序采用了更加符合物理实际过程的过渡段水封模型,直接反应在蒸汽发生器二次侧的热肼效应,使得蒸汽发生器行为和安全壳压力表现出一定的进程差异性;另外由于一次侧自然循环载热作用,使得MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、安全壳氢气源项行为上表现出一定的差异性,相关数据可为MAAP5程序的使用、评价提供重要的参考。     

某三代核电设备安全壳喷淋泵力学分析和试验研究

以某三代核电设备安全壳喷淋泵为对象，利用有限元对整个系统进行建模，完成了该系统抗震性能、各部件模态和应力、结构屈曲以及连接螺栓应力的分析和评定，并进行了现场振动频率测试。结果表明，此安全壳淋喷泵满足规范要求，与设备模态试验情况符合较好。本研究可为后续安全评审和设备鉴定提供研究支持。      

安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故中，设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度，并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程，确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析，并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究，确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示，安全壳背压越高，换热器两侧温差越小，非能动余热排出系统换热能力越弱，采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间，增大事故下冷却剂释放量，并减小满溢工况下的满溢裕量。      

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。     

管束效应对含空气蒸汽冷凝传热影响数值分析

采用数值模拟的方法分析管束效应对管外含空气蒸汽冷凝传热的影响。基于3×3管束，分析了管间距在1.5d~5d（d为管径）范围内的管束效应及管间距对局部和平均冷凝传热性能的影响。在管间距为1.5d条件下讨论了管束结构对冷凝传热性能的影响。结果表明，管束效应包括高浓度空气层的抑制传热作用和管束抽吸效应的强化传热作用。随着管间距的减小，第2类和第3类传热管主要受高浓度空气层的影响，第1类传热管主要受管束抽吸效应的影响。当管间距为1.5d时，第2类和第3类传热管的传热系数分别比单管恶化了6%和29%，而第1类传热管比单管增加了2.5%；在1.5d管间距条件下，管束抽吸效应随管列数的增加而明显增大，导致管束平均冷凝传热系数（hb）逐渐增大。当管列数达到20列时，hb高于单管。      

预应力模拟方法对核安全壳结构动力特性的影响

为了探究预应力混凝土核安全壳结构有限元分析中模拟预应力的准确方法,分别采用初应变法、降温法和多次降温法模拟施加预应力,对核安全壳结构的动力特性进行了系统分析.结果表明,由上述三种方法得到的安全壳结构的扭平周期比分别为0.526、0.525和0.499,满足相关规范的限制要求.由三种预应力模拟方法得到的模态频率和周期除前两阶外,其他各阶实测结果均吻合较好.采用多次降温法模拟预应力能较真实地反映核安全壳结构中预应力作用和预应力钢束对刚度的影响.     

消氢技术在压水堆核电站中的应用比较

本文对VVER机组及第三代非能动压水堆核电机组对消氢技术的应用进行了比较,分析存在的问题并提出了改进建议,可作为国内新建核电厂的设计借鉴。