反应堆安全壳温控非能冷却系统

温度动作非能动冷却系统（ＴＩＰＡＣＳ）是一类可运用于多种堆型的新型反应堆安全壳冷却系统。ＴＩＰＡＣＳ将热量从热的绝热系统传向较冷的外部环境。它有５个定义特征：有效传热、非能动（如无运动机件）、仅在高于预置温度时才进行传热的热控开关机理、从内部热系统向环境传热只有一条路径，并可使用于任何规模的动力堆。     

反应堆安全壳的局部泄漏率试验

本文扼要介绍了安全壳密封(泄漏)试验中局部泄漏率试验的类型和项目、典型试验方法、使用仪表的选择要求以及允许泄漏率和试验周期等     

CEPR反应堆厂房双层安全壳施工

反应堆厂房采用双层安全壳是地3代中国先进压水堆(CEPR)三代核电提高安全性的重要举措之一,其结构设计复杂,因此建设中的质量和进度控制尤为关键。如何合理高效地组织施工,对于三代核电建设自主化、提高经济性均具有重要的意义。在充分吸取国内外类似项目经验的基础上,台山核电一期工程采取钢衬里设计优化及模块化施工、先施工内安全壳后施工外安全壳等举措取得了良好的效果。1号机组在24个月内就实现了从筏基第一罐砼(即混凝土)到穹顶吊装,质量和进度均优于类似项目。本文对此进行了总结并提出改进建议,可供后续类似项目建设参考。     

反应堆安全壳整体密封试验测量仪表

本文简要介绍厂压水堆安全壳整体密封试验的测量系统。试验仪表的选择、仪表的工作原理及特点,以及仪表的校准与现场检验等。     

苏联反应堆安装西方标准的安全壳

【西德《法兰克福汇报》1989年5月24日报道】自切尔诺贝利反应堆事故后,苏联人显然地在努力使其核电厂安全适应西方的标准。国际原子能机构的视察员得到莫斯科的准许,详细检查了罗夫诺核电厂的运行情况。苏联人与来自联邦德国的科学家们就新的安全系统方面情况进行了交流。自联邦研究部和苏联国家利用核能委员会签定反应     

秦山核电厂反应堆安全壳整体密封性能试验

简要介绍秦山核电厂反应堆安全壳的整体密封性能试验,包括试验方法、试验程序及过程、使用的仪表和测量系统;以及试验结果。文中还初步探讨了影响试验结果的一些重要因素。     

反应堆严重事故中安全壳底板熔穿失效分析模型

以围绕热源的接触熔化为基础,对反应堆严重事故中安全壳底板熔穿失效进行分析计算。在一定的假设条件下建立了新的更合理的接触熔化分析模型,求得了熔化的速度和熔穿所需要的时间,将其结果与相关文献进行了比较,并分析了影响熔化的主要因素,结果表明,熔化速度与熔化体质量和接触面传热比(k)成正比,熔穿时间则与熔化体质量和k成反比。因此,采用工程设施应减小单个熔化体质量,增大熔化体上表面的传热量。     

反应堆安全壳密封（泄漏）试验的原理与分析方法

本文介绍了安全壳密封试验的原理,泄漏率的分析方法和它们之间的比较,密封试验精确性的验证和试验过程的判断以及空气渗入现象对试验结果的影响等.     

反应堆安全壳密封结构泄漏机理与预测模型的研究

针对反应堆安全壳贯穿件静密封结构的泄漏率理论预测方法进行研究。基于多孔介质渗流理论描述静密封结构的界面微观泄漏机理,用Hertz接触理论将应力与微观细致结构变化关联,最终实现不依赖于任何实验数据的泄漏率计算。采用新模型对DN20截止阀进行泄漏率预测,并将理论预测结果与实验测量结果进行比较,证明二者能够较好地吻合,从而验证新方法的有效性。     

核反应堆安全壳结构形式的选择

文中根据世界各国的核反应堆安全壳的发展情况和文献资料,归纳总结了反应堆安全壳的种类,形式和材料,以此研究结构受力特征和发展趋势,为我国核反应堆安全壳的设计提供比较合理的结构形式。     

飞机撞击核反应堆安全壳的动力学分析

运用MSC．DYTRAN软件分析了飞机撞击反应堆安全壳的动力学问题,给出了混凝土的变形图和撞击物的速度变化曲线,比较了选用不同材料模式的计算结果,并与经验公式的结果进行了对比。选用混凝土的帽形材料模型得到结果略低于经验公式的结果。     

水堆安全壳内气体分布模拟计算

本工作采用TH3SL程序对水堆事故后安全壳内的气体分布及蒸汽冷凝进行了随机模拟。校验计算表明 :此程序的模拟结果是可信的     

核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。     

安全壳空气冷却机组电机故障分析

恰希玛核电站二期（C2项目）安全壳空气冷却机组,在项目调试阶段的连续烧毁,暴露出该机组风机存在的问题是共性的。在此基础上,分析风机存在问题的原因,为后续及同类产品提供借鉴和参考。     

Calculation of Iodine Removal by Spray in LWRs Containment Vessels

A computer code MIRA-PB for predicting the iodine removal by containment spray in LOCA was prepared on the basis of MIRA-P/MIRA-B code developed in Battelle Columbus Laboratories. MIRA-PB considers behavior of inorganic iodine, organic iodide, and iodic aerosol and simultaneous removal by natural deposition, liquid-film absorption, spray washout, filtration and leakage to the environment. The iodine removal by the containment spray systems in LOCA of PWR and BWR is calculated with the MIRA-PB.     

对钠冷快堆安全壳设计的探讨

安全壳是在核电厂纵深防御原则中的最后一道屏障,是保证核电厂在严重事故条件下安全的重要设施.由于钠冷快堆的固有安全性,其安全壳与压水堆安全壳的功能和作用相同.通过对钠冷快堆安全壳的设计分析,阐述了其在设计基准、结构设计上区别于压水堆安全壳的特点,为确定钠冷快堆安全壳设计和审评原则做出了有益的探索.     

WWER-1000堆型安全壳通风放射性监测

介绍了田湾核电站WWER-1000堆型安全壳通风系统放射陛监测的通道设置及相应的功能。通过蒸汽发生器间循环冷却系统监测通道1KLA20CR002报警的实例,表NWWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测具有及时警报、准确定位报警区域、方便确认报警的真实性、便于维护监测通道的特点。     

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂（AP1000以及EPR）的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题研究进展与现状

安全壳地坑是压水堆核电厂专设安全设施安全壳喷淋系统和安全注入系统的重要组成部分。失水事故后安全壳地坑滤网的堵塞将极大地影响安全壳喷淋系统和安注系统的正常运行,威胁核电厂的安全。许多核电国家针对地坑滤网堵塞问题进行了研究,各国核安全管理当局也发布了公告要求核电厂解决此问题。本文介绍了安全壳地坑滤网堵塞问题的研究进展及现状。