压水堆核电站安全壳研究

本文介绍了事故状态下安全壳压力和温度瞬态变化计算程序,重点讨论了CONTEMPT—LT/028程序,并用该程序分析了秦山核电站安全壳在在失水事故状态下的各种响应,研究了一些影响因素。     

压水堆核电站安全壳惰性气体监测通道报警阈值研究

分析了影响安全壳空气中惰性气体活度浓度变化的各种核素,并结合一回路冷却剂向安全壳的泄漏过程建立了泄漏模型,分别针对安全壳中惰性气体本底活度浓度值以及不同运行工况下安全壳中惰性气体活度浓度值进行建模计算,得到了不同运行工况下安全壳空气中惰性气体活度浓度的计算值,以此作为惰性气体监测通道两级报警阈值的设置依据,最终提出针对本监测通道的报警阈值设置建议,设置的两级报警阈值均与现役电站运行阈值相当,可作为相应电站报警阈值设置的参考.     

压水堆核电厂安全壳过滤排放系统卸压策略分析

压水堆核电厂可采用过滤排放的方式来应对严重事故下安全壳超压失效的风险。本文采用一体化事故分析程序,建立了压水堆(PWR)核电厂大型干式安全壳节点模型以及过滤排放通道模型,选取全厂断电(SBO)始发的严重事故序列,分别计算了无安全壳过滤排放的工况、过滤排放系统(EUF)在安全壳压力上升到安全壳设计压力0.52 MPa(a)时启动但不关闭工况下,安全壳的压力情况以及放射性物质向外释放的量。并分析EUF不同开启压力0.52 MPa(a)/0.625 MPa(a)/0.73 MPa(a),不同关闭压力0.30 MPa(a)/0.35 MPa(a)/0.40 MPa(a)对安全壳卸压的影响,分析表明:EUF系统的投入可以在避免安全壳超压失效的同时,有效减少气溶胶类放射性物质的释放;EUF关闭整定值较高时,相同时间段内开启次数相应增加,向环境的放射性释放量也较少;提高EUF的开启压力,会延迟放射性物质向环境释放的时间。     

压水堆核电站安全壳分析

核电站安全壳是阻止放射性向环境泄漏的最后一道安全屏障。在核电站事故工况下,安全壳能否承受峰值压力和温度,要经过计算和分析。MACE计算机程序是1980年公布的,经过我们的移植和消化,已可用于压水堆和沸水堆的各类安全壳的热工分析。一、失水事故下压水堆安全壳的性能     

国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析

以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。     

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。     

压水堆核电站发展趋势及其对策

文中简要介绍了国外压水堆核电站的发展趋势。结合我国秦山二期工程的具体情况,探讨了我们应该采取的对策。     

压水堆核电站专家系统的研究

本文介绍的压水堆核电站运行故障诊断及处理系统软件包，可以帮助核电站运行人员对核电站的异常及事故工况进行诊断和处理，从而将核电站引导到安全状态。该软件包是部分汉化的、内部和外部知识库相结合、在微机上运行的人工智能系统。该系统可以用于运行人员的脱机培训和管理部门对运行人员的考核．     

压水堆核电厂安全壳内碎片源的踏勘方法介绍

安全壳地坑是许多压水堆核电厂设计为在失水事故后为堆芯冷却和安全壳排热提供再循环水的专设安全设施。安全壳内的潜在碎片源在事故中可能堵塞安全壳内的地坑滤网,从而造成安全壳地坑性能下降。为了评价安全壳地坑在破口事故后能否满足设计要求,首先应确定潜在碎片源的类型以及它们在安全壳内的位置。安全壳内现场踏勘就是寻找与定位碎片源的有效方法,并能够提供一些进行安全壳地坑性能分析的必要信息。介绍了压水堆核电厂安全壳内碎片源的一些踏勘方法。     

压水堆核电站不锈钢主管道铸造

用电弧炉和ＡＯＤ双联冶炼核电站主管道Ｚ３ＣＮ２０－０９Ｍ,并根据Ｓｈａｅｆｆｌｅｒ图计算结果调整Ｚ３ＣＮ２０－０９Ｍ的铁素体含量。在离心铸管工艺中,用加大型筒壁厚,减小挡枝内孔直径,选大的重力加速度ｇ值,增加内孔加工余量等措施铸造出主管道样件,测试结果表明,主管道样件各项性能指标均满足ＲＣＧ－Ｍ的要求。     

先进压水堆核电站氢气风险分析

核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大破口失水事故叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间的氢气行为及风险进行分析。结果表明,当气体释放源位于蒸汽发生器隔间时,氢气流动的主要路径为"蒸汽发生器隔间—穹顶空间—操作平台以下隔间";破口隔间的氢气体积浓度分布与源项氢气体积浓度及射流形态有关,非破口区域的氢气体积浓度呈层状分布,在扩散作用下,层状分布向下推移;蒸汽发生器隔间存在着火焰加速(FA)的可能性,但基本可排除燃爆转变(DDT)的可能性,穹顶区域基本可排除FA和DDT的可能性。     

压水堆核电站氚的辐射风险分析

通过物理化学的方法分析了水中氚的浓度、水温及空气中氚的平衡浓度的关系,并得到了三者之间的理论关系式。空气中氚的平衡浓度随水温和水中氚的浓度的升高而升高。分析表明,当水温为３０℃时,只有当水中的氚的浓度高达２８ＧＢｑ／ｍ＾３时,达到平衡后空气中氚的浓度才接近１ＤＡＣ（导出空气浓度）的水平。而由于厂房通风系统的运行,进风中湿度的存在,空气中氚的实际浓度要远低于其平衡浓度。加上压水堆核电站开放性系统水中     

压水堆核电站负荷跟踪的研究

阐述了核电站负荷跟踪的必要性，运行方式，物理数学模型和计算程序的研制，以及存在问题和改进方法，核电站负荷跟踪与运行方式，调节特性有很大关系，实践表明：只要设计合理，参与负荷跟踪是完全可能的，如果适当改进，运行性能还将进一步提高。     

KWU压水堆核电站重要特点：限制系统在设计中的应用

本文概述KWU压水堆核电站限制系统的功能和优点。设计计算表明,限制系统对缓解核电站事故后果起到显著作用。     

秦山300MW核电机组全范围仿真机安全壳模型

提出了一个多节点安全壳数学物理模型。该模型用于秦山３００ＭＷ核电机组全范围仿真机取得了良好的实时仿真效果。与ＣＯＮＴＥＭＰＴ－４／ＭＯＤ３程序计算出的秦山核电站安全壳在失水事故下的动态响应结果进行了比较两者符合良好。