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。     

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。      

国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验研究

快速冷却功能是我国自主三代核电技术所采用的一项新设计特性.其作用是在事故工况下,由安注信号触发大气排放阀的开启并自动调节,从而对反应堆冷却剂系统实施快速冷却,确保中压安注尽快注入.为验证快速冷却功能的正确性和与设计的符合性,经研究需开展调试首堆试验.该文描述了国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验的实施方案和设计方法...     

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SERION／INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库，在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统（INCORE）进行装转方案评介，采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度，用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环芯优化方案搜索计算。结果表明，无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看，专家系统SEDRION／INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

泰山核电二期工程安全壳结构整体性试验

本文结合秦山核电二期工程IRX安全壳结构整体性试验，介绍了其测试原理和方法，验证标准以及试验结果与分析。     

压水堆核电站安全壳的通风

本文介绍压水堆核电站安全壳的通风要求、通风系统的设计准则和系统功能说明。     

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.     

安全壳卸压排放过程模化分析

针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表（PIRT）。结果表明：排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态;乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利用关键现象识别及重要性分析结果与现有缩放实验台架的搭建经验及研究结果,得到了安全壳卸压排放过程验证性试验装置搭建中应该遵循的相似准则,从而为安全壳卸压排放验证性试验装置的搭建提供设计基础和理论依据。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的机理分析

破口失水事故工况下,大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处,并逐渐堆积形成碎片床,不断增大流体通过滤网的阻力,降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却,从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移,以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床,并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。     

VVER-1000堆型一回路水压试验准备与实施

描述了VVER-1000机组水压试验过程与步骤,结合上游设计文件、标准规范,通过与田湾一期、国内典型机组的比较,提出了试验验收准则、试验压力和温度要求、控制方法,总结了田湾3号机组初始一回路水压试验的准备与注意事项,对于水压试验程序的编制及试验的执行具有指导作用,可供后续同类型机组的水压试验和调试工作参考。     

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。     

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SEDRIO/INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度。用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环堆芯优化方案搜索计算。结果表明,无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看,专家系统SEDRIO/INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

压水堆核电厂超压分析探讨

本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.     

海洋条件下反应堆热工水力参数的子通道计算

针对海洋条件下反应堆的子通道热工水力分析,建立了海洋运动附加力模型和瞬态入口边界,将起伏、摇摆及复合运动的附加力关系式用于子通道模型的轴向和横向动量方程,并应用到COBRAⅢC程序将其改造为适应海洋条件的反应堆子通道分析程序。作为验证,计算了加热实验通道和"奥陆"堆在起伏运动情况下热通道的临界热流密度比(CHFR)、出口空泡份额和冷却剂流量,并与文献结果对比。还详细计算了"奥陆"堆在起伏、不同摇摆中心和复合运动情况下,热通道的CHFR和不同位置子通道出口的热工水力参数。研究表明:海洋条件下反应堆的子通道热工水力参数随运动呈周期性变化;起伏运动对子通道的压降影响较大,摇摆运动对子通道冷却剂的流量和温度影响较大。     

长寿期压水堆颗粒弥散可燃毒物中子学设计与分析

为实现长寿期压水堆的低硼运行,对颗粒弥散可燃毒物进行了中子学设计与分析,颗粒弥散可燃毒物的自屏效应可通过颗粒半径进行调节,能实现可燃毒物消耗和燃料燃耗的较优匹配。本文选取目前压水堆常用的快燃耗可燃毒物B、Gd为对象,研究了颗粒弥散可燃毒物不同颗粒半径和填充份额对组件中子学特性的影响。结果表明,颗粒弥散可燃毒物能实现长期稳定的反应性控制,其中BISO含硼弥散颗粒符合长寿期压水堆低硼运行的要求,适合作为长寿期压水堆的候选可燃毒物进行下一步研究。