摘要：当余热排出(RHR)系统入口管道在安全壳贯穿件下游发生断裂时,放射性核素随一回路冷却剂的排放直接释放到环境中。本文根据RHR系统安全壳外破口事故的特点,提出了一套评估放射性后果的计算方法。同时,评估了在不同的RHR系统隔离时间下的放射性后果。根据计算结果和GB 6249—2011的要求,选择300s作为发生该类事故后隔离RHR系统的限值,为我国自主化第三代核电厂RHR系统隔离方案设计提供一个设计基准。

摘要：目前,我国现有"二代加"压水堆核电厂的事故分析通常只分析至可控状态,但福岛核电厂事故提示,事故分析仅分析至可控阶段不足以揭示事故后果的全面影响,必须进行全范围事故分析。小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(CDF)中的贡献是概率最大的事故序列之一。本文采用CATHARE程序详细分析了"二代加"压水堆核电厂发生SBLOCA叠加高压安注(HHSI)失效状况下的全范围事故,根据该分析结果初步识别出了现有核电厂安全设计的薄弱环节,对此,本文提出了初步改进建议措施。

摘要：为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等LOCA工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。

摘要：失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。

摘要：在加工中心实际应用中 ,为了方便选用经过实践检验的刀具切削参数 ,提出在MasterCAM8 0中建立常用刀具库的设计思路 ,并加以应用开发。从而减轻工作劳动强度 ,延长了刀具使用寿命 。

摘要：详细介绍一种三轴简化设计制造四轴回转类零件的一种方法,避免了四轴回转类零件复杂造型设计,使设计过程更加简单、快捷,也使NC编程更为方便。并基于VB6.0设计开发NC程序转换器,其方法对应用开发多轴零件设计加工方法有较高的参考价值。

摘要：为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对SGTR事故缓解进行了优化分析。分析表明,根据放射性报警信号识别SGTR事故,并在停堆时隔离破损SG,可以显著降低破损SG的蒸汽排放量和破口流量,是降低SGTR事故放射性后果的可行方向。

摘要：事故保护表(Fault&Protection Schedule)是英国核安全审评中的设计金线,其目的在于呈现所有设计基准工况要求的安全功能,完整地展现核电厂设计。基于国际法律法规调研以及华龙一号GDA审查经验,本文对事故保护表的设计方法及其应用进行研究,事故保护表从事故保护需求出发,通过安全功能分解,明确功能要求,并关联到具体实现保护功能的系统、仪控、电气等实体,呈现了事故保护功能的设计链条,同时能够呈现事故保护功能设计的完整性,为核电厂执照申请及审评提供了一种工具参考。

摘要：本文给出了国内外主要的压水堆LOCA源项分析方法,包括美国一系列的导则、RCC-P、《压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则》(以下简称源项分析准则)和欧洲部分研究报告中给出的源项分析方法,并针对源项分析准则中给出的LOCA源项分析方法保守性开展了初步评价。通过对放射性核素行为进行保守简化的处理,源项分析准则中给出了一套保守的LOCA源项分析方法。

摘要：为了研究先进安注箱的热工水力特性,建立了其数学模型,包括基本守恒方程、传热模型、传质模型和阻尼器模型。开发了先进安注箱计算模块,并将其嵌入到RELAP5/MOD3.3程序中。通过与CFD模拟结果的比较分析,验证了文中模型和求解方法的合理性。针对某先进安注箱,研究了其热工水力特性,并开展了参数敏感性分析,结果表明:各参数的变化趋势合理,先进安注箱能实现从大流量到小流量段的过渡;小流量阶段的出口质量流量随阻尼器直径的增大而减小;整个阶段的出口质量流量随大流量水体积与氮气体积比的增大而减小;当立管形阻系数在一定的变化范围内时,大流量阶段的出口质量流量随立管形阻系数的减小而增大。该研究将为我国先进安注箱的设计和实验研究提供理论依据。