摘要：非能动安全壳空气冷却系统(PAS)是模块化小型堆的重要组成部分,也是安全壳设计的核心。该系统保证安全壳压力不超过设计限值,保证安全壳完整性。本文采用拉丁超立方抽样(LHS)的方法对可能影响安全壳压力响应过程的13个参数进行了系统的敏感性分析。研究结果表明壳内初始温度、壳外气体温度对安全壳压力响应过程最为敏感。本文首次使用通用的最佳估算安全壳分析软件和统计分析方法进行安全壳压力响应敏感性分析,该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全评审提供技术支持。

摘要：《核动力厂设计安全规定》(HAF102-2016)中6.3.5.2节要求:设计必须为各独立隔间之间提供足够的气流通道。隔间之间各种开口的截面尺寸,必须能够保证在事故工况压力平衡期间产生的压力差,不会对承压结构或减轻事故工况后果的重要系统造成不可接受的损坏。为了满足这一要求,除了对安全壳隔间进行分析,也对安全壳外有高能管道经过的电气厂房进行分析,本文对电气厂房的主蒸汽和主给水管廊进行计算分析,保证事故后隔间墙体建筑结构的完整性。

摘要：以M 310+型核电厂为例,计算分析了设计基准事故以及严重事故后安全壳内压力、温度环境条件。对核电厂设计基准事故和严重事故分析分别采用了法国的安全壳热工水力计算分析程序PAREO和一体化严重事故分析程序MAAP。计算分析给出了设计基准事故和严重事故下安全壳压力、大气温度和露点温度的峰值随时间变化曲线。计算结果表明设计基准事故和严重事故后,安全壳压力峰值工况均以MSLB为始发事故;设计基准事故后安全壳压力峰值为0.511 8 MPa,严重事故后安全壳压力峰值为0.602 MPa。

摘要：在极寒外部环境条件下,并丧失所有交流(AC)电源事故下,钢安全壳内部热负荷会减少,安全壳内部的温度和压力也随之减小,导致钢安全壳承受较大外部压力荷载。本文基于有限体积法求解多组分、多相的质量、动量和能量守恒方程,计算分析了典型核电厂极寒条件下安全壳可能受到的最大外压。计算结果表明典型核电厂最大压差不会超过设计值。本文计算的安全壳负压对钢安全壳设计至关重要。