摘要：压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列:热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应(MCCI),安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。

摘要：研究应用GOTHIC8.0程序分析AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)传热传质过程,通过理论计算和程序分析两种方式对分析结果进行比较和评价。研究结果表明:GOTHIC8.0程序的DLM-FM模型适用于模拟安全壳内蒸汽在安全壳内壁面的冷凝传热传质过程,Film模型适用于模拟安全壳外水膜的蒸发传热传质过程。GOTHIC8.0程序可用于分析AP1000核电厂PCS传热传质过程,为AP1000核电厂在设计基准事故(DBA)下安全壳响应分析提供了另一种可行的工具。