摘要：通过对核电厂非能动安全壳冷却系统围堰的结构与功能进行分析,幵采用有效的质量控制措施,制定了1套围堰安装技术。将此安装技术应用于海阳核电厂1号、2号机组。结果表明,围堰系统安装完成后达到设计要求、满足安全壳冷却系统功能试验条件,围堰安装技术有效可行。该围堰安装技术可为后续核电厂提供参考。

摘要：面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。

摘要：采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统(PCS)的海阳核电一期工程核电厂模型,对核电厂压力容器直接注射(DVI)管线破裂、冷段双端断裂、自动卸压系统(ADS)误启动、热段2英寸破口等严重事故序列进行了模拟计算,分析反应堆系统的热工水力行为。并通过安全壳系统的压力和温度响应,分析了非能动安全壳冷却系统在严重事故工况下的冷却能力。计算表明,对于分析的严重事故工况,在72h内,PCS的冷却能力能够保持安全壳内压力和温度处于较低水平,可以保障安全壳完整性。分别针对PCS水膜覆盖率以及环境温度对PCS冷却效果进行了敏感性分析,表明水膜覆盖率降低和环境温度升高均会使PCS冷却能力降低,安全壳内压力升高,但均未超出其设计压力。

摘要：针对威斯康辛大学AP600冷凝实验的实验本体进行结构分析,计算其承压能力和密封性能。因通过计算发现实验本体承压性能不足,提出改进实验本体结构的设计方法。通过ANSYS有限元计算分析了改进后的实验本体的承压性能。结果表明,改进后的实验本体,具有更好的承压能力,可满足更高的实验参数需要。