摘要：安全壳压力响应分析是验证非能动安全壳冷却系统(PCS)设计的重要内容,需考虑PCS的传热传质等各种现象的影响。本文应用DAKOTA程序耦合wgothic程序对大型先进压水堆非能动安全壳压力响应进行敏感性分析,通过偏相关系数,定量评价了重要现象识别和排序表(PIRT)中各种现象对安全壳压力的影响程度。研究结果表明:质能释放现象、安全壳内初始环境条件、冷凝/蒸发现象显著影响安全壳压力。该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全审评提供技术支持。

摘要：美国NRC批准应用wgothic程序中集总参数法分析非能动核电厂DBA事故后安全壳响应,该程序采用CLIME模型来模拟非能动安全壳冷却系统(PCCS)传热传质特性,即壳内蒸汽凝结、钢壳导热和壳外水膜蒸发过程。本论文研究wgothic程序中分布参数法(3D模型)分析PCCS传热传质特性的可行性,并与该程序中集总参数法和CERT试验值两种方式对分析结果进行比较验证。结果表明wgothic程序中分布参数法(3D模型)可用于分析PCCS传热传质特性,保守地进行非能动安全壳响应分析。

摘要：针对先进的百万千万级非能动型压水堆(AP1000),提出一种简化的设计基准事故(DBAs)后安全壳响应分析模型,并将该简化模型分析结果和wgothic程序模拟结果进行比较和评价。研究表明:两者吻合良好,简化模型能很好地模拟AP1000安全壳系统的传热传质过程。

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。

摘要：本文对LOCA工况长期稳定阶段安全壳非能动冷却系统的冷却能力进行分析计算。研究了安全壳外壁面与空气折流板之间内环廊的特性与参数。在假设安全壳内壁面温度的前提下,分析计算涉及的各传热过程,相关的安全壳外壁面冷却水膜蒸发量与未蒸发水温选用特定值。通过安全壳外壁面向内环廊空气散热量的两个相关等式形成闭环,进而修正假设的安全壳内壁面温度并重新迭代计算。计算结果表明,安全壳冷却导出热量为6.99 MW,而相应阶段安全壳内事故释放热量为6 MW,即对应本文分析的具体情况,安全壳非能动冷却设计是有效的。

摘要：现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。