摘要：本文应用wgothic程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。

摘要：AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用wgothic程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全壳厚度进行研究,得到了传热性能与安全壳厚度的关系。结果表明,在一定范围内随安全壳厚度的增加,总体安全性得到较大提升,这为采用钢制安全壳的核电站设计提供了理论参考。

摘要：本文根据非能动安全壳冷却系统排热机理，以安全壳内部大气压力和温度为边界条件，编写PCS—FT程序模拟钢安全壳内外的传热过程和环形空间大气的自然循环流动．并通过与wgothic程序对APl000核电厂安全壳某事故工况的计算结果相比较，验证了程序的可信性。使用PCS—FT程序并采用保守的假设估算非能动安全壳外液膜温度．评价不同设计及工况参数对液膜温度的影响和液膜沸腾的可能性．讨论了液膜稳定的条件以及wgothic程序液膜传热模型用于堆芯功率更高、安全壳尺寸更大的先进非能动核电厂安全壳分析的适宜性。