摘要：安全壳钢衬里锈蚀后的风险评估对保障核安全具有重要意义,开展风险评估之前,需要对锈蚀钢衬里的性能及其对安全壳密封性的影响进行研究。结合国内外钢衬里典型锈蚀案例,论述了其锈蚀特征和机理;介绍了锈蚀钢衬里力学性能相关研究,并针对研究的不足进行了试验探究;介绍了安全壳钢衬里锈蚀后的密封性研究成果,并分析了钢衬里锈蚀模拟存在的问题;结合试验结果提出了一种钢衬里锈蚀模拟方法,并与国外方法进行了对比。结果表明:安全壳施工阶段避免混凝土内遗留杂物和保持涂层完好是防止钢衬里锈蚀最有效的方法;锈蚀率小于50%时,钢衬里的弹性模量基本不受锈蚀影响,但随锈蚀率增大,其屈服强度、极限抗拉强度和极限拉伸应变近似呈线性下降规律;钢衬里锈蚀会增大安全壳在事故工况下发生泄漏的风险;国外钢衬里锈蚀模拟方法高估了严重锈蚀情况下钢衬里撕裂时的应变和内压,采用提出的锈蚀模拟方法评估安全壳的密封性更加安全。

摘要：为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法,以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段,本研究采用理论分析的方法,建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计(CAD)的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比,验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明,两种方法的计算误差在1%以内。因此,本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性,对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法,新的方法计算速度更快,人因错误率更低,有利于敏感性分析,可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。

摘要：通过实验模拟304L不锈钢(304L SS)在压水堆核电厂一回路B+Li水化学环境下的钝化反应过程,研究了时间和温度变化对于钝化反应过程的影响。结果表明,304L SS表面钝化生成的氧化膜呈双层膜结构,并且在300 h范围内,氧化膜处于一个不断生长的状态,膜厚度、抗腐蚀能力与钝化时间呈正相关关系。提高钝化温度可以让304L SS表面的氧化膜生长得更加均匀,从而提升表面氧化膜的整体抗腐蚀能力。基于实验结果,本文分析提出了一种氧化膜综合生长模型,并对相关结论应用于热态功能试验首次钝化试验的工程前景进行了讨论。

摘要：根据我国南部海域极端海洋环境条件下的海上风电风机基础大直径单桩的结构型式、单桩顶法兰的结构型式及其水平度对风机安全运行的重要性,以顶法兰发生凹陷为研究对象,提出了两种桩顶法兰凹陷问题的处理方式,法兰磨平方案和法兰垫片垫平方案,并通过有限元法对法兰磨平方案进行了数值模拟分析、采用经验公式法对法兰垫片垫平方案进行了分析。分析结果表明,通过两种方案调整法兰的水平度后,风机基础结构安全性及风机正常稳定运行均能得到保证。

摘要：核安全壳的壳体与筏板基础交界处(截锥体区域)形状不规则且受力复杂,研究该区域的受力机理对掌握整个安全壳的结构性能十分重要。以核安全壳截锥体区域为研究对象,在利用ABAQUS软件计算分析得到合理的截锥体缩尺模型的基础上,制作了缩尺比例1∶3的2个试件,分别进行无内压和有内压2种荷载工况下的静力试验。试验结果表明:试件1(无内压)破坏方式为弯剪破坏,发生27.7 mm水平位移;试件2(有内压)破坏方式为剪切破坏,发生32.6 mm水平位移。两试件主要裂缝区均为内侧底板与截锥体区域交界处,钢筋屈服位置主要出现在上部底板长度方向钢筋处,截锥体外侧竖向钢筋未充分发挥作用。相关结果可指导结构配筋优化工作。

摘要：根据RCC-M规范B3200篇要求,RCC-M 1级管道需要进行快速断裂分析,但在RCC-M附录ZG篇的具体规定中,只给出容器、不锈钢管道快速断裂的计算方法,缺少碳钢管道的相关规定。因此,本文结合RSE-M、ASME以及R6规范的相关要求,开展规范之间的差异化分析,并以RSE-M规范为基础评价碳钢管道快速断裂;然后以一条具体碳钢管道为例开展快速断裂分析,给出规范差异项(焊接残余应力,考虑Ⅱ、Ⅲ型)影响分析的对比结果。

摘要：对承受一次应力和二次应力载荷共同作用下的含裂纹结构进行断裂力学分析时,需要考虑材料塑性及一次应力与二次应力的相互作用对裂纹驱动力计算的影响。对常用的RSE-M和R6中提供的分析方法进行对比研究表明,二者的分析思路相同,本质上都是基于参考应力法分析;对一次应力引起裂纹驱动力的修正方法和结果基本相同;对二次应力引起裂纹驱动力的修正存在明显差异:RSE-M采用的方法中二次应力大小起主导作用而与一次应力弱相关,R6采用的方法中一次应力起主导作用与二次应力的大小弱相关,RSE-M适用于没有或者少量弹性随动的情况,R6对出现一定程度范围的弹性随动现象均适用,适用范围更大,同时得到的修正系数更保守。

摘要：2008年,NRC发布公开信GL2008-01“Managing Gas Accumulation in Emergency Core Cooling,Decay Heat Removal,and Containment Spray Systems”,要求核电厂执照申请者必须提供电厂对不可凝气体的应对措施,并证明电厂的设计建造等满足公开信的要求。核电厂发生丧失冷却剂事故下,安全注入系统启动,将含硼水注入到反应堆冷却剂系统,防止堆芯裸露,限制燃料包壳温度的峰值。核电厂正常运行期间,安全注入系统处于满水备用状态。如果系统内产生、积聚不可凝气体,可能导致事故后安全注入系统无法立即投使,进而影响核电厂的安全运行。因此,必须对核电厂安全注入系统不可凝气体问题引起足够的重视。目前,关于该领域的研究工作主要涉及不可凝气体在流体系统中集聚可能影响泵性能甚至导致其无法执行安全功能,主要导致的故障包括:泵气缚、泵突然抱死和泵机械性能降级。对于泵后的系统管道含不可凝气体的水锤现象研究较少。因此研究安全注入系统不可凝气体的水锤分析问题,分析潜在不可凝气体对安全注入系统注入功能的影响对核电厂的安全运行具有重要意义。

摘要：为确保乏燃料干式贮存安全,必须有效地散出乏燃料衰变热。本文对卧式混凝土模块(TC)和内置乏燃料贮罐(DSC)在4个通风口发生不同程度半堵塞情况下的热工安全性能进行了分析。结果表明,在发生部分通风口半堵塞情况下,乏燃料贮罐内各个部件的温度均在相关法规标准限值范围内,乏燃料贮罐内的热量可被有效导出;混凝土结构温度超出法规限值,需设置合理监控手段,及时发现并清除堵塞。

摘要：当前应急设施可居留性评价越来越多地使用二级PSA释放类源项,但是释放类源项如何选取,法规标准并无明确的规定,业界的实践也尚未统一。本文调研了先进三代堆应急设施可居留性的源项选取方法,提出了基于二级PSA释放类选取应急设施可居留性评价中严重事故源项的方法和流程。以某先进压水堆核电厂应急指挥中心为研究对象,利用本文提出的方法给出了4种不同的源项选取方案,计算了应急指挥中心工作人员的有效剂量。通过绩效评估方法,推荐了2种优选的二级PSA释放类选取方案,为应急设施可居留性评价中严重事故源项选取提供指导。