安全壳
- 安全壳非能动热阱系统研究
安全注入系统、安全壳喷淋系统、应急给水系统等[2-4]。随着华龙一号机组的工程推进,相关研发机构也开展了不少提升华龙一号安全性和经济性的相关研究,如安注箱注入特性优化研究[5]、场外应急优化研究[6]、反应堆及一回路系统设计优化改进[7]、核电厂的辐射防护最优化设计[8]、非能动安全壳热量导出系统管道布置优化分析[9]、华龙一号核电项目工期优化方案研究[10]、核电厂防火设计优化经验总结[11]。上述优化研究主要针对工程项目已有系统和设备开展的研究,而采用
原子能科学技术 2023年10期2023-10-27
- 反应堆通风系统安全壳隔离阀故障期间安全壳内部压力的控制方式
的2号机组执行安全壳隔离阀阀间泄漏率试验SRST－411，安全壳隔离阀7314－PV13／PV14的阀间泄漏率大于7000SCCM，不满足验收准则［1］，经维修人员检查确认为安全壳隔离阀7314－PV14内漏，机组因此进入技术规程书的运行限制条件LCO 16.3.5.4，经维修人员近24天的检修完成安全壳隔离阀7314－PV14内漏处理后系统恢复正常状态，在对安全壳隔离阀7314－PV14缺陷检查定位和内漏消缺期间，2号机组先后6次停运反应堆厂房通风系统配
机电工程技术 2023年1期2023-02-24
- 三代非能动核电厂事故后惰化氢气缓解措施有效性分析
用的方式来消除安全壳内的氢气[2]，从而缓解安全壳内的氢气风险。为降低氢气燃烧造成对安全壳完整性的威胁，研究人员提出了严重事故情况下事故惰化氢气风险缓解措施[3]，它是通过向大型安全壳内注入惰性气体（氮气或二氧化碳），控制安全壳内混合易燃气体成分，避免达到可燃浓度，如事故预惰化、事故后惰化、事故后稀释措施。本文基于一体化严重事故分析MAAP5 程序，建立三代非能动核电厂安全壳模型，对严重事故下事故后惰化氢气缓解措施的有效性进行分析，同时对事故后惰化的注入位
核科学与工程 2022年4期2022-10-25
- 三代核电厂过滤排放系统功能定位分析
100840)安全壳是包容核电厂放射性产物的最后一道屏障。二代改进型核电厂为应对安全壳超压威胁，保证安全壳的完整性，设置了安全壳过滤排放系统。在严重事故期间，为防止安全壳晚期超压失效，通过主动卸压的方式排出安全壳内的大气，保证安全壳压力低于其承载限值。同时，安全壳过滤排放系统中的过滤装置，使得排放到环境中的放射性物质是有限的[1]。国内二代改进型压水堆核电厂以及自主研发的三代核电厂普遍采用具有文丘里水洗器和金属纤维过滤器的安全壳过滤排放系统设计方案[2,3
中国核电 2022年3期2022-09-17
- 钠冷快堆安全壳设计研究与探讨
深防御体系中，安全壳系统的放射性物质包容功能，对于事故工况下缓解事故后果具有至关重要的作用。 目前我国压水堆核电厂安全壳设计的主要依据是HAF102—2016 《核动力厂设计安全规定》 以及HAD102/06《核动力厂反应堆安全壳系统的设计》。安全壳是防止放射性物质泄漏的最后一道实体屏障， 应能承受外部自然灾害和人为事件的影响；其设计必须保证核电厂向环境的任何放射性释放保持在合理可行尽量低的水平，在运行工况下不超过放射性释放的监管排放限值，在事故工况下不超
科技视界 2022年18期2022-08-10
- 核电厂安全壳试验前进行湿度调节的分析
0089）1 安全壳密封性试验国内核电厂安全壳整体密封性试验通常采用绝对压力法，数据处理采用质量点法。在安全壳完全封闭后，通过压空系统（或临时空压机）向安全壳内注入空气，当安全壳内压力达到试验压力后，停止充气。安全壳内的干空气质量将随着时间推移逐渐减少。通过安全壳内空气的压力、温度和水蒸气分压力参数根据理想气体方程（1-2）计算某测定时刻的安全壳内干空气质量点，根据式（1-1）计算干空气质量的变化率，即可得到安全壳整体泄漏率的估计值。L：安全壳整体泄漏率估
大众标准化 2022年11期2022-07-08
- 浮动核电站安全壳泄漏率指标分配
《核电厂反应堆安全壳系统的设计》（HAD102/06）的规定，安全壳系统的主要功能是在事故工况期间及以后限制放射性物质从堆芯和反应堆冷却剂系统释放到周围环境。安全壳作为安全壳系统的主体结构，设计成完全包围一回路压力边界，能承担事故工况下高强度的安全壳设计压力和温度，并保持结构完整性、具有满意的密封性能[1]。陆上核电站除AP1000外，安全壳一般采用预应力钢筋混凝土加钢制内衬结构，预应力混凝土是承压结构，钢制内衬是密封结构，其安全壳容积一般约50 000
中国舰船研究 2022年1期2022-03-19
- 华龙一号非能动安全壳冷却系统对严重事故后果影响研究
性[1-6]。安全壳是纵深防御的最后一道屏障，在事故工况下，安全壳失效可能导致放射性物质直接释放到环境中，因此必须要保证安全壳在事故工况下的结构完整性。非能动安全壳冷却系统(PCS)因堆型不同采用的冷却方式也不尽相同[7-11]。华龙一号采用分离式热管形式的PCS，能在超设计基准事故工况下导出安全壳内热量，防止安全壳在长期冷却阶段缓慢超压，从而保证安全壳结构的完整性[12]。中国核电工程有限公司针对华龙一号PCS开发了瞬态分析程序模块[13-15]，该程序
原子能科学技术 2022年2期2022-03-02
- 预应力模拟方法对核安全壳结构动力特性的影响
16622)核安全壳是核反应堆的围护结构，是继核燃料包壳、一回路压力边界之外的最后一道安全屏障[1].在核电厂中，大部分核安全壳都采用预应力混凝土结构，而预应力作用是影响核安全壳结构动力特性及抗震性能的主要因素之一.近年来，随着核电工程的建设和发展，引起了国内外学者对安全壳结构中预应力作用及其模拟方法的关注.2006年美国SANDIA国家实验室[2]组织多个国家，开展了安全壳结构极限承载力试验研究，部分研究人员采用了分离式建模来模拟预应力作用.孟剑等[3]
沈阳工业大学学报 2022年1期2022-01-27
- 核电站安全壳用厚钢板及其制造方法
开了一种核电站安全壳用厚钢板，其厚度为10～60 mm，其化学元素质量分数为：wC为0.06%～0.15%；wSi为0.10%～0.40%；wMn为1.0%～1.5%；wMo为0.10%～0.30%；wP≤0.012%；wS≤0.003%；wAl为0.015%～0.050%；wNi为0.20%～0.50%；以及wV≤0.05%，wTi≤0.03%，wCr≤0.25%，wNb≤0.03%，wCa为0.000 5%～0.005 0%中的至少一种；余量为Fe和其
宝钢技术 2021年5期2021-11-28
- 安全壳氢气控制方法研究
的峰值压力，对安全壳内的设备造成了破坏并直接威胁到安全壳的完整性。在严重事故下，氢气燃烧爆炸是造成核电厂安全壳失效的主要原因之一。当安全壳内的氢气浓度达到一定比例时，在外界条件（例如，温度、压力、氧气浓度等）适合的情况下，可能会发生氢气迅速燃烧或爆炸，从而造成与安全有关的设备和系统的局部损坏，甚至损坏安全壳的结构，造成大量的放射性物质进入环境。因此，在核电站的设计中设置完善的安全壳消氢系统、特别是严重事故情况下的消氢措施，是保证反应堆安全的一个重要方面。本
科技视界 2021年23期2021-09-15
- 严重事故下核电厂安全壳结构概率性能评价
300401)安全壳结构作为核电厂最重要的结构，是事故下的防泄漏屏障，在保证核安全方面起到关键作用[1−3]。美国三里岛核事故以后，安全壳结构的重要性得到重新认识，研究安全壳结构在超设计基准事故下的行为和相关性能成为热点。目前，关于安全壳结构在事故压力下的力学性能开展了一系列的试验和数值模拟研究[4]。安全壳结构试验研究主要包括桑迪亚实验室的1∶4模型试验[5]，印度BARCOM1∶4模型试验[6]、法国MAEVA模型试验[7]、英国Sizewell-B1
工程力学 2021年6期2021-07-06
- 卡拉奇2号机组安全壳整体性试验充压过程研究
44)“核电厂安全壳系统”是防止核泄漏及外部荷载冲击的最后一道实体屏障。安全壳的主要功能是包容和屏蔽所可能产生的放射性物质，维护公众的安全[1]。安全壳整体性试验是核电厂调试及在役期间的大型专项试验，采取向安全壳内充入压缩空气，模拟核反应堆在失水事故(LOCA) 状态下的安全壳内状态。巴基斯坦卡拉奇 2号机组是中国具有自主知识产权三代压水堆核电技术的海外首堆工程。安全壳密封性试验由于其特殊性无法与核岛其他工作同时开展，是占用核电厂调试关键路径的主线工作，而
中国核电 2021年5期2021-06-24
- 中国示范快堆安全壳热工设计参数分析及研究
军中国示范快堆安全壳热工设计参数分析及研究李世锐，任丽霞*，胡文军（中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京102413）核电厂安全壳是防止放射性物质泄漏的最后一道实体屏障，对缓解或降低严重事故的放射性后果起到关键作用。中国示范快堆的安全壳采用具有隔离功能和密封性功能等设计特点的厂房结构，合适地确定其设计基准是安全壳设计的首要问题。本文分析比较了世界钠冷快堆在安全壳设计时的内部机械载荷设计基准，提出示范快堆安全壳的设计应考虑假想堆芯解体事故（HCDA
核科学与工程 2021年5期2021-04-07
- 安全壳过滤排放系统容量确定
电厂，是否设置安全壳过滤排放系统，一直受到安全监管部门关注，也是业主、设计单位等各方反复研讨的问题。国内外的法规标准并没有强制要求设置安全壳过滤排放系统。在传统二代改进型压水堆核电厂，当发生严重事故，通过安全壳过滤排放系统主动卸压使安全壳内压力不超过其承载限值，确保了安全壳的完整性。华龙一号采用双层安全壳、设置有专设安全设施和完善的严重事故预防与缓解措施、具有充分的安全壳自由容积，那么华龙项目是否需要设置安全壳过滤排放系统以及如何确定系统容量，需要进行研究
核科学与工程 2021年1期2021-03-05
- 小型堆安全壳抑压系统优化分析
采用紧凑布置，安全壳自由容积较传统反应堆安全壳小，且设计基准工况下不考虑喷淋系统。因此，为降低安全壳设计、制造及壳内设备鉴定的要求，参照沸水堆设计及运行经验，可采用抑压系统在LOCA后短期内快速降低安全壳峰值压力[1]。由于小型堆从反应堆设计、一回路设计及安全壳等设计与沸水堆存在较大差异，需对有无抑压系统的安全壳内发生LOCA后的热工响应进行敏感性分析[2]，并针对不同抑压系统配置方案下LOCA后的安全壳热工响应进行敏感性分析[3]，以得到最优配置方案。抑
原子能科学技术 2020年12期2020-12-15
- “华龙一号”安全壳内气溶胶重力沉降特性研究
放射性物质进入安全壳，这些放射性物质在安全壳内的存在形态主要有惰性气体、单质和气溶胶三种形态。其中，气溶胶占安全壳内所有放射性物质的绝大部分[1,2]，气溶胶的释放、迁移和去除对安全壳内环境条件、厂外放射性后果及主控室可居留性等具有重要影响。气溶胶在安全壳内的迁移和去除机理主要包括能动的喷淋去除和重力沉降、热泳和扩散泳等自然去除[2,3]。在安全壳喷淋系统失效的事故工况下，安全壳内的放射性气溶胶只能依靠自然机理去除。热泳主要是由于安全壳大气空间存在温度差，
核科学与工程 2020年5期2020-11-30
- “华龙一号”严重事故下安全壳环境条件研究
口或卸压阀进入安全壳，造成安全壳大气压力温度升高，安全壳环境条件发生恶化。恶化的环境条件会对布置在安全壳内的诊断仪表、缓解系统及设备的运行产生影响，进而威胁安全壳的完整性。国家核安全局颁布的核安全法规HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》要求对设备可用性进行评估，指出“在鉴定程序中必须考虑合理可预计的环境条件，以及可能由特定运行工况(如安全壳泄漏率定期试验)引起的异常环境条件。在可能的范围内，应该以合理的可信度表明在严重事故中必须运行的设备(如某些
核科学与工程 2020年4期2020-10-13
- 安全壳泄漏率监测系统日泄漏率异常现象研究
郭晓龙关键字安全壳；日泄漏率；监测；高报警0 前言反应堆安全壳作为核电站的第三道安全屏障，在核电站正常运行以及事故工况下必须能够包容壳内的放射性物质，以避免其泄漏到大气中对周围环境及社会公众造成危害，为此必须要求安全壳有很高的完整性。某核电厂的最终安全分析报告及运行技术规格书都规定了机组正常运行的泄漏率限值和后备模式，即在60hpa 表压下，安全壳的泄漏率（Q160）应满足Q160≤5 Nm3/h。一旦泄漏率超过5 Nm3/h，必须立即查找泄漏原因[1]。
科技视界 2020年26期2020-09-24
- 反应堆安全壳氢气控制措施简介
这些氢气释放到安全壳，最终会由于氢气燃烧造成了约0.2 MPa 的安全壳峰值压力，对安全壳内的设备造成了破坏并直接威胁到安全壳的完整性。核电厂事故发生后的氢气风险受到了广泛的关注。各国都制定相关的管理规程，对反应堆失水事故（LOCA）后安全壳内氢气的长期产生和分布情况提出了控制要求。过去的考虑更多针对设计基准事故，氢气缓解主要通过启动堆芯应急冷却系统来维持堆芯内金属与水的反应在较低强度下，从而限制氢气产生。堆芯与安全壳地坑内水辐照分解等产生氢气的过程相对较
科技视界 2020年22期2020-08-14
- 预应力混凝土安全壳内压易损性及性能评估
要关注的问题。安全壳作为重要核安全相关结构是防止放射性物质泄露的最后一道屏障[1]，设计安全壳结构时需要考虑诸如地震、龙卷风等外部事件以及内部失水事故等工况[2]。安全壳在设计基准工况和超设计基准工况下的完整性可以采用极限内压承载力进行量化[3-5]。目前对于安全壳在事故工况下内压承载力研究要集中在试验研究和数值分析。关于安全壳试验研究方面，Hessheime等[6]在桑迪亚实验室展开了1∶4预应力混凝土安全壳模型试验。Parmar等[7]进行了1∶4 B
哈尔滨工程大学学报 2020年6期2020-07-27
- 海洋环境条件下浮动堆安全壳设计
究很少[4]。安全壳是反应堆最重要的构筑物，是核安全的最后一道安全屏障，是事故后防止放射性物质向环境扩散而采取的最重要的措施之一。余爱萍和王远功[5]针对核反应堆安全壳结构形式的选择，较为全面地总结了世界各国陆上反应堆安全壳的发展情况。陆上核电站反应堆安全壳是以预应力钢筋混领土为主要设计型式，其在重量、尺寸和设计压力等方面均不能适应海洋环境条件下的装船要求。例如，一般陆上核电站安全壳容器的容积约为6×104m3，不考虑材料重量对总体方案的影响，承压和屏蔽采
中国舰船研究 2020年1期2020-06-03
- 钢安全壳吊装及施工优化
200233)安全壳是核电站中包容反应堆冷却剂系统和其他安全系统的重要承压边界，同时其结构必须保持结构完整性，防止放射性物质向外部自然环境中泄漏。三门核电一期工程采用自立的带椭球形顶/底封头的圆柱体钢安全壳(SCV)。钢安全壳内表面直径是39.624 m，筒体段高42.698 m，椭球形顶/底封头高11.468 m，钢安全壳总高度是65.634 m。钢安全壳还包含两个设备闸门、两个人员闸门、一个环吊梁、贯穿件及其他部件。此外，安全壳上还支撑了风管、电缆桥架
核科学与工程 2020年1期2020-05-29
- CANDU6核电厂无过滤安全壳通风模式的研究
故下可能会发生安全壳超压失效，尤其在全厂断电事故（Station Blackout Accident，SBO）下，由于缺少安全壳喷淋等冷却措施，安全壳会发生超压失效。实际上，早期的CANDU6设计并未考虑严重事故对策[1]。对于CANDU6核电厂，设计基准事故下，通过启用安全壳喷淋和就地空气冷却器可以保持安全壳的完整性。然而，在全厂断电事故下，由于无法启用安全壳喷淋和就地空气冷却器这两种保持安全壳完整性的措施，IAEA经研究得出结论，约1 d后，会引起安全
核安全 2020年1期2020-03-03
- 基于有限单元法的安全壳结构静力分析
116000安全壳作为核电机组第三道安全屏障保护环境与公众，反应堆正常运行期间防止放射性物质外逸。当反应堆发生失水事故（Loss Of Coolant Accident，即LOCA）时，释放出大量放射性和高温高压汽水混合物可被它包容和隔离，防止对核电站周围居民产生危害。所以安全壳建筑结构就需要有足够的强度和密封性能。根据RCC-G（86），核电站首次停堆换料期间须进行安全壳整体打压试验（Containment Total Test，即CTT），检验安全壳
商品与质量 2019年12期2019-12-19
- 内压和地震同时作用下的核电站安全壳响应分析
要高得多。而，安全壳作为核电站发生事故时屏蔽放射性物质的最后屏障，必须满足安全性的高要求。2011年日本福岛核事故发生以来，应对高强地震成为了核电站安全设计越加重视的问题[2]。另外，因冷却系统管道破裂产生高压气体、严重事故下核燃料包壳锆水反应产生的氢气以及其他原因产生的巨大压力，也会对核电站安全产生较大的威胁[3]。极端情况下，地震和内压有可能同时作用于核电站系统，如：高强地震诱发主蒸汽管道破裂同时对安全壳产生影响等。在现有的研究成果当中，有许多仅考虑地
中山大学学报(自然科学版)(中英文) 2019年6期2019-12-12
- M310堆型核电站运行期间安全壳查漏策略
回路压力边界、安全壳。在机组正常运行期间，安全壳作为第三道屏障其作用是对反应堆的放射性提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏。核电站《运行技术规范》中对安全壳的泄漏率有明确的限值要求，一旦突破限值要求，必须在规定时间内进行漏点查找并消除缺陷，否则必须在规定时间内退防，将机组后撤至安全状态[1]。国内M310堆型核电机组在正常运行期间，安全壳泄漏率处于实时监测状态，安全壳的泄漏率接近或超过运行限值的情况时有发生，本文结合国内某核电1～4号机组历次安全壳查漏经验对
产业与科技论坛 2019年17期2019-10-24
- 核反应堆设置安全壳过滤排放系统的必要性分析
引言核反应堆安全壳过滤排放系统(FCVS)在安全壳晚期超压(例如严重事故后)工况下，通过主动卸压的方式使安全壳内的压力不超过其设计压力，从而确保安全壳的完整性。同时，通过对排放气体的放射性物质进行过滤，使不可避免释放到环境中的放射性物质维持在尽可能低的水平。设置FCVS的目的在于保证安全壳的完整性，避免由于安全壳晚期超压失效导致放射性物质不可控地向环境释放。但是该系统在过滤放射性物质时不能完全过滤，仍旧会对环境和公众造成一定的放射性污染或伤害。考虑到该系
综合智慧能源 2019年8期2019-09-10
- 严重事故下气载放射性排放控制研究
释放,仍设置了安全壳喷淋、安全壳过滤排放等多种缓解措施以减少事故下的放射性后果。本文简要介绍了核电厂气载放射性物质的产生和释放途径,对 “华龙一号”的气载放射性排放控制措施效果进行了论证。1 气载放射性物质产生与释放途径核电厂核反应堆在裂变过程中会产生近40种元素、约200种核素,其中绝大部分核素是放射性的,而且衰变子体也往往是放射性的[2]。放射性物质的主要来源就是这些裂变产物,而气载放射性物质就是由空气或其他气体介质所载带的放射性物质。在严重事故工况下
中国核电 2018年3期2018-10-10
- 事故工况下壁面油污和锈斑对钢制安全壳潜在失效影响分析
污和锈斑对钢制安全壳潜在失效影响分析石兴伟，兰 兵，胡 健，于大鹏，雷 蕾*，温丽晶，乔雪冬(环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082)反应堆事故工况下，钢制安全壳是防止放射性物质向环境释放的重要屏障，因此有必要研究分析事故条件下传热削弱因素(如壁面油污和锈斑)对安全壳完整性的影响，以评估安全壳的潜在失效风险。本文应用非能动安全壳分析程序，建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型，并以冷管段双端剪切事故为基准工况，分别研究了壁面油
核安全 2017年2期2017-09-25
- 华龙一号与AP1000非能动安全壳冷却系统差异分析
1000非能动安全壳冷却系统的组成，原理和运行进行了较全面的介绍，分析并比较了两种非能动安全壳冷却系统在工艺、化学、安全、冷却效率以及空气动力学方面的差异，分析结果表明：与美国西屋公司AP1000相比，华龙一号具有更高的安全性、更好的经济型及科学的合理性。本文的研究成果对我国华龙一号的发展、设计及推广应用具有重要的现实意义。关键词： 非能动安全壳冷冻系统系统；AP1000；运行原理华龙一号（中国）和AP1000（美国西屋）均是第三代压水堆核电技术，二者在安
科学与财富 2017年24期2017-09-06
- 安全壳过滤排放系统专利技术综述
摘 要：核电站安全壳过滤排放系统（Containment Filtration and Exhaust System）是防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障，它的完整性对环境保护具有相当大的作用。本文对CFES专利申请从申请量、区域分布、技术主题和主要申请人等方面进行了分析。关键词：安全壳；卸压；过滤当发生堆芯熔融事故后，堆芯熔融物与水及混凝土底板发生反应，产生大量的不凝结气体，使安全壳内压力升高，若达到安全壳压力承载限值，会导致放射性物质逸出。对此，
科学与财富 2017年19期2017-07-19
- 地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证
)地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证孔翔程，邹志强，武铃珺，蒋孝蔚，张 航，李 翔(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川成都610213)核电站建造于地下，反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障，在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统，预防并缓解放射性裂变产物释放，维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能，充分发挥地下核电站重力补水和天然屏障的安全优势，可以非能动运行。本文通过简单的计算分析开展初步论证，
核科学与工程 2017年2期2017-05-16
- 福岛核辐射“烧坏”机器人
核电站２号机组安全壳内部作业，却接连遭遇失败，最终原因竟是安全壳内的辐射值高达650希沃特，超过原先最糟糕的设想，以至于专门设计的机器人也无法忍受如此恶劣的辐射环境。报道称，机器人进入安全壳内部作业约两小时后，其摄像头拍摄画面突然变暗，作业被迫叫停。根据最新推算，堆芯已熔化的核电站2号机组安全壳内最高辐射剂量达到惊人的每小时650希沃特，再创辐射值新高。原本日方评估2号机组内部的最大辐射量为每小时73希沃特，而专门设计的机器人可累计承受1000希沃特的辐射
环球时报 2017-02-102017-02-10
- PCS表面液膜覆盖率对安全壳完整性影响分析
面液膜覆盖率对安全壳完整性影响分析石兴伟 雷 蕾 兰 兵 胡 健 乔雪冬 靖剑平（环境保护部核与辐射安全中心 北京 100082）钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障，因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响，以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序，建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System, PCS)的热工水力
核技术 2017年1期2017-02-09
- 评价双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路研究
郑 华评价双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路研究魏淑虹,郑 华(深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518000)本文探讨了评价压水堆全压双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路,特别是如何识别潜在旁路泄漏途径和如何确定旁路泄漏率,提出环廊初始维持较大负压使事故后不出现“正压”阶段从而不需评价“正压”期间旁路泄漏,和环廊初始维持较小负压且需评价事故后“正压”阶段持续时间两种主要设计思路,可指导研发先进压水堆核电厂时选择系统设计方案。双层安全壳;直接旁路泄漏;环廊通风
核科学与工程 2016年1期2016-04-12
- 小型堆严重事故下安全壳内氢气行为分析
型堆严重事故下安全壳内氢气行为分析王 坤1，张 帆1，袁名礼1，赵新文1，胥 浩2(1. 海军工程大学核能科学与工程系，湖北 武汉430033；2. 92730部队)采用MELCOR程序，对小型堆破口叠加全部电源丧失的典型严重事故进行计算，并对安全壳内发生氢气燃烧、爆炸的可能性进行分析。结果表明：主管道直径3.72%的破口叠加全部电源丧失后，堆芯裸露，出现熔堆事故；同时锆水反应产生的大量氢气进入安全壳，使安全壳内氢气含量上升，在安全壳局部空间、屏蔽水箱内出
核科学与工程 2016年4期2016-04-06
- 严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究
事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究种毅敏1，石雪垚2，杨志义1，王海洋2(1. 环境保护部核与辐射安全中心，北京100082；2. 中国核电工程有限公司，北京100840)核电站发生严重事故后，安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物，防止向环境的大量释放，但即使在安全壳完好的情况下，仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型，大多采用双层安全壳的设计，对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代
核科学与工程 2016年4期2016-04-06
- 先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究
气溶胶的质量；安全壳降温降压；安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序，选取典型事故序列，评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明，防火喷淋系统能够实现堆腔淹没，在一定时间内进行安全壳降压，以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用，但由于系统限制，防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值，并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的，但可为
核科学与工程 2016年6期2016-03-27
- 应用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序进行安全壳压力响应敏感性分析
HIC程序进行安全壳压力响应敏感性分析王国栋，王 喆，扈本学，王章立，张今朝（上海核工程研究设计院，上海 200233）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
原子能科学技术 2015年12期2015-07-07
- 基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法
MCNP程序的安全壳剂量率计算方法史晓磊，许 倩，魏严凇，季松涛（中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413）严重事故条件下，评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列，计算不同核素组释放进入安全壳内的质量；利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强；利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平；最后根据拟合公式
原子能科学技术 2015年1期2015-05-25
- AP1000和M310安全壳冷却系统的对比与分析
能要求。非能动安全壳冷却系统(PCS)是AP1000安全系统的重要组成部分，在系统触发后，PCS允许事故72h内无需操纵员干预，这相比安全壳喷淋系统(EAS)触发后约20分钟就可能需要人为干预进入再循环喷淋阶段来说，大大降低了人因失误的风险，提高了安全性能。利用PSA对堆芯损伤概率和大量放射性释放概率的分析对比如下：①堆芯损伤概率：第Ⅱ代核电站为 6.7×10-5；AP1000 为 5.08×10-7。②大量放射性释放概率：第Ⅱ代核电站为5.3×10-6；
科技视界 2015年11期2015-04-23
- CPR1000核电机组安全壳试验浅析
19）0 引言安全壳是核电站第三道安全屏障，能够包容和隔离，当反应堆发生LOCA（Loss of Coolant Accident 即一回路冷却剂丧失）时，一回路释放出的大量放射性和高温高压汽水混合物，以防止其对电站周围环境产生危害。根据RCC-G（86 版）规定，安全壳建成后首次装料核燃料前应进行验收性能试验；安全壳试验（Containment Test）即CTT，就是在模拟LOCA 事故条件下，检测安全壳的强度和密封性能是否满足要求，以确保其满足上述核
科技视界 2014年31期2014-12-23
- 非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究
裂变产物，如果安全壳难以保持完整性，那么将对环境及人类健康产生重大威胁。因此有必要研究严重事故下放射性裂变产物释放和迁移特性以及分布状况，并计算相应的源项，这样既可研究源项释放缓解措施，减少放射性裂变产物的释放［1］；也可以直接应用于厂外后果评价系统，在事故下正确采取应急策略［2］。由于非能动先进压水堆的严重事故源项有别于常规压水堆的源项，它依靠非能动安全壳冷却系统保持安全壳的完整性，在无防火喷淋的情况下依靠沉降、扩散电泳和热电泳等自然机理去除裂变产物［3
核科学与工程 2014年3期2014-05-11
- AP1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响
点是采用了钢制安全壳，同时混凝土屏蔽厂房对放射性进行屏蔽［1-2］。在事故工况下，主要传热过程包括：钢制安全壳内不可凝干空气和水蒸气组成的气体发生冷凝，主要位置在地坑水表面、冷构件（包括钢安全壳内部的各种建筑物和低能设施，是无内热源构件）外表面、混凝土底座表面和钢安全壳内表面；安全壳的壳体导热；安全壳外的降膜冷却、辐射、空气对流及导热等。文献［3-8］在AP1000引进前已对非能动安全壳冷却系统（PCS）进行了基础实验研究，但并未对传热过程进行整体分析，同
原子能科学技术 2014年3期2014-03-20
- 核电厂安全壳首次整体在役试验方案优化
300）核电厂安全壳首次整体在役试验方案优化王海卫，杨 刚（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）安全壳整体试验是压水堆核电机组一项特大型、高风险、高难度的试验，通过模拟设计基准事故工况下安全壳内的峰值压力，在事故峰值压力平台下，进行安全壳整体泄漏率测量及各压力平台安全壳结构试验，以验证其密封和结构性能。安全壳整体试验是国家核安全局监管的一个重要见证点，试验结果直接决定是否能够启动反应堆发电。301大修安全壳整体试验是3号机组首次在役试验，本
中国核电 2014年1期2014-02-22