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我国核电厂第三代安全壳模型试验获得成功

本报北京8月29日电(记者林英 通讯员何春权)我国首次先进核电厂安全壳结构模型试验今天在冶金建筑研究总院获得成功。这标志着我国核安全壳的研究和试验达到国际先进水平。$$安全壳是核反应堆的最后一道安全屏障,在核泄露状态下,它可以把放射物控制在壳内,使之不泄露到空气中,防止对环境和人体造成危害。掌握安全壳先进技术,对于保证我国的核电地位,适应核电技术发展方向有着重要意义。$$这次的试验模型属于第三代预应力混凝土安全壳,是当前国际上一种较新的结构形式,其突...  (本文共1页) 阅读全文>>

权威出处: 光明日报2000-08-30
《原子能科学技术》2018年04期
原子能科学技术

严重事故条件下安全壳响应模拟研究

核电厂的安全性和可靠性十分重要,安全壳是放射性物质和外界之间的第3道也是最后1道屏障,在事故工况下阻止或缓解放射性物质释放到环境中。严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物[1]对安全壳的完整性构成威胁,可能导致安全壳发生早期或晚期失效,放射性物质泄漏到环境中。因此,对核电厂发生严重事故时的安全壳内响应分析尤其重要。国内外许多学者对事故条件下安全壳响应进行了研究。对安全壳的完整性构成较大威胁的设计基准事故主要包括:一次侧丧失冷却剂事故(LOCA)、二次侧主蒸汽管道破裂(MSLB)[2]。严重事故条件下安全壳缓解措施及其完整性分析的主要内容是:氢气燃烧、高压熔堆、压力容器外燃料与包壳作用和堆芯熔融物与混凝土作用[3]。张琨等[4]选取了5种典型高压熔堆严重事故序列进行计算分析,结果表明,这些事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效。Yuan等[5]采用系统安全分析程序...  (本文共7页) 阅读全文>>

《电工技术》2018年10期
电工技术

核电厂安全壳密封性监测分析及优化

1安全壳密封性在线监测1.1安全壳泄漏率在线监测系统简介安全壳的密封性可由安全壳泄漏率的大小判断,核电厂设置安全壳泄漏率在线监测系统(简称监测系统)对机组运行期间的泄漏率进行在线监测,在安全壳泄漏率达到运行限值时产生报警并及时通知操作员采取必要的行动,保障机组安全,保护公众及环境不受放射性污染。监测系统由温湿度传感器、压力传感器、信号传输网络、数据采集处理单元和计算机等组成,采集单元每半小时采集一次测量数据,经过软件在线计算出安全壳泄漏率。1.2监测原理机组正常运行期间,安全壳可视为一个闭合空间,影响安全壳内气体质量变化的主要因素有:仪表供气系统因控制调节阀动作而注入压缩空气(注入流量记为Qsar);安全壳内其他承压设备异常泄漏(泄漏率记为Qp);安全壳泄漏(泄漏率记为Qleak),主要是贯穿件的泄漏。安全壳泄漏率计算物理模型根据气体质量守恒原理简化得到:安全壳内总气体质量的变化率Δm/Δt=Qleak+Qp+Qsar。设定日平...  (本文共3页) 阅读全文>>

《中小企业管理与科技(下旬刊)》2018年09期
中小企业管理与科技(下旬刊)

浅谈安全壳整体试验管理实践

1引言根据RCC-G-1986《压水堆核电站土建设计和建造规则》,安全壳(即核反应堆厂房)建造完成(验收试验)、首次换料大修及以后每十年(定期试验)、发生事故后要进行安全壳打压试验(简称CTT),以检验其强度和密封性能是否满足设计要求。通过隔离和设备状态设置、贯穿件密封性试验、安全壳整体泄漏率试验、安全壳强度试验,以验证安全壳在大破口事故情况下整体密封性能及结构强度。整个试验包括两大部分的内容:一是围绕试验本身所需要做的工作:包括充卸压所需的设备调试和操作、蒸发器保压试验、安全壳密封及强度试验、内外观检查以及相应的数据处理和分析评价等;二是为了保证试验期间人员及设备安全所需要做的工作:人员安全方面主要是指在1bar.g压力平台下人员进入安全壳进行检查所需要的各种保护措施(包括工业安全措施、职业医疗待命支持、承压救捞专业支持等)。设备安全方面主要是指为了防止损坏反应堆厂房内的设备和仪表所需要做的安全状态设置以及消防方面的安全考虑。...  (本文共2页) 阅读全文>>

《核动力工程》2016年06期
核动力工程

非能动安全壳冷却系统综合性能试验研究

0前言非能动安全壳综合性能试验是核电厂安全的主要研究方法。目前只有西屋公司才开展此类研究,其AP600大比例试验采用退役的反应堆安全壳作为试验壳,设置的试验工况几乎集中在稳态试验,瞬态试验开展很少。本文介绍非能动安全壳冷却系统(PCS)整体性能试验台架(CERT)的设计、试验系统、试验内容、试验工况及试验结果。1缩比例试验台架设计整体性能试验需要采用比例分析技术建立缩比试验台架,确保试验台架能够真实反映核电厂在事故下的重要物理过程和现象。H2TS法是最具代表性的比例分析方法,主要内容是:系统分解、比例分析层次认定、自上而下比例分析和自下而上比例分析。借鉴H2TS的基本思想,将PCS分为壳内、壳体、壳外3个功能模块,针对设计基准事故(DBA)下PCS的物理现象和过程的本质设计试验台架的结构参数和边界条件。CERT设计参数比例见表1。表1 CERT设计参数比例Table 1 Design Parameters of CERT参数比值...  (本文共5页) 阅读全文>>

《机械研究与应用》2016年06期
机械研究与应用

非能动安全壳冷却系统空气流道的结构改进

0引言非能动安全壳冷却系统(PCS)是我国引进的第三代非能动先进压水堆核电机组的重要安全设施,其作用是在发生破口事故或主蒸汽管破裂事故后,依靠安全壳外表面的水膜蒸发和自然对流,带走安全壳内的热量,实现安全壳的降温降压,以保证安全壳的完整性,防止内部放射性物质向外扩散[1-2]。非能动安全壳冷却系统实现其非能动冷却功能的主要结构是一段由钢制安全壳壳体、围绕安全壳的混凝土屏蔽厂房以及空气导流板组成的空气流道。空气导流板将安全壳与屏蔽厂房之间的环廊分隔成内环廊与外环廊。内环廊的空气吸收了安全壳传导出的内部热量后升温,形成密度差,由浮力驱动形成向上的气流,然后从屏蔽厂房顶部的烟囱结构排出。外部环境的冷却空气由屏蔽厂房上的空气入口进入,向下流经外环廊后折流往上补充进内环廊。空气导流板通过支架安装在钢安全壳筒体的外壁,鉴于安全壳有限的承载能力,须严格控制导流板的重量,因而选用轻质材料5454铝合金;同时,为提高导流板的耐腐蚀能力,要对导流板...  (本文共4页) 阅读全文>>