简介：摘要本文采用一维流体阻力计算软件Flowmaster搭建了非能动安全壳冷却系统的流量分配系统的模型，计算了不同情况下的72小时流量分配的情况，结果表明流量分配系统的设计是保守的。利用模型计算结果对流量分配试验和72小时试验进行了分析，提供了流量偏差调整的方法。

简介：本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统（PassiveContainmentCoolingSystem,简称PCS）原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明：恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面“冷凝—导热—蒸发”通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。

简介：摘要为防止PCS水箱内细菌和藻类的滋生，保证水箱水质，电厂需要添加30%的高浓度的过氧化氢，来维持水箱的浓度30-70ppm。过氧化氢易于分解，只能通过频繁的加药来维持浓度，但是加药回路的设置在AP1000的系统中极其不合理。

简介：摘要：核电厂的三大安全目标是反应性控制、堆芯冷却以及放射性包容。核电厂安全壳作为放射性物质包容的第四道屏障，在发生一回路冷却剂泄漏的情况下可以通过自身的设计保证三大安全目标，防止放射性物质向环境的释放。本文根据俄罗斯VVER机组的设计特点，从主控室运行人员的角度出发，介绍了安全壳由于仪表故障而导致安全壳隔离与安全壳喷淋误动作的事故处理，通过安全仪控系统触发反应堆停堆保护，保证反应堆可靠进入次临界状态。从事故现象、故障诊断、事故处理三个方面进行讨论、研究，以提升核电厂在此类事故下相关工作人员的事故处理以及应急响应能力。同时通过理论分析，阐述了相应事故规程具体步骤实施的实际意义以及存在的问题，为同行电站提供一定的参考价值。

简介：摘要随着全球能源需求的不断增长，化石燃料等不可再生能源的日益枯竭，核电作为一种经济、高效的清洁能源，在世界范围内得到了广泛应用。然而一旦发生核事故，会对人们的生命财产安全造成毁灭性的灾难。核电站安全壳混凝土结构因其对安全性、整体性及密封性等方面的考虑，在材料、结构及功能上均有别于普通混凝土结构，有必要对其耐久性进行重点研究，寻找混凝土腐蚀及损坏原因，为提高安全壳的使用寿命提供参考。

简介：摘要：国内某电厂三四号机组安全壳喷淋泵型号为9LDTP-3，电机型号为HYLKS400-4。该泵在调试期间曾出现过对中标准与电机振动无法兼顾的情况，后调整对中平行度为0.27mm，电机振动满足要求。在首次大修中，维修人员对该泵对中标准与电机振动无法兼顾的缺陷进行处理。

简介：摘要安全壳整体密封性试验是一项大型的、占主线计划的周期性试验，准备加实施的时间很长，对试验的组织、准备、实施过程、遇到的问题等进行经验反馈和总结改进，对于优化试验周期，提高试验效率，保障试验成功是很有必要的。统筹管理接口，合理安排进度，建立巡检制度，重点关注易出问题点，以上四点可以在机组后续周期性的试验中进行借鉴，逐步建立一套完整、有序的试验机制，保障试验按时按质完成。

简介：本文是核电站遭袭后果评估的一部分内容，不考虑核电站安全壳内部复杂的结构和设备、管道，仅对安全壳的预应力混凝土结构的固有特性进行分析，从而得出安全壳振动模态的各阶频率。

简介：摘要安全壳喷淋系统是福清核电站机组专设安全设施之一。当安全壳内一回路或者二回路发生破口时，安全壳喷淋系统可以保持安全壳温度和压力在可承受的值，以保证安全壳的完整性，并在事故时可以降低安全壳内的气体裂变产物浓度，尤其是碘。本文通过分析福清核电站安全壳喷淋系统的动作逻辑，结合事故处理过程中存在的设计问题，提出福清安喷系统注药进行设计改进建议，有一定的借鉴意义。

简介：摘要：本文结合调试实际过程，对安全壳过滤排放系统整体保压试验、液位报警试验和加药充氮环节过程进行了论述，并且分析了调试中碰到的问题及解决办法。

简介：摘要：事故后安全壳内聚集的氢气会对安全壳完整性带来严重威胁，锆水反应是氢气的最主要来源。为控制这一风险，通过稀释或消除氢气的方法来降低其浓度。国内各类堆型采用的事故后消氢方法不尽相同，主要以移动式氢气复合装置、非能动氢气复合器和氢气点火器等消氢设备来实现这一功能。AP1000采用了非能动氢气复合器+点火器相组合的方式，可合理有效应对设计基准事故及超设计基准事故下的氢气威胁。

简介：

简介：摘要：安全壳是核电站的第三道安全屏障，按照RCC-G的要求，需要定期对安全壳进行试验，以检验LOCA事故工况下结构强度和安全壳泄漏的风险程度。按照国标“不超过20%试验压力/小时”计算 ，M310堆型允许充压速率可达4.2*20%=0.84bar/h，经过论证后，可以进行充压速率提升。

简介：近些年随着国内核电机组的大量投运，试验频次已大幅增加，人们对试验的认识也不断深化．积累的经验也相当丰富，因此如何优化试验工艺流程，缩短工期已逐渐成为所有相关从业者的共同愿望，如何在核安全、质量与工期、效益之间寻找合适的“平衡点”，已成为核电从业者必须解决的重大课题。根据多年的现场实践，文章比较全面地总结了近年来安全壳打压试验的重要经验以及在试验工艺优化方面所做的一些初步尝试，并对该试验未来可能的优化方向进行了较深入的探讨。

简介：摘要：核电作为清洁、经济和可持续发展的能源，得到了大力发展而备受关注。核电站在生产大量电力的同时，也会产生放射性物质，一旦泄漏，后果不堪设想。安全壳隔离阀是核电站最后一道屏障的重要组成部分，其具有良好的密封性成为维护公众安全的重要前提之一，其密封性在设计、建造和运行技术规格书中做了严格的规定。本文就安全壳隔离阀密封性试验问题进行分析。

简介：摘要：“华龙一号”核电是我国具有完全自主知识产权的三代核电技术新堆型，采用双壳结构，内壳为预应力钢筋混凝土结构。由于采用后张法施工，预应力施工容错率低，尤其灌浆后不可逆。本文通过鉴定试验、验收试验、全尺寸灌浆试验，对“华龙一号”核电预应力制浆技术进行研究，针对全尺寸灌浆试验时产生的质量问题进行分析，解决因浆体原因造成的质量问题。

简介：摘要安全壳喷淋泵是压水堆核电厂内行使重要安全功能的核级转动设备，介绍了安全壳喷淋泵的结构特点，同时介绍了该泵在安装试车过程中出现的诱导轮刮擦问题的排查处理过程，为其他相同设备安装及类似问题的处理提供参考。

简介：摘要：安全壳内热量主要由安全壳循环冷却系统导出，由开放式冷却塔释放至环境。冷却水在冷却塔内与空气接触，利用空气对流和自然蒸发输出热量，该工作方式会造成空气中杂质进入系统，且塔内存在浓缩现象。随着运行时间增长系统积垢和腐蚀现象加剧，对系统可靠性造成不良影响。本文提出将安全壳循环冷却水系统改为闭式循环，利用厂用冷冻系统作为其冷源的设想。通过系统间热传输计算和系统之间的影响分析，验证了设想的可行性。

简介：摘要安全壳C类密封性试验是安全壳整体密封性试验的基础。在某核电厂1-4号机组的C类密封性试验中出现了大量阀门内漏、泄漏率超标的问题。本文综合分析导致这些阀门内漏、泄漏率超标的原因，并且总结相关维修处理方法，以期在后续的调试工作中，缩短故障处理时间，节省人力物力。

简介：针对几个工程实例,从分析计算、预应力钢束的配置和控制、材料及构造等方面介绍了预应力混凝土安全壳结构设计的一些改进方法和经验.