先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。

AP1000核电厂压力容器保温绝热系统安装

文章从压力容器保温绝热系统(RVIS)的设计功用出发,详细阐述了该系统设计的功能要求、尺寸及形状要求、位置及接口要求、材料要求等,并以此为出发点介绍了压力容器保温绝热系统的构成及其关键要素。然后阐述其施工安装过程,并以其功用为基础论证了施工过程中的施工要点,再结合海阳1号核电站的工程实际、分析在安装过程中出现的问题、解决的途径并进行了问题的总结,为后续AP1000核电站压力容器保温施工提供指导。