应用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序进行安全壳压力响应敏感性分析

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、安全壳内初始环境条件、冷凝/蒸发现象显著影响安全壳压力。该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全审评提供技术支持。

1000MW级压水堆安全壳压力温度计算分析

使用计算机程序 PAREO 9对157XL 1000MW级压水堆核电厂安全壳的压力温度进行计算分析,论证安全壳的自由容积,并计算分析了安全壳自由容积为 53163 m3时157XL 1000MW级压水堆核电厂安全壳的压力和温度。

大亚湾核电站安全壳压力试验期间机组状态的控制与管理

通过论述大亚湾核电站商业运行后安全壳压力试验期间采用以运行总体规程为主线进行机组状态的控制与管理，介绍了大亚湾核电站在机组状态控制与管理方面的实践与经验。

某项目安全壳压力试验期间临时冷却系统设计与数值分析

简要介绍了某项目安全壳及压力试验相关内容,详细介绍了安全壳压力试验期间临时冷却系统的系统设计。该系统为临时系统,方案及系统设计过程较为复杂。在系统设计方面,在对现有系统改动最小的情况下,作出合理的设计;在布置设计方面,充分利用现有系统,减少安装空间,节省试验期间的施工及安装工序。为验证设计方案,以反应堆大厅和堆坑为研究对象,应用模拟软件Fluent建立三维CFD模型,对该设计方案进行数值研究,得到堆坑及大厅温度场,通过对反应堆大厅和堆坑内温度场的分布规律进行分析,验证了系统设计的合理性。该系统是国内核电站首次在安全壳压力试验期间设置冷却系统,对后续的机组设计具有示范作用。

秦山三期重水堆乏燃料运输、贮存系统的调试

本文介绍了秦山三期重水堆乏燃料运输、贮存系统调试主要技术要求和调试程序。严格按调试程序进行调试，使系统安全投入运行，确保了1、2号机组提前发电。

蒸汽系统管道破裂事故多样性保护验证研究

多样性保护系统的设计是为防止数字化控制系统发生软件共模故障,为反应堆提供另一套独立的保护系统。多样性保护系统保护信号和保护定值的设计是多样性保护系统的核心内容。文章以田湾5、6号机组蒸汽系统管道破裂事故作为多样性保护定值的验证对象,从堆芯后果和安全壳压力两个方面进行了评价,分析结果表明在发生蒸汽系统管道破裂事故叠加保护系统软件共模故障时,由多样性保护系统动作能够保证反应堆的安全。