论文摘要安全壳是核电结构的重要组成结构,其安全性尤为重要,本文选择我国自主研发的CPR1000核安全壳进行动力分析。为验证其在设计地震动下的抗震性能,建立了有限元模型,分析了结...
论文摘要安全壳是海洋核动力平台的核安全二级耐压舱室,包容反应堆及一回路系统,是设计基准事故工况下限制放射性物质对环境释放的重要屏障。海洋核动力平台采用分散式压水堆型,主管道大破...
论文摘要安全壳是核电厂继核燃料包壳、反应堆压力容器之外的第三道安全屏障。国内核电厂安全壳厂房多数为钢筋混凝土结构,钢筋混凝土虽然是一种耐久性材料,但经验表明,钢筋混凝土构筑物经...
论文摘要压水堆核电站安全壳内壁有一层内衬钢板,其表面呈弧形,需定期检查钢板与内壁之间的结合空鼓状况,以评估安全壳的密封性能和安全状况。原有的空鼓检查仪采用是的人工手动测量的方式...
论文摘要PAREO和MELCOR程序均可用于事故后安全壳压力温度响应的分析。本文基于相同的失水事故质能释放,分别采用PAREO和MELOCR程序分析了安全壳的响应,并通过两个程...
论文摘要CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验是为了验证安全壳设备舱门双密封圈的密封性能。RCC-G《核电站土建设计与建造规程》中规定该试验的要求是:"在每次关闭...
论文摘要严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气...