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.

简介：摘要本文针对某核电站核岛内安全壳预应力的特点，对用于摩擦试验的水平及其倒U型钢束选取、穿束、张拉力的施加以及有关参数的计算进行了阐述，并对试验结果的数据进行分析，从而验证核岛预应力系统施工的合理性。

简介：摘要对某电厂安全壳喷淋系统（EAS）阀电动头止推轴承散架事件进行分析，确认根本原因是电动头远传机构制造存在偏差，导致远传机构与电动头连接法兰面存在间隙使电动头底座轴承重载运行。根据根本原因制定了检查行动，杜绝了同类电动头轴承散架事件的再次发生。

简介：摘要本文以国内某核电厂安全壳整体密封性试验为例，论述了安全壳整体密封性试验的原理、方法和内容以及试验结论，并对整体试验的准备过程进行了描述，为后续的调试提供一定的经验。

简介：摘要安全壳穹顶喷淋系统的管道需在穹顶吊装前完成安装及水压试验，以便随穹顶一起吊装就位。它是核电厂最早开始安装的辅助管道，也是检验一个核电厂管道安装工程施工准备是否充分的重要标志。本文主要介绍某核电厂安全壳喷淋系统管道的施工方法及注意事项。

简介：摘要：核电站核岛安全壳钢衬里是核反应堆的维护结构，是为了防止异常情况下核污染的扩散，即有密封的作用又降低了混凝土收缩及开裂的风险，钢衬里现场焊缝形式采用不加垫板全熔透，薄板在焊接时容易变形，质量控制难度很大，本文以6mm厚P265GH板对接焊缝对MAG自动焊保护气体及配比、焊接材料及焊接参数进行研究。结果表明：采用80%Ar+20%CO2作保护气体，焊接材料采用实心焊丝，合适的焊接工艺参数，焊缝成型好，且无气孔、咬边等缺陷，飞溅小，可获得满足要求的焊缝。

简介：摘要：为了确保核电站安全壳的整体密封性能达到设计要求，在试验中对其进行了全面、科学的测试。本文介绍了核电站安全壳整体密封性试验的基本原理和实验流程，详细阐述了试验方案、试验方法及试验结果的分析，为今后类似试验提供了有益的参考。

简介：摘要核电厂核岛机械贯穿件是壳内连通壳外的通道，安全壳贯穿件阀门及管道的密封性能直接影响到壳内放射性物质向壳外的泄露。因此，安全壳机械贯穿件阀门密封性试验至关重要。结合三代核电AP1000机组及二代机组贯穿件的阀门密封性试验介绍该类试验的实施原理和方法。本方法的有效实施将很好的检验安全壳的泄漏率及安全性能，对其他行业类似密封性试验也有很好的借鉴意义。

简介：在冷却剂丧失事故（LOCA）工况下核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题已是核能界广泛关注的核安全问题，国内核安全监管部门和核电厂营运单位正积极推动该问题的解决。本文介绍了国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进工作的进展情况，从审评人员的角度说明了对解决该问题所持的态度及相应的监管要求，并阐述对国内相关核电厂逐步开展该项工作的总体设想。

简介：摘要按照IEEE742中核电厂所作出保护安全壳中电气贯穿件具体要求而结合某核电厂情况，对电气贯穿件情况进行分析，尤其是其中馈线回路保护问题需要给予高度重视。经过计算可知，电气贯穿件属于典型的馈线回路，如果发生短路故障的情况，在需要进一步梳理以及规划好具体的保护方案，从而满足核电厂的安全要求。

简介：破口失水事故工况下，大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处，并逐渐堆积形成碎片床，不断增大流体通过滤网的阻力，降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却，从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移，以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床，并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。

简介：严重事故下核电安全壳内由于几何与流动的复杂性,需要有可靠的程序对流动进行分析评估.文章采用符合核电安全标准的开源CFD程序Code_Saturne对壳内气体流动进行计算,主要模拟壳内氢气和水蒸气喷放过程.该过程涉及多组分气体低速流动计算浮力效应引起的分层固体结构热传导结构表面与气体之间的热流和冷凝的计算.该程序使用了SIMPLEC格式并添加了低Mach数气体流动算法,基于理想气体模型的多组分模型和薄板结构上的一维热传导模型.同时,在此基础上改进了壁面函数方法,对壁面进行对流传热和传质流动计算.最后利用两个国际化标准问题对该程序及使用的模型进行了验证.

简介：核电厂安全壳大吨位预应力锚固系统是核电站安全壳施工中重要的、复杂的部分，锚具的静载锚固性能通过钢绞线—锚具组装件的静载试验来衡量。根据核电设计单位要求，核安全壳预应力锚具静载试验时应模拟实际工况，在端部增加砼锚固块，这与常规锚具静载试验相比，纲绞线在砼锚固块处产生弯折，这大大增加了试验的难度。本文介绍模拟实际工况下核安全壳预应力锚具的静载试验，试验的成功促使了国产核电预应力锚具的应用。

简介：摘要为确保台山核电站外安全壳穹顶内侧模板的施工，需在双壳之间的环廊上空设置钢梁平台。该钢梁平台不仅要满足承受外安全壳穹顶起始阶段施工荷载的要求，还要满足不借助塔吊进行安装和拆除的要求。为其他双壳堆型的外安全壳穹顶施工准备提供一定的参考。

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：摘要:“华龙一号”反应堆厂房采用双层安全壳结构，外壳能抵御外部飞射物撞击，内壳能包容放射性物质外泄，同时拥有更大的自由容积和更高的抗震等级，新增的事故缓解设施对安全壳的安全性能有很大提升。“华龙一号”首堆工程安全壳试验周期较单层安全壳有大幅增加，试验过程中发现了部分问题，通过有效的管理提升和技术改进可以在今后工作中避免同类问题重复发生，对同类项目的实施有较好的借鉴意义。本文从双层安全壳试验中发现的典型问题出发，深入分析问题产生的原因，并结合实际工作经验给予一些优化建议。

简介：核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

简介：摘要：本文主要介绍表面式应变计某核电厂安全壳强度试验评估中的应用。通过在安全壳筒体外表面加装表面式应变计，并与安全壳内预埋传感器数据进行比对。证明了采用外贴加装的方式替代有故障的预埋式应变计的方法是切实可行的，该方法具有一定应用价值。

简介：摘要：核电厂安全注入系统、安全壳喷淋系统在维持反应堆水装量、带走堆芯热量、维持第三道安全屏障的完整性等方面发挥重要作用。在国内外核电厂运行过程中，发现安全壳地坑存在一系列风险和问题。本论文主要针对相关风险与问题，为核电厂安全壳地坑补水排气装置改造提供了合理的建议方案，可有效解决目前存在问题。

简介：摘要本文分析了在核电厂发生严重事故时，氢气的产生来源，并给出了氢气的缓解措施，重点分析了非能动氢气复合器的工作原理，对比非能动氢气复合器和氢点火器的优缺点。最后得出安全壳内消氢措施的最优组合。