百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究
CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统的设计改进_赵鑫
Analysis on Modification of Containment Filtration and Exhaust System of CPR1000
Zhao Xin, Ye Ziqin, Chen Li, Shen Renmin
China Nuclear Power Engineering Co. Ltd., Shenzhen, Guangdong, 518057, China
关键词：安全壳过滤排放系统；改进；独立；抗震 中图分类号：TM623 文献标志码：A
0引言
目前在建和已建的中国改进型百万千瓦级压 水堆（CPR1000）核电机组安全壳过滤排放系统 （EUF）为双堆共用，但其只能满足单台机组排 放的容量，而且未考虑抗震要求。原有的设计没 有考虑同一核电厂的 2 台机组或多台机组同时发 生严重事故的情况。
第 35 卷 第 2 期 2014 年 4 月 文章编号：0258-0926(2014)02-0110-04
核动力工程
Nuclear Power Engineering
Vol.35. No.2 Apr. 2014
CPR1000 核电厂安全壳过滤排放系统 的设计改进
赵 鑫，叶子青，陈 丽，沈仁敏
中广核工程有限公司，广东深圳，518057
4 结束语
EUF 系统改进方案很好地提高整个系统的抗 震性能，有效地提升了核电厂严重事故缓解能力
赵 鑫等：CPR1000 核电厂安全壳过滤排放系统的设计改进
113
和可靠性，对降低机组在严重事故工况下可带来 的安全风险有积极作用。同时，本文指出了系统 改进对相关区域的布置、土建结构设计、暖通系
统设计等带来的影响，为我国核电厂持续进行的 系统改进设计提供重要参考。
电力工业部关于印发《核电厂工程建设项目初步可行性研究与可行性研究内容深度规定》(试行)
电力工业部关于印发《核电厂工程建设项目初步可行性研究与可行性研究内容深度规定》(试行)文章属性•【制定机关】电力工业部(已撤销)•【公布日期】1996.11.13•【文号】电计[1996]737号•【施行日期】1996.11.13•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】失效•【主题分类】核能及核工业正文电力工业部关于印发《核电厂工程建设项目初步可行性研究与可行性研究内容深度规定》(试行)（1996年11月13日电计［1996］737号）《核电厂工程建设项目可行性研究内容与深度规定（试行）》于１９９２年由原能源部颁发试行。
经过一个时期的工作实践，一些单位和专家对此规定提出了许多好的建议和意见。
为进一步完善规定使其更具有操作性，对工作更具有实际指导意义，我部委托有关设计院、所的专家专题研究修订，召开座谈会研讨，征求有关单位专家意见，并经中国核工业总公司会签同意，现印发试行。
在试行过程中有何问题和意见，请与我部核电办公室联系。
原能源部１９９２年颁发的《核电厂工程建设项目可行性研究内容与深度规定（试行）》版同时废止。
附件：核电厂工程建设项目初步可行性研究与可行性研究内容深度规定（试行）核电厂工程建设项目初步可行性研究与可行性研究内容深度规定(试行)（中华人民共和国电力工业部１９９６年）第一章总则一、本规定根据国家计划委员会《关于建设项目进行可行性研究的试行管理办法》、电力工业部《核电站建设项目前期工作审批程序的规定》（试行）和《关于印发核电工程项目建议书及可行性研究报告书内容深度及附件要求的通知》，结合国家现行有关核电的法规和标准规范制定。
二、核电厂工程建设项目的初步可行性研究与可行性研究，是核电建设前期工作的两个重要阶段。
凡是新建和扩建的核电项目，均应进行两个阶段的可行性研究；当在原审定的建设规模范围内，同一厂址由同一企业法人扩建同类型的核电机组时，可直接进行可行性研究。
三、审定的初步可行性研究报告是项目建议书编制的依据和附件。
百万千瓦级核电站半球顶安全壳喷淋系统覆盖率分析
多的喷嘴数 目以及较 大横断面积的喷雾轨迹 。 但增加喷嘴数 目受到喷淋系 统总流量的制约， 改善 喷雾 轨 迹 受 到 喷 嘴结 构 特 性 的 限 制 。 此 ， 须 合 理 因 必
地 布 置 和 调 整 喷 嘴 在 喷 淋 环 网 上 的布 置 方 位 ， 角 及 高 度 ， 倾 以保 证 整 个 安
１０ 完 全 覆 盖 。 ０％
１ ０Ｈ ０ ６ｍ ２ １７ ２ ℃
５ 喷淋覆盖率计算 、
１计 算 假 定 条 件 ） ａ 安全壳运行平台， ． 即标 高 １． Ｏ ８ Ｏ ｍ以下容积不考虑 （ 保守） 喷淋管 网 ，
下 的 环 吊影 响不 考 虑 ；
一
喷淋 液 成 份 再 循 环地 坑 混 合 水
的结构参数和试验结果， 安全壳 内喷嘴的布置进行 了优化 ， 对 并对喷淋覆盖率进行 了工艺计算 。 【 关键词】 严重事故 堆腔淹 没 １概述 、 安全壳喷淋系统是核电站重要 的安全相关系统 ，工程安全设施之一， 在核电站发生失水事故或安全 壳内蒸汽管道破裂事故后 ， 安全壳喷淋系统 的功能是排 出安全壳 内的热量 ， 降低安全壳压力和温度 以达到维持安全壳 的完整性所能接 受的水平 。此外 ， 设计基准事故后 ， 套喷淋系列的容 在 一 量， 再加上一个系列的高、 低压 安注能保证在 ２ ４小时 内将安全壳的峰值压 力降至一半 。 安全壳喷淋系统为一能动系统 ， 它可单独 ， 或与其他 能动或非能动系 统一起， 在大量物质 ／ 能量释放 到安全 壳 内后 ， 控制安全 壳内的大气温度 和压力。由于安全 壳喷淋 的主要工作机 理是喷淋液滴与安全壳大气 的充分 接触， 因此 喷 淋 管 网覆 盖 率 是评 价 喷 淋 系 统 性 能 指 标 的一 个 重 要 参 数 。在 美 国 核 管会 标 准 审查 大 纲 Ｓ Ｐ第 ６ ２ ２和 ６５ ２节 及 Ｒ Ｉ７ Ｒ ．． ．． Ｇ ． ０中就 明确 提 出 要 确 保 喷 淋 集 管 和 喷 嘴 产 生 的 喷 淋 模 式 具 有 最 大 的被 覆 盖 的 安 全 壳 容 积 ， 且 喷 淋 覆 盖 区域 至 少 为 安 全 壳 容 积 的 ９ ％ 因此 进 行 安 全 壳 喷 淋 管 而 ０， 网覆盖率计算分析是设计工作 的一项重要 内容。 ． ２ 系统描述 、 典型的压水堆核 电站安全 壳喷淋系统 由两套完全独立 、 互为备用 的分 系列组成 。 每个系列各含一 台泵和一个热交换器等设备 。 在事故工况下 ， 喷 淋 泵 从 安全 壳 内换 料 水 箱 吸水 ， 向布 置 在 安 全 壳 半 球 顶 下 的 环 形 喷 淋 管 网 供水， 对总容积约 ４ ０ ０ ３的安全壳空 间进行喷淋 。每个系列 由不 同标高 ７ ０ｍ 和 直径 的三 组 喷 淋 环 网 组 成 ，上 面 非 均 匀 布 置 着 ２ ６只 不 同倾 角 的喷 嘴 ， １ 以获 得 最 大 的喷 淋 覆 盖 区域 。 喷 淋泵 及 喷 淋 管 网 设 计特 性参 数 如 下 ：
关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨
安全壳 设计 反应堆 冷却剂系 统管道破裂
主泵吸 入 口双端 断裂
安全壳隔 间设计 压力容器入 口管嘴双端 断裂
压力容器 出口管嘴双 端断裂
二次侧 管道破裂
冷段双端 断裂 稳压 器波动管双 端断裂
安全壳 喷淋系统误动 作
在 压 水 堆 核 电厂 安全 壳功 能 设计 的审评 过
１ 压水堆 安全壳功 能设计的基本 内容
根据美 国核管理委员会管理导则 Ｒ Ｇ１ ． ７ ０ 《 核 电厂安全分析报告的标准格式和内容》 ， 核电厂安 全分析报告中安全壳功能设计的主要内容有： 安
二 回路管道 破裂所造成 的安全 壳高温 、高压 外 ，
检查，仪器仪表要求等。在安全壳功能设计中主 要分析的假想事故谱见表 １ 。
表 １ 安全壳功能设计 中主要分析的假想事故谱
Ｔａ ｂ ｌ ｅ ｌ Ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｒ ｕ ｍ ｏ ｆ ｐ ｏ ｓ ｔ ｕ ｌ ａ ｔ ｅ ｄ ａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ｓ ｄ ｕ ｒ ｉ ｎ ｇ ｍａ ｉ ｎ
２ 压 水堆 安全壳 功 能设计分析 的有 关问 题讨论
２ ． １ 假想失水事故中的质量和能量释放分析
对 于假 想失水 （ Ｌ ＯＣ Ａ）事故分析 ，应 明确
事故中的质量和能量释放分析，用于堆芯应急冷 却系统性能研究的安全壳最低压力分析、试验和
所应用的计算机程序及所采用的分析模型；应对 反应堆冷却剂系统管线的各个破 口部位和各个部
（ 环境保 护部核与 辐射 安全 中心 ， 北京 １ ０ ０ ０ ８ ２ ）
2024年核技术及科普知识考试题库(附含答案)
2024年核技术及科普知识考试题库（附含答案）一、单选题1.核裂变反应中释放的能量主要用于什么？A、加热反应堆容器B、转换为电能C、产生新的原子核D、发射中子标准答案:B2.核反应堆是通过受控制的（）反应，将核能缓慢地释放出来的装置，原子弹则是通过不受控的这种反应，使强大的核能瞬间释放出来。
A：原子核B：核裂变C：链式裂变标准答案:C3.核辐射防护中，哪种物质常用于吸收中子？B、硼C、镉D、铝标准答案:C4.以下哪项不是核辐射防护的三大原则？A、时间防护B、距离防护C、能量防护D、屏蔽防护标准答案:C5.在核反应堆中，哪个系统负责将热量从反应堆中带走？A、控制系统B、冷却系统C、燃料系统D、屏蔽系统标准答案:B6.在核辐射防护中，哪种物质常用「屏蔽丫射线和X射线？B、铝C、塑料D、玻璃标准答案:A7.从反应堆堆芯卸出的乏燃料首先会存储在()。
A：后处理厂B：乏燃料水池C：高放废物处理场标准答案:B8.()属于第四代核能系统。
A：压水堆B：沸水堆C：超临界水堆标准答案:C9.放射性核素的原子核数目衰变到原来O时所需的时间，称之为半衰期。
A：二分之一B：三分之一C：四分之一标准答案:A10.核反应堆的种类繁多，分类方法也很多，一般是根据用途分为O三种。
A：研究堆、生产堆、动力堆B：发电堆、供热堆、船用堆C：快中子堆、中能中子堆、热中子堆标准答案:A11.核能除了用于发电、供热外还可以用于（）。
A：制氢B：海水淡化C：AB都可以标准答案:C12.世界上拥有运行核电机组最多的国家是（）A：美国B：法国C：日本D：中国标准答案:A13.一座百万千瓦级的压水堆核电站每年产生的乏燃料约为（）。
A：25吨B：250吨C：2500吨标准答案:A14.百万千瓦压水堆核电站安全壳的钢筋混凝土外壁厚度约为（）。
A：1米B：10厘米C：10米标准答案:A15.大气中逐年增加的二氧化碳等温室气体更多地吸收了地球的长波热辐射而使地球表面升温。
先进核电厂安全壳地震稳定性安全评价
先进核电厂安全壳地震稳定性安全评价
陈来云;黄啸;葛鸿辉
【期刊名称】《结构工程师》
【年(卷),期】2012(028)005
【摘要】采用有限元分析软件ANSYS将核电厂钢安全壳和安全壳内部结构用超单元集成,同时采用接触单元模拟安全壳与核岛底板之间的非线性行为,通过逐步增大地震作用的方法完成非线性计算.在此基础上提出用模型脚趾点与脚跟点的位移与应力输出来研究不同地震工况下的稳定性安全系数,从而完成先进非能动核电厂安全壳的地震稳定性安全评价.
【总页数】5页(P96-100)
【作者】陈来云;黄啸;葛鸿辉
【作者单位】上海核工程研究设计院,上海200092;上海核工程研究设计院,上海200092;上海核工程研究设计院,上海200092
【正文语种】中文
【相关文献】
1.先进压水堆核电厂安全壳内滤网设备压损研究 [J], 殷勇;熊国栋;艾华宁;黄亮;王浩宇;于江
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考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究
考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究
苏春阳;郑志;潘晓兰;孙晔;王勇;田澳楠
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2023(57)3
【摘要】预应力损失对安全壳在内压作用下的安全性能影响不可忽略,本文通过考虑安全壳不同龄期下的预应力损失来研究安全壳在设计基准期内40年及设计基准期后60年不同内压水平作用下的安全性能。
采用ABAQUS有限元软件建立了精细化安全壳三维有限元分析模型,通过非线性有限元方法分析了钢衬里屈服、预应力筋屈服、混凝土裂缝演化等性能指标。
研究结果表明,考虑预应力损失后,安全壳混凝土开裂与钢衬里失效时,所能承受的内压荷载减小;安全壳在极限内压作用下的变形表现为穹顶向外膨胀以及洞口向内收缩;安全壳穹顶部分在极限内压下破坏严重;考虑预应力损失后,安全壳变形明显增大。
但安全壳在设计内压(0.4 MPa)作用下仍有足够的安全裕度。
【总页数】9页(P600-608)
【作者】苏春阳;郑志;潘晓兰;孙晔;王勇;田澳楠
【作者单位】太原理工大学土木工程学院
【正文语种】中文
【中图分类】TL364
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1.预应力对核安全壳结构模态特性及抗震性能的影响
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目前我国百万千瓦压水堆核级设备鉴定试验工作中急需要解决的项目和相关装备资料
目前我国核级设备鉴定试验工作中需要解决的问题和相关装备核安全设备的设备鉴定可以采用分析、试验和分析加试验等三种方法进行。
其中能动的机械设备（如泵、阀门、风机等）和核安全级电气设备样机在第一次鉴定时，则需要通过试验方法进行鉴定。
鉴定试验主要是抗震试验、老化试验（热老化、辐照老化、机械振动老化和运行老化）、电磁抗干扰度试验（EMC）和LOCA 事故试验。
我国的鉴定试验和鉴定实验室已有了长足发展。
但由于没有形成系统的规划，因此有不少的缺项。
对比百万千瓦级压水堆核电站要求和AP1000CAP1400）的要求仍有相当大的差距。
以下分别列出核安全设备在设备鉴定中必须应进行、而国内尚不具备试验能力的项目和试验装备：1、核安全级阀门：核级阀门的鉴定试验共有7项。
目前国内对小型阀门均可完成这些试验，但对大中型阀门，尚有以下3项试验内容不能进行：1）大中型截止阀、隔离阀的流量阻断试验；2）大中型止回阀的逆流试验、动作寿命试验，全开状态流量试验；3）大中型安全泄压阀的热冲击试验、热态动作性能试验和热态排放试验。
对于前两个试验，目前的高温高压试验回路的管径偏小（小于150mm），且流量也偏小（80m3/h左右）。
因此，对于口径大于150mm以上（特别是DN250 以上）的阀门尚不能进行试验。
这些试验，特别是流量阻断试验，目前的解决方案可采用成都核动力院实验室现有回路进行改造。
作为初步解决方案（见附录1），第二步则新建大回路。
对于安全阀、泄压阀的排放试验，目前只有合肥通用所的冷态试验回路，且流量也不够大。
国内尚没有热态试验回路，这也阻碍了这类阀门的研制和发展。
核动力院拟对现有热工回路进行较大规模改造，建立高温高压流体排放装置，解决此问题，同时可以作大阀门的流体阻断试验（附录3）。
对于热冲击试验，要求瞬态温度变化为206℃/10秒，目前还不具备这一回路，要求新建。
2、核安全级水泵国内对于二级泵（如安注泵、安喷泵）有以下鉴定试验需要作：1）热冲击试验2）固体颗粒试验沈阳鼓风机厂在国家的支持下已建立两个试验回路，可满足鉴定试验要求。