简介：摘要：核电厂的三大安全目标是反应性控制、堆芯冷却以及放射性包容。核电厂安全壳作为放射性物质包容的第四道屏障，在发生一回路冷却剂泄漏的情况下可以通过自身的设计保证三大安全目标，防止放射性物质向环境的释放。本文根据俄罗斯VVER机组的设计特点，从主控室运行人员的角度出发，介绍了安全壳由于仪表故障而导致安全壳隔离与安全壳喷淋误动作的事故处理，通过安全仪控系统触发反应堆停堆保护，保证反应堆可靠进入次临界状态。从事故现象、故障诊断、事故处理三个方面进行讨论、研究，以提升核电厂在此类事故下相关工作人员的事故处理以及应急响应能力。同时通过理论分析，阐述了相应事故规程具体步骤实施的实际意义以及存在的问题，为同行电站提供一定的参考价值。

简介：本文是核电站遭袭后果评估的一部分内容，不考虑核电站安全壳内部复杂的结构和设备、管道，仅对安全壳的预应力混凝土结构的固有特性进行分析，从而得出安全壳振动模态的各阶频率。

简介：摘要：“华龙一号”核电是我国具有完全自主知识产权的三代核电技术新堆型，采用双壳结构，内壳为预应力钢筋混凝土结构。由于采用后张法施工，预应力施工容错率低，尤其灌浆后不可逆。本文通过鉴定试验、验收试验、全尺寸灌浆试验，对“华龙一号”核电预应力制浆技术进行研究，针对全尺寸灌浆试验时产生的质量问题进行分析，解决因浆体原因造成的质量问题。

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：核电安全壳泄漏问题的研究和分析，对于保障核电站的安全运行和提升事故应对能力具有重要意义。通过对泄漏原因的深入剖析和风险评估，可以有效预防和减少类似事故的发生，保护人民生命财产安全以及环境保护。我们需要不断加强对核电安全的监管和管理，采取切实可行的措施，确保核电站安全稳定地发挥其清洁能源作用，为人类社会可持续发展作出积极贡献。

简介：摘要：核电安全壳泄漏检测技术和监测方法的研究旨在提高核电站的安全性和可靠性，及时发现和处理泄漏问题，避免安全事故的发生。目前，已经涌现出多种核电安全壳泄漏检测技术和监测方法，包括多参数监测技术、气体检测技术和壳体监测技术等。这些技术和方法具有不同的优势和适用范围，可以相互补充，提高泄漏检测的准确性和效率。本文将对核电安全壳泄漏检测技术与监测方法进行研究，旨在全面了解和评估各种技术和方法的优缺点，并提出改进和发展的方向。

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：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：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：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：摘要安全壳内置换料水箱是位于反应堆厂房筏基层的不锈钢内衬水箱，主要用来存储含硼水，其功能是在反应堆换料停堆或维修停堆工况下向反应堆堆腔池、堆内构件贮存区、反应堆厂房转运隔间内充水，并在事故工况下为安全注入系统和安全壳喷淋系统供水。在事故工况下，尤其是堆芯冷却剂丧失事故工况下，IRWST接收的回流水将杂质带入水箱，其过滤系统需保证下游碎片量满足RIS系统和EHR系统正常运行，并确保过滤系统产生的压力损失不影响RIS泵和EHR泵的吸入压头，以免对循环水泵和重要厂用水泵造成影响。

简介：为响应周家核电建设自主化的号召，OVM公司组织进行了核电厂安全壳竖向全尺寸钢束灌浆试验。该试验结合秦山方家山、福建福清核电厂建设工程安全壳预应力系统灌浆施工来进行。本文着重介绍了全部设备采用国产化的条件下该试验的目的、试验方案及过程、试验结果。试验结果表明，采用国产锚具与设备，可以满足核电安全壳预应力孔道竖向灌浆要求，对推动我国核电工程建设的自主化有深远的意义。

简介：摘要电站安全壳是核电站的标志性建筑物，核蒸汽供应系统的所有设备均安装其内．燃料转运装置为关键部件，其安装精度要求十分严格，同时燃料转运装置的安装为关键路径，无法延期进行而核电站安全壳预应力施工会引起筒体变形，进而影响燃料转运装置的安装精度．为分析其影响，本文采用ANSYS有限元分析软件对穹顶预应力张拉引起的筒体变形进行数值模拟，同时在现场设置检测点位进行实际变形量的监测，实时监测筒体的变形．研究表明安全壳穹顶预应力施工引起的筒体变形不会对核电站燃料转运装置的安装产生影响，可以先进行燃料转运装置的安装，保证工期，再进行安全壳穹顶预应力的施工，以避开冬期施工．

简介：摘要安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构，包容了反应堆压力容器、反应堆冷却剂系统的主管道、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及部分辅助系统和专设安全设施系统。核电站安全壳结构是核反应堆的保护结构，是继核燃料包壳、一回路压力边界之后的最后一道安全屏障。

简介：摘要：安全壳喷淋管道是核电厂安全壳重要的承压设备，其主要作用是吸收核反应过程中产生的放射性物质并将其排出。在核电站运行过程中，核电厂安全壳喷淋管道属于易腐易损设备，其焊缝质量直接关系到核电厂的运行安全。因此，在核电站运行过程中要高度重视安全壳喷淋管道焊接工作的质量控制。本文结合某核电厂安全壳喷淋管段焊接工艺和质量控制方案，分析了核安全级压力容器内的喷淋管道焊缝焊接技术和质量控制方案，为后续核电站安全壳喷淋管段焊接工作提供参考。