一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统

    公开(公告)号:CN116959764A

    公开(公告)日:2023-10-27

    申请号:CN202310723093.X

    申请日:2023-06-16

    IPC分类号: G21D3/00 G21D3/06 G06F17/18

    摘要: 本公开提供了一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统,涉及压水堆核电厂安全壳风险评价技术领域,方法包括确定安全壳直接加热现象的关键影响因素;获取典型严重事故序列进行批量化模拟分析,基于严重事故序列批量化模拟分析结果,对筛选的关键影响因素进行抽样,形成样本库,通过选择保守模型以及优化模型对样本库的样本进行计算,获取核电厂发生安全壳直接加热情况下对应的安全壳压力峰值,进行定量化分析,基于定量化分析的结果,获取安全壳压力值的概率分布;根据安全壳压力值的概率分布以及安全壳失效条件概率曲线,确定安全壳直接加热定量分析下的安全壳失效概率。本公开能够获得更合理、准确的安全壳失效概率分析结果。

    核电机组核岛厂房及附属厂房并行施工方法

    公开(公告)号:CN118292457B

    公开(公告)日:2024-08-13

    申请号:CN202410722376.7

    申请日:2024-06-05

    摘要: 本发明提供一种核电机组核岛厂房及附属厂房并行施工方法,施工方法包括:采用明挖放坡法施工核岛厂房及附属厂房的联合基坑;在坡脚面上施工水平抗剪装置以及在斜坡面上施工抗滑装置;在坡脚面上靠近斜坡面一侧,分层施工回填区支撑体至水平拉梁的底部标高;在坡顶面上施工锚定柱及水平拉梁,施工回填区支撑体至坡顶面标高;同时施工核岛厂房和附属厂房。上述施工方法可以同时施工核岛厂房和附属厂房,解决了附属厂房必须等待核岛厂房开工数月之后方可施工的问题,解决了附属厂房晚开工造成核电厂整体发电投运时间滞后的问题,能够大幅提前附属厂房的开工及完成时间,大大缩短了核岛厂房倒送电节点完成时间,极大优化了机组的建设总周期。

    一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法

    公开(公告)号:CN116453717B

    公开(公告)日:2024-01-23

    申请号:CN202211474968.9

    申请日:2022-11-23

    摘要: 本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法,属于核反应堆冷却系统技术领域,包括反应堆压力容器和外部保温层,所述外部保温层设置在反应堆压力容器外侧,且与反应堆压力容器外壁间隔设置;所述反应堆压力容器的底部设置有导流注水通道,所述导流注水通道的出口与反应堆压力容器下封头中高角度处的外部保温层相连接。本公开通过设置导流注水通道,在导流注水通道的引导下使温度较低的水直接冲刷压力容器下封头中高角度区域,使压力容器外壁面产生的气泡能够及时脱离,防止偏离泡核沸腾现象的发生,从而提升外壁面处的CHF,显著增大IVR成功可能性。