简介:本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明:堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统(ReactorCoolingSystem,以下简称RCS)系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱(CoreMakeupTank,以下简称CMT)系统投入时间延迟非能动余热排出系统(PassiveResidualHeatRemoval,以下简称PRHR)提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加.
简介:核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术,预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程,以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算,同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析,利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算,对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明,预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压,安全壳整体结构是安全的,这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致,可供工程设计人员参考。