安全壳

李刚 李尚科 陈英瑜 单强 杨中华摘  要：安全壳是“核”与公众之间的最后一道安全屏障，其密封性至关重要，核电厂需要定期执行安全壳密封性试验。为提高核电厂安全壳泄漏检测的精度和效率，探索一种安全壳泄漏...

单 强，陈英瑜，王永超（中广核核电运营有限公司，广东 深圳 518000）安全壳试验中出现泄漏率超标将是一个非常棘手的问题。第一，由于安全壳边界范围特别大，其表面积甚至超过一个标准足球场；第二，潜在影...

付尚进 　 杨昌洲 　 胡 斐 　 孟 超 　 李祥鹏(1.中国建筑第四工程局有限公司，广东 广州　510000；2.贵州省建筑设计研究院，贵州 贵阳　550000；　3.山东济宁新金昊地产有限公司，...

8 月23 日，中广核广东太平岭核电2 号机组核岛内穹顶混凝土土建施工顺利完成，标志着项目安装阶段的施工工作全面展开，距离“十四五”期间建成投产发电再进一步。太平岭核电分三期规划建设6 台百万千瓦“华...

袁龙军 侯雄剑（中国核电工程有限公司，北京 100840）某核电项目安全壳喷淋系统调试经验总结袁龙军 侯雄剑（中国核电工程有限公司，北京 100840）安全壳喷淋系统（EAS）是核电站专设安全设施中唯...

田立国（三门核电有限公司，浙江三门 317112）AP1000事故情况下的氢气控制田立国（三门核电有限公司，浙江三门 317112）压水堆核电站在事故情况下，氢气往往成为威胁安全壳完整性的主要因素。A...

张堃(中核集团三门核电有限公司,浙江三门 317112)AP1000非能动安全特性与传统压水堆的事故响应对比张堃(中核集团三门核电有限公司,浙江三门 317112)AP1000采用了比传统压水堆更为先...

王珑璋 张晨光(中国核电工程有限公司郑州分公司,河南郑州 450000)田湾3、4号机组反应堆厂房概括与布置设计王珑璋 张晨光(中国核电工程有限公司郑州分公司,河南郑州 450000)核岛反应堆厂房是...

钟明君，蒋孝蔚，杨 帆，刘 余（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都）引言安全壳作为核动力装置放射性物质包容的最后一档屏障，需通过控压排热保证其在事故下的结构完整性。然而，...

万永鑫（中国原子能科学研究院，北京 102413）1 概述核电厂严重事故下，间隙释放阶段一部分放射性气溶胶随破口喷放蒸汽进入安全壳内，压力容器外释放阶段，大量重的熔融物碎片快速沉积在安全壳的热构件表面...

李伟龙 那振宇（哈尔滨锅炉厂有限责任公司，黑龙江 哈尔滨150046）具有自主知识产权的三代百万千瓦级压水堆核电技术“华龙一号”，是ACPR1000+和ACP1000 融合优化，采用能动与非能动相结合...

刘先伟（大连宝原核设备有限公司，辽宁 大连116600）1 概述人员闸门和应急闸门的结构相同，分别安装在反应堆厂房±0.00m层和+7.5m标高，在本文中统称为人员闸门。人员闸门为钢制桶型结构，贯穿双...

耿一娲哈尔滨工程大学核科学与技术学院非能动安全系统在AP1000核电站应用概述耿一娲哈尔滨工程大学核科学与技术学院本文以西屋公司研发的AP1000为例，对非能动安全系统做简要的描述。作为第三代堆安全系...

杨 帆 邹志强 喻 娜 李松蔚 冉 旭（中国核动力研究设计院，四川 成都 610213）0 前言核电站严重事故条件下，堆芯丧失有效冷却，堆芯余热使得核燃料元件锆包壳不断升温并与水蒸气反应，产生的大量氢...

张晓华 李 峰 喻 娜 鲜 麟 邱志方（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041）0 前言从人类社会和平利用核能伊始，安全性就是评价不同核反应堆技术先进性的重要指标...

马如冰 邵一穷（1.中国核电工程有限公司，中国 北京 100840；2.中国核工业建设集团公司，中国 北京 100037）1 日本福岛核事故进程2011 年3 月11 日，在日本东部海域发生了9.0...

马 飞（江苏 连云港 222000）核电厂余热导出系统的设计探讨马 飞（江苏 连云港 222000）本文介绍了核电厂不同堆型中预热排出系统的设计特点，并分析了系统设置的主要差异，探讨更加有效的余热排出...

蔺洪源（中核辽宁核电有限公司，辽宁 兴城 125100）0 前言AP1000为第Ⅲ代核电站，其突出特点主要体现在安全系统方面，利用非能动技术，安全系统可以依靠重力输水、自然循环等来实现其安全功能，这也...

许克凤 王 凯 吴振峰（中国核电工程有限公司，中国 北京 100840）0 前言为减少设备、管道及其附件向周围散热，在其外表面采取的包裹措施称保温；为减少环境中的热量传入低温设备和管道内部，防止低温设...

魏盛辉（辽宁红沿河核电有限公司，辽宁 大连 116319）0 引言安全壳是核电站第三道安全屏障，能够包容和隔离，当反应堆发生LOCA（Loss of Coolant Accident 即一回路冷却剂丧...

陈宏霞 吴广皓 方红宇 邱志方 蒋孝蔚（核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610213）0 引言多样性保护系统（Diverse Actuation System，DAS）是田湾5、6号机组重...

刘 静 魏 玮 王高鹏 喻新利（中国核电工程有限公司，北京100840）0 引言安全性与经济性是核电厂设计中关注的核心主题。使用概率论分析方法评价电厂安全性，可以有效识别电厂设计中的薄弱环节和风险代价...

余小权（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都610213）0 引言美国三哩岛核电厂事故过程中，反应堆压力容器上部不可凝气体的积聚对电厂安全造成了重大威胁。燃料元件的主要成分包...

郑云涛 孙燕宇 詹经祥 杨长江（中国核电工程有限公司，北京100840）0 引言日本福岛核事故发生后，国内外对新建核电厂提出了更高的安全要求。为了使核电厂能够承受比设计基准事故更为严重的事故，促使核电...

王靖宇（中核核电运行管理有限公司运行三处，浙江 海盐314300）0 引言距离2011年3月11日福岛核事故已经过去10年，由于9级巨大地震引发的海啸导致日本福岛核电厂发生核泄漏，此次事故是继切尔诺贝...