简介：在实际核电厂项目中不同厂房在同一场地的现象非常普遍,因此对核电工程进行结构-地基-结构相互作用（SSSI）的研究是保证其安全的重要方面。该文首先从阻尼溶剂抽取法（DSEM）基本原理出发,推导出考虑相邻结构动力相互作用的结构-地基-结构交界面相互作用力,并运用UPFs二次开发工具,将SSSI时域分析模型嵌入到有限软件ANSYS中。最后,以工程实际为例,对反应堆厂房典型节点的楼层反应谱、加速度时程、位移时程以及沿高程的最大加速度变化曲线进行探讨。结果可为类似核电结构的抗震评估及优化设计提供依据。

简介：该出版物属于评估与管理核电厂主要构件老化的系列报告之一，目前对安全余量评估和检查、监控与减缓核电厂混凝土结构与老化相关的退化的现行方法在本刊物中有记录。新堆型设计的含义和与旧版的差异在本刊中也得以讨论。这一信息的要点在于直接或间接地帮助相关方确保核电厂安全运行。

简介：安全壳及其内部结构作为核电站专设安全设施,其安全及可靠性问题关系到复杂工况情境下核电站的安全保障。本文结合模糊FMECA方法与改进的FTA定量计算方法,探讨研究针对安全壳及内部结构安全及可靠性的分析方法。通过模糊FMECA研判系统所含高危害度的失效故障模式,进一步构造Bow-tie模型,利用模糊数学和灰色关联度理论改进的FTA定量计算方法计算得出最小割集底事件组对应故障致因触发顶事件的可能性。该分析方法解决了系统结构复杂、底事件定量信息贫乏的问题,为安全壳及内部结构的设计与建设提供理论决策支持。

简介：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。