安全壳在事故情况下的完整性分析Containment integrity analysis under accidents
林诚格;赵瑞昌;刘志弢;
摘要(Abstract):
现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。
关键词(KeyWords): 安全壳;安全壳完整性分析;设计基准事故;严重事故;WGOTHIC
基金项目(Foundation):
作者(Authors): 林诚格;赵瑞昌;刘志弢;
参考文献(References):
- [1]国家核安全局.HAF102,核动力厂设计安全规定[S].北京:国家核安全局,2004.
- [2]U.S.Nuclear Regulatory Commmsion Regulations.10CFR50.Code of Federal Regulations[S].U.S.NRC,2006.
- [3]US Nuclear Regulatory Commissions,RG 1.157,Best-Esti mate Calculations of Emergency Core Cooling Sys-tem Performance[S].U.S.NRC,May 1989.
- [4]Westinghouse LLC.Westinghouse AP1000 Design Con-trol Document[R].Westinghouse Electirc CompanyLLC,2008.
- [5]U.S.NRC.Final Safety Evaluation Report:Related tocertification of the AP1000 standard design[R].U.S.NRC,2004.
- [6]T Wicket,et al.Report of the Uncertainty MethodsStudy for Advanced Best Esti mate Thermal HydraulicCode Applications[M].2 vols,Rep.NEA/CSNI R(97)35.Paris:OECD,1998.
- [7]林诚格,刘志弢,赵瑞昌.压水堆失水事故最佳估算方法研究[J].北京:核安全,2010.
- [8]Reyes J N,Hochreiter Jr L.Scaling Analysis for theOSU AP600 Test Facility(APEX)[J].Nuclear Engi-neering and Design,1998,(186):53-109.