核电厂激发事故初因的人因事件分析

描述了B类人因事件的定义和分类,建立了B类人因事件分析基本程序和方法,该方法已在国内某核电厂最近的HRA分析中得到应用.文中还对1993-2002年WANO940件运行事件和国内某核电厂运行事件进行了B类人因事件统计分析和发生原因分析,并据此提出了预防和减少B类人因事件的措施.     

核电厂安全壳在三向六自由度地震激励下的动力响应

以１４组三向六自由度的增震加速度时程作为核电厂安全结构输入，这些时程符合美国ＮＲＣＧＲ１．６０的ＳＳＥ水平设计范谱，并考虑了核电厂所在地局部地地的影响以及基岩和结构的共同作用，计算组合了地震和事故应力，分析的结果和振动台试验较为吻合，分析结果表明，该核电厂安全壳在事故和地震同时发生时是安全的。     

复杂地质条件下某滨海核电厂进水口两侧翼墙抗震安全分析

核电取水区域翼墙结构是核电厂正常运行中不可或缺的枢纽,故其在复杂地质条件下的抗震安全性评价至关重要。以中国滨海某示范快堆工程取水区域为项目背景,基于ANSYS软件及用户可编程特性(user programmable features, UPFs)二次开发工具建立进水口翼墙-地基三维动力相互作用模型,考虑厂址的地基非均质特性和多荷载耦合作用进行静动力联合分析,得出不同工况下进水口翼墙整体的主应力分布情况,以及结构变形和构件内力的变化规律,同时基于Geo-Studio岩土专业软件对地基整体稳定性进行分析。分析结果表明:翼墙底板靠近填土角缘区域是结构的薄弱部分,应加强配筋;翼墙地基中的砂土层基本不发生液化,并且其地基稳定性均满足抗震设计规范要求。通过对翼墙结构进行抗震安全分析,旨在为类似厂址条件下的核电海域项目提供一定的借鉴和参考。     

核电水泵在热冲击下瞬态热效应的研究和分析（Ⅱ）

本文首先推导了非耦合热传导方程和拟静态热弹性运动方程的有限元求解公式；然后，根据核电水磁的结构及其性能参数，估算出了水泵不同区域处的对流换热系；最后，在进行大量的试算工作和有关数值考核计算的基础上，采用三维时变温度场、热应力和热变形场有限元分析方法，详细考察了核电停堆冷却泵在受热载冲击下各瞬时的瞬态温度场有热应力、热变形场的分布状况和变化行为，本文的研究工作初步形成了对核电水泵机组在热冲击下的瞬态