核电厂中,需要考虑正常运行工况、预计运行工况、设计基准事故以及超设计基准事故等。对于正常运行工况、预计运行工况以及设计基准事故,采用保守的方法进行工程设计,但对于超设计基准事故,其发生的概率很低,根据纵深防御原则,需要对相关设备进行适宜地设计和分析。超设计基准事故研究是个前沿的课题,缺乏相关设计经验和分析评定准则。以三代核电站中的余热排出热交换器为例,提出了该热交换器在超设计基准事故下的密封结构优化设计方案以及相应的密封性能及结构完整性分析评定方法,研究结果为超设计基准事故下的设计和分析提供了参考。

核电厂一回路压力边界延伸止回阀的密封性直接关系一回路的泄漏率和完整性,需要定期执行密封性检查,以确保反应堆的安全运行。国内普遍采用ASME相关流量标准作为密封性定期试验的验收准则,但在实际试验工况下无法精确测量通过止回阀的泄漏量,因此需要对流量准则进行转换。同时,由于止回阀尺寸及相关管线布置各不相同,需要设计对应匹配的密封性验收准则。本文以国内先进压水堆的安全注入系统一回路压力边界延伸止回阀为例,基于止回阀密封性试验原理,结合工程经验,从准则转换出发,通过严密分析,提出一套具有普遍适用性的止回阀密封性验收准则设计方法,填补设计方法研究的空白。