CMS的核電廠安全殼設計地震動確定方法

秦山核電廠安全殼預應力施工

安全殼作為核電廠的第三道屏障,也作為最后一道屏障,在核電廠安全上有著重要的意義,因此壓水堆技術規(guī)格書對安全殼的要求也非常嚴格,特別是對安全殼泄漏率的要求,但安全殼涉及與外的接口又特別多。本文從方家山2號機組安全殼壓力的異常變化分析安全殼各泄漏的可能性,利用排除法最終確定泄漏點。并利用分析安全殼壓力的細微變化,快速定位泄漏部位。

核反應堆安全殼是確保核電廠安全的關鍵設施,同時也是防止放射性物質擴散的最后一道屏障.基于法國電力集團(edf)進行的縮尺比例為1/3的無鋼襯里安全殼benchmark試驗模型,應用大型通用有限元軟件abaqus建立了其有限元模型.有限元模型中混凝土、普通鋼筋和預應力筋采用分離式建模;通過在預應力筋單元上加預拉應力的方法考慮了預拉應力的作用.分析了該有限元模型在預應力張拉過程以及0.52mpa的絕對內壓下的受力性能,重點研究了模型穹頂和圓柱形筒壁的內外表面在這兩種工況下的拉應力分布.分析表明,該安全殼模型在兩種工況下基本處于受壓狀態(tài),拉應力集中的區(qū)域是預應力筋分布稀疏或預應力值較小的區(qū)域,預應力筋良好的起到了防止混凝土受拉的作用,能夠滿足設計要求;危險部位是穹頂與環(huán)梁連接處、洞口周邊、筒壁底部、筒壁和基礎底板相接處.

核電廠設置了安全殼內大氣監(jiān)測系統(tǒng)（簡稱ety系統(tǒng)）,在正常運行時,該系統(tǒng)凈化安全殼大氣,以限制因裂變惰性氣體和氚的存在引起的放射性強度提高,放射性碘由安全殼內部凈化系統(tǒng)處理;保持安全殼與外部之間的潛在過壓最大不超過0.006mpa.本文對核電廠安全殼內大氣監(jiān)測系統(tǒng)的運行方式做了研究.

核電廠安全殼大噸位預應力錨固系統(tǒng)是核電站安全殼施工中重要的、復雜的部分,錨具的靜載錨固性能通過鋼絞線—錨具組裝件的靜載試驗來衡量。根據(jù)核電設計單位要求,核安全殼預應力錨具靜載試驗時應模擬實際工況,在端部增加砼錨固塊,這與常規(guī)錨具靜載試驗相比,綱絞線在砼錨固塊處產(chǎn)生彎折,這大大增加了試驗的難度。本文介紹模擬實際工況下核安全殼預應力錨具的靜載試驗,試驗的成功促使了國產(chǎn)核電預應力錨具的應用。

核電廠安全殼大噸位預應力錨固系統(tǒng)是核電站安全殼施工中重要的、復雜的部分,錨具的靜載錨固性能通過鋼絞線—錨具組裝件的靜載試驗來衡量。根據(jù)核電設計單位要求,核安全殼預應力錨具靜載試驗時應模擬實際工況,在端部增加混凝土錨固塊,這與常規(guī)錨具靜載試驗相比,綱絞線在混凝土錨固塊處產(chǎn)生彎折,這大大增加了試驗的難度。本文介紹利用核安全殼預應力錨具模擬實際工況的靜載試驗,試驗的成功促進了國產(chǎn)核電預應力錨具的應用。

本文通過對某核電廠安全殼c類試驗一次打壓不合格的閥門泄漏問題進行了具體原因分析,并結合閥門內漏的原因因素分析和評價,提出本次試驗閥門泄漏的故障模式,最后根據(jù)原因分析結果提出相關工作的改進建議。

發(fā)展核電是我國走可持續(xù)發(fā)展的必然選擇,也是一項十分艱巨而困難的任務。文章主要探討了我國核電設備國產(chǎn)化過程中安全殼防泄鋼襯里采用的碳鋼鋼板由國產(chǎn)替代進口問題。

安全殼是核電廠反應堆主廠房的圍護結構,是防止設計事故發(fā)生時放射性物質擴散的最后一道屏障,是確保核電廠安全的關鍵設施。因此,必須在設計中考慮到安全殼在可能的、會引發(fā)重大核事故的意外荷載作用下的工作性能。地震是核電廠整個使用過程中有可能出現(xiàn)的自然災害之一,并可能引發(fā)重大事故,所以,必須對安全殼結構進行嚴格的抗震性能分析,設計要保證預應力混凝土安全殼能夠承受sse作用而不被損壞。本文通過有限元模型的計算與分析,得到先進核電廠半球頂安全殼結構在sse作用下的應力、變形、位移等地震反應,由此進行安全殼結構構件抗震分析計算。計算表明,半球頂安全殼結構在sse作用下,安全殼結構安全可靠,結構的設計能夠滿足我國核電廠安全導則對抗震ⅰ類結構的規(guī)定。

安全級控制顯示裝置是核電廠操作員與數(shù)字化核安全級控制保護系統(tǒng)進行交互的人機接口,因其功能強大,且具備高度可靠性等特點,一直以來我國核電廠都需要進口安全級控制顯示裝置.gpu200是廣利核公司自主研發(fā)的核電廠安全級控制顯示裝置,本文從確定性、可靠性、可維護性和人因工程等維度闡述了gpu200的軟件設計,尤其是自監(jiān)督等關鍵技術的實現(xiàn)方法.目前gpu200作為我國首套核安全級設備已成功應用于陽江核電廠5、6號反應堆控制保護系統(tǒng).

蘇聯(lián)ВВ ЭР—1000核電廠安全殼的結構設計與施工情況簡介

核電廠的安全殼鋼襯里模塊實施方案中的模塊方案、吊具結構、起重設備的實施研究及在陽江核電廠3#機組項目上的成功示范應用,為在核電在建項目上推行安全殼鋼襯里模塊化建造技術提供了工程實踐指導。

安全殼是核電廠的最后一道防線,其穹頂采用60°配筋混凝土進行設計和建造,配筋方式特殊。借助ansys/ls-dyna,采用conwep爆炸模型,建立60°和普通配筋的混凝土板有限元模型,研究了近場爆炸作用下60°配筋混凝土板的動態(tài)響應,參數(shù)化分析了板厚、藥量、鋼筋屈服強度和混凝土強度等因素對60°配筋鋼筋混凝土板抗爆性能的影響規(guī)律；對比研究了普通配筋和60°配筋混凝土板的中心撓度、變形和應力云圖,基于數(shù)值分析結果,擬合得到兩種配筋方式混凝土板中心撓度最大值與藥量之間的關系曲線,利用回歸分析得到其計算公式。研究結果表明:在相同含鋼量的條件下,60°配筋混凝土板中心撓度最大提高60.22%,抗爆性能更強,擬合公式可以較好地預測60°配筋混凝土板的撓度變化。

epr核電廠的安全分級采用功能分級指導物項分級的理念。對于具體設備,其分級包括設備的本體分級和儀控分級。通過對防火閥所屬系統(tǒng)的功能分析確定其功能分級,再以功能分級為基礎并結合系統(tǒng)運行工況確定防火閥的設備本體分級和儀控分級。

福島核事故引發(fā)了全球范圍內對核電廠地震風險的重新審視。我國是地震多發(fā)國家,同時在可以預期的未來多年內是世界上最大的核電建造國,因此應重視核電廠的地震風險?，F(xiàn)有核電廠的抗震設計主要是基于確定論設計,難以全面評估核電廠地震風險的大小。核電廠地震概率安全評價是利用概率論方法評估核電廠地震風險的有效方法,對核電廠抗震薄弱環(huán)節(jié)識別和抗震安全改進具有重要意義。文章全面介紹了壓水堆核電廠地震概率安全評價方法的開發(fā)流程和技術要素,指出了應在核電廠地震概率安全評價中考慮的重要因素和處理方法,為國內核電廠地震概率安全評價工作提供參考。文章建議盡快完善我國核電廠地震概率安全標準體系建設,指導國內核電廠廣泛開展地震概率安全評價工作。

核電工程從預可行性研究到正式施工設計,往往有一個很長的周期。以秦山核電二期工程建設項目為例,地震動參數(shù)確定是在十多年前完成的,因此其設計地震動參數(shù)的校核工作應當在吸收這十多年來我國在活動構造識別、地震活動的不均勻性處理、地震區(qū)帶劃分、潛在震源區(qū)的識別和參數(shù)確定、地震動衰減等方面的最新研究成果的基礎上進行。研究結果表明,新增的地震地質資料進一步補充了原工作報告對地震地質研究的結論,地震的活動特征則沒有發(fā)生根本變化;工作區(qū)內破壞性地震的平均震源深度約為12km,與全國平均震源深度(約為15km)有差別。在對工作區(qū)地震地質、地震活動背景最新研究的基礎上,考慮本地區(qū)有代表性的不同潛在震源區(qū)的劃分方案,分別采用對應的地震動參數(shù)衰減關系進行地震危險性概率分析計算,校核后綜合確定秦山核電二期擴建工程廠址的極限安全地震動sl-2為0.15g,這與1990年的結論一致。本文提出的核電擴建工程地震動參數(shù)校核工作的技術路線,可供類似的重大工程地震動參數(shù)校核參考。

本文介紹了某核電廠安全殼噴淋泵在工程調試階段執(zhí)行安全殼噴淋流量試驗過程中出現(xiàn)的性能問題,在充分研究現(xiàn)場性能試驗數(shù)據(jù)的基礎上,詳細分析了可能導致問題發(fā)生的系統(tǒng)、設備、試驗方法等多方面影響因素,并針對各類因素提出了排查方案,著重闡述確定致因及最終解決問題的全過程,為核電廠核級泵組工程階段故障診斷及處理提供了寶貴參考經(jīng)驗.

產(chǎn)品主要是通過設計和制造得到的.因此,這兩個階段對產(chǎn)品的固有可靠性起著決定性的作用.對于可靠性有嚴格要求的核電廠安全級dcs而言,如何在研制過程中保證其可靠性,是dcs制造商和電廠業(yè)主都關注的問題.本文討論了一些核電廠安全級dcs的可靠性設計方法,并就這些方法的工程應用進行展望,希望能對相關從業(yè)人員提供參考.

iaea 國際原子能機構 安全標準 叢書 安全導則 no.ns-g-2.1 核電廠運行中的火災安全 國際原子能機構安全相關出版物 國際原子能機構（原子能機構）安全標準 根據(jù)原子能機構《規(guī)約》第三條的規(guī)定，原子能機構受權制定或采取旨在保護 健康及盡量減少對生命與財產(chǎn)的危險的安全標準，并規(guī)定適用這些標準。 原子能機構借以制定標準的出版物以國際原子能機構安全標準叢書的形式印 發(fā)。該叢書涵蓋核安全、輻射安全、運輸安全和廢物安全以及一般安全（即涉及上 述所有安全領域）。該叢書出版物的分類是安全基本法則、安全要求和安全導則。 安全標準按照其涵蓋范圍編碼：核安全（ns）、輻射安全（rs）、運輸安全 （ts）、廢物安全（ws）和一般安全（gs）。 有關原子能機構安全標準計劃的信息可訪問以下原子能機構因特網(wǎng)網(wǎng)址： http://www-ns.iaea.org/standards/ 該網(wǎng)

本文介紹了秦山第二核電廠安全廠用水系統(tǒng)（sec）的主要構成,闡述了安全廠用水系統(tǒng)（sec）的功能和運行方式,并針對系統(tǒng)投運期間所出現(xiàn)的問題進行了原因分析,提出了解決措施。

□研究報告□儀器儀表用戶 22eicvol.202013no.4 doi:10.3969/j.issn.1671-1041.2013.04.005 核電廠信息安全風險評估方法 王英，李佳嘉 （上海工業(yè)自動化儀表研究院，上海200233） 摘要：隨著信息化與工業(yè)化深度融合，核電廠信息安全變得日益重要。網(wǎng)絡系統(tǒng)因為其固有的脆弱性，帶來了一定的潛 在的危險，因此評估網(wǎng)絡系統(tǒng)的脆弱性具有重要意義。本文通過分析面臨的威脅和詳細的網(wǎng)絡系統(tǒng)的脆弱性，主要包括 scada（監(jiān)控和數(shù)據(jù)的脆弱性采集）系統(tǒng)、ems（能源管理系統(tǒng)）和mis（管理信息系統(tǒng)），確定電力行業(yè)的風險，找出 薄弱部位，提高網(wǎng)絡系統(tǒng)的安全性。論文從核電業(yè)進行信息安全的角度出發(fā)，描述病毒入侵控制系統(tǒng)的手段及防護方式。 根據(jù)iec62443標準，確定進行信息系統(tǒng)風

核電廠選址中的地震地質問題ppt——（1）根據(jù)地震構造和地震活動性特征評價廠址所在地區(qū)的區(qū)域地殼穩(wěn)定性?！　。?）對影響廠址合格性所涉及的關鍵問題，如發(fā)震構造、能動斷層等作出初步評價?！　。?）對廠址區(qū)由地震引起的潛在地質災害作出初步評價。　　...