CMS的核電廠安全殼設(shè)計(jì)地震動(dòng)確定方法

秦山核電廠安全殼預(yù)應(yīng)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(shù)規(guī)格書(shū)對(duì)安全殼的要求也非常嚴(yán)格,特別是對(duì)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(hào)機(jī)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(diǎn)。并利用分析安全殼壓力的細(xì)微變化,快速定位泄漏部位。

核反應(yīng)堆安全殼是確保核電廠安全的關(guān)鍵設(shè)施,同時(shí)也是防止放射性物質(zhì)擴(kuò)散的最后一道屏障.基于法國(guó)電力集團(tuán)(edf)進(jìn)行的縮尺比例為1/3的無(wú)鋼襯里安全殼benchmark試驗(yàn)?zāi)Ｐ?應(yīng)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(yù)應(yīng)力筋采用分離式建模;通過(guò)在預(yù)應(yīng)力筋單元上加預(yù)拉應(yīng)力的方法考慮了預(yù)拉應(yīng)力的作用.分析了該有限元模型在預(yù)應(yīng)力張拉過(guò)程以及0.52mpa的絕對(duì)內(nèi)壓下的受力性能,重點(diǎn)研究了模型穹頂和圓柱形筒壁的內(nèi)外表面在這兩種工況下的拉應(yīng)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(yīng)力集中的區(qū)域是預(yù)應(yīng)力筋分布稀疏或預(yù)應(yīng)力值較小的區(qū)域,預(yù)應(yīng)力筋良好的起到了防止混凝土受拉的作用,能夠滿足設(shè)計(jì)要求;危險(xiǎn)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(chǔ)底板相接處.

核電廠設(shè)置了安全殼內(nèi)大氣監(jiān)測(cè)系統(tǒng)（簡(jiǎn)稱ety系統(tǒng)）,在正常運(yùn)行時(shí),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(qiáng)度提高,放射性碘由安全殼內(nèi)部?jī)艋到y(tǒng)處理;保持安全殼與外部之間的潛在過(guò)壓最大不超過(guò)0.006mpa.本文對(duì)核電廠安全殼內(nèi)大氣監(jiān)測(cè)系統(tǒng)的運(yùn)行方式做了研究.

核電廠安全殼大噸位預(yù)應(yīng)力錨固系統(tǒng)是核電站安全殼施工中重要的、復(fù)雜的部分,錨具的靜載錨固性能通過(guò)鋼絞線—錨具組裝件的靜載試驗(yàn)來(lái)衡量。根據(jù)核電設(shè)計(jì)單位要求,核安全殼預(yù)應(yīng)力錨具靜載試驗(yàn)時(shí)應(yīng)模擬實(shí)際工況,在端部增加砼錨固塊,這與常規(guī)錨具靜載試驗(yàn)相比,綱絞線在砼錨固塊處產(chǎn)生彎折,這大大增加了試驗(yàn)的難度。本文介紹模擬實(shí)際工況下核安全殼預(yù)應(yīng)力錨具的靜載試驗(yàn),試驗(yàn)的成功促使了國(guó)產(chǎn)核電預(yù)應(yīng)力錨具的應(yīng)用。

核電廠安全殼大噸位預(yù)應(yīng)力錨固系統(tǒng)是核電站安全殼施工中重要的、復(fù)雜的部分,錨具的靜載錨固性能通過(guò)鋼絞線—錨具組裝件的靜載試驗(yàn)來(lái)衡量。根據(jù)核電設(shè)計(jì)單位要求,核安全殼預(yù)應(yīng)力錨具靜載試驗(yàn)時(shí)應(yīng)模擬實(shí)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(yàn)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(yàn)的難度。本文介紹利用核安全殼預(yù)應(yīng)力錨具模擬實(shí)際工況的靜載試驗(yàn),試驗(yàn)的成功促進(jìn)了國(guó)產(chǎn)核電預(yù)應(yīng)力錨具的應(yīng)用。

本文通過(guò)對(duì)某核電廠安全殼c類試驗(yàn)一次打壓不合格的閥門(mén)泄漏問(wèn)題進(jìn)行了具體原因分析,并結(jié)合閥門(mén)內(nèi)漏的原因因素分析和評(píng)價(jià),提出本次試驗(yàn)閥門(mén)泄漏的故障模式,最后根據(jù)原因分析結(jié)果提出相關(guān)工作的改進(jìn)建議。

發(fā)展核電是我國(guó)走可持續(xù)發(fā)展的必然選擇,也是一項(xiàng)十分艱巨而困難的任務(wù)。文章主要探討了我國(guó)核電設(shè)備國(guó)產(chǎn)化過(guò)程中安全殼防泄鋼襯里采用的碳鋼鋼板由國(guó)產(chǎn)替代進(jìn)口問(wèn)題。

安全殼是核電廠反應(yīng)堆主廠房的圍護(hù)結(jié)構(gòu),是防止設(shè)計(jì)事故發(fā)生時(shí)放射性物質(zhì)擴(kuò)散的最后一道屏障,是確保核電廠安全的關(guān)鍵設(shè)施。因此,必須在設(shè)計(jì)中考慮到安全殼在可能的、會(huì)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(gè)使用過(guò)程中有可能出現(xiàn)的自然災(zāi)害之一,并可能引發(fā)重大事故,所以,必須對(duì)安全殼結(jié)構(gòu)進(jìn)行嚴(yán)格的抗震性能分析,設(shè)計(jì)要保證預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼能夠承受sse作用而不被損壞。本文通過(guò)有限元模型的計(jì)算與分析,得到先進(jìn)核電廠半球頂安全殼結(jié)構(gòu)在sse作用下的應(yīng)力、變形、位移等地震反應(yīng),由此進(jìn)行安全殼結(jié)構(gòu)構(gòu)件抗震分析計(jì)算。計(jì)算表明,半球頂安全殼結(jié)構(gòu)在sse作用下,安全殼結(jié)構(gòu)安全可靠,結(jié)構(gòu)的設(shè)計(jì)能夠滿足我國(guó)核電廠安全導(dǎo)則對(duì)抗震ⅰ類結(jié)構(gòu)的規(guī)定。

安全級(jí)控制顯示裝置是核電廠操作員與數(shù)字化核安全級(jí)控制保護(hù)系統(tǒng)進(jìn)行交互的人機(jī)接口,因其功能強(qiáng)大,且具備高度可靠性等特點(diǎn),一直以來(lái)我國(guó)核電廠都需要進(jìn)口安全級(jí)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(jí)控制顯示裝置,本文從確定性、可靠性、可維護(hù)性和人因工程等維度闡述了gpu200的軟件設(shè)計(jì),尤其是自監(jiān)督等關(guān)鍵技術(shù)的實(shí)現(xiàn)方法.目前gpu200作為我國(guó)首套核安全級(jí)設(shè)備已成功應(yīng)用于陽(yáng)江核電廠5、6號(hào)反應(yīng)堆控制保護(hù)系統(tǒng).

蘇聯(lián)ВВ ЭР—1000核電廠安全殼的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)與施工情況簡(jiǎn)介

核電廠的安全殼鋼襯里模塊實(shí)施方案中的模塊方案、吊具結(jié)構(gòu)、起重設(shè)備的實(shí)施研究及在陽(yáng)江核電廠3#機(jī)組項(xiàng)目上的成功示范應(yīng)用,為在核電在建項(xiàng)目上推行安全殼鋼襯里模塊化建造技術(shù)提供了工程實(shí)踐指導(dǎo)。

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(jìn)行設(shè)計(jì)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(chǎng)爆炸作用下60°配筋混凝土板的動(dòng)態(tài)響應(yīng),參數(shù)化分析了板厚、藥量、鋼筋屈服強(qiáng)度和混凝土強(qiáng)度等因素對(duì)60°配筋鋼筋混凝土板抗爆性能的影響規(guī)律；對(duì)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(yīng)力云圖,基于數(shù)值分析結(jié)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(guān)系曲線,利用回歸分析得到其計(jì)算公式。研究結(jié)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(qiáng),擬合公式可以較好地預(yù)測(cè)60°配筋混凝土板的撓度變化。

epr核電廠的安全分級(jí)采用功能分級(jí)指導(dǎo)物項(xiàng)分級(jí)的理念。對(duì)于具體設(shè)備,其分級(jí)包括設(shè)備的本體分級(jí)和儀控分級(jí)。通過(guò)對(duì)防火閥所屬系統(tǒng)的功能分析確定其功能分級(jí),再以功能分級(jí)為基礎(chǔ)并結(jié)合系統(tǒng)運(yùn)行工況確定防火閥的設(shè)備本體分級(jí)和儀控分級(jí)。

福島核事故引發(fā)了全球范圍內(nèi)對(duì)核電廠地震風(fēng)險(xiǎn)的重新審視。我國(guó)是地震多發(fā)國(guó)家,同時(shí)在可以預(yù)期的未來(lái)多年內(nèi)是世界上最大的核電建造國(guó),因此應(yīng)重視核電廠的地震風(fēng)險(xiǎn)?，F(xiàn)有核電廠的抗震設(shè)計(jì)主要是基于確定論設(shè)計(jì),難以全面評(píng)估核電廠地震風(fēng)險(xiǎn)的大小。核電廠地震概率安全評(píng)價(jià)是利用概率論方法評(píng)估核電廠地震風(fēng)險(xiǎn)的有效方法,對(duì)核電廠抗震薄弱環(huán)節(jié)識(shí)別和抗震安全改進(jìn)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(píng)價(jià)方法的開(kāi)發(fā)流程和技術(shù)要素,指出了應(yīng)在核電廠地震概率安全評(píng)價(jià)中考慮的重要因素和處理方法,為國(guó)內(nèi)核電廠地震概率安全評(píng)價(jià)工作提供參考。文章建議盡快完善我國(guó)核電廠地震概率安全標(biāo)準(zhǔn)體系建設(shè),指導(dǎo)國(guó)內(nèi)核電廠廣泛開(kāi)展地震概率安全評(píng)價(jià)工作。

核電工程從預(yù)可行性研究到正式施工設(shè)計(jì),往往有一個(gè)很長(zhǎng)的周期。以秦山核電二期工程建設(shè)項(xiàng)目為例,地震動(dòng)參數(shù)確定是在十多年前完成的,因此其設(shè)計(jì)地震動(dòng)參數(shù)的校核工作應(yīng)當(dāng)在吸收這十多年來(lái)我國(guó)在活動(dòng)構(gòu)造識(shí)別、地震活動(dòng)的不均勻性處理、地震區(qū)帶劃分、潛在震源區(qū)的識(shí)別和參數(shù)確定、地震動(dòng)衰減等方面的最新研究成果的基礎(chǔ)上進(jìn)行。研究結(jié)果表明,新增的地震地質(zhì)資料進(jìn)一步補(bǔ)充了原工作報(bào)告對(duì)地震地質(zhì)研究的結(jié)論,地震的活動(dòng)特征則沒(méi)有發(fā)生根本變化;工作區(qū)內(nèi)破壞性地震的平均震源深度約為12km,與全國(guó)平均震源深度(約為15km)有差別。在對(duì)工作區(qū)地震地質(zhì)、地震活動(dòng)背景最新研究的基礎(chǔ)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(duì)應(yīng)的地震動(dòng)參數(shù)衰減關(guān)系進(jìn)行地震危險(xiǎn)性概率分析計(jì)算,校核后綜合確定秦山核電二期擴(kuò)建工程廠址的極限安全地震動(dòng)sl-2為0.15g,這與1990年的結(jié)論一致。本文提出的核電擴(kuò)建工程地震動(dòng)參數(shù)校核工作的技術(shù)路線,可供類似的重大工程地震動(dòng)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(diào)試階段執(zhí)行安全殼噴淋流量試驗(yàn)過(guò)程中出現(xiàn)的性能問(wèn)題,在充分研究現(xiàn)場(chǎng)性能試驗(yàn)數(shù)據(jù)的基礎(chǔ)上,詳細(xì)分析了可能導(dǎo)致問(wèn)題發(fā)生的系統(tǒng)、設(shè)備、試驗(yàn)方法等多方面影響因素,并針對(duì)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(wèn)題的全過(guò)程,為核電廠核級(jí)泵組工程階段故障診斷及處理提供了寶貴參考經(jīng)驗(yàn).

產(chǎn)品主要是通過(guò)設(shè)計(jì)和制造得到的.因此,這兩個(gè)階段對(duì)產(chǎn)品的固有可靠性起著決定性的作用.對(duì)于可靠性有嚴(yán)格要求的核電廠安全級(jí)dcs而言,如何在研制過(guò)程中保證其可靠性,是dcs制造商和電廠業(yè)主都關(guān)注的問(wèn)題.本文討論了一些核電廠安全級(jí)dcs的可靠性設(shè)計(jì)方法,并就這些方法的工程應(yīng)用進(jìn)行展望,希望能對(duì)相關(guān)從業(yè)人員提供參考.

核電廠選址中的地震地質(zhì)問(wèn)題ppt——（1）根據(jù)地震構(gòu)造和地震活動(dòng)性特征評(píng)價(jià)廠址所在地區(qū)的區(qū)域地殼穩(wěn)定性。　?。?）對(duì)影響廠址合格性所涉及的關(guān)鍵問(wèn)題，如發(fā)震構(gòu)造、能動(dòng)斷層等作出初步評(píng)價(jià)?！　。?）對(duì)廠址區(qū)由地震引起的潛在地質(zhì)災(zāi)害作出初步評(píng)價(jià)?！　?..

本發(fā)明公開(kāi)了一種核電站安全殼用厚鋼板，其厚度為10～60mm，其化學(xué)元素質(zhì)量百分含量為：wc為0．06％-0．15％；wsi為0．10％-0．40％；wmn為1．0％-1．5％；wmo為0．10％～0．30％；wp≤0．012％；ws≤0．003％；wal為0．015％-0．050％；wni為0．20％～0．50％。

近代核電工業(yè)發(fā)展迅速，核電安全問(wèn)題越來(lái)越受到重視。2011年日本福島核泄漏事件在世界核電安全問(wèn)題上產(chǎn)生重大影響，尤其是中國(guó)，研究地震作用下核電安全具有重大意義。第三代核電技術(shù)ap1000應(yīng)用了非能動(dòng)安全系統(tǒng)，來(lái)減輕或阻止重大事故的發(fā)生，獲得了各國(guó)的關(guān)注。首先介紹了ap1000的非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)pcs以及安全殼廠房；其次分析和比較了單向和雙向地震輸入下水箱對(duì)整體結(jié)構(gòu)耗能效應(yīng)和地震動(dòng)響應(yīng)的影響。在該過(guò)程中，通過(guò)應(yīng)用耦合拉格朗日技術(shù)（cel）和簡(jiǎn)化的附加質(zhì)量法建立了abaqus模型，模擬了水和結(jié)構(gòu)之間的相互作用，同時(shí)研究了不同儲(chǔ)水量下重力水箱對(duì)安全殼廠房地震動(dòng)反應(yīng)的影響。研究結(jié)果表明：水箱內(nèi)液體的晃動(dòng)對(duì)結(jié)構(gòu)沒(méi)有明顯的耗能效應(yīng)，并且儲(chǔ)水量的增加會(huì)加強(qiáng)地震動(dòng)反應(yīng)；最后給出了一些建議和討論。

核電廠的現(xiàn)場(chǎng)施工