某核電廠首次換料大修工業(yè)安全典型隱患分析及改進建議

核反應堆安全殼是確保核電廠安全的關(guān)鍵設施,同時也是防止放射性物質(zhì)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(nèi)壓下的受力性能,重點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(chǔ)底板相接處.

安全殼是核電廠反應堆主廠房的圍護結(jié)構(gòu),是防止設計事故發(fā)生時放射性物質(zhì)擴散的最后一道屏障,是確保核電廠安全的關(guān)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(jié)構(gòu)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(jié)構(gòu)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(jié)構(gòu)構(gòu)件抗震分析計算。計算表明,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)的設計能夠滿足我國核電廠安全導則對抗震ⅰ類結(jié)構(gòu)的規(guī)定。

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。

反應堆筒體與相連廠房之間的變形縫設計要求精度高,施工難度大,導致與反應堆筒體相連接的廠房的部分墻體、混凝土柱和樓板在變形縫區(qū)域出現(xiàn)了較多裂縫,處理難度大.這里通過對某核電廠kx廠房與rx廠房安全殼筒體相連區(qū)域的裂縫進行分析,提出了處理方法和建議,以期對今后類似工程起到借鑒作用.

概率安全評價(pra)是一種系統(tǒng)工程方法,采用可靠性評價技術(shù)(即故障樹、事件樹分析)和概率風險分析方法對復雜系統(tǒng)的各種可能事故的發(fā)生和發(fā)展過程進行全面分析。針對概率安全評價在核電廠應用中的系統(tǒng)建模進行研究,使用了不受故障分布函數(shù)限制的蒙特卡羅方法,對核電廠保護系統(tǒng)的可靠性進行仿真分析,以緊急停堆系統(tǒng)為例,說明了蒙特卡羅方法在核電廠安全系統(tǒng)故障樹建模與仿真研究上的可行性,是一種分析核電廠保護系統(tǒng)可靠性的有效方法。

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(chǔ)并結(jié)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。

隨著社會經(jīng)濟的發(fā)展以及低碳理念發(fā)展環(huán)境下,加強對可再生資源的有效應用,對于實現(xiàn)社會經(jīng)濟可持續(xù)發(fā)展來說,具有十分重要的意義。核電廠的應用,與傳統(tǒng)發(fā)電模式對比,具有較強的生態(tài)性和環(huán)保性,但是核電廠運行過程中的安全問題以及核電的經(jīng)濟效益問題,成為影響核電發(fā)展的關(guān)鍵性因素。本文在對核電問題研究過程中,主要探究了核電廠運行的安全性和經(jīng)濟性。

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(guān)鍵技術(shù)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).

秦山核電廠安全殼預應力施工

中核運行三廠在技術(shù)改造過程中,根據(jù)技術(shù)改造方案準備,現(xiàn)場具體實施,經(jīng)驗反饋等各個環(huán)節(jié)不同特點,進行了有效安全管理。通過吸收先進安全管理理念,在技術(shù)改造實施過程中,充分確保了人員、設備、系統(tǒng)和機組的安全,不斷改進安全生產(chǎn)技術(shù)管理方法。在安全管理方面,創(chuàng)新并發(fā)展了"施工現(xiàn)場采用星級6s安全管理","技術(shù)改造方案進行獨立審查","保守決策"等安全管理方法,保證了技術(shù)改造工作的順利進行。同時,重視先進文化建設,通過進行經(jīng)驗反饋建立了自我完善,不斷改進和提高的機制,以先進安全文化促進技術(shù)改造的安全管理。

對概率安全評價在核電廠應用中的系統(tǒng)建模進行研究,使用了不受故障分布函數(shù)限制的蒙特卡羅方法對核電廠保護系統(tǒng)的可靠性進行仿真分析,并且以緊急停堆系統(tǒng)為例,說明了蒙特卡羅方法在核電廠安全系統(tǒng)故障樹建模與仿真研究上的可行性,同時也是一種分析核電廠保護系統(tǒng)可靠性的有效方法。

秦山核電廠安全殼預應力施工

現(xiàn)在資源日益減少,但工業(yè)發(fā)展卻需要大量電力,所以發(fā)展核電是必然趨勢.但隨之福島核事故的發(fā)生,人們對核安全越加注視.在核安全問題中,核電消防安全是其中的一個要點,所以,核安全消防管理,對于核安全具有十分重要的意義.本篇文章對分析了核電的發(fā)展前景,并對核電廠消防安全管理的重要性作了了簡要闡述,介紹并分析了核電廠火災風險特征和發(fā)生原因,同時對核電站消防安全管理的具體措施作了一些探討.

目錄 第一章引言 2 第二章安全原理 3 第三章設計總準則 6 第四章反應堆堆芯 24 第五章反應堆冷卻劑系統(tǒng) 27 第六章信息和控制 31 第七章保護系統(tǒng) 34 第八章應急動力供應 35 第九章安全殼系統(tǒng) 36 第十章輻射防護 41 第十一章燃料裝卸和貯存系統(tǒng) 46 第十二章設計的確認 47 第一章引言 ???1.1目的 本規(guī)定提出了陸上固定式熱中子反應堆核電廠的核安全原則，確定了保證核安全所必需的基本要求。這些要求的適用范圍包括安全重要的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件以及有關(guān)規(guī)程和程序。規(guī)定中只強調(diào)設計中必須滿足的要求，對于如何滿足這些要求則不作具體規(guī)定。 ????附錄i所列安全導則是對本規(guī)定的說明和補充。 ????本規(guī)定適用于核電廠設計、制造、建造、運行和監(jiān)督管理。 ????1.2范圍 ????本規(guī)定闡述了構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部

核電廠的現(xiàn)場施工

核電廠風機

我國核電廠多集中于南方沿海溫暖地區(qū),隨著建設范圍的擴展,面臨寒冷條件下冬季施工的問題.民用領(lǐng)域已成熟的冬期施工技術(shù)能否應用于核電廠建設領(lǐng)域,本文進行了初步探索.

結(jié)合某核電廠應急指揮中心的荷載情況,選取了其結(jié)構(gòu)設計方案,并采用pkpm軟件,建立了結(jié)構(gòu)三維整體模型,對該建筑結(jié)構(gòu)的內(nèi)力進行了計算分析,保證了建筑結(jié)構(gòu)的安全性。

本文通過對某壓水堆核電廠儀表電纜端接中出現(xiàn)的問題進行分類,并結(jié)合施工過程中出現(xiàn)的端接問題進行分析,給出現(xiàn)場解決方案及端接文件設計經(jīng)驗反饋。為后續(xù)核電項目電纜端接優(yōu)化設計提供一定的建議,減少施工過程中不必要發(fā)生的問題。

2017年08月 設備運維 核電廠管道設計特點分析 譚治朋（武漢海王新能源工程技術(shù)有限公司深圳分公司，廣東深圳518000） 摘要：本篇文章首先對核電廠管道鋪設設計及設計原則進 行了簡要的闡述，而后對管道設計特點及需要注意的幾個問題 進行了具體的討論。 關(guān)鍵詞：核電廠；管道設計；布置；特點 管道布置設計是廠內(nèi)總體管道設計完成以后進入到施工 設計當中的關(guān)鍵環(huán)節(jié)，這部分設計的主要目的就是能夠進一步 確定廠內(nèi)管道的施工走向以及各種設備設施的正確位置，并明 確各個管道上方支撐位置，還有各種零部件的準確位置和接 口；由于核電廠對于管道設置安全性具有一定的特殊性要求， 所以在管道布置設計當中應充分考慮核電廠管道特征及相關(guān) 標準。 1核電廠管道設計時應遵循的基本原則及特點 (1)禁止本專業(yè)的設備設施與其它專業(yè)設備設施、其他管道 及各種纜線托盤發(fā)生磕碰。管道走向位置應與其它設備設施

i astudyonthetechniguesoffirehazard analysisfornuclearpowerplants ii ..............................................................................................................................1 ..............................................................................................................................3 ..............................................................

本文結(jié)合核電廠工程設計實踐,詳細介紹了核島電纜主托盤材料統(tǒng)計的方法,包括電纜主托盤材料的拆分及統(tǒng)計原則,主要材料的統(tǒng)計方法以及相關(guān)的注意事項等。