先進核電廠半球頂安全殼抗震分析

秦山核電廠安全殼預應力施工

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(shè)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(shè)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。

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(shè)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。

核電廠設(shè)置了安全殼內(nèi)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(nèi)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(nèi)大氣監(jiān)測系統(tǒng)的運行方式做了研究.

選取符合核電廠設(shè)計要求的輸入地震動進行結(jié)構(gòu)動力時程反應分析是保障核電廠抗震能力的重要環(huán)節(jié)?；跅l件均值譜(cms)的輸入地震動選取方法具有既考慮結(jié)構(gòu)自身動力特性又考慮場地地震危險性特征的優(yōu)點,已經(jīng)在地震工程相關(guān)領(lǐng)域得到應用。以核電廠安全殼結(jié)構(gòu)為研究對象,從概率地震危險性分析出發(fā),以條件均值譜為輸入地震動目標譜,給出了核電廠安全殼輸入地震動目標譜的計算流程；在國內(nèi)外選取的18次典型地震的2480條地震動數(shù)據(jù)庫中,選取了與目標譜匹配良好的40條地震動；再利用epsilon方法在上述地震動數(shù)據(jù)庫中各選取40條地震動,將這兩組地震動分別輸入安全殼有限元模型中進行動力時程分析,通過對比兩種方法頂點的最大位移平均值與標準差,發(fā)現(xiàn)cms方法選取的地震動記錄無偏性最好,是一種高效合理的輸入地震動選取方法。

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(shè)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(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,擬合公式可以較好地預測60°配筋混凝土板的撓度變化。

在浙江方家山、福建福清核電工程中,由英國克萊德公司生產(chǎn)的低壓安注泵和安全殼噴淋泵在性能試驗階段,反復發(fā)生軸套摩擦痕跡問題,對泵組的長期可靠運行帶來威脅。介紹了軸套摩擦問題的產(chǎn)生及處理過程,并對其原因進行了分析,為軸套問題的解決提供了新的思路。

iaea 國際原子能機構(gòu) 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(gòu)安全相關(guān)出版物 國際原子能機構(gòu)（原子能機構(gòu)）安全標準 根據(jù)原子能機構(gòu)《規(guī)約》第三條的規(guī)定，原子能機構(gòu)受權(quán)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(gòu)借以制定標準的出版物以國際原子能機構(gòu)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(lǐng)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(guān)原子能機構(gòu)安全標準計劃的信息可訪問以下原子能機構(gòu)因特網(wǎng)網(wǎng)址： http://www-ns.iaea.org/standards/ 該網(wǎng)

通過對某核電廠首次換料大修工業(yè)安全隱患進行收集、統(tǒng)計及分析,梳理出大修準備階段、實施階段出現(xiàn)的各類工業(yè)安全典型隱患,深入分析問題的根本原因,并提出改進建議措施,提升大修工業(yè)安全管理效率和水平.

§1.3.2安全殼噴淋系統(tǒng)eas 一、概述 安全殼噴淋系統(tǒng)（eas）是壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施之一。當壓水堆發(fā)生嚴重事故 時，它可使安全殼降溫和降低壓力，以確保最后一道屏障—安全殼的完整性。 二、系統(tǒng)功能 主要功能： 在一回路失水或安全殼內(nèi)主蒸汽管道破裂的事故工況下，使安全殼內(nèi)的溫度和壓力保 持在可承受值內(nèi)，以保證安全殼的完整性。 輔助功能： （1）帶走在主回路失水事故時散布在安全殼內(nèi)的氣載裂變產(chǎn)物（尤其是碘）。 （2）撲滅反應堆冷停堆時安全殼發(fā)生的火災。（當其它滅火方法失靈時） （3）在冷停堆時，如果換料水箱內(nèi)溫度高于40℃，該系統(tǒng)可將換料水箱內(nèi)介 質(zhì)冷卻。 （4）發(fā)生loca后約15天，如果低壓安注泵失效，可利用h4規(guī)程使用eas 系統(tǒng) eas系統(tǒng)還用來疏導堆芯余熱，它是專設(shè)安全設(shè)施中唯一帶有冷源的系統(tǒng)。 三、系統(tǒng)描述 系統(tǒng)的設(shè)置是冗余

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(jié)構(gòu)、起重設(shè)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(shù)提供了工程實踐指導。

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。

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(shè)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(shè)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).

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(shè)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(shè),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。

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。

秦山核電廠安全殼預應力施工

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(jié)合閥門內(nèi)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(jié)果提出相關(guān)工作的改進建議。

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

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(chǔ)上,詳細分析了可能導致問題發(fā)生的系統(tǒng)、設(shè)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.