某核电厂首次换料大修工业安全典型隐患分析及改进建议

核反应堆安全壳是确保核电厂安全的关键设施,同时也是防止放射性物质扩散的最后一道屏障.基于法国电力集团(edf)进行的缩尺比例为1/3的无钢衬里安全壳benchmark试验模型,应用大型通用有限元软件abaqus建立了其有限元模型.有限元模型中混凝土、普通钢筋和预应力筋采用分离式建模;通过在预应力筋单元上加预拉应力的方法考虑了预拉应力的作用.分析了该有限元模型在预应力张拉过程以及0.52mpa的绝对内压下的受力性能,重点研究了模型穹顶和圆柱形筒壁的内外表面在这两种工况下的拉应力分布.分析表明,该安全壳模型在两种工况下基本处于受压状态,拉应力集中的区域是预应力筋分布稀疏或预应力值较小的区域,预应力筋良好的起到了防止混凝土受拉的作用,能够满足设计要求;危险部位是穹顶与环梁连接处、洞口周边、筒壁底部、筒壁和基础底板相接处.

安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施。因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能。地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以,必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受sse作用而不被损坏。本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂半球顶安全壳结构在sse作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算。计算表明,半球顶安全壳结构在sse作用下,安全壳结构安全可靠,结构的设计能够满足我国核电厂安全导则对抗震ⅰ类结构的规定。

安全壳作为核电厂的第三道屏障,也作为最后一道屏障,在核电厂安全上有着重要的意义,因此压水堆技术规格书对安全壳的要求也非常严格,特别是对安全壳泄漏率的要求,但安全壳涉及与外的接口又特别多。本文从方家山2号机组安全壳压力的异常变化分析安全壳各泄漏的可能性,利用排除法最终确定泄漏点。并利用分析安全壳压力的细微变化,快速定位泄漏部位。

反应堆筒体与相连厂房之间的变形缝设计要求精度高,施工难度大,导致与反应堆筒体相连接的厂房的部分墙体、混凝土柱和楼板在变形缝区域出现了较多裂缝,处理难度大.这里通过对某核电厂kx厂房与rx厂房安全壳筒体相连区域的裂缝进行分析,提出了处理方法和建议,以期对今后类似工程起到借鉴作用.

概率安全评价(pra)是一种系统工程方法,采用可靠性评价技术(即故障树、事件树分析)和概率风险分析方法对复杂系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析。针对概率安全评价在核电厂应用中的系统建模进行研究,使用了不受故障分布函数限制的蒙特卡罗方法,对核电厂保护系统的可靠性进行仿真分析,以紧急停堆系统为例,说明了蒙特卡罗方法在核电厂安全系统故障树建模与仿真研究上的可行性,是一种分析核电厂保护系统可靠性的有效方法。

epr核电厂的安全分级采用功能分级指导物项分级的理念。对于具体设备,其分级包括设备的本体分级和仪控分级。通过对防火阀所属系统的功能分析确定其功能分级,再以功能分级为基础并结合系统运行工况确定防火阀的设备本体分级和仪控分级。

随着社会经济的发展以及低碳理念发展环境下,加强对可再生资源的有效应用,对于实现社会经济可持续发展来说,具有十分重要的意义。核电厂的应用,与传统发电模式对比,具有较强的生态性和环保性,但是核电厂运行过程中的安全问题以及核电的经济效益问题,成为影响核电发展的关键性因素。本文在对核电问题研究过程中,主要探究了核电厂运行的安全性和经济性。

安全级控制显示装置是核电厂操作员与数字化核安全级控制保护系统进行交互的人机接口,因其功能强大,且具备高度可靠性等特点,一直以来我国核电厂都需要进口安全级控制显示装置.gpu200是广利核公司自主研发的核电厂安全级控制显示装置,本文从确定性、可靠性、可维护性和人因工程等维度阐述了gpu200的软件设计,尤其是自监督等关键技术的实现方法.目前gpu200作为我国首套核安全级设备已成功应用于阳江核电厂5、6号反应堆控制保护系统.

秦山核电厂安全壳预应力施工

中核运行三厂在技术改造过程中,根据技术改造方案准备,现场具体实施,经验反馈等各个环节不同特点,进行了有效安全管理。通过吸收先进安全管理理念,在技术改造实施过程中,充分确保了人员、设备、系统和机组的安全,不断改进安全生产技术管理方法。在安全管理方面,创新并发展了"施工现场采用星级6s安全管理","技术改造方案进行独立审查","保守决策"等安全管理方法,保证了技术改造工作的顺利进行。同时,重视先进文化建设,通过进行经验反馈建立了自我完善,不断改进和提高的机制,以先进安全文化促进技术改造的安全管理。

对概率安全评价在核电厂应用中的系统建模进行研究,使用了不受故障分布函数限制的蒙特卡罗方法对核电厂保护系统的可靠性进行仿真分析,并且以紧急停堆系统为例,说明了蒙特卡罗方法在核电厂安全系统故障树建模与仿真研究上的可行性,同时也是一种分析核电厂保护系统可靠性的有效方法。

秦山核电厂安全壳预应力施工

现在资源日益减少,但工业发展却需要大量电力,所以发展核电是必然趋势.但随之福岛核事故的发生,人们对核安全越加注视.在核安全问题中,核电消防安全是其中的一个要点,所以,核安全消防管理,对于核安全具有十分重要的意义.本篇文章对分析了核电的发展前景,并对核电厂消防安全管理的重要性作了了简要阐述,介绍并分析了核电厂火灾风险特征和发生原因,同时对核电站消防安全管理的具体措施作了一些探讨.

目录 第一章引言 2 第二章安全原理 3 第三章设计总准则 6 第四章反应堆堆芯 24 第五章反应堆冷却剂系统 27 第六章信息和控制 31 第七章保护系统 34 第八章应急动力供应 35 第九章安全壳系统 36 第十章辐射防护 41 第十一章燃料装卸和贮存系统 46 第十二章设计的确认 47 第一章引言    1.1目的 本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。这些要求的适用范围包括安全重要的构筑物、系统和部件以及有关规程和程序。规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。     附录i所列安全导则是对本规定的说明和补充。     本规定适用于核电厂设计、制造、建造、运行和监督管理。     1.2范围     本规定阐述了构筑物、系统和部

核电厂的现场施工

核电厂风机

我国核电厂多集中于南方沿海温暖地区,随着建设范围的扩展,面临寒冷条件下冬季施工的问题.民用领域已成熟的冬期施工技术能否应用于核电厂建设领域,本文进行了初步探索.

结合某核电厂应急指挥中心的荷载情况,选取了其结构设计方案,并采用pkpm软件,建立了结构三维整体模型,对该建筑结构的内力进行了计算分析,保证了建筑结构的安全性。

本文通过对某压水堆核电厂仪表电缆端接中出现的问题进行分类,并结合施工过程中出现的端接问题进行分析,给出现场解决方案及端接文件设计经验反馈。为后续核电项目电缆端接优化设计提供一定的建议,减少施工过程中不必要发生的问题。

2017年08月 设备运维 核电厂管道设计特点分析 谭治朋（武汉海王新能源工程技术有限公司深圳分公司，广东深圳518000） 摘要：本篇文章首先对核电厂管道铺设设计及设计原则进 行了简要的阐述，而后对管道设计特点及需要注意的几个问题 进行了具体的讨论。 关键词：核电厂；管道设计；布置；特点 管道布置设计是厂内总体管道设计完成以后进入到施工 设计当中的关键环节，这部分设计的主要目的就是能够进一步 确定厂内管道的施工走向以及各种设备设施的正确位置，并明 确各个管道上方支撑位置，还有各种零部件的准确位置和接 口；由于核电厂对于管道设置安全性具有一定的特殊性要求， 所以在管道布置设计当中应充分考虑核电厂管道特征及相关 标准。 1核电厂管道设计时应遵循的基本原则及特点 (1)禁止本专业的设备设施与其它专业设备设施、其他管道 及各种缆线托盘发生磕碰。管道走向位置应与其它设备设施

本文结合核电厂工程设计实践,详细介绍了核岛电缆主托盘材料统计的方法,包括电缆主托盘材料的拆分及统计原则,主要材料的统计方法以及相关的注意事项等。

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