先进核电厂半球顶安全壳抗震分析

秦山核电厂安全壳预应力施工

核电厂安全壳大吨位预应力锚固系统是核电站安全壳施工中重要的、复杂的部分,锚具的静载锚固性能通过钢绞线—锚具组装件的静载试验来衡量。根据核电设计单位要求,核安全壳预应力锚具静载试验时应模拟实际工况,在端部增加砼锚固块,这与常规锚具静载试验相比,纲绞线在砼锚固块处产生弯折,这大大增加了试验的难度。本文介绍模拟实际工况下核安全壳预应力锚具的静载试验,试验的成功促使了国产核电预应力锚具的应用。

核电厂安全壳大吨位预应力锚固系统是核电站安全壳施工中重要的、复杂的部分,锚具的静载锚固性能通过钢绞线—锚具组装件的静载试验来衡量。根据核电设计单位要求,核安全壳预应力锚具静载试验时应模拟实际工况,在端部增加混凝土锚固块,这与常规锚具静载试验相比,纲绞线在混凝土锚固块处产生弯折,这大大增加了试验的难度。本文介绍利用核安全壳预应力锚具模拟实际工况的静载试验,试验的成功促进了国产核电预应力锚具的应用。

发展核电是我国走可持续发展的必然选择,也是一项十分艰巨而困难的任务。文章主要探讨了我国核电设备国产化过程中安全壳防泄钢衬里采用的碳钢钢板由国产替代进口问题。

核电厂设置了安全壳内大气监测系统（简称ety系统）,在正常运行时,该系统净化安全壳大气,以限制因裂变惰性气体和氚的存在引起的放射性强度提高,放射性碘由安全壳内部净化系统处理;保持安全壳与外部之间的潜在过压最大不超过0.006mpa.本文对核电厂安全壳内大气监测系统的运行方式做了研究.

选取符合核电厂设计要求的输入地震动进行结构动力时程反应分析是保障核电厂抗震能力的重要环节。基于条件均值谱(cms)的输入地震动选取方法具有既考虑结构自身动力特性又考虑场地地震危险性特征的优点,已经在地震工程相关领域得到应用。以核电厂安全壳结构为研究对象,从概率地震危险性分析出发,以条件均值谱为输入地震动目标谱,给出了核电厂安全壳输入地震动目标谱的计算流程；在国内外选取的18次典型地震的2480条地震动数据库中,选取了与目标谱匹配良好的40条地震动；再利用epsilon方法在上述地震动数据库中各选取40条地震动,将这两组地震动分别输入安全壳有限元模型中进行动力时程分析,通过对比两种方法顶点的最大位移平均值与标准差,发现cms方法选取的地震动记录无偏性最好,是一种高效合理的输入地震动选取方法。

安全壳是核电厂的最后一道防线,其穹顶采用60°配筋混凝土进行设计和建造,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,研究了近场爆炸作用下60°配筋混凝土板的动态响应,参数化分析了板厚、药量、钢筋屈服强度和混凝土强度等因素对60°配筋钢筋混凝土板抗爆性能的影响规律；对比研究了普通配筋和60°配筋混凝土板的中心挠度、变形和应力云图,基于数值分析结果,拟合得到两种配筋方式混凝土板中心挠度最大值与药量之间的关系曲线,利用回归分析得到其计算公式。研究结果表明:在相同含钢量的条件下,60°配筋混凝土板中心挠度最大提高60.22%,抗爆性能更强,拟合公式可以较好地预测60°配筋混凝土板的挠度变化。

在浙江方家山、福建福清核电工程中,由英国克莱德公司生产的低压安注泵和安全壳喷淋泵在性能试验阶段,反复发生轴套摩擦痕迹问题,对泵组的长期可靠运行带来威胁。介绍了轴套摩擦问题的产生及处理过程,并对其原因进行了分析,为轴套问题的解决提供了新的思路。

iaea 国际原子能机构 安全标准 丛书 安全导则 no.ns-g-2.1 核电厂运行中的火灾安全 国际原子能机构安全相关出版物 国际原子能机构（原子能机构）安全标准 根据原子能机构《规约》第三条的规定，原子能机构受权制定或采取旨在保护 健康及尽量减少对生命与财产的危险的安全标准，并规定适用这些标准。 原子能机构借以制定标准的出版物以国际原子能机构安全标准丛书的形式印 发。该丛书涵盖核安全、辐射安全、运输安全和废物安全以及一般安全（即涉及上 述所有安全领域）。该丛书出版物的分类是安全基本法则、安全要求和安全导则。 安全标准按照其涵盖范围编码：核安全（ns）、辐射安全（rs）、运输安全 （ts）、废物安全（ws）和一般安全（gs）。 有关原子能机构安全标准计划的信息可访问以下原子能机构因特网网址： http://www-ns.iaea.org/standards/ 该网

通过对某核电厂首次换料大修工业安全隐患进行收集、统计及分析,梳理出大修准备阶段、实施阶段出现的各类工业安全典型隐患,深入分析问题的根本原因,并提出改进建议措施,提升大修工业安全管理效率和水平.

§1.3.2安全壳喷淋系统eas 一、概述 安全壳喷淋系统（eas）是压水堆核电厂专设安全设施之一。当压水堆发生严重事故 时，它可使安全壳降温和降低压力，以确保最后一道屏障—安全壳的完整性。 二、系统功能 主要功能： 在一回路失水或安全壳内主蒸汽管道破裂的事故工况下，使安全壳内的温度和压力保 持在可承受值内，以保证安全壳的完整性。 辅助功能： （1）带走在主回路失水事故时散布在安全壳内的气载裂变产物（尤其是碘）。 （2）扑灭反应堆冷停堆时安全壳发生的火灾。（当其它灭火方法失灵时） （3）在冷停堆时，如果换料水箱内温度高于40℃，该系统可将换料水箱内介 质冷却。 （4）发生loca后约15天，如果低压安注泵失效，可利用h4规程使用eas 系统 eas系统还用来疏导堆芯余热，它是专设安全设施中唯一带有冷源的系统。 三、系统描述 系统的设置是冗余

核电厂的安全壳钢衬里模块实施方案中的模块方案、吊具结构、起重设备的实施研究及在阳江核电厂3#机组项目上的成功示范应用,为在核电在建项目上推行安全壳钢衬里模块化建造技术提供了工程实践指导。

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。

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.

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。

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。

秦山核电厂安全壳预应力施工

本文通过对某核电厂安全壳c类试验一次打压不合格的阀门泄漏问题进行了具体原因分析,并结合阀门内漏的原因因素分析和评价,提出本次试验阀门泄漏的故障模式,最后根据原因分析结果提出相关工作的改进建议。

苏联ВВ ЭР—1000核电厂安全壳的结构设计与施工情况简介

本文介绍了某核电厂安全壳喷淋泵在工程调试阶段执行安全壳喷淋流量试验过程中出现的性能问题,在充分研究现场性能试验数据的基础上,详细分析了可能导致问题发生的系统、设备、试验方法等多方面影响因素,并针对各类因素提出了排查方案,着重阐述确定致因及最终解决问题的全过程,为核电厂核级泵组工程阶段故障诊断及处理提供了宝贵参考经验.