核电站安全壳结构耐久性研究及安全评估技术

目前我国已有13座核电站建成发电,有近30多座正在建设之中,按照我国核电站建设的中长期发展规划,预计到2020年将有60～70座核电站建成发电.由于核电项目投资巨大,尽量延长其使用寿命,充分发挥其发电能力是关系到国家经济发展的重大课题.     

气溶胶取样测试技术研究与实验验证

气溶胶过滤效率是衡量安全壳过滤排放系统性能的重要指标。以安全壳过滤排放系统的研制为背景，针对高温空气和水蒸汽混合介质条件下的固体粒子气溶胶取样及测试技术进行研究，解决了水蒸汽存在条件下气溶胶的取样测量中存在的问题，设计完成了一套可用于安全壳过滤排放系统气溶胶过滤效率检测的取样测试系统。通过多角度对比和实验分析，最终确定了采用疏水性聚四氟乙烯滤膜能够满足混合气体的采样需求。此外实验中发现滤膜的吸湿性和静电效应对测量的准确性影响较大，而采用滤膜恒重和使用铝箔纸的方法能有效解决该问题，提高测量的准确度。在此基础上，完成了取样测试回路的实验验证，并对结果进行了不确定度分析，证明了本套系统能够满足实验需求。     

阳江核电工程安全壳环梁关键施工技术

该文对环梁施工重点难点进行了详尽的剖析,采用三维建模技术建立了J、K层预应力锚固头模板的三维模型用于整个环梁J、K层施工的模板加工、模板支设、混凝土浇筑前这三个重要阶段的控制。与以往的施工相比采用三维技术指导后整个施工过程得到了优化,从木工车间开始以精准的三维数据控制模板质量使得后续的一系列施工避免了质量风险,简化了后期的预应力管道的测量定位工作,节约了工期,提升了工程质量。展现了AutoCAD三维建模放样技术对环梁施工的突出贡献。同时对环梁的施工要点进行了归纳和总结。     

核电站穹顶整体吊装工艺探讨

<正>在压水堆核电站中,核反应堆厂房安全壳采用的是大吨位预应力混凝土筒体结构,其内壁设密封钢衬里。穹顶是钢衬里的顶盖部分,是一个半椭圆形壳体,角钢沿径向和环向布置,呈放射状。反应堆厂房穹顶不仅是核电站土建吊装施工中最大、最重的构件,同时也是核电站施工质量、进度控制的关键点。核电站核岛穹顶作为核电设施中的核心部件之一,对施工安全性要求极高,对起吊设备的要求近乎苛刻。吊装就位工作具有重量大、调平困难(重心与形心偏离)、迎风面积大、吊装就位高度高、对接精度要求高等特点。本文,笔者以防城港核电站穹顶施工为例,对其整体吊装工艺进行了探讨,以期对同行有所参考。一、穹顶完整结构参数     

福清核电厂严重事故下氢气可燃性控制方案分析

日本福岛核事故后,针对其氢气爆炸会带来安全壳失效和放射性物质外泄的严重后果,给出了福清核电厂严重事故下氢气可燃性控制方案的分析,提供了各个方案的介绍,使用方法,由此带来的优点和副作用,以初步确定根据氢气爆炸的风险大小。帮助操纵员认识氢气可燃控制方案,并可恰当地选择方案中最合适的缓解事故后果的措施,给出了相应建议和意见。     

CP600压水堆核电厂严重事故现象与纵深防御

<正>压水堆核电厂严重事故是指严重性超过设计基准事故并造成核反应堆堆芯明显恶化的事故工况,可能由安全系统多重故障引起,并导致堆芯明显恶化,危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。压水堆核电厂严重事故的一般现象及其演变过程如下:1)堆芯裸露(1)堆芯裸露;(2)裸露区热量导出效率降低。2)氢气产生(1)包壳温度达到982~1204℃时,明显产生氢气,锆水反应产生热量,随着温度上升,反应速率增加;(2)包壳温度达到1427℃时,锆水反应成为自动催化反应,化学热超过衰变热成为堆芯加热主要部分。3)堆芯融化及压力容器内的重新定位(1)堆芯材料的重新定位:     

AP600冷凝实验本体承压与密封性能分析及改进

 针对威斯康辛大学AP600 冷凝实验的实验本体进行结构分析,计算其承压能力和密封性能。因通过计算发现实验本体承压性能不足,提出改进实验本体结构的设计方法。通过ANSYS 有限元计算分析了改进后的实验本体的承压性能。结果表明,改进后的实验本体,具有更好的承压能力,可满足更高的实验参数需要。     

核供热堆压力壳、钢安全壳套装工艺

采用一体化布置、全功率自然循环冷却和紧贴式双层承压壳的核供热堆具有固有安全性和良好的经济性 ,但同时也带来了大型薄壁容器套装的新课题。该文以系统工程的方法和观点全面分析了压力壳、钢安全壳套装的关键技术问题 ,在国内外均无可借鉴经验的情况下提出套装工艺 ,并在已投入运行的 5 MW低温堆工程中得到应用。应用结果表明该套装工艺安全、可靠 ,具有良好的可操作性和独创性。对反应堆压力容器套装工艺的研究 ,对于积累核设备设计、制造和安装经验 ,制定相应的技术标准 ,推进核供热技术产业化具有一定意义     

核电站安全壳钢衬壳环的屈曲研究

核电站安全壳内的钢衬在机械载荷或热载荷作用下,受到环向压力和轴向压力,过大的压力会导致钢衬的屈曲变形,进而使钢材发生局部破裂,丧失其限制放射性物质泄漏的作用。为研究锚固于核电站重要设施安全壳混凝土壁上的圆完环在环向压力作用下的屈曲问题,考虑到一般大径厚比的壳环其最大屈曲挠度大于其厚度,应用非线性大挠度壳环方程,分析了锚固钢材壳环的局部屈曲和全域屈曲的后屈曲性态,获得了完整的后屈曲平衡路径,讨论了钢衬壁厚和锚固间距对屈曲性态的影响。结果指出,增大钢衬厚度、减小锚固间距能大大提高钢衬的承载能力,且试验结果说明理论分析是可行的。     

安全壳整体密封性试验泄漏率的计算方法

介绍了美国ANSI-ANS 56.8-2002标准中计算安全壳整体密封性试验泄漏率的理论方法,并对泄漏率的上置信限进行求解,为进一步研究安全壳整体密封性试验的工程应用提供理论基础.