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相似文献
 共查询到20条相似文献,搜索用时 15 毫秒
1.
The seismic design and analysis of nuclear power plant (NPP) begin with the seismic hazard assessment and design ground motion development for the site. The following steps are needed for the seismic hazard assessment and design ground motion development: a. the development of regional seismo-tectonic model with seismic source areas within 500 km radius centered to the site; b. the development of strong motion prediction equations; c. logic three development for taking into account uncertainties and seismic hazard quantification; d. the development of uniform hazard response spectra for ground motion at the site; e. simulation of acceleration time histories compatible with uniform hazard response spectra. The following phase two in seismic design of NPP structures is the analysis of structural response for the design ground motion. This second phase of the process consists of the following steps: a. development of structural models of the plant buildings; b. development of the soil model underneath the plant buildings for soil-structure interaction response analysis; c. determination of in-structure response spectra for the plant buildings for the equipment response analysis. In the third phase of the seismic design and analysis the equipment is analyzed on the basis of in-structure response spectra. For this purpose the structural models of the mechanical components and piping in the plant are set up. In large 3D-structural models used today the heaviest equipment of the primary coolant circuit is included in the structural model of the reactor building. In the fourth phase the electrical equipment and automation and control equipment are seismically qualified with the aid of the in-structure spectra developed in the phase two using large three-axial shaking tables. For this purpose the smoothed envelope spectra for calculated in-structure spectra are constructed and acceleration time is fitted to these smoothed envelope spectra.  相似文献   

2.
影响核电厂取水隧洞抗震性能的几个因素分析   总被引:1,自引:0,他引:1  
为了分析影响取水隧洞抗震性能的主要因素,运用动力时程反应分析方法,利用FLAC3D程序对某核电厂取水隧洞进行了抗震分析,并绘制衬砌内力包络图,分析地应力、应力释放系数、围岩弹性模量等参数变化对隧洞衬砌内力的影响。结果表明,随着初始地应力的增大,衬砌内力逐步增大;开挖时应力释放系数越小,二衬分担应力释放荷载比例越大,衬砌的内力也就越大;随着围岩弹性模量的增大,衬砌内力大幅度降低。该成果对隧洞抗震设计具有一定的参考价值和指导意义。  相似文献   

3.
 “一带一路”地区面积辽阔,活动构造分布广泛,大地震频繁发生。介绍了“一带一路”地区的潜在震源区划分模型、地震活动性模型、地震动衰减关系模型和场地调整方法,在“一带一路”地区开展了概率地震危险性计算,给出了全区50年超越概率10%的峰值加速度(PGA)分布的地震区划图,并提出不同地震危险性地区防震减灾对策建议。研究表明,东亚和东南亚西部、太平洋西岸、中亚南部、西亚东部、欧洲南部和非洲东部是“一带一路”地区地震危险性较高的地区,在50年超越概率10%的PGA>0.4的地区,一般民用建筑应采取地震烈度九度设防。  相似文献   

4.
秦山二期核电厂是两环路电功率为 600 MW的核电厂,而已进行过概率安全分析的广东大亚湾核电厂则为三环路900MW核电厂。本文以去掉一个环路的900MW三环路核电厂为参考电厂来进行两环路核电厂概率安全分析(PSA)。分析结果指出:1)只要满足确定论安全审查,两环路核电厂的概率安全特性不亚于三环路核电厂的概率安全特性;2)参考的两环路核电厂堆熔频率为2.42×10-5/(堆年);3)参考的两环路核电厂严重事故的支配性初因依次为失水事故(LOCA)和丧失热阱。本研究对两环路核电厂设计、建造和运行提供了有益的参考。  相似文献   

5.
针对目前核电站在控制方面采用模拟量控制存在的问题,建议在核电领域全面采用全数字的DCS控制系统.DCS系统(分散控制系统)具有模拟量控制系统无法比拟的优越性.随着DCS系统在核电站不断推广使用,以及相应的法律、法规的出台和良好的运行业绩,笔者建议在核电领域全面采用DCS系统.  相似文献   

6.
该文通过大亚湾核电站的实例分析来探讨核电站构筑物、系统及设备(SSC)的风险指引分级方法的可操作性及在执行过程中需考虑的问题,并对实例分析的结果进行讨论,以推动此分级思想的发展。风险指引SSC分级通过定量化的概率风险分析(PSA)、纵深防御分析和敏感性分析3个步骤综合评估设备的安全重要性。实例是以大亚湾核电站辅助给水系统为对象,结果中有33%的“安全相关”设备被划分为低安全重要设备,64%的“非安全相关”设备被划分为高安全重要设备。实例研究表明,此分级方法是一个系统化的、全面的并具可操作性的流程。  相似文献   

7.
对核电站典型CPR1000堆型反应堆厂房应用隔震技术进行了系统的研究.针对反应堆底部的圆形筏基,进行了隔震支座的布置与选型.基于时程分析法,研究了核电站基础隔震效果,并建立了结构内部设备层的楼层反应谱.此外,文章研究了地震波加速度峰值、设备层所处标高及设备阻尼比对楼层反应谱的影响.研究结果表明,应用隔震技术后大大提高了核电站反应堆厂房的抗震安全储备.  相似文献   

8.
该文通过大亚湾核电站的实例分析来探讨核电站构筑物、系统及设备(SSC)的风险指引分级方法的可操作性及在执行过程中需考虑的问题,并对实例分析的结果进行讨论,以推动此分级思想的发展。风险指引SSC分级通过定量化的概率风险分析(PSA)、纵深防御分析和敏感性分析3个步骤综合评估设备的安全重要性。实例是以大亚湾核电站辅助给水系统为对象,结果中有33%的“安全相关”设备被划分为低安全重要设备,64%的“非安全相关”设备被划分为高安全重要设备。实例研究表明,此分级方法是一个系统化的、全面的并具可操作性的流程。  相似文献   

9.
按照实际情况,将人工神经网络M-P模型应用于核电站机组故障诊断系统的部分诊断网络。根据核电站故障诊断信号和故障事件特点,提出在特定诊断网络中使用M-P模型的可能性和具体构建诊断网络的方法,对其优缺点进行了比较。使用M-P模型对核电站重要厂用水系统建立了简单诊断网络,进行了验证。该模型简单直接,可以避免若干使用其他人工神经网络模型时遇到的问题。该模型与其他模型结合使用于核电站故障诊断系统,尤其在处理逻辑判断性较强的诊断任务时,可以达到更好的效果。  相似文献   

10.
核电厂结构的楼层反应谱分析   总被引:1,自引:0,他引:1       下载免费PDF全文
对核电厂结构,考虑土-结构相互作用进行随机地震反应分析,着重探讨地基土特性的不确定对核 电厂结构楼层反应谱的影响.在运用ANSYS软件对核电厂结构进行有限元建模时,通过设置边界弹簧单元 和阻尼装置来考虑土-结构相互作用;并且通过设置不同的弹簧刚度和阻尼系数,来模拟土特性参数的不 确定性.数值仿真分析以及随机分析与确定分析的结果对比,揭示了土-结构相互作用对核电厂结构楼层 反应谱的影响规律以及核电厂结构楼层反应谱对地基土参数不确定的敏感性.由此可以得出结论,随机分 析方法能够很好地反映核电厂结构的楼层反应谱特征,且确定分析方法是随机分析方法的特解,从而为应 用概率方法和确定方法评估核电厂结构地震反应的参数敏感性提供了理论依据.  相似文献   

11.
核电取水区域翼墙结构是核电厂正常运行中不可或缺的枢纽,故其在复杂地质条件下的抗震安全性评价至关重要。以中国滨海某示范快堆工程取水区域为项目背景,基于ANSYS软件及用户可编程特性(user programmable features, UPFs)二次开发工具建立进水口翼墙-地基三维动力相互作用模型,考虑厂址的地基非均质特性和多荷载耦合作用进行静动力联合分析,得出不同工况下进水口翼墙整体的主应力分布情况,以及结构变形和构件内力的变化规律,同时基于Geo-Studio岩土专业软件对地基整体稳定性进行分析。分析结果表明:翼墙底板靠近填土角缘区域是结构的薄弱部分,应加强配筋;翼墙地基中的砂土层基本不发生液化,并且其地基稳定性均满足抗震设计规范要求。通过对翼墙结构进行抗震安全分析,旨在为类似厂址条件下的核电海域项目提供一定的借鉴和参考。  相似文献   

12.
利用遗传算法的核电厂故障诊断方法   总被引:2,自引:0,他引:2  
为了解决核电厂故障诊断中遇到的专家知识不完备,虚假信号以及对多故障进行诊断等问题,针对核电厂故障诊断的特点,结合经典概率论,利用遗传算法(GA),将核电厂部件状态与遗传算法中的群体相联系,在核电厂模拟机上,验证了核电厂二回路3 个典型事故的诊断过程。实现多故障诊断,并对诊断过程中存在的专家知识不完备,虚假信号等问题有相当的适应性。  相似文献   

13.
核电厂操纵员认知可靠性模型的实验研究   总被引:4,自引:0,他引:4  
为了提高核电厂操纵员在真实核电厂操纵过程中的可靠性,需要对核电厂操纵员的可靠性进行模拟研究。采用核电厂模拟器作为研究平台,参考目前国际上流行的三参数人的认知可靠性研究模型,结合中国核电厂操纵员的实际情况,对其参数加以改造,建立并运用以两参数威布尔分布为基础的核电厂操纵员认知可靠性研究理论模型,对核电厂操纵员可靠性进行了实验研究,并将实验结果与美国、匈牙利等国同类研究成果进行了比较,得到了一致的结果。该研究实验的结果可对核电厂的安全运行起到有益作用。  相似文献   

14.
蒸汽发生器和稳压器是关系到核电站安全运行的关键设备,国外发生过多起因蒸汽发生器和稳压器缺陷而引发的安全事故。针对常见蒸汽发生器人孔咬死的异常缺陷问题,设计了一种核电站蒸汽发生器人孔咬死螺栓处理的智能维修机器人设备,包括行走单元、姿态调节单元、角度调节单元、镗铣单元、控制系统和视觉单元, 并提出一种基于法兰盘螺栓孔等图像特征的视觉伺服引导方案。为了实现对核电站用蒸汽发生器人孔咬死螺栓的自动化处理,设计了多自由度调节系统结构,并进行运动学建模,通过极限状态设备稳定分析验证了设备稳定性。为有效定位并贴合咬死螺栓目标,设计了智能定位系统,完成了设备自动调整。现场实验表明:采用该多自由度调节机械结构设计,移动平台重复定位精度可达±1mm,末端法兰贴合精度可达±1mm内,设备末端贴合效率为人工效率的3~4倍。  相似文献   

15.
核电厂操纵员综合能力评价研究   总被引:3,自引:0,他引:3  
为对核电厂操纵员的综合能力进行定量分析与评价,以保证核电厂安全运行,以核电厂模拟器作为研究平台,采集小样本的核电厂操纵员的可靠性数据,利用模糊数学的综合评判方法对操纵员进行了综合能力的定量评价,得到了核电厂操纵员对模拟事故响应的综合能力排名。结果定量地反映了核电厂操纵员的综合能力,可以为真实核电厂安全运行与操纵员的选聘管理提供参考与借鉴。  相似文献   

16.
张国强 《应用科技》2005,32(5):49-51
以FTA(故障树分析)可靠性分析方法为基础,以“陆奥”号这一核动力商船为例,确定了高压安全注入系统(HPSI)故障树的顶事件和成功准则.根据事故发生时的不同情况,建立了以高压安全注入系统注水量不足为顶事件的故障树.利用下行法,对所建的故障树进行定量分析与计算,得到系统故障树的失效概率和最小割集,从而为船用核动力装置高压安全注入系统的改进提出了一些建议.  相似文献   

17.
介绍了近年来我国核电站建设的概况以及核电用无缝钢管国产化取得的成果,针对我国今后将采用以AP1000为代表的第三代核电技术来建设核电站的战略,指出了第三代核电站建设用无缝钢管的技术要求,提出了在核电用无缝钢管国产化进程中应关注质量控制、品种开发、规范生产等问题.  相似文献   

18.
以AP1000核岛厂房结构为研究对象,提出了等刚度-质量简化原则,并基于ANSYS平台实现了复杂核岛结构的等效简化以及核岛振动特性的合理性验证;进而以SuperFLUSH程序为计算平台,通过引入黏性人工边界模拟无限地基辐射阻尼效应,采用等效线性法描述近场地基非线性特征,建立了非岩性地基条件下的核岛厂房结构拟三维地震响应分析模型;最后通过与SASSI程序真三维进行对比研究,验证了所建立拟三维计算模型具有较好的有效性及实用性.  相似文献   

19.
嵌入式数字化控制的核电建设用多功能逆变焊机   总被引:2,自引:1,他引:1  
“焊接工程是核电的生命工程”。为解决国产多功能焊机在严酷的核电施工环境下的可靠性和综合使用性能问题,采用基于ARM的占先式嵌入式控制系统,结合软开关高频逆变技术,实现逆变焊机的数字化控制和功率器件的绿色化开关,进一步提高系统的可靠性和动态响应能力;通过对电源输出特性的优化设计,实现直流/脉冲输出,提高一次引弧成功率,改善引弧及焊接性能,提高焊接质量,满足核电建设的需要。  相似文献   

20.
核电站中所应用的给水加热器的建模是核电厂热力系统仿真的重要组成部分.文中建立了核电机组给水加热器双区多节点动态数学模型,并利用大亚湾核电站和秦山二期核电站中使用的高压给水加热器数据进行了稳态验证,仿真值与设计值相对误差在1%以内.在此基础上,利用所建模型研究了大亚湾核电站第6级给水加热器给水流量阶跃减少、加热蒸汽流量阶跃减少2种瞬态工况.结果表明,所建数学模型能够准确地反映给水加热器在特定工况下的动态特性,基本可以满足工程仿真分析的要求,并可作为工程仿真的一个模块使用.  相似文献   

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