CMS的核电厂安全壳设计地震动确定方法

秦山核电厂安全壳预应力施工

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。

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.

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.

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。

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。

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。

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.

苏联ВВ ЭР—1000核电厂安全壳的结构设计与施工情况简介

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。

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。

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。

福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震风险的重新审视。我国是地震多发国家,同时在可以预期的未来多年内是世界上最大的核电建造国,因此应重视核电厂的地震风险。现有核电厂的抗震设计主要是基于确定论设计,难以全面评估核电厂地震风险的大小。核电厂地震概率安全评价是利用概率论方法评估核电厂地震风险的有效方法,对核电厂抗震薄弱环节识别和抗震安全改进具有重要意义。文章全面介绍了压水堆核电厂地震概率安全评价方法的开发流程和技术要素,指出了应在核电厂地震概率安全评价中考虑的重要因素和处理方法,为国内核电厂地震概率安全评价工作提供参考。文章建议尽快完善我国核电厂地震概率安全标准体系建设,指导国内核电厂广泛开展地震概率安全评价工作。

核电工程从预可行性研究到正式施工设计,往往有一个很长的周期。以秦山核电二期工程建设项目为例,地震动参数确定是在十多年前完成的,因此其设计地震动参数的校核工作应当在吸收这十多年来我国在活动构造识别、地震活动的不均匀性处理、地震区带划分、潜在震源区的识别和参数确定、地震动衰减等方面的最新研究成果的基础上进行。研究结果表明,新增的地震地质资料进一步补充了原工作报告对地震地质研究的结论,地震的活动特征则没有发生根本变化;工作区内破坏性地震的平均震源深度约为12km,与全国平均震源深度(约为15km)有差别。在对工作区地震地质、地震活动背景最新研究的基础上,考虑本地区有代表性的不同潜在震源区的划分方案,分别采用对应的地震动参数衰减关系进行地震危险性概率分析计算,校核后综合确定秦山核电二期扩建工程厂址的极限安全地震动sl-2为0.15g,这与1990年的结论一致。本文提出的核电扩建工程地震动参数校核工作的技术路线,可供类似的重大工程地震动参数校核参考。

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.

产品主要是通过设计和制造得到的.因此,这两个阶段对产品的固有可靠性起着决定性的作用.对于可靠性有严格要求的核电厂安全级dcs而言,如何在研制过程中保证其可靠性,是dcs制造商和电厂业主都关注的问题.本文讨论了一些核电厂安全级dcs的可靠性设计方法,并就这些方法的工程应用进行展望,希望能对相关从业人员提供参考.

核电厂选址中的地震地质问题ppt——（1）根据地震构造和地震活动性特征评价厂址所在地区的区域地壳稳定性。　　（2）对影响厂址合格性所涉及的关键问题，如发震构造、能动断层等作出初步评价。　　（3）对厂址区由地震引起的潜在地质灾害作出初步评价。　　...

本发明公开了一种核电站安全壳用厚钢板，其厚度为10～60mm，其化学元素质量百分含量为：wc为0．06％-0．15％；wsi为0．10％-0．40％；wmn为1．0％-1．5％；wmo为0．10％～0．30％；wp≤0．012％；ws≤0．003％；wal为0．015％-0．050％；wni为0．20％～0．50％。

近代核电工业发展迅速，核电安全问题越来越受到重视。2011年日本福岛核泄漏事件在世界核电安全问题上产生重大影响，尤其是中国，研究地震作用下核电安全具有重大意义。第三代核电技术ap1000应用了非能动安全系统，来减轻或阻止重大事故的发生，获得了各国的关注。首先介绍了ap1000的非能动安全壳冷却系统pcs以及安全壳厂房；其次分析和比较了单向和双向地震输入下水箱对整体结构耗能效应和地震动响应的影响。在该过程中，通过应用耦合拉格朗日技术（cel）和简化的附加质量法建立了abaqus模型，模拟了水和结构之间的相互作用，同时研究了不同储水量下重力水箱对安全壳厂房地震动反应的影响。研究结果表明：水箱内液体的晃动对结构没有明显的耗能效应，并且储水量的增加会加强地震动反应；最后给出了一些建议和讨论。

核电厂的现场施工