HTR-PM反应堆厂房单侧钢板混凝土空心组合屋盖设计研究

华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程反应堆厂房屋盖系统(长43.8m,宽33.5m,层高16m)采用单侧钢板混凝土(HSC)空心组合结构,模块化制作、安装。结构分析表明,在各种工况和荷载组合下,结构整体及构件强度、变形指标均能满足相关规范要求。静力试验表明,采用《型钢混凝土组合结构技术规程》(JGJ138—2001)计算结构强度及变形是适宜的,结构延性高,模块化制作安装速度快,质量可靠,缩短了HTR-PM示范工程建设安装周期,取得了良好的经济效果。     

核电站反应堆厂房筏基整体浇筑裂缝控制

以红沿河核电站反应堆厂房筏基整浇为工程实例,对CPR1000堆型核岛反应堆厂房筏基整体一次性浇筑实施进行了介绍,从混凝土原材料、入模温度、应变及温度监测、增设钢筋网等方面对大体积混凝土结构的裂缝控制与预防进行了分析。实践证明,这些措施保证了核岛筏基混凝土整体浇筑的工程质量,为类似工程提供了借鉴。     

核电工程堆外核测定位装置安装调测方法研究及应用

"华龙一号"为国内自主研发第三代核电技术堆型,其中核岛厂房内部结构堆芯堆外核测定位装置预埋件,是核电工程反应堆土建施工过程中关键的高精密埋件,主要作用是满足后期堆外核测定位装置移动小车、上部堆外核测导向及通风组件的安装,确保发电站运行后堆坑压力容器设备的测温与通风.为保证堆外核测定位装置高精度埋件安装满足设计要求,施工过程中结合内部结构施工复杂的特点,现场优化工艺流程、引入科学的测量方法、采取可行的调节加固措施,保证后续设备安装顺利进行.本文主要从调测控制点布设、测量基准布设、测控流程、调节控制、数据验算和最终成果等方面进行研究及应用,为后续核电工程堆外核测定位装置安装测量施工提供参考.     

ACP1000堆型核岛厂房混凝土技术要求

ACP1000堆型是我国自主研制的三代堆型,核岛厂房土建设计主要遵循中国标准。用于核岛厂房的混凝土有更严格的要求,在二代堆型设计和建造的基础上,充分参照国内最新标准的要求,并借鉴国外三代电站对混凝土的技术要求,制定了用于ACP1000堆型核岛厂房混凝土的具体要求。介绍了ACP1000堆型核岛厂房混凝土其原材料方面的要求。     

某核电厂内部结构支承反应堆冷却剂系统的结构刚度计算

使用有限元软件ANSYS建立某核电厂反应堆厂房内部结构三维模型,并根据工艺条件图所示的设备、管道支承位置施加单位荷载以计算相应柔度矩阵,为主设备、管道在反应堆冷却剂失水事故(LOCA)和地震工况下的计算提供基本参数。     

高温气冷堆核电站示范工程反应堆厂房HVAC系统设计探讨

高温气冷堆安全壳结构设计及工艺系统有别于压水堆。介绍了高温气冷堆反应堆厂房供暖、通风和空调系统的独特性,分析了高温气冷堆HVAC系统与压水堆HVAC系统设计的区别,阐述了高温气冷堆HVAC系统设计的要点。     

一种用于线性接力驱动的弹簧离合器结构设计

燃料转运装置是核电站内燃料操作与贮存系统的重要换料设备之一。它的主要功能是在反应堆停堆换料期间,通过燃料转运通道在反应堆厂房和燃料厂房之间往返运输燃料组件。由于"华龙一号"三代核电机组采用了双层安全壳设计,导致燃料转运装置原有的驱动方式无法满足厂房布置要求。本文基于接力驱动设计理念,研究了一套全新的离合器结构设计,满足"华龙一号"燃料转运装置驱动机构的全新要求,更可适用于其他线性接力驱动的工作环境。     

秦山二期核岛冷冻水系统(DEG)的运行

<正>1 DEG系统功能及组成核岛冷冻水系统(DEG)是一个闭合式冷却系统,主要向安全壳连续通风系统EVR,反应堆堆坑通风系统EVC,核辅助厂房通风系统DVN,核燃料厂房通风系统DVK,辅助给水泵房通风系统DVG五个通风系统的盘风管以及RRI005RF(为REN在线分析仪二次侧提供设备冷却水)提供冷冻水。DEG系统设计用于维持RX,NX,KX,WX厂房空间温度,以防止     

秦山核电厂安全壳预应力孔道灌浆试验

泰山核电厂反应堆安全壳厂房是该核电广的主厂房。安全壳筒身为圆柱形筒体,外径38m,壁厚1m。安全壳筒身上部为三心圆碟形穹顶,穹顶混凝土厚度1m,弩顶顶标高为+62.5m。安全壳内+18m 以下为内部结构,上部为犬厅。厂房剖面如图1所示。安全壳厂房除底板为非预应力结构外,筒身及穹顶均采用后张法 XM 型预应力体系,安全壳筒身配水平及垂直向预应力筋,穹     

台山核电厂HRA反应堆厂房筏基大体积混凝土浇筑温控措施

台山核电厂为我国首次引进的欧洲第三代先进压水反应堆堆型(EPR),为世界建造的第三座该型核电站,其反应堆厂房筏基混凝土工程量约9 300 m3,一次浇筑完成。通过合理配制混凝土,实施合理的施工方案,采取合理的养护措施,全面掌控混凝土的温度发展,保证反应堆厂房筏基不产生有害裂缝。     

岭澳核电站反应堆厂房生物屏蔽门吊装

岭澳核电站反应堆厂房生物屏蔽门位于20．000m标高设备闸门前侧、反应堆厂房安全壳的外墙上,用于提供连续性生物屏蔽,在电站停堆期间和设备闸门打开时,保证建筑物的气密性。该门为双扇电动推拉门,单扇宽度4m,高6．905m,厚014m,由8mm厚钢板加工成箱形盒,内充以密度大于2300kg/m^3的混凝土而成,单扇门净重28．5t。门下有驱动轮和从动轮,在固定于安全壳上的钢梁上滑行,门的上部有导向轮,在固定于安全壳上的两根H型钢(HEA160)间滚动。     

HTR-PM反应堆厂房单侧钢板混凝土空心组合屋盖建造技术

华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程反应堆厂房屋盖系统采用单侧钢板混凝土空心组合结构,属于大跨度屋盖体系,施工采用了模块化技术。该技术包括各种模块的制作及吊装,设备吊装口处屋盖的施工,此外还要考虑电厂投入运行后在役期间对屋盖进行临时开洞及重新封堵的要求。介绍的建造技术可满足单侧钢板混凝土空心组合屋盖设计时假定的结构受力状态,即施工期间屋盖与侧墙铰接连接,只起到封闭厂房的作用;正常使用期间屋盖与墙体固定端连接,参与厂房的整体结构抗震作用。采用介绍的建造技术避免了设备安装与屋盖土建施工的交叉作业,降低了高空施工安全风险,可有效缩短总建设工期。     

池式快堆中间热交换器气体夹带现象研究现状

快中子反应堆是第四代先进核能系统的推荐堆型。在池式快堆中,大量设备穿透反应堆堆池的自由液面,使得自由液面可能产生波动、环流以及漩涡等现象,进而可能导致反应堆中间热交换器入口窗进入气体,威胁反应堆安全。国内外参与快堆设计建造的相关国家针对该气体夹带现象进行了深入的理论和实验研究。本文介绍了各个国家的研究现状,对我国相关研究工作的开展具有借鉴意义。     

田湾核电站安全壳预应力管道施工技术

田湾核电站3号、4号机组采用VVER堆型,由俄罗斯圣彼得堡设计院负责总体设计,属于三代技术核电项目。3号、4号机组反应堆厂房内壳采用VSL NC6-55预应力系统,管道施工具有管道孔径大、倒U形布置、钢梯布置密集等特点,通过对预应力管道施工技术的研究,为该类堆型预应力施工积累宝贵经验。     

高温气冷堆设备密封门耐火极限试验验证

设备密封门是高温气冷堆反应堆厂房内大型设备的重要进出通道,也是阻断火情蔓延的重要建筑构配件。结合设备密封门的结构设计,分析设备密封门耐火极限的影响因素对防火的影响,研究了设备密封门最小填充材料厚度计算,并通过耐火试验测试了设备密封门的耐火极限。结果表明,高温气冷堆设备密封门双门一体的结构设计经过耐火试验验证了其设计的合理性,能够保证至少1.5 h 耐火极限。     

设计规范中钢混无腹筋梁受剪承载力计算公式对比分析

为了比较《混凝土结构设计规范》（GB50010—2010）和《公路钢筋混凝土及预应力混凝土桥涵设计规范》（JTGD62—2004）中受剪承载力计算公式的异同,分析了国内外528根跨高比不小于5的无腹筋梁剪切试验数据,得出当梁的有效高度大于600mm或纵筋率小于1．5％时,《混凝土结构设计规范》（GB50010—2010）预测结果偏于不安全。《混凝土结构设计规范》（GB50010—2010）预测结果离散型大,而《公路钢筋混凝土及预应力混凝土桥涵设计规范》（JTGD62—2004）预测结果相对保守。     

核电厂运行服务厂房通风系统设计

介绍了ACP1000堆型运行服务厂房通风系统的特点,并从系统功能、系统设计、系统运行控制3个方面,详细介绍了运行服务厂房通风系统。比较了三代堆型与二代加堆型工作人员出入口的通风设计。     

微型控制网在核电站核岛安装测量中的应用

秦山三期重水堆核电站的反应堆厂房(也称安全壳)呈圆柱型,内半径20.726m,筒墙高度为42.6m,设计主要分为5层。每层平面由大大小小房间组成,相互间不通视。标高100M平面是最重要的平面,反应堆大致在中心,其周围均匀分布蒸汽发生器、主泵等主体设备及工艺管线。由于钢筋纵横交错,加之施工机具的阻碍,给施工测量带来很大的困难。同时,随着筒体升高,厂房外山坡上的基本施工网不能满足内部施工的需要。标高100m平面建立微型安装测量控制网十分必要。微网的设计根据设备总平面布置图,排管压力容器(即反应堆)大致在中心,其他设备均匀分布在其周围,…     

核反应堆厂房基底隔震设计与地震响应分析

核反应堆厂房是核电站建筑中最重要的组成部分,因此核电站在运行周期内必须确保在所有设想到的事件序列下核反应堆厂房的安全和完整性,特别是在强地震事件中。针对核反应堆厂房进行基础隔震设计与地震响应分析,给出隔震层的详细布置方案,采用ANSYS建立核反应堆厂房的有限元模型并进行非线性时程分析,探讨安全停堆地震和超设计地震作用下隔震与非隔震核反应堆厂房的地震响应。分析结果表明:隔震后核反应堆厂房自振周期大大延长,隔震核反应堆厂房表现为整体平动,基础隔震能使水平加速度大幅降低,结构变形主要集中在隔震层,核反应堆厂房自身变形很小,基底剪力远小于非隔震核反应堆厂房,隔震后有效降低了核反应堆厂房的楼层反应谱,隔震效果明显,显著提高了核反应堆厂房的抗震性能。     

SP预应力混凝土空心板结构性能试验验收标准分析与应用

按照《混凝土结构试验方法标准》(GB/T 50152—2012)中关于结构试验加载分级原则和持荷时间的要求,对SP20A7508型预应力混凝土空心板进行结构性能试验,通过对照《SP预应力空心板》(05SG408)与《混凝土结构工程施工质量验收规范》(GB50204—2011)标准验收要求,对试验数据进行计算与比对分析,得出结论,图集与验收规范对SP20A7508型预应力混凝土空心板结构性能试验的各指标的验收评价标准是一致的。