某核电厂主蒸汽管道应力分析

本文研究了某核电厂中主蒸汽系统管道的计算和评定等典型内容。此系统管道运行中承受的载荷工况多样,管道应力状态复杂。为了保证系统管道能够正常运行,在设计上需保证该系统管道的应力能够满足相关规范要求。分析采用管道力学分析软件PIPESTRESS进行,计算模型包括主回路、主蒸汽系统及相关的管道和阀门,分析包含静力和动力计算等。对计算结果依据美国机械工程师学会的ASME及相关规范进行了应力评定,并包含了LBB评定,保证了回路运行的安全。     

主蒸汽管道断裂事故分析

在大亚湾核电站换料分析中,针对多卜勒功率亏损模型,需要对主蒸汽管道断裂事故进行了分析,本文利用ＴＨＥＭＩＳ程序和ＦＬＩＣＡⅢ－Ｆ程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析,其结果表明,顺主蒸汽管道断裂事故过程中,即使最大价值的一组控制棒完全卡在堆顶也不会发生偏离泡核沸腾（ＤＮＢ）。     

某三代核电厂电气厂房外侧至常规岛主蒸汽及主给水管道断裂防护设计研究

为提高核电厂的经济性,拟取消电气厂房外侧至常规岛第一跨防甩击件,开展本课题研究.首先开展防护目标研究,确定了防护目标;其次,采用LS-DYNA动态模拟分析法进行了甩击效应研究;最后采用对比分析法进行了喷射效应研究.根据研究结果,甩击效应及喷射效应对防护目标的破坏不会影响核安全,可取消相应消防甩击件.本研究成果已应用于实...     

主蒸汽管道破裂事故的安全评价

在进行核电站反应堆的换料设计时，需要对主蒸汽管道破裂事故作出评价分析，采用的方法是关键参数检验。本文以大亚湾核电站二号堆第二循环堆芯为例，给出了主蒸汽管道破裂事故安全评价所采用的关键参数检验方法及其计算结果与分析。     

核电厂主蒸汽管道阻尼减振与抗震分析

增设阻尼器是处理核电厂主蒸汽管道振动与地震冲击问题的主要方法。本文利用Sap2000软件建立核电厂主蒸汽管道的有限元模型,分析出了管道的固有频率、振型等动态特性。分析结果表明,平动是主要的影响振型。本文应用非线性动力时程分析计算蒸汽管道在33 Hz频率下的振动及地震响应,得到了管道加设阻尼器前后的振动位移和振动速度数据,并进行了比较,探讨了阻尼器在管道减振与抗震中的应用效果。结果表明,在不改变管道原有结构、不影响管道正常工作的前提下,安装液体黏滞阻尼器可以对主蒸汽管道产生减振与抗震的效果。     

主蒸汽管道支吊架垫板部位缺陷的温度场和应力场分析

针对某电厂大修中在主蒸汽管道支吊架垫板部位发现的缺陷，本文建立了缺陷部位的有限元模型，并根据此模型分析了其温度场和应力场特点和影响因素。在理论分析的基础上提出了缺陷的产生原因，影响因素和解决措施。     

核电厂管道振动评价方法及限值分析

国内外对于管道系统的振动测试和评价研究较少,相关标准不多,也没有单一明确的振动限值。本文结合梁横向振动的物理模型,得到了等截面均质梁的横向振动一般表达式。对于该横向振动一般表达式,选取两端约束管道,获得了其固有频率、振型函数、振动应力、振动速度的具体公式以及相关系数值,并与ASME OM规范中的给出的系数进行了对比。结合各公式的具体计算过程,对其适用范围进行了说明。     

快堆P91钢主蒸汽管道焊接及热处理工艺研究

快堆使用P91钢作为主蒸汽管道的材料,通过对P91钢的化学成分和力学性能进行分析,对焊接及热处理工艺参数进行研究,详细探讨了P91钢的焊接热输入、预热温度、层间温度、马氏体转变、后热、焊后热处理工艺过程的作用,工艺参数上下限对焊缝组织和性能的影响规律,使焊接技术人员能够根据具体情况选择合适的工艺参数,确保主蒸汽管道的焊接质量,为后续快堆P91钢主蒸汽管道的焊接及热处理提供参考和借鉴。     

AP1000主泵下部C型密封环切割技术研究

三门核电厂采用美国三代核电技术AP1000,其1号、2号机组的大型屏蔽式主泵用于一回路冷却剂循环。在大修解体主泵时,需要开发专用切割方案与装置,以完成下部C型密封环切割。根据其主泵结构特点,确定切割方案的功能需求,并完成切割装置设计与开发;通过有限元分析,对装置的结构强度以及冷却效果进行验证与优化,保证切割精度以及使用寿命。所述切割方案与装置,适用于狭窄幽深空间,可实现定距切割,效率高、精度可靠、异物可控,且不产生空气辐射污染。该方案与装置可推广应用到同类型屏蔽式核电主泵检修工作中,并且具有一定的工业推广价值。      

核电厂屏蔽主泵Canopy密封环钻孔疏流装置设计与研究

针对国和一号（CAP1400）、非能动先进压水堆（AP1000）核电机组屏蔽主泵拆装过程中残余放射性冷却剂如何导出的问题,研制了Canopy密封环钻孔疏流装置,并在试验台上进行了钻孔疏流试验。试验结果表明,Canopy密封环钻孔疏流装置密封效果达到了预期效果,未出现冷却剂外泄;刀具及切削参数选取合适,碎屑为细小碎片状,可随冷却剂一起导出;整套系统结构紧凑,工艺控制简单,能够实现远程控制的功能需求。      

AP1000核电厂常规岛设计中的接口管理

文章通过对国内各堆型核电设计接口管理工作及AP1000核电的介绍,分析了接口管理工作的主要问题和矛盾.针对这些问题和矛盾,从管理、组织、技术3个层面研究AP1000核电厂常规岛设计中接口管理的关键技术,提出了详细的接口管理原则及方法.对国内AP1000、CAP1400及其他堆型核电设计的接口工作都具有一定的参考应用价值.     

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。     

探讨改进AP1000标准设计

引进美国西屋公司的AP1000先进非能动压水堆项目已经在浙江三门和山东海阳逐步展开。我国将以两个本土化依托项目为基础,通过消化、吸收、再创新,创造出中国自主品牌的大型先进压水堆核电站。简要介绍了AP1000机组标准设计的特点,并分析了其有待完善优化的原因。通过分析AP1000的标准设计,将其与其他压水堆型比较,指出其在堆芯设计、冷却剂流量匹配、反应堆冷却剂泵(主泵)等方面存在的可以优化的设计,对改善安全性和经济性提出了参考建议。最后对我国大型先进压水堆研发专项提出几点建议。     

AP1000核电厂设备可靠性分级研究与探讨

结合核电厂现有核安全、电力生产、风险等已有设备等级,以及考虑工业安全、环境安全、核与辐射安全、法律法规要求、维修经济性等多种因素,针对AP1000机组设计特点,提出以提高设备可靠性为目标的设备可靠性分级原则,并介绍了AP1000核电厂的设备可靠性等级以及设备可靠性分级的分析过程,增加了设备工作频度、工作环境和功能设备组的判定。最后结合实际工程,总结了几个需要注意的问题和具体的应用经验。     

AP1000核电厂大量放射性释放源项分析

在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别（安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效）,分别选取典型的严重事故序列（蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂）,使用MAAP程序计算分析了释放到环境中的裂变产物源项。该分析结果为量化AP1000核电厂的放射性释放后果和厂外剂量分析提供了必要的输入。     

AP1000钢制安全壳施工技术优化分析

AP1000核电厂钢制安全壳(CV)施工过程中与核岛土建、安装深度交叉,对安全、质量和进度影响较大。文章通过对AP1000依托化项目钢制安全壳施工实施过程中存在的问题和好的经验进行分析总结,从钢结构的安装优化及吊装安全角度对钢制安全壳简体提出采用"4-2—2—3"的分段形式。同时,对钢制安全壳简体上的人员闸门供货及安装方式、贯穿件、剪力钉、附件板等的安装逻辑和施工时机进行优化分析,旨在对AP1000后续项目提供可参考的建议。     

AP1000核电厂质量保证分级方法探讨

以西屋公司AP1000分级为基本原则,参考国内AP1000自主依托化项目质量保证分级方法,综合质量保证分级考虑因素,满足国内核安全法规和标准对质量保证分级的要求,提出了后续AP1000项目质量保证分级的方法。