某核电厂安全壳压力试验及应变分析

核电站安全壳是核电厂最后一道核安全屏障,根据国际原子能机构的规定和国际惯例,安全壳投入使用必须经过结构强度试验和密封性试验。以CANDU堆型某电厂1号安全壳压力试验为蓝本,阐明应变测量技术在结构性能评估的应用;通过试验应变的测量以及与理论应变的比较分析,给出应变测量的具体影响因素、量值差异原因以及结构得以验证的试验与理论应变相吻合的结论;最后,文章给出了一种结构性能参数的具体计算方法,为结构在役性能评估提供了基础数据。     

某核电厂安全壳强度试验变位测量及分析

核电厂安全壳结构整体性试验,是核电厂交付使用前对安全壳结构进行的一次全面检测,以评判安全壳的实际性能是否满足设计要求。通过试验过程中安全壳筒身变位测量分析,安全壳结构变形表现出很好的响应能力,其位移和压力台阶相对应,性能特性明确,实测值与理论值接近,满足整体性试验验收标准。     

燃气加臭机除臭装置研究

针对城镇燃气场站、调压站等供气站点加臭装置存在臭味外溢现象,且不同程度影响周边居民生活,臭味难以根除问题,通过对不同城镇燃气场站加臭装置调研,发现大部分燃气加臭装置采用了在加臭机呼吸管路上安装活性炭吸附罐以达到除去燃气加臭剂臭味的目的,但除臭效果不太理想,因臭味问题场站附近居民时有投诉。结合燃气加臭剂（四氢噻吩）不溶于水的特性、理想气体状态方程、水密封性能和水柱压力原理,经分析计算验证了水密封装置用于燃气加臭机呼吸管路达到除臭的可行性。     

方家山核电厂严重事故下安全壳内氢气的产生及缓解

本文分析方家山核电厂在严重事故下,安全壳内氢气的产生来源、浓度分布,以及安全壳内氢气缓解系统的布置与工作效果,能否满足核电厂安全壳完整性要求,并符合国际和国内相关法规要求,论证方家山核电厂安全壳内氢气缓解系统的有效性。     

谈谈液压系统的密封漏油和污染

在液压系统中,密封装置是用来防止液体工作介质泄漏的装置。一般在零件的沟槽里或偶合面之间安装密封件。对密封件的基本要求是: ①在一定的压力作用下和一定温度变化范围内保持良好的密封性; ②不污染工作介质,对密封面无腐蚀;     

先进核电厂安全壳地震稳定性安全评价

采用有限元分析软件ANSYS将核电厂钢安全壳和安全壳内部结构用超单元集成,同时采用接触单元模拟安全壳与核岛底板之间的非线性行为,通过逐步增大地震作用的方法完成非线性计算。在此基础上提出用模型脚趾点与脚跟点的位移与应力输出来研究不同地震工况下的稳定性安全系数,从而完成先进非能动核电厂安全壳的地震稳定性安全评价。     

压力容器内实际氮气压力的计算

介绍压力容器中实际氮气的特点和压力计算状态方程。分别使用理想气体状态方程和R-K状态方程对IG100气体灭火系统50℃和0℃的最大、最小工作压力进行计算,并对计算结果误差进行分析,证明R-K状态方程计算结果更精确,接近标准提供的数据。     

超设计基准压力下安全壳结构性能研究

日本福岛严重核事故后,超设计基准事故日益受到关注,核电厂在发生超设计基准事故(或严重事故)后,最关键的是要确保安全壳的完整性。基于某核电厂安全壳结构,建立包含预应力钢束的混凝土安全壳结构三维有限元模型,施加内压荷载进行非线性有限元分析,根据假定的破坏准则,给出了安全壳的极限承载能力,并与美国桑迪亚国家实验室的试验比较,初步分析了超压作用下安全壳整体结构及设备闸门局部区域的变形规律,安全壳超压破坏主要是由于设备闸门洞口附近的局部破坏所致。     

核电厂安全壳竖向全尺寸钢束灌浆试验研究

为响应周家核电建设自主化的号召,OVM公司组织进行了核电厂安全壳竖向全尺寸钢束灌浆试验。该试验结合秦山方家山、福建福清核电厂建设工程安全壳预应力系统灌浆施工来进行。本文着重介绍了全部设备采用国产化的条件下该试验的目的、试验方案及过程、试验结果。试验结果表明,采用国产锚具与设备,可以满足核电安全壳预应力孔道竖向灌浆要求,对推动我国核电工程建设的自主化有深远的意义。     

某核电厂安全壳强度试验混凝土应变分析

核电厂安全壳结构整体性试验,是核电厂交付使用前对安全壳结构进行的一次全面检测,以评判安全壳的实际性能是否满足设计要求。通过安全壳混凝土试验过程中应变分析,平均应变为线性,且平均应变和位移具有可逆性,恢复性好,与理论计算比较,二者吻合性较好,偏差较小,满足整体性试验验收标准。