核电厂设备闸门外压极限承载特性研究

The ultimate bearing characteristics of the equipment hatch under the external pressure was studied by the finite element analysis method. The parametric calculation model was established in ANSYS, and the external pressure ultimate load of the equipment gate head was obtained by nonlinear buckling analysis. The calculated results were similar to those of the empirical formula, which verified the reliability and effectiveness of the finite element analysis method. The sensitivity of the design parameters affecting the ultimate bearing characteristics of the external pressure was studied, and the changing law of the influence was summarized. The example of the optimization design showed the practicability of the research method and could provide the optimization scheme for the structural design of the equipment hatch.     

设备闸门起吊支架的极限载荷特性研究

设备闸门起吊支架失稳发生在恒载荷和可变载荷共同作用的情况下,其极限承载力计算结果的准确性对设备闸门设计性能有重要影响。工程计算中原有不区分载荷类型直接求解特征值的计算方法导致结果过度保守。本文在原算法采用有限元分析软件ANSYS进行屈曲分析的基础上,将不应被特征值放大的载荷加以区别,将特征值作为目标函数,经优化迭代求得合理极限载荷,并在迭代过程中引入修正系数以加快收敛速度。通过非线性分析验证了改进后工程计算方法的准确性,找到了一种适用于工程计算的设备闸门起吊支架极限载荷计算方法。     

外拱内壁局部减薄弯管极限内压有限元分析

采用有限元分析法对内压作用下外拱内壁局部减薄弯管的极限载荷进行研究.计算结果与外拱外壁弯管试验及有限元计算结果进行比较表明,外拱内壁局部减薄弯管极限内压较外拱外壁局部减薄弯管极限内压偏低.由有限元计算结果数据拟合出了外拱内壁局部减薄弯管塑性极限内压的计算公式.     

极限载荷分析方法在核电厂管道限制件中的应用

极限载荷分析作为设备安全分析的新兴技术,是工程强度设计规范中塑性失效分析的重要方法。利用极限载荷分析技术评定核电厂管道横向限制件的极限承载能力。通过算例阐述极限载荷分析技术在核电设备评定中的应用。文中所述的概念和方法,可以推广应用到其他核电设备的弹塑性有限元分析中。     

核电厂设备闸门提升装置关键失效模式分析

对核电厂设备闸门提升装置在闸门封头开启和关闭过程中的运动特性进行分析研究,该研究借助动力学仿真软件ADAMS和有限元分析软件ANSYS展开,分别对故障树分析发现的薄弱环节进行分析,包括:提升装置两侧导向箱不同步而产生卡滞和地震工况下闸门封头两侧导轨变形失效。分析结果表明,闸门封头两侧导向箱不同步高度差≤54mm时,提升装置不会产生卡滞现象;在地震工况下,提升装置无论是在闸门封头开启还是关闭状态,两侧导轨都不会出现变形失效。     

核电厂设备闸门开关带来的放射性物质释放风险研究

设备闸门是核电厂整个寿期内大型设备进出安全壳的唯一通道,是核电厂安全壳承压边界的重要组成部分。《核动力厂设计安全规定》（HAF 102—2016）中要求设备闸门必须保证在需要对安全壳进行隔离时能够快速和可靠地关闭。实际上,设备闸门开启和关闭需要操作人员现场操作,耗时较长,设备闸门开启期间可能会发生预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。本文分别从确定论和概率论的角度对设备闸门开启期间电厂事故进程以及设备闸门开启对大量放射性物质释放频率的影响进行了分析,分析结果表明设备闸门开启对大量放射性物质释放频率具有显著影响。设备闸门开启造成的大量放射性物质释放频率值在内部事件大量放射性物质释放频率值中占比最高可达35.89%。     

内压与弯矩联合作用下局部减薄弯管的塑性极限载荷

采用有限元分析法和试验测定法,对内压与弯矩联合作用下外拱局部减薄弯管的极限载荷进行了研究。有限元计算结果及试验结果表明,不同的局部减薄,弯管的极限弯矩随内压变化规律不同;当缺陷尺寸参数α／b〉0．313时,极限弯矩随着内压的增加先增加后减小;当α／b≤0．313时,极限弯矩随内压的增加而减小。通过拟合有限元计算结果,得到了内压与平面闭合弯矩联合作用下外拱局部减薄弯管的安全评定方法。     

设备闸门提升与导向装置运行特性仿真分析

对核电厂设备闸门提升与导向装置在设备闸门封头开启与关闭过程中的运动特性进行了分析研究,该研究借助动力学仿真软件ADAMS展开,分别对提升与导向装置可能出现的同步提升操作和不同步提升操作两种工况进行了仿真分析。分析结果表明:在同步提升操作工况下,设备闸门封头两侧导向箱位移一致,提升与导向装置不会产生卡滞;在不同步提升操作工况下,设备闸门封头两侧导向箱最大允许高度差为54 mm,否则提升与导向装置将产生卡滞。     

核电厂人员闸门数字样机应用技术研究

为提高核电厂人员闸门的安全、可靠性,基于数字样机技术,构建人员闸门整机和关键零部件的参数化模型,结合故障模式及影响分析（FMEA）方法,对人员闸门参数化模型进行可靠性分析,找到薄弱环节。并借助动力学仿真分析软件（ADAMS）和有限元分析软件（ANSYS）,对人员闸门顶升机构和筒体与密封门组成的承压部件薄弱环节进行了动力学仿真分析和应力计算与评定。结果表明,人员闸门自身存在的薄弱环节不会导致其产生功能或结构完整性失效事故,验证了人员闸门数字样机结构设计的合理性、装配关系的正确性。      

在役核电厂人员闸门传动齿轮优化改进

采用ANSYS有限元分析程序,对国内某在役核电厂人员闸门断齿传动齿轮进行了应力分析,找出了传动齿轮断齿失效的根本原因:传递扭矩过大而引起齿轮过载,应力计算值超过了材料许用应力限值,致使传动齿轮产生根切断齿事故。结合传动齿轮断齿失效根本原因,从材料选择和结构设计2个方面对传动齿轮进行了优化改进。应力分析与评定结果显示,优化改进后的传动齿轮和与之配合的扇形齿轮应力计算值均小于材料许用应力限值,优化改进方案有效降低了传动齿轮的应力水平,有效提高了人员闸门齿轮传动操作的安全性和可靠性。     

核电站设备的维修优化

以核电站设备的维修特征分析为基础,建立了修理性预防维修模型;同时针对核电站设备,对与维修相关的费用和与故障后相关的费用进行了详细的量化研究.最后从故障概率和维修费用出发,讨论了预防维修周期的确定与相应变化,并给出随费用和故障率变化的曲线.     

方家山核电机组设备可靠性数据统计方法研究

介绍了随机截尾试验的可靠性数据的计算方法。利用方家山N1-EAM信息应用平台,以合理假设为基础,对设备缺陷数据进行分类统计,以举例的方式探讨方家山机组可靠性数据的统计方法。     

核电主泵失电惰转时推力轴承动态特性分析

分析了核电主泵冷、热态工况下失电惰转时推力轴承的动态特性。首先推导了转子轴向力的变化关系式,并基于雷诺润滑理论对推力轴承进行了数学建模,采用有限差分法进行数值计算并编制了计算程序。利用程序对主泵推力轴承若干设计工况进行了验算,结果与设计预期相符。随后利用计算程序分别对冷、热态工况下主泵失电惰转时推力轴承的动态特性进行了模拟,结果表明:热态工况下主泵惰转至低转速时推力轴承最小油膜厚度低于经验安全值,且最高温度迅速上升,对主泵惰转不利;冷态工况下惰转预计是安全的。     

某三代核电机组设备舱门技术特点及维修管理分析

EPR机组的设备舱设计与CPR1000机组有着明显不同,主要由闸门封头、闸门支撑结构、闸门导轨、重型地板组成;设备舱门的提升机构、设备舱门的锁紧方式以及设备舱通道的连接方式较二代机组都是全新的设计,其维修操作方法也就存在差异.为了提高设备可用性,保障设备在机组大修期间能够正常运行,该文通过研究设备舱的基本机构、工作原理...     

核电厂汽轮机功率背压特性分析

文章采用通用计算法对某核电厂投标厂家所提供的汽轮机功率背压特性曲线进行了校核分析。通过功率背压特性曲线的分析对比,论证该核电厂汽轮机冷端优化,判断在该核电厂现有厂址条件下汽轮发电机组投标方案中凝汽器面积设置的合理性。     

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。     

核电厂设备抗震鉴定的审评

介绍了核电厂设备抗震鉴定的标准和要求，鉴定的范围、步骤、方法和程序，以及抗震鉴定审评所依据的准则。详细论述了抗震试验鉴定中所采用的具体实施程序，并通过审评实践对核电厂设备抗震鉴定中常见的一些问题也进行了探讨。     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

核电厂设备状态多参数同步监测技术研究

核电厂设备稳定的运行状态以及长期的运行数据积累为实现数据驱动的设备状态智能监测建立了良好的数据基础。本文提出一种基于多参数关联关系的设备状态智能监测方法,该方法包括建模、训练和推断3个步骤,建立数据驱动的设备状态智能监测和预警模型。首先识别并分析系统设备监测参数、参数监测内容和关联关系,设计建立监测参数的关联关系模型;其次,采集并筛选设备正常运行历史数据作为训练数据,基于反向传播（BP）前馈神经网络训练关联关系模型;最终,实时采集设备监测参数实测值,并基于模型推断各参数的预测值,监控实测值与预测值的偏差,当偏差超过预定的阀值时发出预警信息。本文以某电厂热交换器和主给水泵为例进行建模并验证,结果表明本文提出的监测模型可以有效同步监测设备参数微小异常变化,预警早期异常,同时保持极低的误报警率。