AP1000核电厂非核级直流和 UPS设备布置设计分析及对策

结合三门核电厂工程实践,从检修通道、操作空间及设备安装要求等方面对 AP1000核电厂非核级直流和UPS设备布置设计进行分析,指出了 AP1000核电厂非核级直流和 UPS设备布置设计存在的不足,针对在建和后续新建 AP1000核电厂中非核级直流和 UPS设备布置提出改进对策,为 AP1000核电厂建设积累经验。     

支吊架布置对核级管道应力影响的研究

支吊架是管道系统的重要组成部分,支吊架布置是管道设计中的一个重要环节。研究支吊架的布置在核级管道中对管道应力的影响。对核电厂的安全有着重要意义。本文以核级管道中支吊架的布置为对象,从土建结构、解决热胀力和地震力的冲突以及位移要求等方面．研究支吊架在核岛管道中布置的方法和技巧,并对管道和支吊架的受力进行了分析。研究结果表明,合理设置支吊架的位置和功能类型,可以有效减小管道和支吊架上的应力,为核电厂的安全提供保障。     

核电厂安全级(1E)电缆鉴定审查过程中相关问题的探讨

核电厂1E级电缆作为核电厂安全系统在正常工况下和设计基准事件期间及随后的规定时间内执行安全功能所必需的重要设备,必须按照相关的标准制定鉴定大纲和程序,并进行质量鉴定,对1E级电缆的鉴定过程和鉴定文件进行审查是核安全设备审查的重要内容之一.对1E级电缆鉴定样本选择、电缆材料热寿命评定和加速热老化试验条件等三个问题进行了讨...     

核电厂厂用公用负荷供电方式的可靠性分析

正多重配置的厂用电供电方式为核电厂核安全级和非核安全级设备提供冗余电源,以保证核电厂厂用电系统的安全可靠性,而核电厂厂用电系统又是核电厂安全可靠运行的必要条件和基本保证。通过某核电厂发生的一起厂用公用负荷停电事件,对该核电厂厂用公用负荷供电方式的科学与合理性进行分析,并对目前的接线形式、运行方式等存在的不足提出改进措施,确保核     

机械设备故障安全在核电厂中的应用探讨

故障安全设计理念广泛应用于化工、常规火电等行业,即通过故障安全设计,在控制系统、信号和动力源失效的情况下,系统和设备仍然可以保证人员、设备和环境不受到伤害.对核电厂的故障安全含义进行了解释,并通过调研法规标准中有关要求,从核电厂的设计特点出发,提出了机械设备故障安全的设计流程,有利于提高核电厂的安全性.     

浅谈核电厂安防系统集成管理平台设计

核电厂安防系统是保护核电厂内核材料和重要设备的安保技术措施,本文对核电厂安防系统集成管理平台的需求进行了分析,从系统构架设计、功能设计和接口设计三方面介绍了集成管理平台的设计和实施。近年来,世界各国逐渐意识到核恐怖主义威胁的切实存在,核材料及核设施安全的重要性与日俱增。2011年4月第一届核安全峰会在美国华盛顿举行,旨在通过加强国际合作来应对核恐怖主义威胁。     

核电厂主泵核级转速测量故障诊断及改进优化

主泵核级转速信号作为核电厂反应堆冷却剂泵的重要监测和控制信号,关乎主泵和反应堆的安全稳定运行.结合主泵核级转速测量原理,对某百万核电机组出现的转速异常跳变案例进行分析,采用傅里叶变换和频域波形分析方法,找到转速异常跳变的根本原因.同时利用主泵核级转速模拟测试平台,对两种理论分析方法得到的结论加以验证.通过该理论分析方法,提出主泵核级转速测量系统的关键参数,对主泵核级转速处理机箱中截止频率、阈值电压进行修改测试,解决主泵核级转速异常跳变问题.     

核一级承压设备分析法设计软件系统研究

本课题根据在实际工程中多年积累的核一级承压设备力学分析、研究和核电厂运行经验，结合实际所用的有限元分析软件，对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广，初步实现设计分析一体化，以求在今后新的核电厂，比如百万千瓦级核电厂的设计中，通过该软件系统，运用积累的大量实际工程经验，提高设计分析的效率，缩短核一级承压设备设计和制造周期。     

核电厂核2、3级管座泄漏分析及改造设计研究

对核电厂核2、3级管座泄漏问题进行分析,提出了管座结构设计改进、检测新要求,以及相关注意事项.通过分析验证,确保了新的管座满足核电机组管道系统运行安全要求.     

核电站抗震电源柜设计

<正>根据核电站设备的使用环境和安全级别要求,设备分为核级和非核级。其中核级产品定义为安全级1E级设备,其基本的要求是保证设备在正常环境下和地震载荷下能够正常运行,并执行其原有的功能。核电厂1E级机柜,是属于保证核电站安全可靠运行的安全级设备。此类设备的作用包括反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳和反应堆排出热量,防止放射性物质向环境过量排放等作用。此类设备的设计要求在正常环境和地震载荷下必须能正常运行,保证其原有的性能,完成对各种仪表、电气的供电,信号的连接或扩展。并且还具有对现场工况进行显示和控制等功能。     

核电厂建设五阶段与核安全许可制度

核电厂与常规火电厂在建设程序上是有差别的,其中差别之一是国家对核电厂实行核安全许可制度,在核电厂建设的全过程中,核安全监管的强力部门有五次介入,这是我国核安全监管的基点。本文根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》(国务院1996年发布,以下简称条例)和《条例实施细则之一:核电厂安全许可证件的申请和颁发》的主要内容,对核电厂建设全过程中有关核安全许可制度的许可事项、需提交的文件、审评重点、审评依据进行简要的叙述。     

基于熵权的逼近理想解排序法在核电设备质量评价中的应用分析

为更好地掌握核电站关键设备在客观性能上的质量状况,提出利用基于熵权的逼近理想解排序法（technique for order preference by similarity to ideal solution,TOPSIS）对核电设备质量进行评价.以核电厂压力容器堆芯筒节为例,验证了基于熵权的TOPSIS评价法可有效、科学、客观地评价设备的性能状况,最后剖析了该方法的特点和局限性.应用结果表明,该方法适用于评价核电站关键设备制造质量.     

滨海核电厂厂坪标高优化

确定滨海核电厂厂坪标高主要考虑的因素有厂址设计基准洪水位、循环水泵运行费用和场地土石方挖填平衡。在满足厂址设计基准洪水位要求的情况下,厂坪标高的确定与常规岛侧主厂房布置方案密切相关。对常规岛侧主厂房局部下沉、整体下沉等4 种不同布置方案进行了技术经济性分析,得到了最优的厂坪标高。     

压水堆核电厂二回路管道设计应对FAC策略

介绍流动加速腐蚀(flow-accelerated corrosion,FAC)的研究结果,针对FAC发生的机理和主要影响因素,提出在压水堆核电站二回路汽水管道设计中应对FAC的策略,从设计源头减少核电厂常规岛FAC产生的影响.     

二代加压水堆核电站1E级泵用K1类高压三相异步电动机试验鉴定程序及试验方法

阐述1E级K1类高压三相异步电动机(简称K1类高压电机)对我国实现二代半压水堆核电站设备全部国产化的重要意义及K1类高压电机基本参数和基本设计结构,重点介绍了K1类高压电机试验鉴定程序及试验方法.     

某EPR核电厂取排水方案跳泵功能分级研究

中国某核电厂采用欧洲先进压水堆（EPR）技术,厂址条件与参考电厂不同,在事故工况下其最终热阱设计采用海水库的闭式循环取排水方案,同设计参考电厂技术考虑存在差异.根据EPR核电厂安全分级原则,采用功能分级指导物项分级的思想,对该EPR核电厂循环冷却水系统和辅助冷却水系统跳泵功能进行功能分级和设备分级,并给出相关物项的安全要求.分析结果表明,需对原设计进行安全级别的改进,以保障核电厂的安全运行.     

怎样做好核电站常规岛的三维设计

针对某核电站常规岛部分的三维设计应用情况,总结在三维设计过程中遇到的问题,谈谈如何开展核电站的三维设计。     

核电站制氯站防雷设计优化方案

核电站制氯站防雷设计的重点是安全性。以某2×1000MW核电站为例,参考制氢站的设计标准并结合同类已运行核电站的经验提出核电站制氯站防雷设计优化方案,内容包括避雷针设计、接地及防雷电感应设计。此方案突出了安全可靠性,兼顾了经济合理性,可供同类工程参考。     

1000MW核电常规岛主要辅机的配置及其特点

介绍了我国1 000MW核电机组常规岛主要辅机的配置,并从核电机组的安全性、技术先进性和经济性方面分析了配置的合理性和特点,可供核电站设备选型和配置参考。