“华龙一号”安全级仪表管线设计研究

"华龙一号"核电项目没有对安全相关仪表管线设计进行系统的分析和研究。该文从标准法规出发,借鉴M310和AP1000的设计经验,对安全级仪表管阀件的分级和选型、仪表管线的应力分析进行重点研究,提出了适用于"华龙一号"项目的安全级仪表管线设计方案,该方案成功应用于福建福清核电厂5/6号机组,满足了核安全局的监管要求,也为同类型工程设计提供了可借鉴的经验。     

液压系统仪表管线连接方案研究

液压系统通过仪表管线传递液压力,仪表管线连接是实现系统工作性能的基础。首先对低压无缝仪表管线的连接、密封进行了研究,并分析了其连接方式和安装特点。随后研究了中高压仪表管线的连接方案,对比分析了高压双卡套和锥角螺纹连接,为实际项目中连接方案的选用提供了参考。     

核电厂通风仪表选型研究

本文详细介绍了通风仪表的原理和结构,以及仪表应用的问题反馈及缺陷,并对比分析相同类型仪表控制方案的优缺点,提出解决方案,最终实现通风仪表在核岛通风系统中的应用及优化.使核电厂人员操作、运行维护更加方便,提升了系统运行的准确性和可靠性,节省了大量的资金和时间成本.     

高温工艺管线应力分析

针对高温工艺管线的结构,结合生产操作的实际,对工艺管线的受热膨胀产生的应力进行分析和计算,并根据其结果提出改进的措施。     

安全仪表系统回路设计与研究

介绍安全仪表系统回路设计的基本原则,针对安全仪表系统回路的各个环节进行分析,讨论了具体设计方法和一些相关的实际问题。     

第二十讲 安全仪表系统中故障树分析法的应用

本文主要阐述了故障树分析原理、步骤以及定性方法和定量方法。介绍了用故障树计算安全仪表系统要求时的失效概率的方法。     

安全仪表功能的设计和SIL的确认

简要介绍安全仪表系统(SIS)的安全仪表功能(SIF)的设计包括功能安全设备的评估和选择方法及安全完整性等级(SIL)的确认.     

海洋石油平台栈桥管线布置分析

为了使海洋石油平台间的栈桥管线布置得更加合理,对比分析目前中国南海海上油气田栈桥管线的布置方法,得出其优缺点,为今后海上平台栈桥管线的设计提供技术参考。     

核电厂专设安全系统仪表漂移特性统计分析

介绍核电厂安全相关仪表漂移特性的统计分析方法,通过对仪表漂移特性的研究,有利于评价其性能,确定最优的标定间隔,减少计划停堆次数和时间,提高机组容量系数,减少运行和维修成本。     

核电站核岛气密门技术研究

大亚湾核电站和岭澳一期核电站使用的特种门都是从法国进口,研究核电站核岛特种门技术并使其产品国产化具有非常重要意义。从岭澳二期核电站起,通过我公司对核电站特种门的研发,已成功应用于岭澳二期核电站,并将在后续的红沿河、宁德、阳江等核电项目工程中实施应用,为中国核电发展做出贡献。     

温度仪表在核电厂内的应用

对核电厂内温度仪表的分类进行了介绍,结合实际设计工作,从温度仪表实际应用的角度重点对核电厂内的各种温度仪表的使用特点进行了介绍,同时对核级温度仪表的国产化的现状进行了阐述。     

核电部件屈曲设计方法的对比分析与案例研究

屈曲是快堆关键部件的重要失效模式,涉及地震载荷下的反应堆主容器、轴压载荷下的泵和换热器支撑筒等部件。为保证反应堆安全可靠地运行,相关部件的屈曲设计至关重要。针对快堆瞬时屈曲和蠕变屈曲失效模式,介绍了ASME规范和RCC-MRx标准中的屈曲设计方法,分析了不同设计方法的差异。最后以轴压载荷下的圆柱壳为例,开展了基于ASME规范和RCC-MRx标准中屈曲设计方法的应用案例研究。     

电力线载波信道特征分析仪设计

电力线载波通信作为当前电力用户用电信息采集系统中主要的本地通信方式,由于电力线网络的复杂性,目前的载波通信效果并不理想。文章设计了一款便携式分析仪,可实现低压电力线载波信道噪声的时域与频域特性分析,阻抗与传输特性分析,为实际载波通信建设方案的制定提供重要的理论与实际参考依据。     

核电站中的无损检测方法及其选择原则

自核电站问世以来,其安全性就一直被当做重中之重。因为一旦发生事故导致泄漏,便会导致灾难性后果,对社会和生态环境造成不可挽回的损失,更严重者,还可能引发政治问题。因此,保证核电站的安全运行具有十分重大的意义。所以,对核电站从设计、建造到运行进行无损检测,以确保其安全可靠,就显得非常有必要。本文介绍了核电站的无损检测的几种方法,并简述了检测方法的原则,并对无损检测新技术的发展方向进行了展望。     

核电厂堆芯补水箱抗震鉴定分析

随着我国核电厂建设的加快,使得相应的核级设备的鉴定问题变得突出。对于某些特定的核级设备,由于受现有试验台条件所限或自身特点要求,只能采取分析的方法对核级设备进行抗震鉴定。针对这一问题,给出采用分析方法进行核级设备抗震鉴定的使用条件、方法和步骤;采用分析方法对堆芯补水箱进行了抗震鉴定分析:建立有限元分析模型;给出与抗震分析相关的载荷组合和应力限值;应用有限元软件ANSYS对堆芯补水箱进行静力分析、预应力模态分析以及反应谱分析;根据应力限值,评估堆芯补水箱在地震条件下的安全性能。为采用分析方法进行核级设备抗震鉴定提供参考。     

核电用软密封旋塞阀的设计及仿真分析

介绍了核电用软密封旋塞阀的结构特点和设计计算方法。利用有限元软件ANSYS对核电用旋塞阀进行模态分析,计算旋塞阀在正常工况、异常工况、紧急工况和事故工况下的应力,分析结果表明该旋塞阀在上述工况下均能保证其结构完整性,满足ASME规范的设计要求,具有良好的工程实用价值。     

核电阀门主要零件设计要求

介绍了核电站用闸阀、截止阀、止回阀和球阀的主要零件设计方法,论述了核电阀门的通用要求。     

核电站堆芯吊篮振动频率下降研究

通过分析堆外中子噪声,识别堆芯吊篮振动频率并跟踪其变化,发现在核电站运行期间,同一个燃料循环周期内的堆芯吊篮梁型振动频率呈下降趋势,核燃料更换后的下一个燃料循环初期,频率恢复到前一个燃料循环初始值附近。对堆芯吊篮进行静力学分析,以确定其潜在的影响因素。建立压水堆内部构件的装配体模型并采取摩擦接触方法,以综合考虑堆芯吊篮法兰处的力学约束。采用流固耦合法将冷却剂对堆芯吊篮的作用力映射到堆芯吊篮结构上,并采取有限元法对堆芯吊篮进行了预应力模态分析,得到了堆芯吊篮梁型振动频率下降的原因和机理。结果表明：堆芯吊篮梁型振动频率的下降是由燃料组件压紧弹簧刚度的退化引起,随着燃料组件压紧弹簧刚度减少,轴向预紧力不足以补偿冷却剂作用力,堆芯吊篮法兰出现位移,接触刚度降低,导致模态频率的下降。     

基于线性匹配方法的核电站弯管在循环载荷下的安定性分析

进行了核电站90°弯管在内压和面内弯曲载荷作用下的棘轮效应试验,并采用数值方法研究了90°弯管的极限载荷、安定载荷和棘轮边界。利用理想弹塑性有限元分析,基于两倍弹性斜率准则和切线相交准则分别确定了90°弯管单独承受内压和弯曲载荷的极限载荷;利用线性匹配方法确定了90°弯管在单独内压和弯曲载荷以及两者共同作用下的极限载荷和安定载荷;利用Ohno-Wang模型,结合C-TDF弹塑性有限元分析方法和线性匹配方法分别确定了90°弯管的棘轮边界;最后,对弹塑性有限元方法和线性匹配法确定的棘轮边界进行了比较。结果表明：两倍弹性斜率准则、切线相交准则和线性匹配方法确定的极限载荷误差为10.78%,其中弹性迭代的线性匹配法能高效、快速地进行计算。比较C-TDF法和线性匹配法确定的棘轮边界,结果发现：当内压在20~35 MPa之间时,两种方法确定的棘轮边界吻合很好;当内压小于20 MPa时,两种方法的预测结果呈现不同的趋势。