AP1000核电站安全壳厂房建造施工逻辑分析

对海阳核电一号核岛安全壳厂房进行了分析,时间范畴从安全壳底封头(CVBH)就位开始,一直到安全壳顶封头(CVTH)就位为止;空间上将安全壳厂房分为钢制安全壳(CV)本体构造、结构模块CA01与CV之间空间构造、CA01模块本体构造、CA01模块内部空间构造来论述分析。在构造分析的基础上,以CVTH就位前必须完成对施工的结构、系统及物项为研究对象,分析其建造逻辑关系,保证了建筑结构施工与安装施工的交叉进行,进而确保CVTH及早就位,降低了建造的风险。同时,该施工逻辑也得到了工程的实际验证,取得了良好效果。     

AP1000安全壳贯穿件安装逻辑和进度优化研究

AP1000核岛项目施工过程中,部分贯穿件安装延误及其与内部关键路径上的土建施工交叉影响是工程滞后的主要原因之一.分析了贯穿件安装对工程进度的影响,以P19贯穿件安装为例说明贯穿件安装和土建施工的步骤和逻辑,并介绍两种优化方案：第一种方案是贯穿件安装工作全部在核岛区完成,第二种方案考虑部分工作在安全壳拼装区完成.对不同安装逻辑的工期、优势和劣势给出分析,并建议最佳的逻辑方案.     

核电AP1000钢制安全壳环体模块吊装方法研究

钢制安全壳环体模块是AP1000核岛重要的结构模块之一,具有体积大、质量大、壁厚薄等特点,其自身的特点加上安装精度的苛刻要求共同造成了对其吊装的难度。针对此类特大薄壁构件提出一种新的吊装方法:无吊梁吊装法。采用该法吊装时,影响吊装效果的主要因素有3个:吊索根数、吊耳位置及分配器高度。通过有限元软件ANSYS对环体的吊装进行模拟,分别得出上述各因素的影响规律。研究表明:吊索根数越多、吊耳位置越靠近环体水平轴线、分配器高度越高,环体上的变形及等效应力均越小。与目前所采用吊装方法相比,新方法省去了沉重的八角吊梁,有效提升了吊车的实际吊运能力、减轻了对地基的整体负荷。此外,新方法减小了环体边口处的变形,大大降低了相邻模块的对接难度。     

某核电站安全壳钢衬里的焊接

安全壳钢衬里是某核电站建造的重要组成部分 ,通过对某核电站安全壳钢衬里各部分焊接特点进行合理分析 ,利用适当的焊接顺序和焊接工艺控制钢衬里的焊缝质量 ,以确保核电站的质量和安全 ,为核电站建造提供经验。     

AP1000钢制安全壳底封头拼装项目管理方案研究

0引言 核电站反应堆厂房安全壳是事故工况下隔离放射性向环境释放的最后一道实体屏障,也足一道建立和维持社会、公众对核电安全信心的心理屏障。美国三哩岛核电事故、前苏联切尔诺贝利核电事故以及日本福岛核电事故从正、反二个方面都充分证明安全壳的价值。     

某核电站安全壳预应力施工模拟分析

安全壳是确保核电站安全的关键设施,预应力筋施工过程是建立结构受力体系的重要环节,研究其建立过程对安全壳具有重要意义。以某核电站安全壳为背景,选用大型通用有限元软件ANSYS,采用分块方法,快速建立高质量的安全壳有限元模型,不建立沿着预应力筋方向的约束方程,真实模拟施工阶段预应力筋无黏结受力状态,并提出模拟因混凝土弹性变形引起的预应力损失的多次降温法,分析安全壳在预应力筋施工过程中混凝土的应力状态、壳体的变形以及预应力筋的应力,确认在安全壳中建立的预应力与设计相符,为安全壳施工优化等提供参考。     

核电站安全壳锚固区局部应力研究

针对核电站安全壳大吨位钢索张拉的结构安全性,用三维有限元方法建立考虑锚具、网格钢筋以及孔道影响的精细分析计算模型,研究了锚固区混凝土的主应力分布状况以及传递机理;同时结合锚固区混凝土局部承压应力分布规律,为优化锚具结构和降低成本提供理论依据。研究结果表明,用网格筋代替螺旋筋可以提高试件开裂承载力并可以有效地控制劈裂裂缝的开展;张拉过程中锚具本身的应力低于材料的屈服应力;锚垫板下侧的拉裂破坏是可能导致核电站安全壳专用锚具在钢索张拉过程中损伤的主要破损类型。     

核电站安全壳锚固区局部应力研究

针对核电站安全壳大吨位钢索张拉的结构安全性,用三维有限元方法建立考虑锚具、网格钢筋以及孔道影响的精细分析计算模型,研究了锚固区混凝土的主应力分布状况以及传递机理,结合锚固区混凝土局部承压应力分布规律,为优化锚具结构和降低成本提供理论依据。研究结果表明,用网格筋代替螺旋筋可以提高试件开裂承载力并可以有效地控制劈裂裂缝的开展;张拉过程中锚具本身的应力低于材料的屈服应力;锚垫板下侧的拉裂破坏是可能导致核电站安全壳专用锚具在钢索张拉过程中损伤的主要破损类型。     

某核电站安全壳锚固区性能优化研究

针对核电站安全壳锚固体系的结构安全性,利用有限元分析软件ANSYS对OVM15R-37C型锚垫板与优化后OVM15R-37CP型锚垫板进行受力分析对比,结果表明,优化后的锚垫板不仅性能更好,而且较前者也更为经济。结合OVM15R-37CP型锚垫板荷载传递实验结论和锚固区混凝土应力分布规律,验证结构的安全性以及有限元模拟的合理性。     

某核电站安全壳锚固区性能优化研究

针对核电站安全壳锚固体系的结构安全性,利用有限元分析软件ANSYS对OVM15R-37C型锚垫板与优化后OVM15R-37CP型锚垫板进行受力分析对比,结果表明,优化后的锚垫板不仅性能更好,而且较前者也更为经济。结合OVM15R-37CP型锚垫板荷载传递试验结论和锚固区混凝土应力分布规律,验证结构的安全性以及有限元模拟的合理性。     

岭澳核电站安全壳预应力张拉施工

岭澳核电站安全壳应用了法国Freyssinet公司K系列后张预应力体系,采用大吨位千斤顶分级张拉预应力筋,以及应力控制和伸长值校核的双控措施,严格遵循对称施工的原则,并进行了摩擦测试。     

岭澳核电站安全壳预应力管道施工

岭澳核电站安全壳为后张预应力混凝土结构。本文介绍预应力管道施工时所采用的材料、加工设备以及预应力管道施工工艺。     

AP1000核电厂通信系统设计研究

APl000电站在传统压水堆核电技术的基础上,引入安全系统非能动概念,使核电厂安全系统设计发生了新的变化。本论文首先介绍了系统概述、功能及安全分级,接着阐述了子系统的设计原则、设备设置、通信设备间及主控室通信系统设计,同时将APl000与M310堆型电站设计技术要点进行了对比,最后得出结论。     

台山EPR核电站核岛内安全壳筒体预应力管道安装技术

介绍了EPR核岛安全壳预应力管道施工工艺流程,对工序技术要素如管道材料选型、车间加工、现场安装、连接密封、通球进行分析.通过对EPR三代核电站预应力管道安装技术要素的分析,说明了EPR核电站大吨位预应力系统施工的严谨性.     

CABR钢筋锚固板在AP1000核电工程中的应用

钢筋锚固板技术是我国新一代钢筋机械锚固技术,根据锚固板受力性能的不同,将锚固板划分为全锚固板和部分锚固板。针对钢筋锚固板在我国AP1000核电工程中的应用,深入分析了CABR钢筋锚固板及其在AP1000核电工程中混凝土板及剪力墙结构中的构造方案,并详细介绍了钢筋锚固板的施工工艺。钢筋锚固板为钢筋锚固提供了一种全新的解决方案,易于满足各种工程锚固需求。同时,由于节约钢材、方便施工,有利于工程质量和成本控制。     

海阳核电站核岛负挖爆破振动监测

通过海阳核电站一期工程现场爆破试验,分析该场地的爆破振动衰减规律,同时对1#核岛的负挖爆破进行同步跟踪监测。通过监测结果及时反馈,在整个1#核岛负挖爆破施工期间未出现超过安全阈值的现象,确保了1#核岛基岩的安全,加快了施工进度。     

AP10001#机组反应堆压力容器腔室的顶法兰预制技术研究

基于反应堆压力容器腔室的顶部法兰预制模拟件的工程经验,通过简化顶法兰设计,优化零部件的焊接方案,形成了一套切实可行的、成熟的顶法兰预制方法,并且结合三门核电一期AP1000 1#机组反应堆压力容器腔室的顶法兰预制过程中的实际测量数据,进一步验证了这套成熟的顶法兰预制方法。     

AP1000和M310安全壳冷却系统的对比与分析

随着核电发展对安全的要求越来越高,世界各国在新建核电项目上均以Ⅲ代核电技术为主,逐步取代原有的Ⅱ代和Ⅱ代+技术。AP1000作为Ⅲ代核电技术的代表,以非能动的特性显著提高了机组的安全性。通过对AP1000的非能动安全壳冷却系统(PCS)和M310的安全壳喷淋系统(EAS)进行比较分析,得出在安全壳冷却方面非能动系统较能动系统的优势。