美国在役核电厂安全壳钢衬里锈蚀及修复技术研究进展

通过美国混凝土安全壳钢衬里锈蚀的一些典型案例说明了钢衬里的锈蚀特征,论述了钢衬里的锈蚀机理,介绍了国外学者对钢衬里锈蚀后力学性能变化、钢衬里局部锈蚀对安全壳完整性和易损性的影响进行的研究,最后论述了钢衬里锈蚀检测和修复技术.分析表明,安全壳钢衬里锈蚀包括由涂层失效引起的钢衬里内表面锈蚀和安全壳混凝土中的异物吸水导致的外...     

阳江核电站3号机组钢衬里模块化施工方法

阳江核电厂采用自主设计的改进型压水堆CPR1000堆型、双堆布置设计,为缩短其圆筒形安全壳结构内覆盖钢衬里建造工期,3号机组采用了安全壳钢衬里模块化施工技术。文章总结了钢衬里模块化施工设计方案、施工方案,提出了钢衬里模块化设计及施工的建议,可为相关工程提供参考。     

阳江核电厂安全壳钢衬里模块化施工方案研究及应用

核电厂的安全壳钢衬里模块实施方案中的模块方案、吊具结构、起重设备的实施研究及在阳江核电厂3#机组项目上的成功示范应用,为在核电在建项目上推行安全壳钢衬里模块化建造技术提供了工程实践指导.     

核电站龙门架结构设计

结合EJ/T 1062-1998及GB 50017-2003等相关规范,针对某核电站龙门架进行了复核设计,同时对该核电站施工中反馈的地基处理、寒冷地区材料选取、积水与防锈等设计问题进行了分析及总结,为今后其他同类核电项目设计及现场问题的解决提供了一定指导。     

核电站安注罐安装就位方案论证

对某核电站安注罐延迟交货而无法预先安装就位的问题,从核级设备基础所在转换层厚板上预留孔的选取及对运输路径、运输时间的影响进行了分析论证,最终确定了就位方案。     

钢衬里锈蚀对安全壳密封性的影响

安全壳钢衬里锈蚀后的风险评估对保障核安全具有重要意义,开展风险评估之前,需要对锈蚀钢衬里的性能及其对安全壳密封性的影响进行研究。结合国内外钢衬里典型锈蚀案例,论述了其锈蚀特征和机理;介绍了锈蚀钢衬里力学性能相关研究,并针对研究的不足进行了试验探究;介绍了安全壳钢衬里锈蚀后的密封性研究成果,并分析了钢衬里锈蚀模拟存在的问题;结合试验结果提出了一种钢衬里锈蚀模拟方法,并与国外方法进行了对比。结果表明：安全壳施工阶段避免混凝土内遗留杂物和保持涂层完好是防止钢衬里锈蚀最有效的方法;锈蚀率小于50%时,钢衬里的弹性模量基本不受锈蚀影响,但随锈蚀率增大,其屈服强度、极限抗拉强度和极限拉伸应变近似呈线性下降规律;钢衬里锈蚀会增大安全壳在事故工况下发生泄漏的风险;国外钢衬里锈蚀模拟方法高估了严重锈蚀情况下钢衬里撕裂时的应变和内压,采用提出的锈蚀模拟方法评估安全壳的密封性更加安全。     

美国在役核电厂安全壳钢衬里锈蚀及修复技术研究进展

通过美国混凝土安全壳钢衬里锈蚀的一些典型案例说明了钢衬里的锈蚀特征,论述了钢衬里的锈蚀机理,介绍了国外学者对钢衬里锈蚀后力学性能变化、钢衬里局部锈蚀对安全壳完整性和易损性的影响进行的研究,最后论述了钢衬里锈蚀检测和修复技术。分析表明,安全壳钢衬里锈蚀包括由涂层失效引起的钢衬里内表面锈蚀和安全壳混凝土中的异物吸水导致的外表面锈蚀;钢衬里锈蚀对其强度影响不大,极限拉应变有较大程度的降低;钢衬里锈蚀深度小于原截面厚度的50%时,锈蚀对安全壳的完整性和易损性影响不大;当钢衬里锈蚀深度大于原截面厚度的50%时,锈蚀对安全壳的完整性和易损性将会产生较大影响。     

核安全壳截锥体区域受力性能试验研究

核安全壳的壳体与筏板基础交界处（截锥体区域）形状不规则且受力复杂，研究该区域的受力机理对掌握整个安全壳的结构性能十分重要。以核安全壳截锥体区域为研究对象，在利用ABAQUS软件计算分析得到合理的截锥体缩尺模型的基础上，制作了缩尺比例1∶3的2个试件，分别进行无内压和有内压2种荷载工况下的静力试验。试验结果表明：试件1（无内压）破坏方式为弯剪破坏，发生27.7 mm水平位移；试件2（有内压）破坏方式为剪切破坏，发生32.6 mm水平位移。两试件主要裂缝区均为内侧底板与截锥体区域交界处，钢筋屈服位置主要出现在上部底板长度方向钢筋处，截锥体外侧竖向钢筋未充分发挥作用。相关结果可指导结构配筋优化工作。     

基于COMSOL的核电站安全壳钢衬里外侧腐蚀研究

基于COMSOL建立了钢衬里外侧腐蚀细观模型，在总结多国核电站钢衬里外侧腐蚀案例基础上，从异物、离子侵蚀两个方面对钢衬里外侧腐蚀成因及腐蚀机理展开计算分析。结果表明：混凝土浇筑前钢衬里在海洋环境中的长期暴露可引起侵蚀离子的表面不均匀积累，引发钢衬里发生以微电池为主的腐蚀，腐蚀速率随留存最大Cl-浓度的增大而增快；混凝土浇筑过程中遗留的异物(以木块为主)导致的钢衬里腐蚀以宏电池腐蚀为主，随着接触面处异物尺寸的减小，阴阳极面积比增大，腐蚀速率加快；同时，提高混凝土电阻率可有效降低钢衬里腐蚀速率。研究成果将为核电站安全壳的老化机理和防治措施提供技术参考。