排序方式: 共有8条查询结果,搜索用时 15 毫秒
1
1.
在秦山核电厂运行许可证延续申请审评对话阶段,审评组和申请方与美国核管会技术交流时首次接触到核电厂执照更新临时导则,发现临时导则变更反映了执照更新审评的经验总结、老化管理新成果和新技术的变化,是执照更新基准文件不可或缺的一部分。鉴于国内许可证延续借鉴了执照更新的技术思路,国家核安全局要求电厂按照临时导则要求补充论证分析,是审评对话中提出的重大纠正行动。本文基于临时导则在秦山核电厂老化管理及运行许可证延续审评中的良好实践,以埋地管道、消防水管道、含硼水环境下不锈钢管道、侵蚀机理四项管道老化管理变更为典型对象,详细分析了其变更内容,并给出了行之有效的应对策略,供国内核电厂开展老化管理及延寿工作、核安全监管单位编制中国核电厂通用老化经验报告借鉴参考。 相似文献
2.
3.
4.
FAC造成二回路管道的壁厚减薄,致使管道的强度降低,当管道减薄到一定程度时,管道会发生破裂,容易引起严重的安全事故。本文针对管道FAC壁厚减薄问题,建立了完整的分析评定路线。重点介绍以API579指导实现的壁厚减薄Level 3评定方法:利用有限元软件ANSYS的APDL参数化建模功能,建立了直管、弯头、大小头的参数化模型,该方法可方便定义管道的几何参数和材料参数、管端载荷和约束,通过直接调用在役检测的壁厚检测数据,自动建立管道的FAC壁厚减薄的真实壁厚模型。并利用极限载荷法评定壁厚减薄管道的强度,实现了API579壁厚减薄体积型缺陷的Level 3评定。 相似文献
5.
反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析(TLAA)的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续(OLE)项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。 相似文献
6.
7.
8.
弯管作为核电站管系中重要的组成部分,其压力边界的完整性直接影响到核电站的可靠运行。因此,对含缺陷的弯管区进行相应的分析来评价其是否满足安全性要求很有必要。分析评价用到的主要断裂力学参数是应力强度因子K和J积分。针对管道弯管区断裂力学计算中最为关键的复杂的有限元网格模型,本文提出了一种程序化、分块化的快速的三维建模流程,并给出了其在内压和弯矩作用下的应力强度因子K和J积分计算分析的实例。研究表明,分块化的建模思想可以较为快速地解决管道弯管区断裂力学计算中复杂的建模问题,也可以为建立其他含裂纹的结构有限元模型并进行断裂力学参数KJ计算积累经验。 相似文献
1