安全壳相关论文
以全球首堆福建福清核电站5号机组和海外首推巴基斯坦卡拉奇核电K2机组“华龙一号”核电为研究对象，首先基于ABAQUS有限元模型对“......
近年来随着恐怖袭击和局部冲突风险加大，核电厂安全壳结构在近距离爆炸下的抗侵彻能力日益引起关注。在ABAQUS平台下采用JH-2本构模......
华龙一号核电站安全壳采用双层钟罩形结构，由反应堆底板、内外筒体、内外穹顶组成。针对内层安全壳穹顶施工难点，对施工段进行优化，对......
文中通过对核电厂安全壳喷淋管道的母材技术条件进行分析,选用合适的焊接工艺和焊接填充材料,并结合施工流程制订了相应的焊接质量......
安全壳隔离阀密封性试验作为核电站机组大修期间的重要试验项目，其试验质量和工期要求对整个大修工作起到关键性的作用。基于流量补......
结合国内外相关技术标准中对预应力混凝土安全壳打压试验结构强度试验的技术要求，分别对试验周期、升降压过程、验收准则等方面进行......
在当前我国能源需求不断增长,而传统的常规能源储量逐渐减少,且环境污染问题日益严重的背景下,核能作为一种高效的新型清洁能源,具......
能源问题对人类社会长久稳定的发展至关重要,核能这种高效率低污染的新型能源越来越受到重视。从引进国外核电技术到拥有具有自主......
核电厂等重要基础设施的抗震设计和评估需要考虑竖向地震动影响,目前竖向地震动对核电安全壳地震易损性影响研究还较少。本文进行......
基于美标和法标两种标准,开发了一套安全壳整体密封性试验数据分析软件.介绍了两种标准的计算原理.提出了接口通信、功能逻辑、界......
在地震荷载作用下,核电厂房安全壳水箱内水会发生晃动,这种流固耦合作用会影响到安全壳的动力响应.采用简化附加质量法和光滑粒子......
期刊
核电厂安全壳结构整体性试验的预埋应变计失效时,无法进行维修或替换,需采取其他措施,以保障试验的顺利开展和进行.文章针对预埋应......
传统的压水核电站在建设施工期间分为土建结构建造和设备安装两个阶段,反应堆厂房土建结构封顶后,进行设备安装。AP1000三代先进压......
福岛核事故再次引起了核工业界对安全壳氢气安全的高度关注,严重事故工况下安全壳内氢气的积聚和分层现象,可能使大空间局部区域的......
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......
[目的]为了探索船用堆安全壳整体和局部泄漏率水平,明确安全壳密封性试验验收准则标准,并开展安全壳周围舱室的气载放射性物质浓度......
核电站安全壳是核反应堆最后一道屏障,气相检漏仪是核电站安全壳贯穿件密封性试验的主要装置.本文描述了B-GLM系列气相检漏仪的研......
压水堆严重事故是一个多组分、多相态、多物理场的复杂耦合过程,开发压水堆严重事故一体化分析程序可为我国核电厂严重事故预防缓......
核电关键设备及构筑物的服役寿命预测是制约核电站安全评价及延寿论证的技术瓶颈.目前,国内核电关键材料老化机理研究不够深入、基......
在核电工业中,安全壳内观检查能够直观地反映出安全壳性能,是非常重要的一项工作.现阶段,内观检查中的安全壳内衬鼓包测量主要采取......
以某核电站核岛装置工程为例，对此类核电穹顶中环梁的工厂胎具制作、压弯成型、焊接加工、预拼装的具体方法及技术难点进行详细的阐......
结合某核电站安全壳结构预应力工程,开展了多种类型预应力钢束摩擦试验,以便验证摩擦系数设计值和确定预应力结构施工工艺.......
本文主要通过分析核电站安全壳内使用的环境条件来确定电缆所需达到的符合要求的安全性能.主要包含安全壳内设计基准工况(DBA)、严......
安全壳作为核电厂反应堆厂房的外层保护结构,是确保核电厂安全的关键设施,而地震是核电厂运行过程中可能出现的自然灾害之一,所以......
本文对EPR技术特点、双层安全壳结构特点及其C类试验进行了简介,对EPR机组C类试验在换料短大修期间(ROO)负荷问题进行了分析,提出......
运用数值模拟的方法,用有限元软件ANSYS对核安全壳进行无压力作用下的模态分析及不同压力作用下的模态分析,研究核电厂安全壳的动......
针对我国核电厂安全壳密封性试验,设计了一套检测系统.系统以双机热备技术平台搭建,并详细介绍了基于LabVIEW软件开发平台的CIRLT......
中国核电发展已有二十多年,在方家山核电之前,中国核电安全壳预应力施工全部采用国外预应力锚固系统与施工设备,为了推动核电预应......
本文通过某核电厂预应力混凝土安全壳结构中长期应变数据的监测分析,混凝土监测应变发展表现出与时间的关系,不仅涉及自身的材料特......
通过某核电站试验过程中,发现安全壳喷淋系统的隔离阀在开启的过程中超时而展开,通过故障现象,进行分析,通过对比H、L、N厂的数据,......
AP1000核电站采用了模块化建造技术，此技术实现了现场工作的工厂化，实现了土建与安装的并行施工，大大缩短了现场建造周期。模块化建造......
我国目前已建成的核电站均处于沿海地区,海洋性环境容易导致安全壳表面混凝土的徐变、老化,引起预应力系统功能的降低.充分考虑核......
是关于某核电站安全壳预应力混凝土收缩和徐变的理论分析，主要内容是在弹性蠕变体理论基础上，利用积分中值定理，在考虑了混凝土的干缩......
设备可用性评估的目的是在堆芯损伤后的严重事故条件下评价设备和仪表的可用性，以达到可控的稳定的状态。严重事故现象可能引起恶劣......
本文对核电站机组正常运行期间的安全壳密封性监测技术进行了详细的描述,并结合实际运行经验对数据处理进行了分析.旨在进一步总结......
本文介绍了1:10CNP1000安全壳结构动态模型的设计准则,介绍了模型制作过程中的钢筋工程、模板工程、混凝土工程和预应力工程的施工......
本文以秦山二期核电站安全壳为重点,介绍国内大型商用核电站预应力混凝土安全壳结构设计的主要问题,同时作者也对安全壳结构设计发......
核电站安全壳是确保核电站安全运行的最后一道屏障,在评估核电站遭袭后果时,安全壳预应力混凝土结构和内部混凝土结构的破坏形式是......
泄漏率是核电站安全壳整体密封性试验测试的结果,多数采用的是用误差理论分析试验结果的可信度.本文尝试采用不确定度理论对其进行......
本文以故障模式影响分析(FMEA)和故障树分析方法(FTA)为基础,对秦山二期扩建工程安全壳喷淋系统(EAS)进行可靠性分析,建立了直接喷......
通过用MELCOR程序对岭澳二期工程百万千瓦级核电站3&4号机组的小、中和大破口失水事故叠加全厂断电和汽动给水泵不能启动以及全厂......
严重事故下氢气在安全壳内的传输与混合过程非常复杂,包含了众多热工水力学现象.本文利用计算流体力学程序FLUENT和GASFLOW研究了......
