核電站離心密封給水泵

本研究采用熔化極氣體保護(hù)焊(gmaw)對(duì)sa738gr.b鋼進(jìn)行板對(duì)接焊,焊接位置為立向上(3g)位置焊接,對(duì)比分析手工焊和自動(dòng)焊兩種焊接方法的工藝特點(diǎn)及力學(xué)性能。通過(guò)顯微組織、拉伸試驗(yàn)、沖擊試驗(yàn)及硬度試驗(yàn)等常規(guī)性能檢測(cè)方法,客觀地對(duì)比分析兩種方法的焊縫性能變化。結(jié)果表明,自動(dòng)焊在焊接變形控制、力學(xué)性能方面優(yōu)于手工焊。

嶺澳核電站二期核島安全殼為后張預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)。根據(jù)該工程預(yù)應(yīng)力施工周期長(zhǎng)、質(zhì)量要求高、鋼束空間形狀復(fù)雜、張拉噸位大、操作空間狹小等特點(diǎn),采取了針對(duì)性的措施。并詳細(xì)介紹了管道埋設(shè)、張拉平臺(tái)安裝、鋼絞線穿束、預(yù)應(yīng)力張拉以及張拉后孔道灌漿等施工工藝。為保障核電站安全運(yùn)營(yíng),預(yù)應(yīng)力張拉完畢后,需對(duì)鋼束應(yīng)力應(yīng)變進(jìn)行監(jiān)測(cè)并對(duì)監(jiān)測(cè)束灌蠟。結(jié)果表明,各項(xiàng)指標(biāo)滿足設(shè)計(jì)要求,取得了較好的效果。

嶺澳核電站安全殼應(yīng)用了法國(guó)freyssinet公司k系列后張預(yù)應(yīng)力體系,采用大噸位千斤頂分級(jí)張拉預(yù)應(yīng)力筋,以及應(yīng)力控制和伸長(zhǎng)值校核的雙控措施,嚴(yán)格遵循對(duì)稱施工的原則,并進(jìn)行了摩擦測(cè)試。

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嶺澳核電站安全殼為后張預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)。本文介紹預(yù)應(yīng)力管道施工時(shí)所采用的材料、加工設(shè)備以及預(yù)應(yīng)力管道施工工藝。

安全殼噴淋泵是核電站安全殼噴淋系統(tǒng)(eas)的組成部分,通過(guò)國(guó)內(nèi)、外安全殼噴淋泵在水力設(shè)計(jì)、結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)和各細(xì)部設(shè)計(jì)的對(duì)比,分析出核電站核泵研制的新思路。

隨著人類對(duì)核安全的重視,雙層安全殼結(jié)構(gòu)在核電站的應(yīng)用越來(lái)越多,雙層安全殼施工技術(shù)的研究和發(fā)展有著十分重要的意義,本文就雙層安全殼施工幾項(xiàng)關(guān)鍵技術(shù)的應(yīng)用和研究方向提出了建議。

從預(yù)應(yīng)力管道埋設(shè)、穿束、張拉、灌漿以及材料、機(jī)具、試驗(yàn)、人員、安全等方面,介紹法國(guó)freyssinet體系在嶺澳核電站的應(yīng)用中所采取的質(zhì)量控制措施。

本發(fā)明公開(kāi)了一種核電站安全殼用厚鋼板，其厚度為10～60mm，其化學(xué)元素質(zhì)量百分含量為：wc為0．06％-0．15％；wsi為0．10％-0．40％；wmn為1．0％-1．5％；wmo為0．10％～0．30％；wp≤0．012％；ws≤0．003％；wal為0．015％-0．050％；wni為0．20％～0．50％。

對(duì)核電站現(xiàn)有循環(huán)水泵的密封氣囊結(jié)構(gòu)進(jìn)行了分析,現(xiàn)有密封氣囊接口需通過(guò)專用工具采用密封膠進(jìn)行粘合,以達(dá)到氣囊密封要求。該工藝對(duì)現(xiàn)場(chǎng)操作人員的熟練程度提出較高要求,存在粘接難度大、易失效等風(fēng)險(xiǎn)。通過(guò)對(duì)原有密封氣囊接頭進(jìn)行重新設(shè)計(jì):(1)將原來(lái)的開(kāi)口式結(jié)構(gòu)變?yōu)閮蓚?cè)封閉式結(jié)構(gòu),保證了氣囊內(nèi)部氣壓的維持和穩(wěn)定;(2)接口對(duì)接形式由原來(lái)的直接對(duì)接變更為插入式,通過(guò)調(diào)整氣囊接口處的插入深度達(dá)到現(xiàn)場(chǎng)安裝要求。新型氣囊更換方便、性能可靠,為設(shè)備安全運(yùn)行提供了有力保障。

測(cè)試工作是核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)生命周期中的一項(xiàng)重要活動(dòng),也是保證系統(tǒng)質(zhì)量的重要手段,是驗(yàn)證和確認(rèn)的重要工作。根據(jù)核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)的生命周期模型,系統(tǒng)交付最終客戶之前的測(cè)試工作分為供應(yīng)商的測(cè)試、工廠測(cè)試、現(xiàn)場(chǎng)安裝和調(diào)試。本文立足于核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)的工廠測(cè)試工作,以某壓水堆核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)的工程實(shí)施為背景,闡述了工廠測(cè)試的目的、范圍和相關(guān)標(biāo)準(zhǔn),詳細(xì)介紹工廠測(cè)試的階段劃分和各階段的主要測(cè)試內(nèi)容;然后重點(diǎn)論述了工廠測(cè)試中的測(cè)試方法;最后闡明工廠測(cè)試的意義,給出工廠測(cè)試和現(xiàn)場(chǎng)安裝調(diào)試之間的聯(lián)系,強(qiáng)調(diào)工廠測(cè)試中的部分注意事項(xiàng)。

安全注入系統(tǒng)是壓水堆核電站的重要專設(shè)安全設(shè)施,作用是在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生失水事故(loca)時(shí),保持堆芯被水淹沒(méi),防止燃料包殼熔化;或在主蒸汽系統(tǒng)發(fā)生管道破裂事故時(shí),快速注入濃硼溶液,從而使反應(yīng)堆快速安全停堆,并防止反應(yīng)堆重返臨界。安全注入系統(tǒng)的調(diào)試主要通過(guò)流量驗(yàn)證的方式,來(lái)保證系統(tǒng)運(yùn)行參數(shù)能夠滿足設(shè)計(jì)要求。

12 綜合新聞 國(guó)外核新聞2002.9 英國(guó)核燃料公司淤渣貯槽泄漏導(dǎo)致锝-99事件 【英國(guó)《國(guó)際核工程》2002年5月刊報(bào) 道】健康與安全執(zhí)行委員會(huì)（hse）就2001 年第四季度發(fā)生的一起事件發(fā)布報(bào)告。英國(guó) 核燃料公司（bnfl）在其塞拉菲爾德場(chǎng)地 的地下水中探測(cè)到锝-99之后，就報(bào)告了這 起事件。在隨后進(jìn)行的幾次分析中還探測(cè)到 在該地區(qū)的其他地方也有濃度較低的tc-99。 在本地區(qū)以外探測(cè)到tc-99，但其濃度遠(yuǎn)遠(yuǎn) 低于本地區(qū)。 hse要求bnfl確定放射性的來(lái)源并報(bào) 告公司為防止進(jìn)一步泄漏和放射性物質(zhì)離 開(kāi)場(chǎng)地所做的工作。 bnfl認(rèn)為地面放射性可能來(lái)自b241 廠房中的淤渣貯槽。多年來(lái)，一直懷疑這些 貯槽發(fā)生泄漏，為防止泄漏，最近對(duì)其進(jìn)行 了改進(jìn)。最新探測(cè)似乎可以證實(shí)，被泄漏的 材料已到達(dá)場(chǎng)地內(nèi)的地下水中。場(chǎng)區(qū)外的放 射性濃度的衰減與作為放射源

據(jù)報(bào)道,伊朗原子能機(jī)構(gòu)表示,中國(guó)將在位于伊朗南部,鄰近阿曼海灣的莫克蘭海岸建造2座核電站。在未來(lái)2~3年內(nèi),伊朗將同時(shí)開(kāi)始建造4座核電站。屆時(shí)將會(huì)有20000名工程師與核科學(xué)家參與建設(shè)。據(jù)報(bào)道,伊朗擁有超過(guò)90噸的重水儲(chǔ)量,且目前有約8噸重的鈾。從利益和成本的角

隨著熱控儀表管安裝結(jié)束,并順利通過(guò)標(biāo)準(zhǔn)驗(yàn)收,標(biāo)志著由中國(guó)能建東電一公司承擔(dān)的國(guó)內(nèi)首個(gè)核電站海水淡化系統(tǒng)——紅沿河核電站海水淡化系統(tǒng)擴(kuò)建工程順利完成。工程建設(shè)中,東電一公司紅沿河核電項(xiàng)目部秉承\(zhòng)"精益創(chuàng)新價(jià)值,精品引領(lǐng)未來(lái)\"的企業(yè)宗旨,堅(jiān)持\"一次把事情做好\"的原則,統(tǒng)籌規(guī)劃、精心組織、精細(xì)施工,嚴(yán)格按照核電站施工規(guī)范進(jìn)行安裝作業(yè),高質(zhì)量地完成了施工任務(wù)。

為有效減小地震災(zāi)害對(duì)核電廠安全殼的影響,基于安全殼的動(dòng)力特性,從隔震技術(shù)原理出發(fā),分析安全殼采用隔震技術(shù)的可行性。以某核電廠為對(duì)象,對(duì)比分析了隔震技術(shù)對(duì)安全殼的減震效果,并應(yīng)用優(yōu)化技術(shù)進(jìn)行了隔震設(shè)計(jì)。結(jié)果表明,采用隔震技術(shù)可顯著提高安全殼的抗震性能。

利用大型有限元分析軟件abaqus對(duì)安全殼通風(fēng)隔離閥的密封墊片進(jìn)行建模和非線性接觸分析,比較了不同倒角密封墊片的vonmises應(yīng)力和接觸壓力的大小,有限元分析涉及材料非線性及邊界條件非線性。分析結(jié)果表明,密封墊片的倒角對(duì)墊片上應(yīng)力和接觸面上接觸壓力的大小都有影響,應(yīng)當(dāng)在設(shè)計(jì)時(shí)選擇合適的密封墊片倒角。結(jié)論對(duì)該類蝶閥密封墊片的設(shè)計(jì)提供了強(qiáng)有力的理論依據(jù)。

四川日機(jī)密封件股份有限公司與中科華核電技術(shù)研究院聯(lián)合研發(fā)的壓水堆核電站核二、三泵機(jī)械密封樣機(jī)成功通過(guò)鑒定,這標(biāo)志著該技術(shù)已成功被我國(guó)掌握。

無(wú)機(jī)富鋅涂層具有優(yōu)良的防腐性能,在現(xiàn)代重防腐工程中被廣泛使用.然而其施工條件要求苛刻,施工穩(wěn)定性差成為影響其應(yīng)用的重要制約因素.通過(guò)對(duì)ap1000核電站鋼制安全殼無(wú)機(jī)富鋅涂層施工的關(guān)鍵工藝進(jìn)行研究和優(yōu)化,保證了無(wú)機(jī)富鋅涂層連續(xù)施工工藝的穩(wěn)定性,并在工程實(shí)踐中獲得了良好的應(yīng)用.

目的:以廣東臺(tái)山歐洲壓水堆(epr)核電站安全殼鋼襯里結(jié)構(gòu)為研究背景,提煉鋼襯里結(jié)構(gòu)模塊化施工全過(guò)程中的關(guān)鍵力學(xué)問(wèn)題,對(duì)鋼襯里結(jié)構(gòu)模塊化施工技術(shù)從力學(xué)角度給出建議,對(duì)確定結(jié)構(gòu)施工方案和保證結(jié)構(gòu)施工安全具有實(shí)用參考價(jià)值。創(chuàng)新點(diǎn):1.提煉出epr核電站安全殼鋼襯里結(jié)構(gòu)模塊化施工全過(guò)程中的關(guān)鍵力學(xué)問(wèn)題;2.采用\"重疊單元和生死單元\"技術(shù)模擬大型復(fù)雜結(jié)構(gòu)混凝土澆筑成型全過(guò)程。方法:1.通過(guò)精細(xì)化有限元分析,開(kāi)展吊裝工裝結(jié)構(gòu)優(yōu)化分析、吊耳節(jié)點(diǎn)多尺度有限元分析和工作風(fēng)速分析;2.建立安全殼結(jié)構(gòu)復(fù)雜實(shí)體有限元模型,分析模塊之間對(duì)接拼裝初內(nèi)力、新澆筑混凝土側(cè)壓力、不均勻溫度作用及風(fēng)荷載等施工因素對(duì)筒體鋼襯里的影響;3.采用\"重疊單元和生死單元\"技術(shù),分析大跨度穹頂鋼襯里結(jié)構(gòu)在混凝土澆筑成型全過(guò)程中的結(jié)構(gòu)變形和應(yīng)力;4.考慮結(jié)構(gòu)初始幾何缺陷和材料彈塑性的影響,對(duì)混凝土澆筑成型過(guò)程中穹頂鋼襯里結(jié)構(gòu)進(jìn)行穩(wěn)定性分析。結(jié)論:1.采用三角形環(huán)形桁架吊裝工裝,能夠滿足吊裝過(guò)程的應(yīng)力和變形要求,并減少吊裝工裝用鋼量;2.獲得了筒體鋼襯里模塊高度和混凝土一次澆筑最大高度的相關(guān)曲線;3.得到了混凝土澆筑成型全過(guò)程中穹頂鋼襯里結(jié)構(gòu)的力學(xué)性能;4.定義并驗(yàn)算了混凝土澆筑成型過(guò)程中穹頂鋼襯里結(jié)構(gòu)兩個(gè)關(guān)鍵階段的穩(wěn)定性,為此類結(jié)構(gòu)施工提供了理論參考。

核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)存在系統(tǒng)風(fēng)險(xiǎn)?；诎踩岳碚?風(fēng)險(xiǎn)形成是一個(gè)傳導(dǎo)過(guò)程,針對(duì)儀控系統(tǒng)失效這一概率事件,提出一級(jí)預(yù)警和二級(jí)預(yù)警的概念。基于特征向量的安全預(yù)警,可以合理描述系統(tǒng)風(fēng)險(xiǎn)的各種情況,并提高對(duì)dcs儀控系統(tǒng)問(wèn)題的預(yù)警時(shí)間裕量,增加核電站的安全及可靠性。