松软场地上桩筏基础AP1000核岛结构的三维非线性地震反应特性

松软场地上核岛结构的地震安全正成为一个挑战性的重大工程问题。选取代表性的近场强震、中远场强震和远场大震记录作为基岩地震动,考虑场地工程地质特性、土体非线性和人工边界条件,对松软场地-桩筏基础-AP1000核岛结构三维体系进行非线性地震反应分析,结果表明:核岛结构谱加速度的卓越周期与基岩地震动的基本相同,对与核岛主体结构基本频率相近的地震动分量的反应更为强烈,冷却系统水箱“晃动水”的地震反应对核岛结构的影响类似于鞭梢效应;核岛结构的峰值加速度放大系数随结构高度增大,近场和远场强震作用时,该放大效应主要取决于核岛结构自身特性及基岩地震动经土层到核岛底部的传播;核岛结构相对其底部的峰值相对位移随结构高度增大,且远场大震作用时的反应更为强烈;随基岩峰值加速度的增大,核岛结构的峰值加速度放大效应减弱、峰值相对位移反应增大。地基柔性及土-结构相互作用的耦合效应对输入地震动具有高频过滤、低频放大效应,从而使核岛结构下部的峰值加速度显著放大、中上部的峰值加速度显著减小。

主余震序列型地震下AP1000核岛结构的动力响应分析

目前世界各国对建筑进行抗震设计基本上均采用单一主震地震动,不考虑主余震序列型地震动中余震对结构产生的损伤累积的影响。本文主要针对这一现象,对在主余震序列型地震动作用下的AP1000核岛结构的地震响应进行研究分析。采用有限元软件ABAQUS建立AP1000核岛弹塑性模型,余震的构造是以实际记录的主震为基础,通过主余震峰值比最终确定的。将主震地震动与余震地震动前后连接起来且中间加60s的时间间隔,最终构成所用的主余震序列型地震动。分析安全壳和屏蔽厂房的加速度、位移响应和损伤情况,研究结果表明:安全停堆地震作用下,余震时段和主震时段作用下核岛结构的塑性损伤指标很小,未进入弹塑性状态,余震对结构影响不大;超设计地震作用下,核岛结构进入弹塑性程度增大,随着余震的增大,核岛结构的塑性损伤指标增大,余震对结构的影响加剧。

第3代核电技术AP1000核岛技术分析

第3代核电技术是当今国际上核电发展的主流。AP1000作为其中的代表具有诸多鲜明的特点,主要体现在进一步加强事故预防和缓解的能力,提高核电厂安全性等方面。特别是AP1000采用了大量非能动安全措施,减少了事故情况下人员干预操作的频率,同时也为事故处理提供了较长的应急处理时间。文中简要介绍了第3代核技术,并详细分析了AP1000的非能动安全要点。

软岩地基下AP1000核电屏蔽厂房结构地震响应研究

以AP1000核电屏蔽厂房结构为研究对象,进行考虑土-结构相互作用的地震响应分析,探讨不同厚度和不同地表倾斜角度软岩场地对屏蔽厂房结构地震响应的影响。利用ABAQUS有限元软件建立了软岩层厚度分别为25、30、35、40m以及地表倾斜角度分别为0°、3°和6°的土-结构相互作用模型,实现了地震动输入。对计算所得楼层响应谱进行对比分析可知,软岩层较硬岩层对地震传播有一定的放大效应,软岩层厚度的增加会使峰值频率往低频方向移动;倾斜场地对楼层响应谱高频部分有一定的放大效应。该研究结果对软岩场地下核电厂抗震安全评价具有一定参考意义。

AP1000核岛主要阀门特点

简要介绍了AP1000核岛主要阀门特点。

一种提高AP1000核电厂堆顶结构抗震性能的方法

AP1000一体化堆顶组件仅通过螺栓结构与反应堆压力容器顶盖连接,在地震工况条件下一体化堆顶组件底部支撑法兰和螺栓承受了很大的支撑载荷。针对AP1000设计中存在的不足,文中提出了一种提高AP1000堆顶结构抗震性能的改进方法,并对该改进方法进行了定性分析。分析结果表明,所述的AP1000堆顶结构改进方法合理可行。

AP1000核岛地震滑移稳定性研究

0．3g@安全停堆地震（SSE）对AP1000核岛稳定性起控制作用。本文针对基岩场地核岛的地震抗滑移稳定性进行了系列研究，包括基底摩擦系数变化以及是否考虑被动土压力对于核岛滑移稳定性影响。研究发现，当摩擦系数取0．7时，仅靠静止土压力即可保证核岛的稳定，当摩擦系数取0．55时，不考虑被动土压力时核岛已不能够保持稳定。当墙体向土体方向偏移后会产生被动土压力，而附加的被动土压力才能使核岛结构保持稳定。

AP1000 CA结构模块剪力钉的焊接

第三代核电AP1000的设计中采用了模块化施工的新理念,CA结构模块取代了传统的墙体施工方法,通过剪力钉将CA结构模块的墙体和混凝土结合成一个整体,简化了施工工艺。以CA结构模块的剪力钉为主要描述对象,简述了其设计要求以及螺柱焊和焊条电弧焊焊接方法,并对现场施工中剪力钉与其他组件相互干涉时的常用解决方法进行了阐述。

AP1000型汽轮发电机性能和结构特点述评及优化方向

核电AP1000型汽轮发电机是我国从日本三菱电机公司引进技术的项目。本文论述了该型发电机性能结构特点,并提出进一步优化的方向。

AP1000核电工程运用“SC结构”土建施工管理的实证研究

钢板—混凝土结构(Steel Plate Reinforced Concrete Structure)简称"SC结构",为钢板和混凝土的组合结构,是一种没有钢筋和模板的新型结构。通过该结构在三门AP1000核电工程中的应用,证实其具有缩短施工工期、降低施工成本、提高工程质量等特点,并且能够降低现场劳动强度、提高结构的抗震能力,满足低碳施工的要求,具有广阔的应用前景。

AP1000核电厂抗震Ⅰ类大型结构模块吊装分析研究

模块化设计和建造方法是AP1000第三代核电厂特点之一,但同时也面临着大型模块的吊装挑战。本文基于ANSYS大型有限元计算软件,对AP1000核电厂中大型结构模块CA01进行了吊装工况下的有限元分析,计算了结构的应力和变形,并对构件进行了规范验算。计算结果表明,在合理设置临时支撑的情况下,CA01模块能够安全吊装就位,为大型结构模块的顺利吊装提供强有力的理论支撑。

AP1000反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析

反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证AP1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性,并对压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性进行了评价。分析评价采用概率断裂力学软件FAVOR中的FAVLoad模块进行,并应用IAEA-TECDOC-1627中的基准考题对该模块进行了验证,最后对AP1000反应堆压力容器进行了确定性结构完整性评价。评价结果表明,AP1000反应堆压力容器寿期末实际RTPTS值低于假想PTS瞬态对应的限值。反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证,同时也说明采用FAVLoad模块进行反应堆压力容器确定性结构完整性评价的方法可行。

AP1000核岛焊接和无损检测人员资格管理

AP1000是我国首次引进的按美国规范建造的核电项目,其核岛部分与焊接相关的部件主要采用以ASME标准和AWS标准为主的设计规范。本文概括了AP1000核岛建造过程中的焊接和无损检测工作所执行的标准和遵循的法规,描述了各类资格的取得方式与资格维护的要求,并对资格评定与认可的特殊情况进行了阐述。

AP1000核岛筏基大体积混凝土瞬态温度场数值分析

AP1000核岛筏基混凝土通常采用一次整体浇筑,属于大体积混凝土施工范畴。由于大体积混凝土受水化热的影响,在施工浇筑至养护成龄的过程中易产生有害裂缝,因此开展AP1000核岛筏基混凝土水化热问题的研究十分必要。以某实际AP1000核电工程核岛筏基为研究对象,建立了核岛筏基的三维实体有限元模型,结合该实际工程的相关参数并利用有限元分析模型的瞬态温度场,开展了AP1000核岛筏基模型的温度场及温度变化曲线随时间变化规律的研究。结果表明:采用有限元软件对筏基进行温度场模拟的结果与工程实测温控数据基本吻合,说明采用数值模拟的方法可以有效地预测核岛筏基的温度变化趋势,对后续AP1000核电工程核岛筏基的施工具有一定的指导意义。

AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍

本文对AP1000钢制安全壳结构完整性试验方法与流程进行介绍,总结了试验的难点与重点,通过对试验数据结果进行分析,说明根据本文中的安全壳结构整体性试验方法能够模拟设计基准事故工况下的安全壳状态,此方法具备分析安全壳在极限状态的强度数据的能力。

ACP1000与AP1000工程核岛消防系统设计分析

对ACP1000和AP1000两种主流三代核电机组堆型的核岛消防供水系统设计进行了分析说明,同时针对两种不同设计理念堆型的特点,对核岛厂房内的主要火灾危险设备和对其设置的灭火系统进行了解析,可为后续三代核电消防系统设计提供参考。

AP1000核岛主设备不锈钢堆焊层首层铁素体含量研究

AP1000核岛主设备中堆芯补水箱内表面均需堆焊不锈钢材料,堆焊层结构为EQ309L(首层)+EQ308L(耐蚀层)。按照设计要求,首层EQ309L熔敷金属需满足铁素体含量为3~20 FN,但在实际制造中发现无法满足该要求。通过研究不同施焊参数下的铁素体含量,发现常用埋弧焊参数无法满足铁素体要求。结合制造过程分析,制定了相应的处理措施,并结合工程实际对后续设计优化提出建议。

AP1000结构模块涂层失效与防护分析

AP1000核电站结构模块采用了自打底高固态环氧漆进行防腐,该涂料属于室内装饰性涂料,耐候性较差。由于核电站建设周期较长,采用的"开顶法"施工对涂层造成了严重破坏。本文通过核电站现场建设过程中结构模块涂层破损和失效的危险源进行了分析,并给出了合理的涂层保护方案,为AP1000核电站结构模块成品涂层的防护提供了指导和实践应用。

AP1000核电结构模块墙体变形控制措施

CA结构模块由于设计尺寸较大,焊缝长度较长,结构为双层钢板空心结构,又因在子模块的制作到现场拼装等工序中需要经过多次运输、吊装等,因此保证CA结构模块在整个拼装过程中的防变形工作显得尤为重要。本文结合海阳一期工程经验对CA结构模块墙体变形控制措施进行分析,以对后续施工过程中的防变形工作起到一定的指导作用。

AP1000核电机组Quickloc机械密封的结构和拆装工艺

介绍了AP1000核电机组Quickloc机械密封的结构,论述了Quickloc机械密封的拆装工艺,针对其拆装操作过程中可能出现的问题进行了分析,采取有效措施后,问题得以解决。