CNP1000安全壳1∶10模型的模态分析

对CNP1000安全壳1：10模型进行了在力锤激励下的试验模态分析，并采用ANSYS软件对结构进行有限元计算模态分析，实测结果与有限元计算结果吻合较好。结构前3阶振型分别为两个正交水平方向的平动和扭转振动，4-9阶振型为筒体局部振动。研究结果有助于认识安全壳结构的动力特性。

内压作用下CPR1000安全壳的破坏机理研究

核反应堆安全壳是核电厂中防止放射性物质外泄的最后一道屏障,在发生LOCA等设计基准事故时,若安全壳承受的内压不超过设计压力,安全壳混凝土不应出现裂缝。以实际CPR1000安全壳为研究对象,按照预应力筋实际情况建立三维非线性有限元数值模型,着重探讨了安全壳中预应力筋与混凝土之间相互作用的模拟方法,分析了安全壳施加内压前后预应力筋内力变化情况,验证了本文所提方法的准确性。给出了安全壳在内压作用下的破坏模式和薄弱部位,为安全壳的分析和设计提供依据。

AP1000钢制安全壳气压试验变形测量方法及变形结果分析

核电厂运营前均需要针对安全壳进行一次打压试验,以验证其结构完整性及整体密封性。我国引进的第三代核电技术—AP1000机组采用的是钢制安全壳。这种钢制安全壳在材料和结构方面和国内已有的预应力混凝土安全壳完全不同,因此其变形测量方法也完全不同于混凝土安全壳。AP1000钢制安全壳气压试验要求测量安全壳壳体应变、壳体位移、壳体温度等试验参数。本文详细论述了各类变形参数的测量方法,并对依托项目四台机组的安全壳变形情况进行汇总分析。依托项目四台AP1000机组的试验结果表明,文中论述的测量方法准确有效,测量值与理论计算值吻合较好。每个测点的测量结果与内部压力基本呈线性关系。本文总结了钢制安全壳变形测量的技术要点,同时对安全壳的应变测量结果和位移测量结果做了互相印证,表明安全壳在试验压力下整体处于线弹性变形状态,保持了良好的结构完整性,从而论证了安全壳设计的合理性。论文结合AP1000钢制安全壳气压试验相关方法及数据,讨论了变形测量方法及变形结果分析,为后续AP系列机组的安全壳设计建造与试验积累了宝贵的工程实践经验。

AP1000安全壳在大型商用飞机撞击下的动力响应分析

自“9·11”事件以来,核电站抵御大型商用飞机撞击一直是核安全领域的热点问题。采用ANSYS/LS-DYNA软件建立波音737 MAX 8和AP1000安全壳的精细化有限元模型,基于Riera法验证了飞机撞击有限元模型准确性,进行了5种不同初始撞击速度(100 m/s,150 m/s,200 m/s,250 m/s和300 m/s)和5种不同撞击高度(30 m,39 m,47 m,54 m和65 m)的飞机撞击安全壳全过程数值模拟,研究和分析了飞机的撞击力时程和动能时程、钢制安全壳的动力响应、等效应力分布和其局部破坏情况。结果表明:飞机撞击过程引擎对撞击力的贡献最大,约为机身撞击力的3~4倍;筒身等效钢梁处的撞击力峰值较非等效钢梁处大,最大达到了后者的171%(速度为300 m/s);安全壳筒身段与穹顶的交界处为安全壳结构的最危险位置,在此位置处安全壳环向和竖向贯穿尺寸均大于同初始撞击速度下其他位置的贯穿尺寸,最大环向、竖向贯穿尺寸分别达到29.68 m和17.86 m;当飞机的撞击速度大于150 m/s时,撞击区域钢板等效应力影响范围随初始撞击速度的增加而减少,撞击等效钢梁处的钢板等效应力分布范围相对于撞击非等效钢梁处的更大。研究成果可为类似核岛安全壳的抗飞机冲击安全评估和设计提供参考。

AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析

建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以及裂变产物在主系统和环境中的状态,最终计算释入环境的源项。

AP1000核电站安全壳筒体测量研究

以AP1000核安全壳筒体的测量为目标,依据安全壳筒体制作的实际情况与筒体组装的精度要求,通过建立安全壳筒体对接模型和对筒体半径与垂直度进行测量研究,提出了实现安全壳筒体组装测量的一整套方法,该方法可为其他核电站的相关测量工作提供借鉴。

钢制安全壳老化机理分析及AP1000防护措施初探

钢制安全壳在服役过程中无可避免地会发生老化，最为常见的三类老化现象分别为腐蚀、涂层降质和局部泄漏。文章介绍了这些老化现象的产生机理、危害以及相应的防护措施，并对AP1000钢制安全壳的老化管理提出了建议。

刚性基础上CPR1000安全壳地震反应分析

提出了一种建立安全壳有限元模型的方法,对刚性基础上的CPR1000安全壳进行了地震反应分析,验证了安全壳在满足核电厂设计规范的要求下的安全性,给出了安全壳的加速度反应,位移反应及应力分布情况,为核电站安全壳的设计与改造提供了依据。

AP1000安全壳钢板的性能特点及其批量化生产

AP1000安全壳为全焊透焊接的承压钢制容器以及钢筋混凝土屏蔽构筑物双层结构,钢制容器的钢板选用SA738 Grade B板材。SA738 Grade B板材具有高强度、高韧性的性能特点。目前,通过控制钢水纯净度,可实现核级SA738 Grade B钢板的批量化生产。

AP1000核电站钢制安全壳涂层工艺改进

钢制安全壳是AP1000核电站的第三道安全屏障,也是实现非能动安全功能的换热界面,其表面的涂层是确保实现其功能不可分割的重要组成部分。CV涂层是保障实现产品功能和表面美观的重要途径。介绍了AP1000 CV建造和涂层施工逻辑,从涂层自身特性、建造方式和AP1000整体施工等方面对CV涂层特点进行分析,对改善后续AP1000 CV涂层施工质量和减少返工提出改进措施。

AP1000钢制安全壳压力边界建造要求的系统性分析

对基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷的AP1000钢制安全壳压力边界的建造要求进行了系统性分析。钢制安全壳压力边界功能的实现基于以下过程:安全壳容器及部件的分级和压力边界的设定;对母材、焊材与焊接工艺进行试验;对接头设计与无损检测提出具体要求;以压力试验等对结构完整性和密封性进行验证。

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。

AP1000核电站钢制安全壳无机富锌涂层施工工艺研究

无机富锌涂层具有优良的防腐性能,在现代重防腐工程中被广泛使用。然而其施工条件要求苛刻,施工稳定性差成为影响其应用的重要制约因素。通过对AP1000核电站钢制安全壳无机富锌涂层施工的关键工艺进行研究和优化,保证了无机富锌涂层连续施工工艺的稳定性,并在工程实践中获得了良好的应用。

AP1000钢制安全壳选材及应用

钢制安全壳作为AP1000与其他三代核电站的重大不同点,是与其非能动冷却设计理念密切相关的。作为非能动冷却系统中的关键物项,钢制安全壳的选材具有严格的要求,通过对比、筛选,调质状态供货的SA-738 Gr.B成为了候选材料。对其力学性能、焊前预热、焊接参数、焊后热处理及无损检测进行了探讨,并对未来应用中应着重解决的问题进行了介绍。

AP1000核电站钢制安全壳保护性涂层探讨

AP1000钢制安全壳作为非能动安全壳冷却系统(PCS)主要的传热界面,其表面涂层必须满足传热性能的相关要求;同时安全壳内部涂层的失效可能阻塞安全壳地坑再循环滤网,影响非能动堆芯冷却系统(PXS)安全功能的实现,因此安全壳涂层还必须满足干膜密度的相关要求。本文结合AP1000钢制安全壳保护性涂层的设计规范和三门核电钢制安全壳的涂装实践,对AP1000钢制安全壳保护性涂层的性能要求进行了概述。

AP1000核电站安全壳厂房水喷雾灭火系统的设计分析

AP1000核电站安全壳厂房内的消防系统在正常运行期间为干管运行,当消防系统需要动作时再进行充水,这与常规的消防系统的运行方式不同。市场上的雨淋阀组均是用于阀组前的管道始终是充水情况下的,本文针对市场上常见雨淋阀组是否适用于AP1000核电站安全壳厂房这一问题展开讨论和分析,采用流体力学软件Fluent模拟的方式得出安全壳消防母管充水过程中,会导致系统误动的结论。并针对这一情况,给出了使用电动雨淋阀组替代的解决方案,为后续工程的设计提供参考。

AP1000堆芯严重事故下安全壳辐射屏蔽的蒙特卡洛模拟

针对AP1000反应堆在堆芯严重事故下安全壳的辐射屏蔽问题,采用MCNP5程序,建立了精确的三维蒙特卡洛模型,模拟了堆芯熔毁的严重事故工况下安全壳对射线粒子的屏蔽情况。结果表明:即使在熔堆情况下AP1000反应堆安全壳对射线粒子的屏蔽效果仍然良好,从而在一定程度上验证了AP1000设计的可靠性。

AP1000钢制安全壳拼装焊接变形控制

AP1000钢制安全壳(CV)技术规格书对其半径和直径偏差、焊缝错变量和棱角度变形、筒体垂直度要求较高,但是CV板材厚度大且有曲率,焊缝数量及长度大,容易产生焊接变形。文章主要介绍了通过制定合理的组装和焊接变形控制措施,控制CV组装焊接过程中的焊接变形,以满足设计要求。

AP1000安全壳整体泄漏率试验探讨

核电机组在投入运行前,需模拟设计基准事故状态来测量和计算安全壳的整体泄漏率,以确保安全壳的密封性符合法规要求。文章在介绍了试验准备、试验方法的基础上,分析了国内首次钢制安全壳整体泄漏率试验的特点,探讨了试验的难点和风险,以期为国内首次试验执行提供参考与指导。

AP1000安全壳的优越性分析

福岛事故后,公众对于核电厂的安全性更加关注。而反应堆安全壳作为核电站最后一道安全屏障,其主要功能是能够在反应堆正常运行期间及事故工况下包容壳内的放射性物质,以避免对周围环境及社会公众造成危害。主要介绍第三代核电站AP1000的安全壳系统,并通过与现有二代堆安全壳对比的方式来论述AP1000安全壳系统的优越性。