共查询到19条相似文献,搜索用时 700 毫秒
1.
2.
郑砚国 《核工程研究与设计》2002,(42):33-34,F003
本文研究了核电厂安全壳预应力系统建立过程中混凝土的应力值、安全壳应力分布模式和由于预应力施加产生的变形情况,并把这些数据与在安全壳结构强度试验(SIT)中得到的值进行比较分析,通过理论计算,讨论安全壳中预应力损失以及其安全性问题。 相似文献
3.
4.
王世民 《核工程研究与设计》1996,(17):2-3
安全壳是防止裂变产物泄漏的第三道屏障,它不仅要能随安全壳内在设计基准事故下所引起的压力,温度升高时所产生的机械应力和热应力,而且还要能承受由于安全壳喷淋系统误动作使安全壳内压力,温度降低所引起安全壳内的负压差。本文用PAREO程序对秦山二期核电厂安全壳喷淋系统误动作民政部下安全壳内压力,温度进行了计算,最后给出了最大负压差为22kPa。 相似文献
5.
王红玉 《核工程研究与设计》2005,(4):1-7,17
本文立足于新版HAF法规的要求,参考大田湾核电站、秦山三期和岭澳二期的安全壳消氢系统设计,对用于未来核电机组安全壳内可燃气体控制的安全壳消氢系统的设计功能、消氢设备选择配置及系统运行方案进行初步研究,重点对非能动氢复合器(PAR)和点火器这两种消氢设备的特点进行比较,并针对未来核电机组提出PAR+点火器的系统初步工艺方案。 相似文献
6.
在大部分CPR1000堆型核电厂中,安全注入系统(RIS)和安全壳喷淋系统(EAS)的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线(安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线)改进,将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP(StateOrientedProcedure)中的应用,结合基于H4管线改进的现实性事故分析,设计出中、小LOCA叠加H4工况(低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去)事故处理的策略及手段。 相似文献
7.
压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列:热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应(MCCI),安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。 相似文献
8.
多个核电厂安全系统的多台安注泵、安喷泵都曾出现了振动大问题。首先介绍振动情况,总结振动特点,并开展频谱分析,探讨可能相关故障因素。随后根据振动特点和频谱特性,建立振动力学模型,分析出振动超标根本原因是设备与基础组成的系统发生共振,并非软脚,且进行试验验证。最后提出改善刚度的治理建议,并建议设计阶段将设备与基础作为一个整体系统进行振动模态分析。 相似文献
9.
10.
非能动安全壳空气冷却系统(PAS)是模块化小型堆的重要组成部分,也是安全壳设计的核心。该系统保证安全壳压力不超过设计限值,保证安全壳完整性。本文采用拉丁超立方抽样(LHS)的方法对可能影响安全壳压力响应过程的13个参数进行了系统的敏感性分析。研究结果表明壳内初始温度、壳外气体温度对安全壳压力响应过程最为敏感。本文首次使用通用的最佳估算安全壳分析软件和统计分析方法进行安全壳压力响应敏感性分析,该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全评审提供技术支持。 相似文献
11.
为研究1 000 MW级核电站用安全壳喷淋泵的热冲击特性,对热冲击作用下泵内部流场进行了数值计算。热冲击工况下泵内径向力逐渐变大,波动更为剧烈;轴向力逐渐变小;径向力和轴向力的波动趋势与常温工况的一致。将内流场模拟得到的热载荷及压力载荷加载到结构体上,分析热冲击下转子系统过流部件的温度分布,并分析其热应力与机械应力分布规律。结果表明:热应力对结构的破坏占主要作用;最大的热应力集中在轮毂上,最大的机械应力在轮毂与叶片的交界处;叶片上热应力和机械应力分布均满足叶根至叶顶依次减小的规律。 相似文献
12.
13.
14.
15.
为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法,以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段,本研究采用理论分析的方法,建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计(CAD)的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比,验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明,两种方法的计算误差在1%以内。因此,本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性,对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法,新的方法计算速度更快,人因错误率更低,有利于敏感性分析,可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。 相似文献
16.
17.
安全壳地坑过滤器是核电厂专用的重要安全设施,用于在失水事故(LOCA)下收集安全壳内的泄漏水和喷淋水,以便再循环使用,从而保证安注泵和喷淋系统不被杂质损坏。为了对新型地坑过滤器结构的抗震性能进行分析,以其中的典型模块为例,采用ANSYS软件进行数值建模,并针对其在不同工况下进行了应力分析;地坑过滤器结构的附加水质量通过经验公式和试验的方法得到,在抗震分析中考虑了地坑过滤器结构周围流体对结构抗震性能的影响;并依据RCC-M规范对过滤器的滤筒和汇流槽进行了应力强度评定。该模块的计算结果表明,在不同工况下该新型安全壳地坑过滤器具有良好的抗震性能,满足规范的对强度的要求。 相似文献
18.
Some kinds of break in the reactor coolant system may cause the coolant to exit rapidly from the failure site,which leads to the loss of coolant accident (LOCA).In this paper,a stress analysis of an AP1000 reactor containment is performed in an LOCA,with the passive containment cooling system (PCCS) being available and not available for cooling the wall's containment.The variations in the mechanical properties of the wall's containment,including elastic modulus,strength,and stress,are analyzed using the ABAQUS code.A general two-phase model is applied for modeling thermal-hydraulic behavior inside the containment.Obtained pressure and temperature from thermal-hydraulic models are considered as boundary conditions of the ABAQUS code to obtain distributions of temperature and stress across steel shell of the containment in the accident.The results indicate that if the PCCS fails,the peak pressure inside the containment exceeds the design value.However,the stress would still be lower than the yield stress value,and no risk would threaten the integrity of the containment. 相似文献
19.
汽水分离器和安全壳喷淋系统是核电厂安全可靠运行的关键设备和设施,其运行过程涉及液滴在流场中的运动、碰撞和相变等物理现象。本文采用欧拉 拉格朗日耦合方法首先建立了离散液滴运动模型,包括单/多液滴运动模型、液滴碰撞、流场耦合、液滴相变、液滴产生和液滴消亡等单立模型,及相应的边界条件和空间条件,来描述多液滴在流场中的运动行为;其次给出了离散液滴运动模型的应用实例,来描述自然界蒸发、冷凝和喷雾等物理现象中的离散液滴运动行为;最后指出了现阶段离散液滴运动模型和算法存在的问题,希望感兴趣的学者在离散液滴运动模型研究方面进一步完善和推动其发展。 相似文献