A P1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响 被引量：9

1

作者 叶成 郑明光 +4 位作者 王勇 邱忠明 王明路 李永春 曹臻 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第3期457-461,共5页

AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全... AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全壳厚度进行研究,得到了传热性能与安全壳厚度的关系。结果表明,在一定范围内随安全壳厚度的增加,总体安全性得到较大提升,这为采用钢制安全壳的核电站设计提供了理论参考。 展开更多

关键词 钢制安全壳 安全壳厚度 WGOTHIC程序

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AP1000钢制安全壳厚壁焊缝冲击试验侧向膨胀量偏低原因分析及解决措施 被引量：3

2

作者 沈伟 贺振宇 +1 位作者 张强升 李海涛 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2015年第19期245-246,249,共3页

通过分析焊缝冲击试验侧向膨胀量偏低的原因,发现焊接线能量的大小是影响焊缝冲击韧性及侧向膨胀量的主要原因。通过调整焊接线能量能改善焊缝的冲击韧性,从而达到满足ASME标准及技术规格书的要求。

关键词 钢制安全壳 焊缝 侧向膨胀量 冲击试验

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AP1000钢制安全壳气压试验变形测量方法及变形结果分析 被引量：3

3

作者 马先宏 杨炯 李锴 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期36-42,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 AP1000 钢制安全壳 气压试验 变形测量

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核电厂钢制安全壳泄漏率测试系统的开发与验证 被引量：5

4

作者 冯利法 黄海涛 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1159-1168,共10页

针对核电厂钢制安全壳泄漏率测试的要求,设计与开发了一套基于LabVIEW软件平台及Compact-RIO嵌入设备的泄漏率测试系统。系统采用了全数字化通讯、RS-485总线技术、采集与分析分离等技术,简化了系统了设计,提高了拓展性及可靠性,并在AP1... 针对核电厂钢制安全壳泄漏率测试的要求,设计与开发了一套基于LabVIEW软件平台及Compact-RIO嵌入设备的泄漏率测试系统。系统采用了全数字化通讯、RS-485总线技术、采集与分析分离等技术,简化了系统了设计,提高了拓展性及可靠性,并在AP1000钢制安全壳整体泄漏率试验中应用与验证,现场验证表明:系统稳定可靠、计算结果准确可信,可满足钢制安全壳泄漏率测量的要求。系统已在国内AP1000机组役前及在役钢制安全壳整体泄漏率试验中得到了成功应用。 展开更多

关键词 AP1000 钢制安全壳 泄漏率 测试系统

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核电站钢制安全壳SA-738 Gr.B钢免除焊后热处理探讨 被引量：3

5

作者 张俊宝 谷雨 刘卫华 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2017年第1期230-232,共3页

CAP1400项目用钢制安全壳采用的是SA-738 Gr.B,筒体段壁厚为52 mm。ASME BPVC Section 3Division 1 Subsection NE-2007标准规定SA-738 Gr.B板材免除焊后热处理的最大壁厚为44 mm。焊后热处理的问题主要是现场电功率不足、施工难度和风... CAP1400项目用钢制安全壳采用的是SA-738 Gr.B,筒体段壁厚为52 mm。ASME BPVC Section 3Division 1 Subsection NE-2007标准规定SA-738 Gr.B板材免除焊后热处理的最大壁厚为44 mm。焊后热处理的问题主要是现场电功率不足、施工难度和风险大。本文进行了52、44 mm SA-738 Gr.B钢板交货态的力学性能对比及52mm对接接头焊态、焊后热处理态的对比。试验结果表明,52、44 mm厚母材交货态的力学性能相当,52 mm厚SA-738 Gr.B母材焊后热处理前后的断裂韧性相当。焊后热处理后焊接接头的力学性能降低,对52 mm厚板材手工电弧焊接接头免除焊后热处理是可行的。 展开更多

关键词 钢制安全壳 SA-738 G-r.B钢 免除焊后热处理

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核电站钢制安全壳用SA-738Gr.B钢的焊接工艺评定 被引量：4

6

作者 唐识 张俊宝 朱跃德 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2016年第23期245-247,251,共4页

介绍了焊接工艺评定标准、焊接试样的制备及试验方法。通过焊条电弧立焊工艺试验验证SA-738Gr.B钢的焊接工艺是否满足标准要求。对焊接试样进行了无损检测、力学性能试验、宏微观形貌观察及化学成分分析。结果表明,采用拟定的工艺参数... 介绍了焊接工艺评定标准、焊接试样的制备及试验方法。通过焊条电弧立焊工艺试验验证SA-738Gr.B钢的焊接工艺是否满足标准要求。对焊接试样进行了无损检测、力学性能试验、宏微观形貌观察及化学成分分析。结果表明,采用拟定的工艺参数焊接的接头各项性能能够满足标准要求。 展开更多

关键词 核电站 钢制安全壳 SA-738 Gr.B钢 焊条电弧立焊 焊接工艺评定

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AP1000核电站钢制安全壳涂装质量控制 被引量：9

7

作者 林金平 黄娜 《电镀与精饰》 CAS 北大核心 2013年第11期20-23,共4页

AP1000核电站钢制安全壳是核岛关键设备,其涂层不仅仅为了防腐,更多的是为了核电站的安全运行。主要介绍了AP1000钢制安全壳及其附件涂层服役分级和涂层技术要求。对现场钢制安全壳涂层施工重点技术要求和不符合项进行了总结分析,提出... AP1000核电站钢制安全壳是核岛关键设备,其涂层不仅仅为了防腐,更多的是为了核电站的安全运行。主要介绍了AP1000钢制安全壳及其附件涂层服役分级和涂层技术要求。对现场钢制安全壳涂层施工重点技术要求和不符合项进行了总结分析,提出在钢制安全壳相关涂层施工时,需着重注意贯穿件涂层的施工问题,以及技术规格书要求的"不可达区域"严格的许可。通过分析总结,为后续项目AP1000核电站钢制安全壳的防腐和防辐射涂层的施工提供参考。 展开更多

关键词 钢制安全壳 涂层 服役等级 技术要求 质量控制

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AP1000核电站钢制安全壳涂层工艺改进 被引量：6

8

作者 王国彪 晏桂珍 +3 位作者 王洋 杨中伟 王厚高 丁海明 《电镀与精饰》 CAS 北大核心 2015年第12期18-22,共5页

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... 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。 展开更多

关键词 AP1000 钢制安全壳 无机富锌底漆 环氧面漆 模块化施工

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大型压水堆钢制安全壳顶封头现场组装工艺 被引量：9

9

作者 赵旭 李会永 《压力容器》 2013年第3期67-70,80,共5页

通过对某大型压水堆核电厂钢制安全壳顶封头特点及工程难点的分析,利用合适的现场组装工艺能够使钢制安全壳顶封头的组装质量得到良好的控制,满足了钢制安全壳的设计功能。

关键词 核电厂 钢制安全壳 顶封头 现场组装 质量控制

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AP1000钢制安全壳封头瓣片温模压成形温度分析 被引量：3

10

作者 王国彪 晏桂珍 +3 位作者 杨中伟 王厚高 杨照东 高伟 《塑性工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期40-44,共5页

钢制安全壳是AP1000核电站的安全屏障,在反应堆冷却剂失水事故中包容堆芯辐射,是冷却系统中最重要的设备之一。钢制安全壳封头瓣片为多曲率高强度调质中厚板,采用单板温整体模压成形,选择合理的成形温度是控制投资成本和保证瓣片成形精... 钢制安全壳是AP1000核电站的安全屏障,在反应堆冷却剂失水事故中包容堆芯辐射,是冷却系统中最重要的设备之一。钢制安全壳封头瓣片为多曲率高强度调质中厚板,采用单板温整体模压成形,选择合理的成形温度是控制投资成本和保证瓣片成形精度的关键因素之一。基于PAM-STAMP 2G有限元软件,对AP1000钢制安全壳封头瓣片在多种温度下的压制成形进行有限元模拟,综合分析压制力、成形后的回弹量、应力、应变和板厚减薄量等要素,结合钢板从加热炉转运、压制过程中的热量散失,确定了钢制安全壳封头瓣片单板整体温模压成形温度,为保证瓣片成形几何精度提供保障。 展开更多

关键词 钢制安全壳 封头瓣片 有限元模拟 温模压成形 成形温度

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AP1000钢制安全壳压力边界建造要求的系统性分析 被引量：6

11

作者 吴崇志 朱瑞峰 《压力容器》 2015年第12期43-50,共8页

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... 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。 展开更多

关键词 AP1000 钢制安全壳 压力边界 建造 系统性分析

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AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍 被引量：3

12

作者 赵旭 晏桂珍 丁海明 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期204-210,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 AP1000 钢制安全壳 结构完整性试验 应变 位移

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AP1000核电站钢制安全壳无机富锌涂层施工工艺研究 被引量：3

13

作者 王洋 晏桂珍 +1 位作者 刘茂平 杨中伟 《涂料工业》 CAS CSCD 北大核心 2017年第10期71-74,共4页

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... 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。 展开更多

关键词 AP1000 钢制安全壳(CV) 无机富锌涂层 施工工艺

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AP1000钢制安全壳选材及应用 被引量：6

14

作者 朱瑞峰 吴崇志 +1 位作者 苏靖杰 王伟 《压力容器》 2016年第3期56-60,80,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 AP1000 钢制安全壳 SA-738Gr.B

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AP1000钢制安全壳SIT试验良好实践经验反馈 被引量：2

15

作者 王伟 刘立刚 陈果 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期937-940,共4页

钢制安全壳作为压水堆核电厂防止放射性物质泄漏的最后一道安全屏障,需要在建造完成后进行结构完整性试验SIT,是验证钢制安全壳的结构合格与否的关键性试验,确保其在核电厂运行工况下没有结构变形或相关缺陷的存在,评价安全壳的结构完... 钢制安全壳作为压水堆核电厂防止放射性物质泄漏的最后一道安全屏障,需要在建造完成后进行结构完整性试验SIT,是验证钢制安全壳的结构合格与否的关键性试验,确保其在核电厂运行工况下没有结构变形或相关缺陷的存在,评价安全壳的结构完整性。本文对AP1000核电机组钢制安全壳的SIT试验过程中良好经验反馈进行了总结,为后续CAP1000和CAP1400项目钢制安全壳的SIT试验的实施提供参考和借鉴。 展开更多

关键词 钢制安全壳 结构完整性试验 良好实践

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核电钢质安全壳形位公差的控制方法 被引量：4

16

作者 谢春法 刘虎 +1 位作者 尹清斌 苗明华 《压力容器》 北大核心 2023年第4期80-86,共7页

核岛钢质安全壳是一个自由站立的圆柱形钢制压力容器,其拼装存在单块弧板质量大、精度要求高、受环境影响大,并且影响后续贯穿件、环吊安装质量等特点,需要采取稳定可靠的公差控制措施来解决大尺寸筒体组对时错缝过大、周长超差、温度... 核岛钢质安全壳是一个自由站立的圆柱形钢制压力容器,其拼装存在单块弧板质量大、精度要求高、受环境影响大,并且影响后续贯穿件、环吊安装质量等特点,需要采取稳定可靠的公差控制措施来解决大尺寸筒体组对时错缝过大、周长超差、温度影响、吊装变形等关键问题。通过对钢质安全壳施工工艺过程中误差来源的分析,推导预估弧板拼装成模块后公差精度相关计算公式,预设拼装钢质安全壳单块弧板时的公差控制精度,实现模块组对精度满足设计要求的方法,预防因弧板拼装误差累积导致模块组对不符合项出现的问题,使核岛钢质安全壳制造过程各工序形位公差满足设计要求,并用实例进行了说明和验证。 展开更多

关键词 钢制安全壳 拼装 变形控制 安装精度 形位公差

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核电站安全壳再循环冷却控制及事故分析

17

作者 林桦 顾文革 张往锁 《控制工程》 CSCD 北大核心 2015年第S1期42-46,共5页

首先对非能动安全型核电站钢制安全壳承受内部和外部压力载荷的工况进行分析,对再循环通风冷却控制系统在相应运行工况下的运行效果进行说明。并基于仿真建模软件对钢制安全壳内部的反应堆一回路设备及再循环通风冷却控制系统进行建模,... 首先对非能动安全型核电站钢制安全壳承受内部和外部压力载荷的工况进行分析,对再循环通风冷却控制系统在相应运行工况下的运行效果进行说明。并基于仿真建模软件对钢制安全壳内部的反应堆一回路设备及再循环通风冷却控制系统进行建模,完成对钢制安全壳承受内外部压力载荷事故工况的模拟计算。通过模拟计算的结果分析了钢制安全壳承受内部和外部压力载荷的变化过程,及相应工况下安全壳内再循环通风冷却控制系统对钢制安全壳承压的影响。 展开更多

关键词 钢制安全壳 压力 事故工况 再循环冷却控制

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恒压法安全壳泄漏率测量技术的开发与可行性研究 被引量：3

18

作者 李建发 陈广恒 +3 位作者 张瑞 刘丰 初炜钰 孟兆明 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1124-1130,共7页

为探究更加稳定、可靠的核电厂安全壳泄漏率测量方法,完善国内外核电厂安全壳泄漏率测量技术,本文开展了恒压法测量泄漏率的可行性研究。通过对试验数据的分析,揭示了恒压补偿计算模型的测量机理及其相比传统绝对压力衰减法的明显优势... 为探究更加稳定、可靠的核电厂安全壳泄漏率测量方法,完善国内外核电厂安全壳泄漏率测量技术,本文开展了恒压法测量泄漏率的可行性研究。通过对试验数据的分析,揭示了恒压补偿计算模型的测量机理及其相比传统绝对压力衰减法的明显优势。研究表明:恒压法可在不同压力环境下获取稳定的补偿流量和泄漏率测量值,温度、湿度补偿量在总补偿量中的占比约分别为20%和1%。壳内气温变化是影响恒压法测量泄漏率的关键因素,尤其在钢制安全壳内,更需充分考虑温度补偿。 展开更多

关键词 安全壳泄漏率 恒压法 温度补偿 湿度补偿 压力衰减法 可行性研究 气温变化 钢制安全壳

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