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核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析 被引量:7
1
作者 宋辰宁 侯钢领 周国良 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第1期95-102,共8页
核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软... 核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。 展开更多
关键词 核安全壳 极限承载力 影响因素 ABAQUS
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中子剂量当量仪在复杂中子场中的应用研究 被引量:1
2
作者 张凯 杨翊方 +2 位作者 王月兴 王海军 王震涛 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1374-1377,共4页
针对目前反应堆安全壳内中子剂量测量存在较大误差的特点,通过分析中子剂量当量仪的工作原理、校准方法和现场测量过程中存在的不足,阐述其对测量的影响,并提出修正和弥补措施,以供相关人员参考。
关键词 安全壳 中子剂量当量仪 校准 修正
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海洋核动力平台大破口事故下安全壳压力控制与影响 被引量:1
3
作者 谭美 郭健 +3 位作者 陈刚 郭翔 张进才 李朋凡 《船舶工程》 CSCD 北大核心 2019年第11期8-12,共5页
安全壳是海洋核动力平台的核安全二级耐压舱室,包容反应堆及一回路系统,是设计基准事故工况下限制放射性物质对环境释放的重要屏障。海洋核动力平台采用分散式压水堆型,主管道大破口是一种严重的设计基准事故,导致安全壳内产生高压高温... 安全壳是海洋核动力平台的核安全二级耐压舱室,包容反应堆及一回路系统,是设计基准事故工况下限制放射性物质对环境释放的重要屏障。海洋核动力平台采用分散式压水堆型,主管道大破口是一种严重的设计基准事故,导致安全壳内产生高压高温的放射性气体。文章通过对安全壳压力控制技术的对比研究,提出海洋核动力平台安全壳设计适合采用湿阱抑压控制措施的建议,并研究压力控制对总体方案改进带来的收益,对海洋核动力平台总体方案设计具有指导意义。 展开更多
关键词 海洋核动力平台 大破口事故 安全壳 压力控制 湿阱抑压
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核电站安全壳预应力束损失与伸长量计算方法 被引量:1
4
作者 王洪良 《山西建筑》 2010年第11期79-81,共3页
以某核电站工程为例,对其混凝土安全壳预应力束形状进行了描述,分别介绍了环向标准预应力钢束和绕贯穿件预应力束的应力损失及伸长量,并对计算结果进行评价,得出了关于预应力束应力损失和伸长量的规律。
关键词 安全壳 预应力束 应力损失 伸长量
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反应堆安全壳电气贯穿件绝缘支撑盘耐潮性能试验研究 被引量:1
5
作者 陈青 郭星 +5 位作者 王广金 邱新媛 王江武 周寒 段绪星 罗峰 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第3期588-592,共5页
近年来我国在运核电厂相继发生两起反应堆安全壳中压电气贯穿件绝缘支撑盘绝缘击穿短路故障,造成反应堆非计划停堆停机,发生故障的中压电气贯穿件均为国外同一厂家同一批次设计生产的产品。上述故障造成核电厂巨大经济损失的同时,也对... 近年来我国在运核电厂相继发生两起反应堆安全壳中压电气贯穿件绝缘支撑盘绝缘击穿短路故障,造成反应堆非计划停堆停机,发生故障的中压电气贯穿件均为国外同一厂家同一批次设计生产的产品。上述故障造成核电厂巨大经济损失的同时,也对反应堆的安全稳定运行提出了挑战。本文针对发生故障的绝缘支撑盘和中国核动力研究设计院同类型产品开展试验研究,力求找到中压电气贯穿件绝缘支撑盘故障的主要原因,为电厂运维和产品设计生产提供参考依据。试验分析结果表明:中压电气贯穿件绝缘支撑盘在材料选型和成型工艺等方面存在一定缺陷,导致其绝缘耐潮性能不佳,是发生绝缘击穿故障的主要原因。 展开更多
关键词 安全壳 电气贯穿件 绝缘支撑盘 耐潮性能
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轻水堆严重事故及可能的缓解措施 被引量:10
6
作者 徐进良 薛大知 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第5期423-430,共8页
现有概率安全评价指出,常规轻水堆的堆芯熔化频率及安全壳失效,放射性大量释放的频率都是很低的。但这些风险对于下一代先进轻水堆来说是不能忽略的。近年来西方对下一代先进轻水堆的安全目标作了更高的要求,即在严重事故的条件下,... 现有概率安全评价指出,常规轻水堆的堆芯熔化频率及安全壳失效,放射性大量释放的频率都是很低的。但这些风险对于下一代先进轻水堆来说是不能忽略的。近年来西方对下一代先进轻水堆的安全目标作了更高的要求,即在严重事故的条件下,仍然能保证安全壳的完整性,而无需采取应急措施。这就要求对严重事故现象有足够的认识,以便对严重事故设置相应的缓解措施。本文简述了严重事故的物理现象、机理及可能的缓解策略,综述了这方面的研究进展。 展开更多
关键词 轻水堆 安全壳 高压堆芯熔化 事故处理
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CNP1000安全壳1∶10模型的模态分析 被引量:7
7
作者 庄萌 王宗纲 钱稼茹 《河北工程大学学报(自然科学版)》 CAS 2007年第3期7-11,共5页
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。... 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。 展开更多
关键词 CNP1000安全壳 有限元 锤击激励 模态分析
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Comparison of Risk Assessment for a Nuclear Power Plant Construction Project Based on Analytic Hierarchy Process and Fuzzy Analytic Hierarchy Process 被引量:6
8
作者 Dae-Woong Shin Yoonseok Shin Gwang-Hee Kim 《Journal of Building Construction and Planning Research》 2016年第3期157-171,共15页
Recently, plant construction throughout the world, including nuclear power plant construction, has grown significantly. The scale of Korea’s nuclear power plant construction in particular, has increased gradually sin... Recently, plant construction throughout the world, including nuclear power plant construction, has grown significantly. The scale of Korea’s nuclear power plant construction in particular, has increased gradually since it won a contract for a nuclear power plant construction project in the United Arab Emirates in 2009. However, time and monetary resources have been lost in some nuclear power plant construction sites due to lack of risk management ability. The need to prevent losses at nuclear power plant construction sites has become more urgent because it demands professional skills and large-scale resources. Therefore, in this study, the Analytic Hierarchy Process (AHP) and Fuzzy Analytic Hierarchy Process (FAHP) were applied in order to make comparisons between decision-making methods, to assess the potential risks at nuclear power plant construction sites. To suggest the appropriate choice between two decision-making methods, a survey was carried out. From the results, the importance and the priority of 24 risk factors, classified by process, cost, safety, and quality, were analyzed. The FAHP was identified as a suitable method for risk assessment of nuclear power plant construction, compared with risk assessment using the AHP. These risk factors will be able to serve as baseline data for risk management in nuclear power plant construction projects. 展开更多
关键词 COMPONENT Analytic Hierarchy Process (AHP) Fuzzy Analytic Hierarchy Process (FAHP) Nuclear Power Plant reactor containment Building (RCB) Risk Assessment
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安全壳中钢衬壳热屈曲问题理论与实验研究(Ⅱ)──实验部分 被引量:3
9
作者 范钦珊 丁红丽 +1 位作者 徐秉业 陈正新 《力学学报》 EI CSCD 北大核心 1999年第1期84-90,共7页
钢衬壳热屈曲问题是核工程安全壳设计中的主要问题,但实验研究方面的文章发表得不多文中以200兆瓦核电站安全壳中钢衬壳为研究对象,采用局部1:1模型,测得了钢衬壳热屈曲温度和应变载荷,给出了钢衬壳屈曲和初始后屈曲过程中挠度和... 钢衬壳热屈曲问题是核工程安全壳设计中的主要问题,但实验研究方面的文章发表得不多文中以200兆瓦核电站安全壳中钢衬壳为研究对象,采用局部1:1模型,测得了钢衬壳热屈曲温度和应变载荷,给出了钢衬壳屈曲和初始后屈曲过程中挠度和温度关系、以及膜应变和温度关系,实验测得钢衬壳具有局域屈曲的现象。 展开更多
关键词 钢衬壳 热屈曲实验 安全壳设计 反应堆
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基于荷载时程分析法的飞机撞击反应堆安全壳的对比研究 被引量:4
10
作者 李亮 潘蓉 +2 位作者 朱秀云 胡勐乾 詹佳硕 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2015年第9期17-21,共5页
应用非线性有限元分析程序LS-DYNA,利用欧洲压水堆EPR核电厂所采用的超设计基准事件大型商用飞机恶意撞击安全壳的等效荷载曲线和HAD101/04《核电厂厂址选择的外部人为事件》中提供的设计基准事件波音707-320小型飞机等效荷载曲线分别... 应用非线性有限元分析程序LS-DYNA,利用欧洲压水堆EPR核电厂所采用的超设计基准事件大型商用飞机恶意撞击安全壳的等效荷载曲线和HAD101/04《核电厂厂址选择的外部人为事件》中提供的设计基准事件波音707-320小型飞机等效荷载曲线分别作用在某反应堆安全壳上,比较两种不同的荷载曲线对同一反应堆安全壳的响应。 展开更多
关键词 飞机撞击安全壳 荷载时程分析法 非线性有限元分析
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Case Study of Reactor Containment Building Construction in Nuclear Power Plant
11
作者 Hyomin Song Sangyong Kim +1 位作者 Yooseok Shin Gwang-Hee Kim 《Journal of Building Construction and Planning Research》 2014年第3期173-182,共10页
It is very important to reduce the construction duration of the Reactor Containment Building (RCB) when considering the more than 50 months on average from concrete placement to completion. Through a case study, this ... It is very important to reduce the construction duration of the Reactor Containment Building (RCB) when considering the more than 50 months on average from concrete placement to completion. Through a case study, this study performs a pre-study for the reduction of construction duration in nuclear power plant project based on construction process of the RCB. The actual data of the case study have been collected and analyze the process and the external wall drawings of the RCB with construction practitioners. As a result of that, it is necessary to modularize the external wall form for equipment hatch and to extend the height of one layer of the external wall form to reduce the construction duration of RCB. The results of this study will be utilized to reduce construction duration of the nuclear power plant. 展开更多
关键词 NUCLEAR reactor NUCLEAR Power PLANT reactor containment Building FORM WORK
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秦山核电厂反应堆安全壳整体密封性能试验 被引量:4
12
作者 石益洲 肖德定 江邦治 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1992年第3期193-199,5,共7页
简要介绍秦山核电厂反应堆安全壳的整体密封性能试验,包括试验方法、试验程序及过程、使用的仪表和测量系统;以及试验结果。文中还初步探讨了影响试验结果的一些重要因素。
关键词 反应堆 安全壳 密封 核电厂 秦山
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第三代核电站华龙一号反应堆厂房大体积混凝土温度应力模拟 被引量:2
13
作者 张忠 向群 +5 位作者 耿秀伟 刘洪力 程敦旵 岳红波 汪洋 姚辉 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2016年第10期39-42,186,共5页
华龙一号核电站是中国自主研发的第三代核电技术,其安全壳混凝土的强度对结构自身强度和公众安全具有重大的意义,作为屏蔽结构重要部件之一的厂房基础不仅承担着支承结构的功能,而且是防止核泄露的重要环节,其对混凝土抗裂要求更高。华... 华龙一号核电站是中国自主研发的第三代核电技术,其安全壳混凝土的强度对结构自身强度和公众安全具有重大的意义,作为屏蔽结构重要部件之一的厂房基础不仅承担着支承结构的功能,而且是防止核泄露的重要环节,其对混凝土抗裂要求更高。华龙一号基础采用的多层段合并整体浇筑施工技术对缩短核电工期具有重要的意义,但大体积混凝土施工中的抗裂技术需要进一步研究。基于第三代核电站反应堆厂房大体积混凝土基础施工,通过开展科学分层、优化结构设计,很好地控制了大体积混凝土施工裂缝的发生和开展。 展开更多
关键词 温度应力 大体积混凝土 反应堆厂房 华龙一号 第三代核电站
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大亚湾核电站反应堆安全壳预应力技术 被引量:2
14
作者 王连文 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2000年第8期73-74,78,共3页
大亚湾核电站反应堆安全壳预应力工程 ,采用法国标准的FreyssinetMonogroup体系 ,由 1 9股或 36股T1 6钢绞线组成钢束穿入刚性及半刚性导管中进行后张拉得到预应力。安全壳预应力分为水平、竖向和穹顶 3个系统 ,水平方向采用 360°... 大亚湾核电站反应堆安全壳预应力工程 ,采用法国标准的FreyssinetMonogroup体系 ,由 1 9股或 36股T1 6钢绞线组成钢束穿入刚性及半刚性导管中进行后张拉得到预应力。安全壳预应力分为水平、竖向和穹顶 3个系统 ,水平方向采用 360°全周长布置。钢束张拉需严格按规定的先后张拉次序进行。为防止钢绞线锈蚀 ,张拉后导管内用缓凝水泥浆灌浆。 展开更多
关键词 反应堆安全壳 预应力技术 核电站
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基于无线传感器网络的安全壳裂缝实时监测系统 被引量:1
15
作者 徐亚明 黎建洲 周建国 《测绘地理信息》 2017年第3期7-9,13,共4页
反应堆安全壳在整体打压试验期间的表面裂缝实时监测对于掌握安全壳的健康状况具有重要意义。针对现有监测手段存在的不足,利用无线传感器网络技术设计实现了反应堆安全壳表面裂缝实时监测系统。通过在某反应堆安全壳穹顶上进行的一系... 反应堆安全壳在整体打压试验期间的表面裂缝实时监测对于掌握安全壳的健康状况具有重要意义。针对现有监测手段存在的不足,利用无线传感器网络技术设计实现了反应堆安全壳表面裂缝实时监测系统。通过在某反应堆安全壳穹顶上进行的一系列试验,验证了该系统的稳定性。 展开更多
关键词 反应堆安全壳 无线传感器网络 裂缝实时监测系统
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核供热堆安全壳设计方案的探讨 被引量:1
16
作者 郑文祥 张亚军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第5期424-427,共4页
介绍了壳式核供热堆几种安全壳的设计特点。根据核供热堆的实践和该堆安全壳功能的分析比较, 提出了取消“紧贴式”钢安全壳、采用大容积砼壳作为第三道安全屏障的可能性。
关键词 核供热堆 安全壳 一体化布置 非能动安全 设计
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安全壳空气冷却机组电机故障分析 被引量:1
17
作者 蒋严军 《中国核电》 2012年第1期74-80,共7页
恰希玛核电站二期(C2项目)安全壳空气冷却机组,在项目调试阶段的连续烧毁,暴露出该机组风机存在的问题是共性的。在此基础上,分析风机存在问题的原因,为后续及同类产品提供借鉴和参考。
关键词 安全壳空气冷却系统 单列深沟球轴承 单列角接触球轴承 风机 电机 热膨胀
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