異型沉箱結(jié)構(gòu)在核電廠臨時取水設(shè)施中的研究

沉箱結(jié)構(gòu)被廣泛應用于港口工程重力式碼頭結(jié)構(gòu)中,作為碼頭的墻身結(jié)構(gòu).針對lng項目取水的需求,設(shè)計了一種不同于傳統(tǒng)沉箱的異型沉箱作為lng項目的取水泵房,并根據(jù)實際施工能力,提出了沉箱二次澆注的設(shè)計方案.首先,在岸上預制沉箱外壁與底板,安裝定位后,二次現(xiàn)澆沉箱內(nèi)隔墻、支撐橫梁、立柱等.施工期浮運、安裝過程中,由于沉箱未整體成型,根據(jù)受力特點采用鋼結(jié)構(gòu)對沉箱外壁進行支撐.本工程以不同時期的荷載要求為基礎(chǔ),結(jié)合可行的施工方案,對沉箱結(jié)構(gòu)進行了詳細設(shè)計,實現(xiàn)了大型異型沉箱在lng取水工程方面的應用,可以為類似工程提供借鑒.

日本福島核事故后,國家核安全局要求我國在建、新建核電廠需進一步提高應對全廠斷電事故(sbo)的能力,增強超設(shè)計基準工況下實現(xiàn)堆芯冷卻的應急補水能力,特別增設(shè)《應急設(shè)施存儲廠房與燃油補給中心》,以應對全廠失電情況下的應急要求。該廠房抗震設(shè)計要求:按照廠址所在地區(qū)地震基本烈度提高一度,并按照廠址基準地震動sl2(相當?shù)牡孛婕铀俣?進行校核。

某核電廠調(diào)試運行以來,冷凍水控制系統(tǒng)由于原設(shè)計不足,一直存在雙系統(tǒng)控制耦合問題及控制邏輯缺陷,嚴重影響了機組的安全穩(wěn)定運行,本文介紹了在冷凍水控制系統(tǒng)采用新型dcs后,能夠很好地解決原控制系統(tǒng)存在的問題,大大提高了核電廠的安全性,并對改造中遇到的問題進行闡述,為實現(xiàn)核電廠dcs控制系統(tǒng)的推廣應用提供一定的借鑒。

某核電廠調(diào)試運行以來,冷凍水控制系統(tǒng)由于原設(shè)計不足,一直存在雙系統(tǒng)控制耦合問題及控制邏輯缺陷,嚴重影響了機組的安全穩(wěn)定運行,本文介紹了在冷凍水控制系統(tǒng)采用新型dcs后,能夠很好地解決原控制系統(tǒng)存在的問題,大大提高了核電廠的安全性,并對改造中遇到的問題進行闡述,為實現(xiàn)核電廠dcs控制系統(tǒng)的推廣應用提供一定的借鑒.

我國以往電廠工程盾構(gòu)隧道直徑大多數(shù)是4000mm左右,而三門核電廠取水工程采用的自流引水管盾構(gòu)隧道內(nèi)徑達6200mm,在我國核電廠取水工程中尚屬首次應用。分析了取水構(gòu)筑物工程地質(zhì)條件,對工程盾構(gòu)法隧道設(shè)計和施工工藝進行了介紹,為今后類似工程提供借鑒。

核電廠的現(xiàn)場施工

核電廠風機

我國核電廠多集中于南方沿海溫暖地區(qū),隨著建設(shè)范圍的擴展,面臨寒冷條件下冬季施工的問題.民用領(lǐng)域已成熟的冬期施工技術(shù)能否應用于核電廠建設(shè)領(lǐng)域,本文進行了初步探索.

介紹了我公司在核電廠設(shè)計中采用電纜敷設(shè)軟件的原因和現(xiàn)狀,總結(jié)了pericles軟件所具有的基本功能,結(jié)合pericles軟件的使用實踐指出了該軟件的不足之處,并展望了核電設(shè)計用電纜敷設(shè)軟件今后的發(fā)展方向。

以我國自主設(shè)計的某第三代核電站反應堆廠房內(nèi)置換料水箱和外層安全殼外掛水箱抗震設(shè)計為背景，采用附加質(zhì)量法、光滑粒子流體動力學法（sph）和耦合歐拉-拉格朗日（cel）法進行了流固耦合分析，并對三種方法的計算結(jié)果和優(yōu)缺點進行了對比。分析表明：相比于其他兩種方法，附加質(zhì)量法計算結(jié)果明顯偏于保守；當粒子的數(shù)量足夠多時，sph法的計算結(jié)果與cel法較為接近，但大量粒子的引入會影響計算效率；cel法是三種分析方法中計算精度最高的一種，但用cel法分析復雜異形水箱時容易出現(xiàn)漏水問題。針對實際工程中不同的流固耦合問題，應選擇合適的分析方法。

核電廠選址中的地震地質(zhì)問題ppt——（1）根據(jù)地震構(gòu)造和地震活動性特征評價廠址所在地區(qū)的區(qū)域地殼穩(wěn)定性?！　。?）對影響廠址合格性所涉及的關(guān)鍵問題，如發(fā)震構(gòu)造、能動斷層等作出初步評價。　?。?）對廠址區(qū)由地震引起的潛在地質(zhì)災害作出初步評價?！　?..

iaea 國際原子能機構(gòu) 安全標準 叢書 安全導則 no.ns-g-2.1 核電廠運行中的火災安全 國際原子能機構(gòu)安全相關(guān)出版物 國際原子能機構(gòu)（原子能機構(gòu)）安全標準 根據(jù)原子能機構(gòu)《規(guī)約》第三條的規(guī)定，原子能機構(gòu)受權(quán)制定或采取旨在保護 健康及盡量減少對生命與財產(chǎn)的危險的安全標準，并規(guī)定適用這些標準。 原子能機構(gòu)借以制定標準的出版物以國際原子能機構(gòu)安全標準叢書的形式印 發(fā)。該叢書涵蓋核安全、輻射安全、運輸安全和廢物安全以及一般安全（即涉及上 述所有安全領(lǐng)域）。該叢書出版物的分類是安全基本法則、安全要求和安全導則。 安全標準按照其涵蓋范圍編碼：核安全（ns）、輻射安全（rs）、運輸安全 （ts）、廢物安全（ws）和一般安全（gs）。 有關(guān)原子能機構(gòu)安全標準計劃的信息可訪問以下原子能機構(gòu)因特網(wǎng)網(wǎng)址： http://www-ns.iaea.org/standards/ 該網(wǎng)

核電是一種高效、清潔、穩(wěn)定可靠的能源,是低碳時代解決電力短缺造福于人類的新興能源.對于核電站來說,順利開展維修活動是其正常運行和保障安全的基礎(chǔ).文章綜合人因失誤理論,分析了個人、技術(shù)、組織管理三個方面的影響核電廠維修的人因失誤原因,并據(jù)此提出了核電站維修中人因失誤的預防策略.

smirt16,washingtondc,august2001paper#1555transactions,

核電廠基于模擬技術(shù)的儀控系統(tǒng)在設(shè)備故障、設(shè)備老化、備件供應、維修成本等方面面臨越來越嚴峻的挑戰(zhàn),甚至影響到電站的安全、穩(wěn)定和經(jīng)濟運行?；诤穗姀S儀控系統(tǒng)數(shù)字化改造的復雜性和核安全風險,對儀控數(shù)字化改造整個周期內(nèi)的改造工作、主要技術(shù)問題開展研究是非常必要的,有利于降低核電廠儀控數(shù)字化改造風險,保證改造順利進行。

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指出建筑防火分隔概念是國家標準gb50745—2012核電廠常規(guī)島設(shè)計防火規(guī)范編制過程中建筑部分的核心內(nèi)容,就防火分隔概念的產(chǎn)生、定義以及在核電廠建筑防火設(shè)計中的理解和如何運用進行了詳細解釋和分析,新設(shè)計概念的提出對于指導核電廠建筑消防設(shè)計具有重要意義。

《壓水堆核電廠的運行》 課程論文 題目：ap1000核電廠與二代壓水堆核電廠主 泵運行的比較 學號： 姓名： 班級： 專業(yè)： 2012年11月 ap1000核電廠與二代壓水堆核電廠 主泵運行的比較 摘要：綜合介紹美國西屋公司第三代先進壓水堆ap1000屏蔽式 電動主泵以及現(xiàn)代壓水堆核電廠使用最廣泛的冷卻劑泵—軸密封泵。 通過對屏蔽式電動主泵和軸封泵功能及機械結(jié)構(gòu)方面的介紹,分析比 較ap1000核電廠與二代壓水堆核電廠主泵的運行。 關(guān)鍵詞：壓水堆核電站ap1000屏蔽式電動主泵軸封泵 二代壓水堆主泵運行比較 abstract:thesynthesisoftheu.s.westinghousethirdgenerationof advancedpressurizedwaterreactorap1000shieldedelectri

針對氣動調(diào)節(jié)閥在核電廠的應用及工作原理進行了簡單介紹,并根據(jù)其在機組調(diào)試過程中遇到的各種問題及解決方法進行具有針對性的討論和分析,確保其在核電廠運行中的安全性。

結(jié)合核電廠工程特點,介紹了gps技術(shù)在某核電廠首級平面控制網(wǎng)設(shè)計和施測中的應用,重點對gps測量布網(wǎng)設(shè)計、數(shù)據(jù)觀測進行了闡述,分析了實施環(huán)節(jié)中需關(guān)注的問題和相關(guān)技術(shù)要求,最后對gps首級平面控制網(wǎng)的觀測質(zhì)量、成果精度進行了評價總結(jié),達到了預期的目標。

i astudyonthetechniguesoffirehazard analysisfornuclearpowerplants ii ..............................................................................................................................1 ..............................................................................................................................3 ..............................................................

核電廠操縱員職業(yè)適宜性研究