核电站安全壳

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核电站安全壳人员闸门贯穿件密封元件研究
《设备管理与维修》2024年第17期38-42,共5页王天湣 
某核电站人员闸门机械贯穿件,主要用于贯穿闸门舱室连接人员闸门机械结构,原贯穿件密封元件为三元乙丙O形橡胶圈,在长时间运行之后,由于设计压缩率大、缺乏定期润滑,易导致密封圈过度磨损,大大降低密封圈的使用寿命。新型异型密封圈,设...
关键词：人员闸门 贯穿件 密封元件 O形密封圈 
核电站安全壳变位系统殷钢丝材腐蚀分析
《金属功能材料》2024年第4期97-106,共10页申彤 朱建斌 鲍宇 李恒敬 芦瑶 陈可润 
中国五矿集团有限公司青年科技基金项目(2022QNJJ01)。
针对某核电站安全壳变位测量系统丝材发生腐蚀断裂等问题,亟需选择出一种适宜某核电站安全壳变位现场监测丝材。基于此,首先根据某核电站现场环境统计数据以及参考标准制定了试验环境参数;其次通过文献调研法与实际调研确定了试验材料...
关键词：核电站 变位监测 盐雾老化试验 腐蚀分析 
核电站安全壳打压试验泄压速率优化研究
《电工技术》2024年第11期226-228,共3页郭裕丰 王志永 王洪凯 
核电站安全壳打压试验是机组大修期间的绝对关键路径工作,试验执行质量影响机组大修的总体进度。其中泄压速率作为决定安全壳打压试验工期的重要因素,通过建立核电站安全壳内外结构仿真模型,对25 kPa/h泄压速率时安全壳结构的安全性进...
关键词：核电站 安全壳 泄压速率 打压试验 数值仿真模型 
核电站安全壳密封性能测试研究进展综述
《工业建筑》2024年第5期33-42,共10页王友刚 孙运轮 马鹏举 解玉建 吴震 贺敏 侯钢领 
中核能源科技有限公司项目(KY61600210007);中核集团集中研发项目(ZHJTJZYFWD2020);烟台市校地融合发展项目(22MZ03CD012)。
安全壳是核电站发生事故后,有效防止放射性物质泄漏的最后一道屏障,也是保障核电站安全稳定运行的重要设施之一,因此其密封性能至关重要。在核电站调试和运行期间均需要开展核电站安全壳密封性试验,以测试其密封性能。介绍了国内外关于...
关键词：安全壳 密封性能测试 研究进展 未来研究方向 
长周期地震动作用下某EPR核电站安全壳的隔震性能分析
《福建建筑》2024年第3期79-85,共7页林树潮 
2023年泰山学院博士科研启动基金项目(第一批);西京学院2021年国家级“大学生创新创业训练计划”项目(202112715007X)。
核电站安全壳是切实有效保证核电站安全的必备设施。研究长周期地震动作用下的安全壳隔震性能,对安全壳具有十分重要的理论意义和工程应用价值。以某EPR核电站安全壳为研究模型,考虑了该安全壳自重和预应力系统,采用软件ANSYS建立复杂...
关键词：核电站 安全壳 长周期地震动 基础隔震 双线性滞回模型 数值仿真分析 
核电站安全壳内大空间温度场和速度场模拟分析
《暖通空调》2023年第S02期403-407,共5页樊铁鑫 牛奇 魏涛 黄东山 
某压水堆核电站设计阶段将安全壳内初始空气平均温度作为事故后分析的输入参数。考虑到安全壳内空气温度场分布的复杂性,对核电站实际运行工况下反应堆厂房主操作台以上大空间测温仪表测量结果的代表性存疑。本文介绍了一种分析方法:基...
关键词：安全壳 大空间 温度场 速度场 数值模拟 
核电站安全壳空气平均温度计算方法研究及应用
《暖通空调》2023年第S02期408-411,共4页牛奇 樊铁鑫 黄东山 曾宪斌 
核电站安全壳空气平均温度是评估核电站安全运行的重要指标之一,对核电站的正常运行和事故应对具有重要意义。本文结合安全壳理论模型,提出安全壳空气平均温度的计算方法,并结合实际案例,进行性能评估和分析,以期对后续核电站安全壳平...
关键词：核电站 安全壳 空气平均温度 计算方法 应用 
核电站安全壳结构健康检验检测技术研究综述
《智能建筑与智慧城市》2023年第12期20-22,共3页任琦 王娟娟 李晨 张超 张硕 孙可可 
核电站安全壳作为最后一道保护屏障,其结构健康对核电站的安全稳定运行有重大影响。安全壳的结构形式多样且复杂,由此也对结构健康检验检测技术提出了更高的要求。为方便企业技术人员及科研人员了解相关检验检测技术及研究成果,文章对...
关键词：核电站 安全壳 建筑结构 检验检测 
核电站安全壳内乏燃料水池事故工况液位计国产化研发被引量：1
《仪器仪表用户》2023年第8期57-61,共5页彭运美 董帅军 高飞洋 贺博 
田湾核电站VVER堆型机组的乏燃料水池位于安全壳厂房,在严重事故工况下其运行环境极端恶劣,普通型乏燃料水池液位计无法保证对液位状态的可靠监测。由于现用的改进型电容式乏燃料水池液位计运行不稳定且原型仪表停产,田湾核电站基于导...
关键词：安全壳内乏燃料水池 事故工况 导波雷达液位计 国产化 
某EPR核电站安全壳预应力摩擦损失的试验研究
《特种结构》2022年第6期57-60,共4页林树潮 胡志强 韩建强 
唐山市重点研发计划项目(19150232E)。
本文以欧洲提出的第三代原子能反应堆(Evolutionary power reactors,简称EPR)核电站安全壳为工程背景,对预应力筋系统中水平预应力筋、竖向预应力筋和穿过穹顶的预应力筋的预应力摩擦损失进行一系列的现场试验研究。研究结果表明,水平...
关键词：EPR核电站 安全壳 预应力摩擦损失 现场试验 摩擦系数 伸长量 
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