安全壳介绍

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本质安全术语解释

本质安全术语解释

本质安全术语解释
本质安全是指在设计、构建和运营阶段考虑安全问题,采取有效的措施确保系统或设备在故障或失误情况下也能保持安全状态的一种技术手段。

在本质安全设计中,采用了多层次和多重保护措施,以实现对人员、环境和财产的全面保护。

本质安全的概念已经广泛应用于化工、石油、天然气、核电等行业,并在工业安全领域具有重要的地位。

在本质安全术语中,以下几个术语需要解释:
1. 本质安全级别:指对设备或系统进行本质安全设计的程度和要求。

根据国际标准,本质安全级别分为四个等级,从高到低分别为第一类、第二类、第三类和第四类。

其中第一类为最高级别,要求采用最严格的措施确保系统的安全性。

2. 安全壳:是指在本质安全设计中采用的一种措施,通过构建一个包围设备的物理屏障来保护设备。

安全壳通常由防爆钢板等材料构成,具有高强度、高耐腐蚀性和高抗震性能。

3. 安全系统:是指在本质安全设计中采用的一种措施,通过采用多个保护层次和多种故障检测手段,确保设备在发生故障或意外情况下仍能保持安全状态。

安全系统通常包括硬件和软件两部分,具有高可靠性和高稳定性。

4. 安全控制:是指在本质安全设计中采用的一种措施,通过采用先进的控制技术和算法,确保设备在正常和异常情况下都能安全运行。

安全控制通常采用多种控制方法,如逻辑控制、故障检测、安全检查和预警等,以保证设备的安全性和稳定性。

5. 安全评估:是指在本质安全设计中采用的一种措施,通过对设备或系统进行全面的安全评估,确定设备的安全性和可靠性。

安全评估通常包括风险分析、安全性能评估、安全检查和测试等多个环节,以确保设备在各种情况下都能保持安全状态。

AP1000安全壳人员闸门操作

AP1000安全壳人员闸门操作

AP1000安全壳人员闸门操作发布时间:2023-03-08T04:02:46.063Z 来源:《福光技术》2023年3期作者:欧阳鸿儒[导读] 安全壳人员闸门(CNS-MY-Y03/04)属于AP1000安全壳系统,人员闸门提供人员进出安全壳的通道,是焊接钢组件结构,具有两个串联的、带双重垫片的压力固定门。

三门核电有限公司运行处浙江省台州市摘要:安全壳人员闸门(CNS-MY-Y03/04)属于AP1000安全壳系统,人员闸门提供人员进出安全壳的通道,是焊接钢组件结构,具有两个串联的、带双重垫片的压力固定门。

人员闸门内部及内外侧各有两个手轮,在三个位置均能操纵两道门。

在联锁状态下,两扇门禁止同时开启,禁止同时操作;联锁解锁后,两扇门可以同时开启。

关键字:联锁;操作 Containment gate operation Author's name:OuyangHongru (Sanmen nuclear power co. Ltd.OPS Taizhou city,Zhejiang province)Abstract:Containment personnel gate(CNS - MY - Y03/04)belongs to the AP1000 containment system,gate to provide personnel in and out of the containment of the channel,is welded steel structure component,has two series,with double fixed door gasket pressure. Inside the gate and inside and outside each have two handwheel,can manipulate the two doors in three locations. In the state of interlock,two doors are forbidden to open at the same time and operation at the same time;When the interlock is unlocked,both doors can be opened at the same time. Keywords:Interlocking;Operation.1.安全壳人员闸门简介AP1000安全壳总共配置了两个人员闸门,一个位于135平台的上部人员闸门,另一个位于107平台的下部人员闸门,分别邻近每个设备闸门;每个人员闸门的外径约3.048m,满足闸门内门开启的要求,闸门内门宽1.067m、高2.032m。

AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍

AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍

第38卷第2期核科学与工程V ol.38 No.2 2018年4月Nuclear Science and Engineering Apr.2018AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍赵 旭,晏桂珍,丁海明(山东核电设备制造有限公司,山东海阳265118)摘要: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。

关键词:AP1000;钢制安全壳;结构完整性试验;应变;位移中图分类号:TL48文章标志码:A文章编号:0258−0918(2018)02−0204−07Introduction to Structural Integrity Test ofAP1000 Steel Containment VesselZHAO Xu, YAN Gui-zhen, DING Hai-ming(Shandong Nuclear Power Equipment Manufacturing Co. Ltd, Haiyang, Shandong Prov.265118,China)Abstract: This paper introduces the method and flowchart for structural integrity test (SIT) of AP1000 containment vessel, summarizes the difficulties and focal points of SIT test. By analyzing the test results, the containment structure integrity test method in this paper can simulate the containment status under the design benchmark condition, this method has the ability to analyze the strength data of the safety shell.Key words: AP1000;Steel containment vessel; Structural integrity test; Strain; DisplacementAP1000钢制安全壳是阻止放射性物质向环境释放的最后一道屏障,也是最终热阱的非能动安全级换热界面[1]。

核反应堆的控制手段与安全措施

核反应堆的控制手段与安全措施

核反应堆的控制手段与安全措施核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。

为了确保核反应堆的安全运行,需要采取一系列的控制手段和安全措施。

本文将介绍核反应堆的控制手段和安全措施,以确保核反应堆的稳定运行和防止事故发生。

一、核反应堆的控制手段1. 控制棒:核反应堆中的控制棒是一种可以调节反应堆中裂变链式反应速率的装置。

控制棒一般由吸中子材料制成,如硼、银等。

通过控制棒的插入和抽出,可以调节反应堆中的中子流量,从而控制反应堆的功率。

2. 冷却剂:核反应堆中的冷却剂起到冷却燃料和带走热量的作用。

常用的冷却剂有水、氦气等。

通过调节冷却剂的流量和温度,可以控制反应堆的温度和热功率。

3. 反应堆堆芯设计:核反应堆的堆芯设计也是一种重要的控制手段。

通过合理设计反应堆的堆芯结构和燃料组织方式,可以实现对反应堆的控制和调节。

二、核反应堆的安全措施1. 燃料选择:核反应堆的燃料选择是确保核反应堆安全运行的重要措施之一。

选择稳定性好、热导率高、熔点高的燃料,可以减少燃料的热量积累和燃料的熔化风险。

2. 安全壳:核反应堆需要建造一个坚固的安全壳,以防止辐射泄漏和核材料外泄。

安全壳一般由混凝土和钢材构成,具有较高的抗压和防辐射能力。

3. 安全系统:核反应堆需要配备一系列的安全系统,以应对可能发生的事故。

常见的安全系统包括冷却系统、紧急停堆系统、放射性废物处理系统等。

4. 事故应急预案:核反应堆需要制定详细的事故应急预案,以应对可能发生的事故。

预案应包括事故诊断、事故处理和人员疏散等方面的内容,以确保事故发生时能够及时、有效地采取措施。

5. 安全培训和监管:核反应堆的操作人员需要接受专业的安全培训,熟悉核反应堆的操作规程和安全措施。

同时,核反应堆的运行需要受到严格的监管,以确保操作符合安全标准。

总结起来,核反应堆的控制手段和安全措施是确保核反应堆安全运行的重要保障。

通过合理使用控制棒、冷却剂和堆芯设计,可以实现对核反应堆的控制和调节。

安全壳介绍概述.

安全壳介绍概述.

• 福建福清核电安全壳形式: • 安全壳多数为顶部为球型的圆柱体预应力钢筋混 凝土建筑物。内衬6mm的钢板密封层,目前国际 上主要的安全壳都属于这种结构。福建福清核电 厂的反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立 式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶 三部分组成的封闭预应力混凝土结构。安全壳为 后张法施工的预应力钢筋混凝土结构,内侧有钢 衬里,形成一个圆柱状的密封空腔。安全壳内径 为37米,外径38.8米,筒身厚度为0.9米,筒身表 面为6mm厚的碳钢衬里,筒身部分由后张拉系统 用水平和垂直钢绞束产生预应力。标准段筒身高 度为45.75m,外圆周上均匀布置四个扶壁柱(扶 壁柱与筒身高度一致)。
• 在预应力安全壳中,事故压力荷载是由大量的双向预应力 钢束承受的,因此,安全壳结构不会出现脆性破坏,设计 压力也可不受限制,受力比较安全可靠。此外,不少的安 全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋,便于对预应力钢 束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年 代以后,在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍 采用。(80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土 14000米,预应力钢束近1000吨,施工期约需2~3年。)
• 安全壳的作用: • 安全壳是核电站的第三道安全屏障,在正常运行 时或失水事故(LOCA)造成的温度和压力下, 保证释放到环境的放射性物质在允许的限制内。 安全壳能够承受龙卷风、地震、海啸等自然灾害, 能承受外来飞击物的冲击,无论在以上各种恶劣 环境条件下,安全壳应具有良好的密封性和承受 失水事故压力的结构抗力。
• 安全壳的要求: • 根据《中华人民共和国核行业标准》EJ/T 926-95 规定,安全壳的设计必须满足强度和密封性的要 求:
• 安全壳的结构和类型: • 按照安全壳层数的区别,可分为单层安全壳和双 层安全壳。双层安全壳起密封作用的还是内层, 外层主要是防飞击物的撞击,保证反应堆堆芯的 安全。反应堆运行时安全壳内外层之间为负压, 即使内壳有泄漏时,放射性物质也不至于向外泄 漏。所以双层安全壳比单层更安全,缺点就是成 本相对较高。

核电站安全壳的材料与构造

核电站安全壳的材料与构造

安全壳的材料与构造50年代的“安全壳”,为了达到密封和坚固的目的,是做成球形的。

这是一个很大的球,直径大到20~30米,是用厚达50毫米的钢板压成弧形,一块块地拼焊起来的。

这要有很高的焊接技术,才能保证密封得很好。

这种巨大的圆球,构成了核电站特有的宏伟壮观的景色。

造一个这样大的球形钢壳,要用几百吨钢材。

钢材用得多还在其次,主要的困难在于焊接工艺不易达到要求。

几千块钢板,几万米焊缝,要做到一丝儿气体也不漏,实在是很困难,而且还要防止焊接中钢板变形。

既然安全壳是一种工业建筑,为什么不能用钢筋混凝土来造呢?60年代就为核电站建成了钢筋混凝土的安全壳,里面敷上钢衬里。

式样也从球彩演变为圆柱形上接一个半球形的盖,这样便于浇灌。

钢筋混凝土壳厚达一米,用来承受压力,而钢衬里只用来保持密封,这样,钢板可以用得很薄,焊接时就比较容易达到气密的要求了。

有时候由于要求更可靠的气密性,在钢衬里和混凝上壳之间留一层一米多厚的空气隙,空气隙内的气压比周围环境的大气压低一些,如果钢壳发生泄漏,有放射性的气体就漏入这空隙中,但是它不会再透过混凝土壳的裂缝漏到外面去,只能是外面的大气漏入空隙中。

漏入空隙中的有害气体便可吸入专门的处理设备中加以处理,以除去有害的成份。

为了使混凝土安全壳更加坚固,现在大部分新建的核电站都采用预应力混凝土安全壳。

它的原理很像紧箍木桶的铁箍的妙用。

在混凝土里嵌进许多纵横交错的钢丝绳,用巨大的螺旋机构将钢丝绳拉紧。

这样的安全壳十分可靠。

每一股钢丝绳都可以安装测力的仪器,随时检查拉紧的情况,如果有哪一根松了,便及时重新拧紧。

用这么多钢丝绳捆紧的混凝土壳,不可能一下子崩开。

要是损坏的话,总是先裂一条小缝,钢丝绳的弹力就会把这条小缝挤合。

这样的建筑物,固然没有窗,那么门有没有呢?门当然是要有的,不然怎么进去呢?不过这门也是密封的,而且还是十分坚固的。

学生教育设备的防护壳选择与使用指南

学生教育设备的防护壳选择与使用指南

学生教育设备的防护壳选择与使用指南随着科技的不断发展,学生教育设备如平板电脑、笔记本电脑等已成为学习的重要工具。

然而,这些设备通常较为脆弱,容易受到损坏。

为了延长设备的使用寿命,保护学生教育设备的防护壳成为必不可少的选择。

本文将介绍学生教育设备防护壳的选择与使用指南。

一、材质选择学生教育设备防护壳的材质选择至关重要。

常见的材质包括硅胶、塑料和金属。

硅胶材质具有良好的抗震性和防滑性能,能够有效缓冲设备受到的冲击,同时也能防止设备从手中滑落。

塑料材质相对较轻便,适合长时间携带。

金属材质则更加坚固耐用,但相对较重。

根据实际需求,选择适合的材质是至关重要的。

二、外观设计除了材质,外观设计也是选择学生教育设备防护壳时需要考虑的因素之一。

外观设计不仅仅是为了美观,更重要的是为了提供更好的使用体验。

例如,防护壳上应该有适当的开孔,以便使用者能够方便地插入耳机、充电器等设备。

同时,防护壳的设计还应该考虑到设备的散热问题,确保设备在使用过程中不会过热。

三、功能性能学生教育设备防护壳的功能性能也是选择的重要因素之一。

一些防护壳具有防水、防尘等功能,能够有效保护设备免受外界环境的影响。

此外,一些防护壳还具有防摔功能,能够在设备受到冲击时起到缓冲作用,降低设备损坏的可能性。

因此,在选择防护壳时,可以根据实际需求选择具备特定功能的产品。

四、安装与拆卸学生教育设备防护壳的安装与拆卸也是需要考虑的因素之一。

一些防护壳采用简单的装夹方式,可以轻松安装和拆卸,方便进行日常维护和清洁。

然而,一些防护壳可能需要更复杂的拆卸方式,需要使用特定工具才能完成。

因此,在选择防护壳时,应该考虑到安装与拆卸的便捷性。

五、价格与品牌最后,价格与品牌也是选择学生教育设备防护壳时需要考虑的因素之一。

市面上有各种各样的品牌和价格不一的防护壳可供选择。

在选择时,应该根据自己的经济能力和实际需求进行合理的选择。

同时,选择知名品牌的防护壳也能够获得更好的售后服务和质量保证。

严重事故下核电厂安全壳结构概率性能评价

严重事故下核电厂安全壳结构概率性能评价

添加 标题
安全壳结构材料:选择具有高可靠性和耐久 性的材料
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安全壳结构强度:满足设计基准事故和极限 事故的要求
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安全壳结构风险评估:考虑各种可能的风险因 素,如地震、洪水等自然灾害,以及人为因素, 如操作失误、设备故障等。
安全壳结构的优化设计和改进措施
优化设计:采 用高强度、高 韧性材料,提 高安全壳结构 的抗冲击能力
安全壳结构的失效概率分析
失效概率的定义: 安全壳结构在严重 事故下失效的概率
失效概率的计算方 法:基于概率论和 统计学的方法
失效概率的影响因 素:结构设计、材 料性能、环境条件 等
失效概率的应用: 评估核电厂的安全 性,为核电厂的设 计和运行提供依据
安全壳结构的可靠性和风险评估
添加 标题
安全壳结构设计:考虑各种能的事故场景 和工况
安全壳结构的设计要求和标准
抗震性能:能够承受地震等自然灾害的冲击
结构稳定性:能够保持结构的稳定性和完整 性
耐高温性能:能够承受核反应堆产生的高温
安全防护性能:能够防止放射性物质泄漏, 保护周围环境和人员安全
耐腐蚀性能:能够抵抗核辐射和化学物质的 腐蚀
设计标准:符合国家或国际核安全标准和规 范
严重事故下安全 壳结构的性能评 价方法
安全壳结构失效模式和失效准则
失效模式:包 括结构失效、 材料失效、功
能失效等
失效准则:根据 不同的失效模式, 设定相应的失效 准则,如强度、 刚度、稳定性等
失效概率:根据 失效模式和失效 准则,计算安全 壳结构在严重事 故下的失效概率
性能评价:根据 失效概率,对安 全壳结构的性能 进行评价,包括 安全性、可靠性、
概率性能评价方法的引入
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• 安全壳图示:
• 安全壳钢衬里:
• 福建福清核电厂的安全壳钢衬里是一层6mm的钢板密 封层,材料为20HR钢,用于保证安全壳的密封性。除 在建造阶段及对于飞射物撞击作用等特殊工况外,钢衬 里不得作为受力构件。根据EJ/T 926-95规定,钢衬里 必须满足:
a) 衬里必须锚固与安全壳混凝土内,但锚固点之间的局部 弯曲变形应不受阻碍;
• 在预应力安全壳中,事故压力荷载是由大量的双向预应力 钢束承受的,因此,安全壳结构不会出现脆性破坏,设计 压力也可不受限制,受力比较安全可靠。此外,不少的安 全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋,便于对预应力钢 束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年 代以后,在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍 采用。(80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土
图一:
• 钢筋混凝土安全壳 为了降低钢安全壳的造价, 60年代初美国首先采用了带有薄的碳钢衬里的钢 筋混凝土单层安全壳,它由内径超过30米的圆筒 壳和半球顶组成(图2 [钢筋混凝土安全壳])。沸 水堆核电站的安全壳尺寸较小,形状较为复杂, 筒壁多为锥壳与圆筒壳的组合结构。为了能承受 事故压力和温度作用,钢筋混凝土安全壳必须采 用排列很密的粗钢筋。这种壳的表面虽易开裂, 但由于它比较经济,目前仍被采用。
• 图二:
• 预应力混凝土安全壳 60年代中期首先应用于法国的EL4 核电站,其后在美国、加拿大等国迅速推广并有所发展。 大致经历了三个阶段:①第一代预应力混凝土安全壳的特 点是采用扁穹顶,筒壁环向预应力钢束由六个扶壁锚固, 所用钢束的极限承载力较低,筒壁施加的预压应力较高。 ②第二代也采用扁穹顶,但筒壁扶壁减少到三个,单根钢 束的承载力增大一倍,由于充分发挥普通钢筋的作用,筒 壁的预压应力有所降低。③第三代则把扁穹顶改为半球顶, 省去了传统的环梁,改善了安全壳结构的受力性能。穹顶 的预应力钢束也与筒壁的竖向钢束合而为一,因而比第二 代更经济合理。目前有的国家还在探索比第三代预应力安 全壳更为先进的结构形式,把环向锚固扶壁减少到两个, 以改善受力性能和减少总钢束数。有的国家在加紧研究无 衬里的预应力双层安全壳等新形式,以求得更加经济合理 的效果。
➢ 截锥体钢衬里:截锥体钢衬里呈倒锥状,由11块工厂预制 块现场焊接而成。安装在标高-4.506m至-0.500m。
• 筒体钢衬里:安全壳筒体钢衬里是非承重件,共12段由 118块工厂预制块现场安装焊接而成,其中1-5段每段11块, 6-12段每段9块。安装标高为-0.500m至44.830m。机械、 电器类贯穿件套筒分布在安全壳钢衬里截锥体、筒体1-5 段。各类贯穿件和非贯穿件锚固件分布在筒体6-12段和穹 顶钢衬里上【在安全壳钢衬里筒体壁板6~12段及穹顶壁板 上分布着237(1RC)/262(2RC)个非贯穿性锚固件和78 (1RC)/77(2RC)个贯穿性锚固件,其中包括设备闸 门卷扬机支撑贯穿性加强锚固件6个。安全壳衬里锚固件 的安全等级为2级,质保等级为QA1级。锚固件是为安装
安全壳
• 安全壳简介:
• 反应堆安全壳,英文名称为reactor container,其 定义为:为防止核反应堆在运行或发生事故时放 射性物质外逸的密闭容器,也称反应堆保护外壳。 核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质, 安全壳作为最后一道核安全屏障,能防止放射性 物质扩散污染周围环境。同时,也常兼作反应堆 厂房的围护结构,保护反应堆设备系统免受外界 的不利影响,它是一种体态庞大的特种容器结构。
• 安全壳的要求:
• 根据《中华人民共和国核行业标准》EJ/T 926-95 规定,安全壳的设计必须满足强度和密封性的要 求:
• 安全壳结构和类型:
• 按照安全壳层数的区别,可分为单层安全壳和双 层安全壳。双层安全壳起密封作用的还是内层, 外层主要是防飞击物的撞击,保证反应堆堆芯的 安全。反应堆运行时安全壳内外层之间为负压, 即使内壳有泄漏时,放射性物质也不至于向外泄 漏。所以双层安全壳比单层更安全,缺点就是成 本相对较高。
14000米,预应力钢束近1000吨,施工期约需2~3年。)
• 福建福清核电安全壳形式: • 安全壳多数为顶部为球型的圆柱体预应力钢筋混
凝土建筑物。内衬6mm的钢板密封层,目前国际 上主要的安全壳都属于这种结构。福建福清核电 厂的反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立 式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶 三部分组成的封闭预应力混凝土结构。安全壳为 后张法施工的预应力钢筋混凝土结构,内侧有钢 衬里,形成一个圆柱状的密封空腔。安全壳内径 为37米,外径38.8米,筒身厚度为0.9米,筒身表 面为6mm厚的碳钢衬里,筒身部分由后张拉系统 用水平和垂直钢绞束产生预应力。标准段筒身高 度为45.75m,外圆周上均匀布置四个扶壁柱(扶 壁柱与筒身高度一致)。
• 安全壳按材料可分成钢、钢筋混凝土及预应力混凝土三种。 • 钢安全壳 世界上第一个安全壳是1953年在美国西米尔顿
的诺尔斯核动力试验室建成的。但供工程实用的安全壳则 是在50年代后期,世界上第一批核电站投入商业运行而出 现的球形及圆筒形钢安全壳,尺寸较小。从60年代开始, 随着反应堆功率的提高,出现了内径超过30米的圆筒形安 全壳(图1 [圆筒形钢安全壳])。70年代,为了适应大功率 核电站的工艺布置,出现了球径达60米左右的钢球壳。为 了尽量避免焊后热处理,壁厚通常都控制在38毫米以内。 钢安全壳一般用作主安全壳,建造在与其相脱离的混凝土 次级安全壳里面。沸水堆的钢安全壳尺寸比压水堆的稍小, 多为球壳加上一小段筒壳,呈“烧瓶”型。由于工艺比较 成熟,目前钢安全壳仍被大量采用。
• 安全壳的作用:
• 安全壳是核电站的第三道安全屏障,在正常运行 时或失水事故(LOCA)造成的温度和压力下, 保证释放到环境的放射性物质在允许的限制内。 安全壳能够承受龙卷风、地震、海啸等自然灾害, 能承受外来飞击物的冲击,无论在以上各种恶劣 环境条件下,安全壳应具有良好的密封性和承受 失水事故压力的结构抗力。
b) 衬里能适应所有载荷效应,并能与混凝土协同变形,保
证安全壳的各种载荷效应下的密封性;
c) 衬里焊接必须采用无损于安全壳密封性的焊接方法。
• 安全壳钢衬里是为由底板钢衬里、截锥体钢衬里、筒体钢
衬里及穹顶钢衬里构成的一个闭合环:
➢ 底板钢衬里:安全壳钢衬里底板结构可分为预埋件、预埋 支撑、内环墙锚固件、外环垫板、衬里底板、检查槽和保 护槽八部分组成。
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