CPR1000核电机组安全壳试验浅析
CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统的设计改进_赵鑫
Analysis on Modification of Containment Filtration and Exhaust System of CPR1000
Zhao Xin, Ye Ziqin, Chen Li, Shen Renmin
China Nuclear Power Engineering Co. Ltd., Shenzhen, Guangdong, 518057, China
关键词：安全壳过滤排放系统；改进；独立；抗震 中图分类号：TM623 文献标志码：A
0引言
目前在建和已建的中国改进型百万千瓦级压 水堆（CPR1000）核电机组安全壳过滤排放系统 （EUF）为双堆共用，但其只能满足单台机组排 放的容量，而且未考虑抗震要求。原有的设计没 有考虑同一核电厂的 2 台机组或多台机组同时发 生严重事故的情况。
第 35 卷 第 2 期 2014 年 4 月 文章编号：0258-0926(2014)02-0110-04
核动力工程
Nuclear Power Engineering
Vol.35. No.2 Apr. 2014
CPR1000 核电厂安全壳过滤排放系统 的设计改进
赵 鑫，叶子青，陈 丽，沈仁敏
中广核工程有限公司，广东深圳，518057
4 结束语
EUF 系统改进方案很好地提高整个系统的抗 震性能，有效地提升了核电厂严重事故缓解能力
赵 鑫等：CPR1000 核电厂安全壳过滤排放系统的设计改进
113
和可靠性，对降低机组在严重事故工况下可带来 的安全风险有积极作用。同时，本文指出了系统 改进对相关区域的布置、土建结构设计、暖通系
统设计等带来的影响，为我国核电厂持续进行的 系统改进设计提供重要参考。
CPR1000核电厂安全壳永久性仪表系统自动化采集改造
2020年11月第22期总第464期内蒙古科技与经济Inner Mongolia Science Technology & EconomyNovember2020No.22 Total No.464CPR1000核电厂安全壳永久性仪表系统自动化采集改造梁招瑞（辽宁红沿河核电有限公司技术处，辽宁瓦房店116000）摘要：介绍了 CPR1000核电厂安全壳永久性仪表系统（EAU ）在现有系统基础上开发了 一套自动化采集装置，该装置一方面能实时采集数据，另一方面仍保留手动采集功能，最后对该装置系统的应用效果作了说明％关键词：核电站；安全壳；永久性仪表；自动化采集中图分类号:TM623 文献标识码:A 文章编号1007—6921（2020）22—0108—02安全壳作为核电厂核安全第三道屏障，必须具备良好的强度性能和密封性能，用来包容反应堆冷 却剂回路在发生失水事故产生的放射性裂变产物,确保核电工作人员和周围环境的安全°东北某 CRP1000核电机组，在工程移交后的商运阶段，安 全壳永久性仪表系统（EAU ）都是通过手动定期采 集数据来分析和评价安全壳的强度性能'手动采集数据手段不能实时监测安全壳的参数，采集过程易 出现人为偏差°试验过程中，人员需携带仪器进行多次爬高作业，存在较大工业安全风险°随着自动化采集技术的发展，各式各样的采集 器技术已经很成熟°自动化采集有其诸多的优点, 使其已成为一种发展的必然趋势'在现有系统基础 上开发一套自动化采集装置，一方面能实时采集数 据，另一方面仍保留手动采集功能，成为迫切需求°1 安全壳永久性仪表系统介绍安全壳仪表系统（EAU ）10主要由预埋在安全 壳混凝土内的铅垂线测量系统、安全壳局部应变及 温度测量系统、垂直钢束预应力测量系统、水准盒测 量系统和收敛计系统组成°通过EAU 系统获取安 全壳整体打压试验期间的安全壳变形、位移和沉降以及预应力钢索松弛度等参数，经过数据处理和分 析，评估安全壳结构强度是否满足：①强度抗力（局部应变）随压力呈线性可逆变化；②静态形变（安全壳直径、地基沉降等）随压力呈线性弹性可逆变形$ ③安全壳外观无损伤，裂缝宽度随压力呈可逆变化°为监测安全壳的结构强度，在安全壳浇筑期间共预埋有52支局部应变计、36支局部热电偶温度 计、12组铅垂线、11个静力水准罐、4个预应力钢缆测力计、1个收敛计°机组在工程移交后的商运阶 段，EAU 系统都是通过人工手动进行数据采集及处 理，执行一次完整的EAU 定期试验，需要工作人员对116个数据点进行采集，一次采集试验需3小时 〜4小时，并对读取的数据进行处理，耗时耗力°2 自动化采集装置及系统集成2. 1 系统的选择与开发自动化采集装置由数据控制模块、数据采集模块、设备控制软件、计算机、存储器等控制器组成，数 据采集器负责获取各种传感器的信号，通过总线系统与计算机通讯，将测量数据传送到计算机°改造后系统应能实现对各种传感器不同种类信号采集、实时安全壳强度参数监测，且依然能够使用便携式仪表同时对传感器信号进行人工采集应变计传感器输出频率信号（Hz ）水准罐传感器输出频率信号（Hz ）测力计传感器输出频率信号（Hz ）收敛计传感器输出频率信号（Hz ）热电偶传 感器经过变送器输出电压信号（V ）铅垂线传感器 输出电流信号（mA ） °自动化数据采集装置应满足系统内所有种类仪 表自动化采集的要求并且采集器的精度应满足一定 的要求°经过性能测试比较，最终采取澳大利亚DATATAKER 公司生产的数据采集模块DT85G系列的主采集单元，并在上述硬件设备基础上开发出了配套的数据采集与分析软件YJ —DeLogger5 °2. 2 主采集单元的技术参数DT85G 主采集单元的测量范围和对应的精度,如图1所示°图1 DT85测量范围和精度在常温环境下（5C 〜40C ）该主采集单元的基收稿日期：2020 —06-30作者简介：梁招瑞（1985—）,大学本科，工程师，就职于辽宁红沿河核电有限公司技术处%・108・梁招瑞•CPR1000核电厂安全壳永久性仪表系统自动化采集改造2020年第22期本精度如下。
CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析
CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析作者：苏晋来源：《科技视界》2018年第03期【摘要】作为非能动设计的代表堆型——AP1000，其安全系统设计理念与传统核电站存在着很大的区别。
本文从CPR1000堆型的安全注入系统以及AP1000的非能动堆芯冷却系统的系统组成、系统功能和系统运行几个方面着手，进行一个简要的介绍，在介绍的同时对比二者之间存在的差异，并对相应的差异进行比较分析，供核电专业技术人员参考。
【关键字】CPR1000；AP1000；非能动堆芯冷却系统；安全注入系统；差异中图分类号： TG316 文献标识码： A 文章编号：2095-2457（2018）03-0126-003Comparison and Analysis of Differences between CPR1000 and AP1000 Safety SystemsSU Jin（Nuclear Nuclear Power Operations Management Co.， Ltd.， Jiaxing， Zhejiang 314300，China）【Abstract】As the representative reactor design of APAM， the design concept of safety system is quite different from the traditional nuclear power plant. In this paper， a brief introduction is given from the aspects of system configuration， system function and system operation of the CPR1000 reactor safety injection system and AP1000 passive core cooling system. The differences between the two are introduced ， And comparative analysis of the corresponding differences for nuclear power professional and technical personnel for reference.【Key words】CPR1000； AP1000； Passive core cooling system； Safety injection system；Difference核电厂的安全注入系统在发生LOCA及失控冷却等事故时对于保证堆芯冷却，带走衰变热量以及防止重返临界起着至关重要的作用。
CPR1000核电站首台机组汽机高压缸测量元件密封面泄露问题处理谈核电汽轮机的测点安装
CPR1000核电站首台机组汽机高压缸测量元件密封面泄露问题处理谈核电汽轮机的测点安装摘要：针对CPR1000核电站首台机组岭澳核二期3号机组在系统热态功能试验（3HFT）时，高压缸进气温度测量套管（3GME581YT /591YT）与汽缸的连接部位发生较大面积蒸汽泄漏的事件，本文对CPR1000核电汽轮机组高压缸本体和主汽门上的热控测量孔等元器件安装检查方法进行了讨论，并对泄漏原因进行了分析，为后续的CPR1000项目核电站汽轮机组高压缸上热控测量元件的安装和检查提出了建议。
关键词：CPR1000核电站岭澳二期汽轮机高压缸热控测量孔蒸汽泄漏1. 事件描述2010年2月16日，在CPR1000核电站首台机组岭澳核二期3号首次进行机组热态功能试验（3HFT）期间，高压缸进气温度测量元件（3GME581YT /591YT）与汽缸的连接部位发生较大面积蒸汽泄漏，现场立刻采取了加强紧固的方式临时处理，保证热态功能试验的继续进行。
在热态功能试验结束之后，施工现场对泄漏的温度测点进行拆卸检查，发现高压缸本体及高压主汽门的大部分热控测量孔密封面存在较严重的加工不平整、管座与测量套管不同心等问题，致使高温压蒸汽进入后产生较大面积蒸汽泄漏。
2. 原因分析通过图纸核对和外方专家的技术确认，我们了解到，CPR1000核电站首台机组的高压缸属于我国首次引进的核电百万千瓦级半速汽轮机组（原型机为法国阿尔斯通半速机），汽轮机的进气压力约是6.8MP。
高压缸本体的热控测量孔是圆锥形的孔，采用六面形垫片密封，六面形垫片的A /B密封面分别和锥形面和热控测量接座密封面接触，密封线较窄（约2毫米），六面形垫片的材质为Q235材质，较一般的铜垫片硬，不易变形，且对加工面配合要求较高。
（图1）在针对高压缸热控测量孔的生产过程的加工处理上，工厂直接参考了外方的设计图纸，但忽视了图纸上对加工精度和密封面的较高配合的要求。
导致发货到现场的热控测量接座、六面形垫片、锥形密封面三者之间的配合效果不佳。
CPR1000核电厂安全级DCS研究
2012年8月第24期科技视界SCIENCE &TECHNOLOGY VISION 科技视界Science &Technology Vision0引言随着分散控制系统(DCS)的快速发展,DCS 所具有的开放性、高可靠性、快速性和可操作性逐步被认可,常规火电厂普遍采用DCS 作为综合控制系统。
DCS 是分散控制系统(Distributed Control System)的简称,它是一个由过程控制级和过程监控级组成的,以通信网络为纽带的多级计算机系统,其基本思想是分散控制、集中操作、分级管理、配置灵活、组态方便,大大增加了电厂控制的可靠性[1-3]。
数字化控制系统可以通过通信网络将分散在现场执行数据采集和控制功能的远程控制站与控制中心的各种操作站联接起来,共同实现分散控制、集中监控与管理[4]。
1核电站控制系统设计DCS 一般采用现场总线技术,大量信号通过网络传输,总线为虚拟环网结构,有较高的通信可靠性[5-7]。
核电站控制系统由安全级DCS、非安全级DCS、专用控制系统等3部分构成。
核电站控制系统设计应遵循如下原则:单一故障、多样性、独立性、冗余性等。
考虑安全性,核岛控制系统设置了部分硬接线的控制按钮和显示仪表,安全保护系统采用A、B 2个系列,4个保护通道,执行“4取2”逻辑。
2CPR1000核电站安全级DCS 控制系统设计目前新建的CPR1000核电仪控系统采用日本三菱电机和北京广利核联队提供的数字化仪控系统DCS,其中安全级DCS 采用日本三菱电机的MLETAC 系统,非安全级DCS 采用和利时的HOLLIAS-N 系统。
本文将对安全级DCS 系统进行研究。
安全级DCS 主要是由RPC,ESFAC,SLC,ARC,CCMS 以及SRC 等系统组成。
RPC 系统主要完成停堆保护功能,ES⁃FAC 和SLC 系统主要完成安全专设功能,CCMS 主要完成堆芯状态监视功能,而SRC 主要执行模拟量部分的SR 功能和部分手操功能。
谈CPR1000型压水堆核电厂内照射控制
谈 CPR1000型压水堆核电厂内照射控制摘要：本文介绍了CPR1000型压水堆核电厂内照射的来源、危害，分析总结了内照射控制与防护措施，并对控制限制、内污染监测手段进行了总结，丰富现场作业人员内照射防护的理论素养，同时也为在建核电厂及其他存在内照射风险的相关单位在内照射控制方面提供参考和借鉴。
关键字：核电厂；内照射；控制防护1.核电厂内照射的来源CPR1000型压水堆核电厂的放射性物质存在于一回路系统中，绝大部分在燃料组件的包壳中，核电厂运行过程中，反应堆冷却剂回路是重要的辐射源项；反应堆冷却剂在流经堆芯时将核裂变热带出反应堆，也将反应堆的放射性裂变产物及系统内活化了的腐蚀产物带至冷却系统及与之相连的辅助系统，如化学和容积控制系统，余热排除系统等。
CPR1000型压水堆核电厂导致内污染的放射性核素有裂变产物、活化产物。
裂变产物包括137Cs，131I，133I，134Cs,144Ce等核素；活化产物包括51Cr，58Co, 60Co，54Mn,59Fe，55Fe，65Zn，3H，124Sb,110m Ag，63Ni, 59Ni，93Zr，93Mo等核素。
放射性物质进入人体的途径包括：•吸入被放射性物质污染的空气；•食用被放射性物质污染的食物和水，或口腔接触了被污染的器具和物品；•接触放射性物质，导致放射性物质从破损的皮肤直接进入体内，或者通过完好的皮肤渗透入体内。
内照射主要发生方式包括：•未采取任何防护措施进入空气污染场所；•放射性管道开口作业，风险识别不到位，未进行有效控制；•放射性设备切割打磨时未采取必要的控制手段；•污染颗粒再次悬浮；•放射性液体异常扰动；•表面污染转移体内。
1.内照射的特点及危害内照射是指放射性物质进入人体内，造成对人体器官或组织的持续照射。
与外照射不同，在内照射的情况下，人员即使脱离了造成内照射的环境，已经进入体内的放射性物质依然会造成对人体的照射。
在其它因素相同的情况下，穿透能力较弱的、辐射引起的内照射危害性远大于穿透能力较强的X辐射引起的内照射危害性。
CNP1000核电厂安全壳模型结构抗震安全分析_段安
当混凝土压应变达到极限压应变 εu 时，混凝土 压碎，退出工作。由于为非约束混凝土，极限压应 变取 3300×10−6。
混凝土受拉应力-应变关系采用双线性模型，通 过输入软化模量 Es 定义其受拉软化行为，如图 3 所 示。采用弥散裂缝模型，当某一单元应力超过开裂 应力时，采用调整该点刚度模拟裂缝[4]。
度取为 4MPa，弹性模量取为 3.50×104MPa。其等效
应力-等效塑性应变关系如图 2 所示。
工程力学
155
等效应力/MPa 加速度/ g
20
15
10
5
0
0
0.0025 0.005 0.0075 0.01 0.0125 0.015
等效塑性应变
图 2 混凝土等效应力-等效塑性应变关系 Fig.2 Equivalent stress-equivalent plastic strain relationship
σ
σσ
ε
σy 屈服应力 σy σcr 开裂应力
εu 压碎应变 硬化
图 3 MSC.MARC 提供的混凝土单轴应力-应变关系 Fig.3 Uniaxial stress-strain relationship of concrete in
MSC.MARC
预应力筋和普通钢筋均采用 von Mises 弹塑性 屈服准则，采用双线性应力-应变关系。预应力筋的 屈服应力取 1860MPa、弹性模量取 1.95×105MPa， 普 通 钢 筋 的 屈 服 应 力 取 500MPa 、 弹 性 模 量 取 2.0×105MPa。 2.3 动力特性
模型 X 方向、Y 方向的计算基本自振频率分别 为 45.58Hz 和 43.91Hz，实体结构 X 方向、Y 方向 的基本自振频率计算值分别为 4.377Hz 和 4.343Hz， 模型的频率值符合相似关系。
浅析CPR1000核电项目的质量控制
ｐ ｒ ｏ ｊ ｅ ｃ ｔ ｓ ．Ｔ ｈ ｅ ｎ ｔ ｈ ｅ ｒ ｅ ａ ｓ ｏ ｎ ｓ ｗ ｈ ｉ ｃ ｈ ａ ｆ ｆ ｅ ｃ ｔ ｓ ｔ ｈ ｅ ｐ ｒ ｏ ｄ ｕ ｃ ｔ ｑ ｕ ａ ｌ ｉ ｔ ｙ ｈ ａ ｖ ｅ ｂ ｅ ｅ ｎ ｆ ｏ ｕ ｎ ｄ ， ｗｈ ｉ ｃ ｈ ｉ ｓ ｕ ｓ ｅ ｄ ｔ ｏ ｉ ｍｐ ｒ ｏ ｖ ｅ ｔ ｈ ｅ ｑ ｕ ａ ｌ ｉ ｔ ０ ０ 核 电项 目的质量控制
通 过 近年来 对核 电设 备制 造及质 量控 制方 面 的
经验 总结 ， 企业 的质 量管理 水平 有 了长足 的进 步 ， 但
不容 忽视 的是 ， 企业 在 质 量 管 理 上 与 国外 先 进企 业 相比， 还存 在较 大 的差距 ， 有些 方 面仍 存 在相 当多 的
浅析 Ｃ Ｐ ＲＩ Ｏ ０ ０核 电项 目的质 量控 制
王
摘
俊
张文博 。
（ １ ． 上海交通大学 ， 上海 ２ ０ ０ ２ ４ ０ ； ２ ． 上 海 电气 电站 设 备 有 限公 司上 海 电 站辅 机 厂 ， 上海 ２ ０ ０ ０ ９ ０ ） 要： 为 了提 升 核 电产 品 的质 量 管理 水 平 ， 对Ｃ Ｐ Ｒ １ ０ ０ ０核 电产 品 制 造 过 程 发 生 的 质 量 问 题 进 行 了回 顾 和 总 结 。
关键词 ： Ｃ Ｐ ＲＩ Ｏ ０ ０ ；核 电；产品；质量控制 ；不符合项 ；管理 ； 水平
中 图分 类号 ： Ｔ Ｌ ３ ６ ４ ． １ 文献标识码 ： Ａ
Ａｎ ａ ｌ ｙ ｓ ｉ ｓ ｏ ｎ ｔ ｈ ｅ Ｑｕ ａ ｌ ｉ ｔ ｙ Ｃ ｏ ｎ ｔ ｒ ｏ ｌ ｏ ｆ Ｃ Ｐ Ｒ１ ０ ０ ０ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐ ｏ ｗ ｅ ｒ Ｐ ｒ ｏ ｊ ｅ ｃ ｔ ｓ
CPR1000安全壳结构极限承载能力分析
Ｃ Ｐ Ｒ １ ０ ０ ０安 全 壳 结 构 极 限承 载 能力 分 析
赵超超 ， 李忠诚 ， 董 占发
（ 中广核 工程有 限公 司设 计院 ， 广 东 深圳 ５ １ ８ ０ ２ ９ ）
摘要： 安全壳的极限承载能力是评估安全壳安全性和可靠性至关重要的指标． 在Ａ ｂ ａ ｑ 中通过分 离式建模 建 立 Ｃ Ｐ Ｒ １ ０ ０ ０堆 型安 全 壳三 维有 限元 模型 ， 在 自重及 预 应 力载荷 下 ， 施加 ０～ ３倍 范 围 内
第２ ２卷 增 刊 ２
２ ０ １ ３年 ｌ ０月
计 算 机 辅 助 工 程
Ｃｏ ｍｐ ｕ ｔ ｅ ｒ Ａｉ ｄ ｅ ｄ Ｅｎｇ ｉ ｎ ｅ ｅ ｒ ｉ ｎｇ
Ｖｏ １ ． ２ ２ Ｓ ｕｐ ｐ １ ． ２
０ｃ ｔ ．２ ０１ ３
文章编号 ： １ ０ ０ ６—０ ８ ７ １ （ ２ ０ １ ３ ） ｓ ２ ． ０ ３ ９ ３ ． ０ ７
，
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ｔ ｗｏ ｐｈ ａ ｓ ｅ ｓ ｏ ｆ
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ｉ ｎ ｃ ｌ ｕ ｄ ｉ ｎ ｇ ｔ ｈ ｅ ｆ ｕ ｎ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ ａ ｌ
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CPR1000核电机组各类安注控制研究
CPR1000核电机组各类安注控制研究摘要：本文针对阳江核电厂事故规程中各类安注的控制做了简要介绍，分别对三类安注适用的情况、控制的风险以及控制的关键点进行了分析，对事故过程中安注的控制有一定的指导意义。
关键词：安注；风险；关键点1.引言安注主要有以下几种功能：用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界；在再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，安注在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。
本文主要分析了事故过程中遇到的各类安注，根据事故SOP规程的理解，明确了不同类型的安注控制要点，对事故过程中安注的控制有一定的指导意义。
2.安注的信号和事故中的分类2.1安注信号主要有以下几点：a、稳压器压力低；b、两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低；c、两台蒸汽发生器蒸汽流量高且一回路平均温度低低；d、主蒸汽管道间压差高；e、安全壳压力高2；f、手动启动。
2.2安注在事故中主要分为以下三类1)误安注：安注的启动和前期运行是不符合机组控制需求的；2)多余安注：安注的启动和前期运行是符合机组控制需求的，但是安注运行到一定时间后，其存在不利于机组的控制；3)有用安注：安注对机组控制而言是必须的，需要采取一切手段保证它的有效性。
3.误安注的适用情况和控制误安注事故的主要风险在于，因为并不存在一回路失水或者收缩（即使主蒸汽隔离阀下游破口，随着主蒸汽阀的自动隔离动作冷却效应也很快失去了）如果安注停运不及时，稳压器水位将快速上涨直至满水位；进一步甚至造成稳压器安全阀的开启；更加严重的情况是，因为稳压器安全阀长期带水排放有发生卡座的风险，一旦发生将造成人为将“误安注”演变为“一回路破口事故”，使事故后果趋于复杂化。
触发误安注的情况主要由以下几点：1、误发信号造成安注；2、人为误操作造成安注；3、稳压器喷淋阀卡在开启位置无法关闭；4、主蒸汽隔离阀门下游蒸汽管道破口。
国内首台CPR1000核电汽轮发电机安装逻辑浅析
国内首台CPR1000核电汽轮发电机安装逻辑浅析摘要：介绍了CPR1000半速发电机的结构特点和重要逻辑关系，结合岭澳二期3号机组的实践探讨了发电机安装施工关键工序的安装工期，分析了CPR1000半速发电机在安装逻辑上的变化，并针对这些特点对施工流程进行了研究和优化。
关键词：CPR1000；发电机；逻辑1 引言百万千瓦级半速发电机在国外有一定数量的运行机组，技术水平较成熟，在国内还没有成型机组，处于安装阶段的有3台，相关研究尚处于起步阶段，伴随着核电发展的大环境，针对发电机安装施工管理技术的研究具有非常广阔的研究应用前景。
本文针对CPR1000半速发电机的结构和逻辑特点，提出较为科学、合理的安装施工逻辑与安装工期计划，为后续项目提供借鉴价值。
2 CPR1000发电机简介岭澳二期核电站作为CPR1000机型的示范项目，其发电机是引进ALSTOM在P4/N4系列发电机基础上通过改进设计而成的大型四极半转速同步发电机，为东方电机有限公司生产，型号为TA1100-78型。
发电机定子装配由三段（定子本体及其两端的端罩）通过垂直法兰螺栓联接而成，定子引出线位于定子励端端罩下部。
发电机转子通过轴承支承在定子两端端盖上，即为端盖式轴承支撑结构。
发电机冷却方式为“水氢氢”冷却（即定子线圈及出线、中性点套管为水内冷，转子线圈及定子铁芯采用氢气冷却），四个氢气冷却器分别布置在汽、励端端罩内两侧。
3 结构设计特点及安装逻辑要求岭澳二期发电机组由于结构上的独特性，安装流程与安装工艺与大亚湾、岭澳一期机组甚至常规火电机组有较大区别，发电机定冷水提前投用、现场进行绝缘引水管安装、出线罩内手包绝缘工作、单独气密试验、轴承垫片配制、基础弹簧释放等均对安装逻辑产生了较大的影响。
（1）定子冷却水系统需要提前投用根据厂家提供的文件要求，需要对定子线棒的流量分配情况进行考核，开展流量试验。
流量试验需要定子冷却水系统（GST）可用，这样GST系统移交时间需要提前到穿转子计划时间一个月之前，在这一个月中，需要进行GST外部管路冲洗，发电机内部管路冲洗等工作，冲洗合格后才能进行流量试验。
AP1000与CPR核电机组的比较与分析
AP1000与CPR核电机组的比较与分析AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电。
AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求（URD），具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。
CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用压水堆技术方案。
是目前我国设计自主化、设备本地化、建设自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为参考基础的技术方案。
是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经验不断持续改进的技术结晶。
AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。
进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。
AP1000在建设过程中，可利用模块化技术，多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组建设工期。
AP1000从开工建设到加载原料开始发电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优势明显。
简化的非能动设计提高安全性和经济性。
AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。
安全裕度大。
针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。
AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10- 6/堆年的水平。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。
CPR1000机组安全注入系统逆止阀密封性不严 处理方法研究与实践
CPR1000机组安全注入系统逆止阀密封性不严处理方法研究与实践【摘要】本文针对CPR1000机组安全注入系统逆止阀密封性不严的问题展开研究与实践。
首先介绍了背景和问题，然后对CPR1000机组安全注入系统进行了概述，分析了逆止阀的功能和作用。
接着对逆止阀密封性不严的原因进行了深入分析，并探讨了相应的处理方法。
通过实践效果评估，评估了处理方法的有效性。
最后在总结与展望部分对研究进行了总结，并提出了结论和建议。
本文旨在提出解决CPR1000机组安全注入系统逆止阀密封性不严问题的有效方法，为核电安全运行提供参考。
【关键词】CPR1000，安全注入系统，逆止阀，密封性，问题，功能，原因，处理方法，实践效果，总结，展望，建议1. 引言1.1 背景介绍CPR1000机组是一种常见的第二代压水堆核电站原子反应堆。
在运行过程中，安全注入系统是核电站的一个重要组成部分，用于在发生事故时向反应堆中注入冷却剂，确保核反应堆的安全运行。
而安全注入系统中的逆止阀则是起到控制流体流动方向的作用，确保冷却剂只能向反应堆中注入，而不能倒流。
近年来发现CPR1000机组安全注入系统中的逆止阀存在着密封性不严的问题，导致冷却剂可能会在发生事故时无法及时被注入反应堆，从而影响核反应堆的安全性能。
为了解决逆止阀密封性不严的问题，需要对其原因进行深入分析，并提出有效的处理方法。
本文将从CPR1000机组安全注入系统的概述和逆止阀的功能及作用分析入手，探讨逆止阀密封性不严的原因，并提出相应的处理方法。
通过实践效果的评估，总结出结论和建议，为提高CPR1000机组的安全性能提供参考。
1.2 问题提出在CPR1000机组安全注入系统运行中，逆止阀密封性不严的问题时有发生，这可能会影响系统的正常运行，甚至造成安全隐患。
有必要对这一问题进行深入研究，并找出解决方法，以确保机组安全稳定运行。
逆止阀在安全注入系统中扮演着至关重要的角色，其密封性如果不严，就可能导致系统压力不稳定或泄漏等问题。
CPR1000机组安全注入系统逆止阀密封性不严 处理方法研究与实践
CPR1000机组安全注入系统逆止阀密封性不严处理方法研究与实践1. 引言1.1 背景介绍在核电厂安全运行中，安全注入系统是一个至关重要的组成部分，能够在事故发生时迅速将冷却剂引入反应堆，确保核反应堆安全稳定。
而逆止阀作为安全注入系统的关键部件之一，其密封性的可靠性直接影响着整个系统的运行效果。
但是在实际运行中发现，CPR1000机组安全注入系统中逆止阀的密封性存在问题，密封不严严重影响了系统的正常运行。
对CPR1000机组安全注入系统逆止阀的密封性问题进行深入研究和探讨，找出处理方法并实践验证其有效性，对于确保核电厂的安全运行具有重要意义。
通过对CPR1000机组安全注入系统的逆止阀密封性问题进行研究与实践，可以为核电厂设备的安全可靠运行提供技术支持和指导，提高系统的运行效率，降低事故发生的风险，保障核电厂的安全稳定运行。
对逆止阀密封性问题的处理方法研究与实践具有重要的理论意义和实际应用价值。
1.2 问题提出在CPR1000机组安全注入系统运行过程中，发现逆止阀密封性不严的问题已经成为一个值得重视的安全隐患。
逆止阀作为安全注入系统中的关键部件，其密封性直接影响着系统的正常运行和安全性能。
因此，逆止阀密封性问题的存在，可能导致系统运行不稳定甚至发生严重事故。
逆止阀密封性不严的问题是如何产生的？在CPR1000机组安全注入系统中，逆止阀存在密封圈老化、松动、磨损等原因，导致密封性下降，无法完全封闭阀门，从而引发系统漏气、漏水等安全隐患。
针对逆止阀密封性不严的问题，如何有效进行处理与解决？值得我们深入研究和探讨。
通过对逆止阀密封性问题的分析与处理方法的探讨，可以提高系统的安全性能，保障设备和人员的安全。
因此，本研究将针对CPR1000机组安全注入系统逆止阀密封性不严的问题进行深入调查与研究，以期为相关领域的安全管理和技术应用提供可靠的依据和支持。
1.3 研究意义CPR1000机组安全注入系统是核电厂中非常重要的一部分，其逆止阀密封性不严可能会导致系统性能下降甚至事故发生。
浅析CPR1000核电厂防甩装置安全性试验设计
浅析CPR1000核电厂防甩装置安全性试验设计通过本文的防甩装置安全性试验设计验证CPR1000核电厂防甩装置的安全性；获取实测的U-bolt冲击试验和材料动态拉伸试验数据，对现有甩击力计算方法进行验证与改进，为设计提供参考和依据；有助于实现核岛防甩装置的国产化。
标签：核电厂；防甩装置；安全性试验1 引言核电厂高能管道在运行期间会有压力的脉动和过高的压力出现，使管道材料机械性能降低，从而可能引起管道破裂。
管道突然破裂，泄露的高压流体会对管道产生很大的横向力，在喷射力的作用下，破裂的管道会产生很高的横向速度，并使管道绕着管道上的一个局部变形区作高速旋转运动，即管道甩动现象，破裂的管道会打到其他管道、设备或仪表上，造成这些器件的破坏，从而加剧事故的严重性，造成连锁式的危害。
为了减轻管道破裂产生的后果，需要对管道破裂后的甩动规律进行认真研究，并设置相应的防护措施，尽量减少可能的破坏。
为了验证验证CPR1000核电厂防甩装置的安全性，对防甩装置（以下简称U-bolt）进行冲击试验、材料动态拉伸试验和计算机仿真模拟，以获取实测的U-bolt冲击试验和材料动态拉伸试验数据，对现有甩击力计算方法进行验证与改进，为设计提供参考和依据，同时也将有助于实现核岛防甩装置的国产化。
2 试验设备和仪器2.1 电子万能试验机低应变率拉伸试验使用电子万能试验机进行。
该电子万能试验机型号为DDL50，由长春机械科学研究院有限公司制造，可实现0～500 mm/min的加载速度，最高载荷达50 kN，主要包括加载试验系统和数据采集系统。
配置不同夹具，可用于金属材料、非金属材料、复合材料性能的拉伸、双向拉伸、压缩、剪切、压弯、扭转、剪切、剥离、撕裂以及应力、应变控制试验等。
同时和试验机厂家合作开发，将试验室非接触图像采集系统集成于一体，提高了试验中变形测量精度。
2.2 中应变率液压伺服材料试验机中应变率拉伸试验使用中应变率液压伺服材料试验机进行。
CPR１０００核电厂安全壳打压试验地形测量方案优化
收稿日期：２０２０－０５－２５作者简介：梁招瑞（１９８５—），大学本科，工程师，研究方向：安全壳结构性能监督。
ＣＰＲ１０００核电厂安全壳打压试验地形测量方案优化梁招瑞（辽宁红沿河核电有限公司技术处，辽宁瓦房店 １１６０００） 摘 要：介绍了核电厂安全壳打压试验地形测量工作内容及地形测量的优化方案，并对该方案进行评估，同时进行了电站应用收益分析，最后采用优化方案，顺利完成了安全壳整体打压试验，效果良好。
关键词：核电站；安全壳；地形测量；优化 中图分类号：ＴＬ３６４＋．４ 文献标识码：Ａ 文章编号：１００７—６９２１（２０２０）２０—００９４—０３ 安全壳作为核电站第三道核安全屏障，按照法规（ＲＣＣ－Ｇ８６）要求须在建造完成、首次换料大修及商运后每１０年进行整体打压试验，以验证其结构强度是否满足要求。
安全壳整体打压试验过程中会安排进行地形测量工作，该工作是对沿安全壳筏基外沿（预应力廊道）呈环状布设的１２个测量点（如图１所示）进行水准测量，以测量安全壳的综合沉降［１］。
图１ 地形测量水准点布设示意由于安全壳仪表系统已实现自动化数据采集，地形测量随即成了直接影响安全壳整体打压试验进程的制约因素，对原有的地形测量方案进行优化成了迫切需求。
１ 地形测量工作内容简介图２ 测量网络示意每个核电厂都有一个测量网络，用于厂房建设，安装等测绘使用，在这个测量网络中有一点或两点是原始点，所谓原始点是指该点的绝对标高认为是不变的，把该点作为标高原点，网络中其他点的标高变化都以原点为基础进行测量出来的。
如图２所示，０点为高度原点，其绝对高度我们已知，３点是我们要求测量其高度变化的点。
第一次测量：①以０点为基础，把１点与０点的高度差测出。
②以１点位基础，把２点与１点的高度差测出；③以２点为基础，把３点与２点的高度差测出。
为减小误差，又逆着原来的路线重新测量一次。
④通过数据处理，得出３点的绝对高度Ｌ１。
第二次测量，与第一次类似，得出３点的绝对高度Ｌ２，这样３点的高度变化△Ｌ。
CPR1000核电机组安全壳试验浅析
CPR1000核电机组安全壳试验浅析作者：魏盛辉来源：《科技视界》2014年第31期【摘要】安全壳建成之后，必须进行性能试验以验证其作为核安全第三道屏障的能力；本文介绍了安全壳主要参数、试验方法及验收准则，为后续核电站安全壳试验的组织管理提供参考。
【关键词】试验方法；验收准则0 引言安全壳是核电站第三道安全屏障，能够包容和隔离，当反应堆发生LOCA（Loss of Coolant Accident即一回路冷却剂丧失）时，一回路释放出的大量放射性和高温高压汽水混合物，以防止其对电站周围环境产生危害。
根据RCC-G（86版）规定，安全壳建成后首次装料核燃料前应进行验收性能试验；安全壳试验（Containment Test）即CTT，就是在模拟LOCA事故条件下，检测安全壳的强度和密封性能是否满足要求，以确保其满足上述核安全功能。
1 安全壳主要参数安全壳是一个圆柱形的带密封钢衬里的单层预应力混凝土筒体，其底部用混凝土筏基封闭，顶部用准球形的混凝土穹顶封闭。
顶部、筒体、底部均用预应力张紧而构成一个整体。
安全壳设有为穿过管道所需的机械贯穿件、穿过电缆所需的电气贯穿件、人员和设备进出的闸门、备用贯穿件等四类共168个贯穿件。
安全壳的主要尺寸如下，整体构造如图1所示：外径 38.8m总高度（包括筏基和穹顶） 67.2m筒体高度 42.0m筒体壁厚度 0.9m筏基厚度 5.5m穹顶外半径 24.4m穹顶厚度 0.8m钢内衬厚度 6mm内部自由容积 49400m3设计压力 0.42MPa.g设计温度 145℃图1 安全壳整体构造图2 试验方法及验收准则安全壳试验（containment test，简称“CTT”）包括强度试验和密封性试验两部分，典型的CTT试验进度表如图2所示。
图2 CTT试验典型进度表2.1 安全壳强度试验安全壳强度试验就是通过在不同压力平台完成安全壳外观检查、安全壳内观检查和EAU （安全壳试验仪表系统）强度参数测量，综合评估安全壳强度性能是否满足要求。
CPR1000机组试验创新及实施
CPR1000机组试验创新及实施翟巴菁;闫明晶;白旋【摘要】阳江核电工程是中国CPR1000堆型设备国产化率很高的核电项目,承担着设备国产化的重要使命.安全注入系统(RIS)/安全壳喷淋系统(EAS)的调试是国产化设备中最为棘手的问题之一.RIS/EAS泵、电机满足相应的安全准则是核安全的重要组成部分,由于阳江项目RIS/EAS系统首次采用国产化泵和电机,存在各种问题,如泵扬程不足,机封漏水,导流壳存在飞边毛刺,电机振动值高等.随着机组调试的推进,核岛穹顶和地坑状态的完善对于问题的解决越来越不利.鉴于以上背景,将开盖冷态试验的部分试验方法和过程加以创新优化,在舍掉穹顶和地坑的前提下成功验证EAS/RIS泵的性能.该试验方法的创新在保证核安全的前提下,节省了大量成本,对于其他系统和项目的调试也具有一定的借鉴意义.【期刊名称】《中国电力》【年(卷),期】2016(048)002【总页数】4页(P10-13)【关键词】核电机组;CPR1000;安全注入系统;安全壳喷淋系统;泵【作者】翟巴菁;闫明晶;白旋【作者单位】中广核工程有限公司阳江项目部调试分部,广东阳江529500;中广核工程有限公司阳江项目部调试分部,广东阳江529500;中广核工程有限公司阳江项目部调试分部,广东阳江529500【正文语种】中文【中图分类】TM623;TL3阳江1号机组进行第一次开盖冷试后发现，安全注入系统（RIS）/安全壳喷淋系统（EAS）存在各种问题，如泵扬程不足，机封漏水，导流壳存在飞边毛刺，电机振动高等问题，现场经过处理后，问题仍没有完全解决，需更换泵芯包并调整电机。
更换泵和电机会影响机组的试验进度，经研究认为更换泵所影响的试验项目为：TP（Test Procedure）RIS 02/12/51/54/61，TP EAS 02/11/50。
在当时条件受制约的情况下，如何合理安排这些试验对工程建设的进展至关重要。
其中，TP RIS 54（再循环工况下的低压安注泵运行试验），TP RIS 61（H 4工况下RIS及EAS的备用试验）和TP EAS 50（喷淋流量试验）需要用到EAS地坑和穹顶，但此时1号机组临近装料，地坑和穹顶的状态已经不能满足相关试验要求，经讨论决定：（1）执行DEN TP EAS 50来验证EAS001/ 002PO喷淋能力；（2）考虑到TP RIS 54（再循环工况下的低压安注泵运行）需要用到地坑，决定按照T RIS 009/010执行；（3）TP RIS 61（H4工况下RIS 及EAS的备用试验）同样涉及地坑，但根据调试大纲要求，2台机组只需选择1台机组执行该试验即可，因此1号机组RIS泵返修后不再执行TP RIS 61，在2号机组完整执行TP RIS 61。
CPR1000机组反应堆保护系统符合逻辑可靠性探讨
CPR1000机组反应堆保护系统符合逻辑可靠性探讨摘要：本文从CPR1000机组反应堆保护系统结构入手，通过对整体符合逻辑和局部符合逻辑的分析，梳理出各种类型的符合逻辑退化原理以及因此导致的可靠性问题，以期为核电站反应堆保护系统的改进和电站日常运行中保护旁通管理提供参考。
关键词：反应堆保护系统单一故障准则符合逻辑0引言反应堆保护系统是核电站重要的安全系统，其作用是当运行参数达到危及三大屏障完整性阈值时，保护系统触发反应堆紧急停堆，必要时启动专设安全设施，从而保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。
GB/T 13284.1（核电厂安全系统第1部分：设计准则）规定安全系统需要满足单一故障准则。
反应堆保护系统主要通过旁通功能和符合逻辑来实现单一故障准则，即故障发生时，保护系统能自动把故障设备从符合逻辑中剔除，从而保证系统整体的安全性和可靠性。
对于被剔除的设备来说叫做设备旁通，对于保护系统的“符合逻辑”来说叫做逻辑退化。
此外，为了完成设备更换、检修、检验或校准操作，保护系统需要设置人为地取消某个（或几个）设备功能的旁通按钮。
本文将详细探讨CPR1000机组反应堆保护系统符合逻辑的实现方式和存在的问题。
1、反应堆保护系统结构CPR1000机组反应堆保护系统包括三层冗余，即测量信号的参数冗余；逻辑运算单元的通道冗余和停堆断路器的执行机构冗余。
系统配置4个冗余通道(CHI- CH IV) ,每个通道包括2个子组, 每个子组采用主备冗余的CPU结构，每个通道的2个子组,分别接收不同的物理信号。
同一物理量的不同信号在不同保护通道内进行阈值计算, 并结合其他通道的计算结果经逻辑表决（四取二、三取二或二取一）产生紧急停堆信号。
同一个通道内的2个子组产生的停堆信号经硬逻辑“或”后送往停堆断路器，用来切断控制棒的电源，实现停堆。
CPR1000机组共配置8个停堆断路器，分为四组，每组的两个停堆断路器接受相同的停堆信号，来自于同一保护通道。
刚性基础上CPR1000安全壳地震反应分析
刚性基础上CPR1000安全壳地震反应分析王庆康;易平【摘要】提出了一种建立安全壳有限元模型的方法,对刚性基础上的CPR1000安全壳进行了地震反应分析,验证了安全壳在满足核电厂设计规范的要求下的安全性,给出了安全壳的加速度反应,位移反应及应力分布情况,为核电站安全壳的设计与改造提供了依据.【期刊名称】《低温建筑技术》【年(卷),期】2014(036)010【总页数】4页(P108-111)【关键词】CPR1000;核电站;安全壳;地震反应【作者】王庆康;易平【作者单位】大连理工大学建设工程学部,辽宁大连116024;大连理工大学建设工程学部,辽宁大连116024【正文语种】中文【中图分类】TU4352011年3月11日的日本福岛核事故，引起了世界范围内的核恐慌，促使世界各国加强核电厂的抗震研究。
安全壳是核电厂的维护结构，是事故发生时防止放射性物质泄漏的最后一道屏障，抗震能力要求很高，因此必须深入研究安全壳地震作用下的动力性能。
CPR1000安全壳是中国改进型压水堆(1000MW)核电站(CPR1000)预应力混凝土安全壳，属“二代加”技术核电站安全壳，是我国目前运行的主力堆型的安全壳［1］。
安全壳中的预应力对阻止核电厂发生事故时的破坏起着重要作用，因此准确合理模拟预应力筋与混凝土之间的相互作用是建立安全壳有限元模型的关键，本文采用杆单元模拟预应力筋和共用节点法来实现钢筋与混凝土的相互作用。
核电厂抗震设计规范中规定极限安全地震动水平加速度峰值不得小于0.15g［2］，本文进行地震作用计算时采用RG1.60谱生成的水平峰值加速度为0.28g的人工波，对CPR1000安全壳进行了有限元动力分析。
1 安全壳组成CPR1000安全壳结构由底板、筒体和穹顶组成，如图1所示。
安全壳内径37m，筒体部分高50.11m，底板底面至穹顶的总高66.68m，筒体的正常壁厚0.9m，穹顶的正常厚度0.8m，在标高22.9m方位角0°位置设有一直径7.4m的设备孔。
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ｓ ｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ＆Ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ 。 。 ｇ ｙ Ｖ ｉ ｓ ｉ 。 ｎ科技视界 ｌ ３ １ ７
科技・ 探索・ 争Ｉ 毫
Ｓ ｃ 科 ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ＆ 技 Ｔ ｅ ｃ ｈ 视 ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ 界 Ｖ ｉ ｓ ｉ ｏ ｎ
１ 安全壳主 要参数
安 全壳是一个圆柱 形的带 密封钢衬里 的单层预应力混凝土筒 体 ． 其底部用 混凝 土筏基封 闭 ， 顶部 用准球形 的混凝 土穹顶封闭 。 顶部 、 简 体、 底 部均用预应 力张紧而构成一个整体 。安全壳设有 为穿过 管道所 需 的机械贯穿件 、 穿过 电缆所需 的电气 贯穿件 、 人员 和设备进 出的闸 门、 备 用贯 穿件等 四类共 １ ６ ８个贯穿件 安 全壳的主要 尺寸如下， 整体构造如 图 １ 所示 ：
外径 ３ ８ ． ８ ｍ
图 ２
ｒ Ｔ试 验 典 型 进 度 表
总高度（ 包括筏 基和穹顶） 简体 高度 简体 壁厚度
筏 基 厚度
６ ７ ． ２ ｍ ４ ２ ． Ｏ ｍ ０ ． ９ ｍ
５ ． ５ ｍ
穹顶 外半径 穹顶 厚度 钢 内衬厚度 内部 自由容积 设 计 力 设 计 温 度
０ 引 言
安 全壳是核 电站第 三道安全屏 障 ． 能够包容 和隔离 ． 当反 应堆 发 生Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｌ ｏ ｓ ｓ ０ ｆ Ｃ ｏ ｏ ｌ ａ ｎ ｔ Ａ ｅ ｅ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ 即一 回路冷却剂丧失 ） 时． 一回路释 放出的大量放射性和高温高压汽水 混合物 ． 以防止其对 电站 周围环境 产生危害。 根据 Ｒ Ｃ Ｃ — Ｇ （ ８ ６ 版） 规定 ． 安全 壳建成后首 次装 料核燃料前应 进 行验收性能试 验 ； 安 全壳试验 （ Ｃ ｏ ｎ ｔ ａ ｉ ｎ ｍ ｅ ｎ ｔ Ｔ ｅ ｓ ｔ ） 即ｃ Ｔ Ｔ． 就是在模 拟 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ事 故条件下 ，检测安全壳 的强度 和密封性 能是否满足要求 。 以 确保其 满足上述核安全 功能
２ ４ ． ４ ｍ ０ ． ８ ｍ ６ ｍｍ ４ ９ ４ ０ ０ ｍ ３
０． ４ ２ＭＰ ａ ． ｇ
１ ４ ５℃
２ ． １ 安全壳 强度试验 安全壳 强度试验就是通过在不同压力平台完成安全壳 外观检查 、 安全壳 内观检 查和 Ｅ Ａ Ｕ （ 安全壳 试验仪表 系统 ） 强度参 数测量 ， 综 合 评估 安全壳 强度性能是否满足要求 ２ ． １ ． １ 安全壳外观检在 用 目视检查绘制安全壳混凝土外表面裂缝及缺陷图 ． 肉眼看不到 的地 方用高倍望远镜代替 ． 检查原则如下 ： １ ） 外观检查分 三阶段进行 ： 充压 开始前 、 压力峰值期 间（ ４ ． ８ ３ ｂ ａ ｒ ． ｇ ） 和卸压后 ： ２ ） 对大 于 ０ ． ０ ５ ｍｍ的裂缝 和其它缺 陷 ， 如龟 裂 、 蜂窝麻 面 、 腐蚀 、 锈迹 、 露筋 等作好记录 ， 并绘制在图纸上 ： ３ ） 裂缝宽度应记录平均值和最大值 ： ４ ） 要记 录测量时 的气温和天气情况 ： ５ ） 裂缝测量记 录的要求是宽度误 差小于 ０ ． ０ ５ ｍｍ． 位置误差小 于 １ Ｏ ｃ ｍ． 长度 误差 小 于 ５ ｃ ｍ ２ ． １ ． ２ 安全壳 内观检查 用目 视检查钢衬里裂缝 、 焊缝开裂 、 油漆脱落等异常情 况 ； 用小锤 检查是否有空鼓并测量尺寸。检查内容如下： １ ） 充压开始前和卸压后 ， 对钢衬里进 行全 面检查 ， 检查包括 ： 钢衬里空鼓状况 （ 确定出现空鼓 区域并做标记 ） 气闸 门、 贯穿件周围的钢衬里状 况 油 漆 状 况 焊缝状况 （ 所有焊缝 目视检查应 无异常） 穹顶 、 截椎体状况 衬里上的锚 固板状况 其它各类缺陷 ２ ） １ ． ０ ５ ｂ ａ ｒ ． ｇ压力平 台， 检查敏感部位 （ 如气 闸门、 贯 穿件 等周围钢 衬里 ） 情况 ． 检查包括 ： 钢衬里空鼓状况 油漆状况 焊缝状况（ 所有焊缝 目视检查应无异常 ）
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其它各类缺陷 ２ ． １ ． ３ Ｅ Ａ Ｕ强度参数测量 Ｉ ） 安全壳混凝土结构局部变形 ２ 试 验 方 法 及 验 收 准 则 利用埋设在穹顶 、 简体 、 筏基 不同部 位的 ５ ２ 个振弦应变仪 （ Ａ Ｓ Ｇ ） 安 全壳试 验 （ ｃ ｏ ｎ ｔ ａ ｉ ｎ ｍｅ ｎ ｔ ｔ ｅ ｓ ｔ ， 简称 “ Ｃ １ Ｔ ｒ ” ） 包括强 度试验 和密 封 和相应 处的 ３ ６ 个 热电偶温 度计（ Ｔ Ｃ ） 来测量混凝 土结构 的应变并作 性试验两部分 ， 典 型的 ｃ １ Ｔ ｒ 试验进度表如图 ２所示。 温度修正。以简体为例 ， Ａ Ｓ Ｇ与 Ｔ Ｃ布置见图 ３ 。
Ｓ ｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ＆ Ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏｇ ｙ Ｖｉ ｓ ｉ ｏ ｎ
科 技 视 界
口圜 四
Ｃ Ｐ Ｒ １ ０ ０ ０ 核 电机组安全壳试验浅析
魏盛 辉 （ 辽宁 红沿 河核 电有 限公 司 ， 辽 宁 大连 １ １ ６ ３ １ ９ ）
【 摘 要】 安全 壳建成之 后 ， 必须进行性 能试验 以验证 其作为核安全 第三道 屏障的 能力； 本文介绍 了安 全壳主要参数 、 试验 方法及验收 准 则。 为后续核电站安全壳试验的组织管理提供 参考。 【 关键词】 试验方法 ； 验收准则
３ ） 筏基弹性垂直变形 在混凝土筏基标高一 ５ ． ８ ０ ｍ与一 ６ ． １ ０ ｍ之 间的呈相互垂 直布置的方 向上埋设 了 １ ３个水准盒 ．每个水准 盒与布置在 同一标 高处的安全壳 外壁 的参考水准盒相连通 。筏基在不同受压条 件下 ， 应 用连通器原理 测量测量 出筏基 ｌ ３ 个水准盒位置的沉降和筏基 的环向变形 水准盒 在筏基 中布置见 图 ５ ４ ） 安全壳预应力环廊变形 在一 １ ２ ． ５ ｍ预应力环廊外 侧 ．均布了 １ ２ 个地形水准测量标 志 ． 通 过精 密光学水准仪进行测量不 同压力平 台下 的安全壳相对 于大地 的 沉 降和筏基底板相关变形 。水准测量标志布置见图 ６