降低核电厂设备与管道连接处载荷的方法分析
核电厂管道振动原因分析及优化措施
核电厂管道振动原因分析及优化措施发布时间：2022-08-18T02:35:33.409Z 来源：《科学与技术》2022年第30卷7期作者：苗宁于德宝[导读] 随着我国社会经济的发展，对电能的需求也越来越大，人们日常的学习工作都无法缺少电。
如今我国社会发展日新月异苗宁于德宝国核示范电站有限责任公司山东省威海市 264200摘要：随着我国社会经济的发展，对电能的需求也越来越大，人们日常的学习工作都无法缺少电。
如今我国社会发展日新月异，市场经济也随之迅速发展。
电力企业的安全生产，对于国民经济的稳定运行具有一定的影响作用。
作为当今电力能源网中关键重要一环的核电站，其安全生产尤为重要，核电站管道振动是由多方面因素造成的，其影响着核电站的运行和维护。
对于核电站管道振动的原因，相关技术人员必须引起重视，认真分析管道振动的原因，采取有效的优化措施，以降低核电站生产风险。
关键词：核电厂；管道振动；原因分析；优化措施探究一、导语当前社会已进入高速发展时期，社会发展和人民日益提高的生活水平都需要更多的能源供给，其中电力能源的需求更是与日俱增。
但如火电这样的传统电力在带来能源供给的同时，也带来严重的环境问题，也越来越不满足环保方面的要求，而核能作为重要的清洁能源则越来越被各国政府重视。
近年来各国纷纷批复兴建核电站，其中我国的核电站建设尤为快速。
在任何一个电站中管道都是最多的，核电站也不例外，大部分管道长时间振动都会带来一些问题，比如管道因振动而开裂，管道因长时间振动工作引起振动疲劳，严重时可能导致核电厂停机，更严重时甚至可能发生炸裂从而导致严重事故。
核电厂管道发生振动的原因有很多，核电厂管道振动的产生原因需要我们去细细探究，避免因小失大，造成大的危害。
二、旋转设备诱发的振动及优化措施旋转设备是核电厂必不可少的设备，它们的在运转过程中不同程度的给和它相连的管道传递激振力，这也是诱发核电厂管道振动的一个主要因素。
相关专业人员曾对秦山600MW核电厂1号机组的16个系统228个点位的管道振动进行测量，其中6.6%点位的振动超限；在2号机组 16个系统167个点位中，有4.2%的点位振动超限，以上振动主要在设冷水系统中，而与它们相连的旋转设备中有l0%的振动略大，为C级[1]。
关于核电厂工艺管道支吊架的跨距分析
关于核电厂工艺管道支吊架的跨距分析摘要：在管道布置设计过程中，为保证项目的经济性应在保证安全和功能需求的前提下尽量增大管道支吊架的跨距。
为了获得核电厂内不同使用条件下工艺管道支吊架的最大跨距，需对影响支吊架最大跨距的各项因素进行分析。
本文依据材料第三强度理论对管道强度进行分析，依据管道的自流需求对管道刚度进行分析。
计算公式的结果偏差较小，具有工程使用价值。
关键词：支吊架跨距；管道应力；强度理论1 前言由于管道的作用是实现特定介质从某一点到另一点的传输，管系的总长度和走向基本固定，故而管道上支吊架的间距大小直接决定了管系中支吊架的数量。
过小的支吊架跨距会使得支吊架数量大幅度提高，增加了支吊架费用和现场安装成本。
因此，在保证管系安全的前提下，应尽量增大管道支吊架的跨距。
对于水平管道而言，支吊架的设置应当同时满足管道强度和刚度的双重需求。
强度条件要求管道自重弯曲应力不得超过设计温度条件下管道材料许用应力的一半，刚度条件要求管道自重产生的弯曲挠度不影响管道的自流排空。
[1]在实际使用条件下，包含管系、支架在内的所有物项均处于一系列复杂的应力状态。
为分析材料在复杂应力状态下的破坏，需要从简单的应力状态出发，分析管道的强度需求。
本文将从管道力学模型创建开始，逐步对管道支吊架间距进行分析。
2 管道应力分析对于连续敷设的水平直管进行受力分析可发现，管道主要受到自身重力作用产生的均布载荷、支吊架处所有的集中载荷。
由于介质运输需求，还可能存在内外部压力、热膨胀和收缩的影响。
根据ASME B31.3 302，对于管道组件的壁厚及其补强满足B31.3 304要求的，可认为内外压应力是安全的[2]，可主要分析管道所有的持续载荷。
对管道进行应力分析，如图1所示。
在重力和支吊架支反力的作用下，管道将发生弯曲变形。
根据材料力学相关知识，最大正应力发生在弯矩数值最大的截面，且距中性轴（可认为是管道中轴线）最远的边缘处，即管道外壁。
我国核电厂役前检查异常情况汇总与典型案例分析
根据生态环境部令第8号《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》要求，在核电厂首次装料前，营运单位应向核安全监管机构提交役前检查结果报告，由核安全监管机构对报告进行审查［1］。
截至2020年底，我国运行核电机组有49台［2］。
每台机组首次装料前都按照在役检查大纲和核安全法规标准的要求实施了役前检查工作。
役前检查的主要目的是获取机组初始状态下的数据，为以后在役检查建立比对基准［3］。
尽管设备在制造安装阶段都已实施了无损检查工作，但几乎每台机组役前检查时仍会发现异常情况或超标缺陷。
异常情况的产生原因分析、处理方案和后续跟踪监督措施一直是核安全审评的关注重点。
本文梳理了近年来我国核电厂役前检查发现的异常情况，对典型案例进行了深入分析，为后续役前检查活动的实施和核安全审评提供了经验和建议。
1役前检查异常情况汇总近十年来，我国有38台核电机组按要求开展了役前检查，其中包括岭澳二期3-4号机组、秦山二期3-4号机组、红沿河1-4号机组、宁德1-4号机组、阳江1-6号机组、防城港1-2号机组、方家山1-2号机组、福清1-5号机组、昌江1-2号机组、台山1-2号机组、海阳1-2号机组、三门1-2号机组、田湾3-5号机组，相关异常情况见表1。
上述统计结果表明，设备或管道支撑焊缝、管道环焊缝和插塞焊缝上的超标缺陷在役前检查中检出次数最多，31台核电机组役前检查出现了此类情况，约占检出缺陷总次数的81.57%。
尽管机械设备在制造安装阶段已按规范标准实施了无损检测，但役前检查仍能发现异常或超标缺陷，其原因主要有以下几种。
（1）漏检。
在制造安装阶段，检查程序不完善、检验人员操作不认真等原因导致未能有效地检出超标缺陷，大部分超标缺陷属于这类情况；（2）设备运输、保养不当。
容器、管道焊缝上出现的划伤、磕碰就属于这类情况；（3）制造厂和役前检查单位对同一受检对象所使用的检查技术不同或对规范标准理解的不一致导致检查结果的差异，某些机组的反应堆压力容器焊缝的超标缺陷属于这类情况。
核电站核岛辅助设备安装质量控制对策的分析
核电站核岛辅助设备安装质量控制对策的分析【摘要】核电站核岛辅助设备安装质量控制对策的分析是当今核能领域中一个关键的研究领域。
本文从引言、正文和结论三个部分进行分析。
在我们介绍了研究的背景、问题意义和研究目的。
在我们详细讨论了核电站核岛辅助设备安装质量控制的重要性、目前存在的质量控制问题、提高质量的对策、质量控制技术的应用以及监督管理措施的完善。
最后在我们总结了核电站核岛辅助设备安装质量控制对策的重要性，并展望了未来的研究方向。
通过本文的研究，我们可以更好地了解和控制核岛辅助设备安装质量，提高核电站的安全性和稳定性。
【关键词】核电站核岛辅助设备、安装质量控制、对策、监督管理、质量控制技术、研究背景、问题意义、研究目的、重要性、现存问题、应用、总结、展望未来、管理措施、安全性、可靠性、效率提升、技术进步。
1. 引言1.1 研究背景核电站作为重要的能源设施，其核岛辅助设备的安装质量一直备受关注。
核电站的核岛辅助设备是核电站安全运行的关键组成部分，其质量直接影响到核电站的安全性、稳定性和经济性。
在核岛辅助设备安装过程中存在着各种质量控制问题，如安装误差、材料质量不合格、施工操作不规范等，这些问题给核电站的安全运行带来了潜在风险。
当前，随着核电站的建设规模不断扩大和设备技术不断更新，核岛辅助设备安装质量控制变得尤为重要。
为了保障核电站的安全运行，必须加强对核岛辅助设备安装质量的监督和管理。
对核电站核岛辅助设备安装质量控制的研究具有重要的意义，有助于提高核电站的安全性和稳定性，推动核能产业的发展。
完成。
1.2 问题意义核电站核岛辅助设备安装质量控制对策的分析旨在解决当前核电站建设中存在的质量控制问题，确保核岛辅助设备安装的质量和安全。
问题意义主要体现在以下几个方面：核电站核岛辅助设备是核电站的重要组成部分，其安装质量直接影响核电站的运行效率和安全性。
如何有效控制核岛辅助设备安装质量，提高其可靠性和稳定性，已成为当前核电站建设中亟待解决的问题。
核电厂辅助系统管道安装工程的若干方面分析
核电厂辅助系统管道安装工程的若干方面分析随着社会的不断发展和进步，对能源的需求量越来越大，核电厂作为能源转化的重要场所，在一定程度上直接影响了整个能源的使用情况，为了保证能源的正常使用以及产业的可持续发展，加强核电厂的建设也就成为了社会发展的必然趋势。
但是目前的核电厂辅助系统管道安装涉及到方方面面的内容，在实际的施工中还存在很大的问题，对质量造成了严重的威胁，需要不断的改进和完善，为这个社会和经济的发展提供一定的保障。
1核电厂辅助系统管道安装的特点1.1工程量大工程量大主要体现在两个方面，一方面是核电厂的整体规模较大，另一方面是核电厂辅助系统所涉及的内容多。
规模大，核电厂作为能源转化和电力生产的重要场所，在一定程度上承担了我国很多地区的电力供应，面对我国能源需求量越来愈大的情况，核电厂的规模也逐渐扩大；涉及内容广，核电厂是通过将核能转化为热能，然后通过热能带动发电机而产生电力的主要场所，在进行辅助系统管道安装的过程中就需要考虑能源转化和电力生产的问题。
1.2安装质量要求高辅助系统管道的安装直接影响了整个核电厂的正常运行，如果管道的安装存在问题，不仅会造成能源转化、电力生产以及产业发展的经济问题，造成巨大的经济损失，还会造成核能的泄露，对人们的生活和安全带来无法弥补的灾难，为了尽可能的避免这些问题，在进行管道安装时对质量就有了更高的要求【1】。
1.3质量问题发生频繁由于核电厂辅助系统的安装涉及内容多、施工规模大、施工工艺复杂的等各方面的特点，以及在社会不断发展的背景下施工人员的安装技术还处于落后的状态，面对现代核电厂施工的要求，以往的安装技术已经不能满足工程的需求了，那么更多的质量问题也就逐渐暴露【2】。
2核电厂辅助系统管道安装工程质量控制的措施2.1材料的验收材料作为辅助系统管道安装的物质条件，在一定程度上直接影响了整个工程的质量和安全，为了更好地保证安装的质量，就需要加强材料的验收管理。
在材料筛选上是按照相关规定的标准，对质量进行严格的把关，在型号大小上根据工程的实际情况进行适当的调整。
核电厂管道热疲劳机理与防治
核电厂管道热疲劳机理与防治摘要：管道热疲劳是管道受交变热应力长期影响而产生管道裂纹或破裂的现象，虽然热疲劳原因引起的管道破裂事件在核电厂发生的概率很小，但管道破裂有可能引起一回路破口等事故，因此需要引起重视。
本文对管道热疲劳产生的机理进行分类并进行分析，根据管道热疲劳产生机理的特征，提出核电厂设计、在役运行阶段应采取管道热疲劳预防与检侧的措施。
关键词：核电厂；管道热疲劳；机理与防治1、前言核电厂管道材料一般为金属，金属材料一般有如下特性:受热时，金属会出现膨胀;冷却时，会出现收缩因温度变化引起的膨胀、收缩作用于材料上的应力一般称作“热应力”。
管道温度如果反复发生变化，材料会交替出现膨胀、收缩，导致不同方向热应力交替作用于材料上，使材料发生热疲劳，在材料表面形成微小裂纹，发展到后期会出现贯穿性裂纹，这是热疲劳的一般破坏机理。
这种机理作用于管道，会产生管道热疲劳现象。
在核工业界，偶而会发生因管道热疲劳引起的管道破裂事件，1970一1999年间，全球核电厂有报告的由热疲劳引起的管道破裂事件有54起川。
这种破裂如果发生在一回路辅助管道，且无法有效隔离的情况下，就属于一回路破口事故，会给核安全带来不利影响，所以需要在核电厂设计阶段采取预防措施，降低管道热疲劳发生概率，在电厂在役阶段采用合适的检测方法，合理的检测周期，及时发现管道热疲劳引发的缺陷，并及时采取纠正措施，保障核电厂安全。
2、管道热疲劳产生机理管道内流体温度的反复波动均有可能产生管道热疲劳，根据管道内流体温度波动原因的不同，可以将管道热疲劳产生机理分为以下4类:2.1冷热流体交混类机理冷热流体交混形式有两种:一种是当冷热流体流速较高时，冷热流体在合流处便开始混合，混合区域的流体温度会按数赫兹至数百赫兹的频率在管道中发生变化，这种温度的反复变化将会引发管道热疲劳;另一种是当冷热流体流速较低时，冷热流体自合流处开始形成热分层，经过一定距离之后冷热流体才完全混合，如图2所示，这种热分层边界随着流体变动(如流速改变)而发生周期性变化，导致管道内表面温度反复变化而引起热疲劳。
核电厂辅助系统管道安装工程的质量控制
核电厂辅助系统管道安装工程的质量控制摘要：改革开始以来，我们的经济发展迅速，通过良好核电行业发展机会和更广阔的发展市场，不断扩大其发展，如果生活水平和生活质量能有所提高，对核电安全提出了更高的要求。
辅助技术系统是整个核电的重要组成部分，直接关系到整个核电温度、体积、压力、水稳定性和运行安全。
管道系统作为核电重要组成部分的设置，直接影响到核电的安全性。
为了保证辅助系统质量和安全性，管道安装的质量需要得到控制，本文介绍了核电辅助的管道安装方法的特点、质量管理各个阶段采取的措施以及质量管理中应考虑的问题。
关键词：核电站；辅助系统管道；安装；质量控制；分析核电站运行中，辅助系统是确保核电运行安全稳定的重要组成部分。
由于核电站辅助系统运行需要更多的管道，管道安装复杂，量大，复杂工艺，质量要求高，存在质量问题。
因此，核电站建设需要重视在管道安装，采取有效措施提高管道安装的质量。
一、核电厂辅助系统管道安装工程应该注意的问题1.材料的使用。
应注意两个问题，材料型号应与工地的实际使用相匹配，以避免材料错误。
使用方法应改进管理。
这就是管道安装时，采用不锈钢，通过防止铁素体污染、采取措施提高设备寿命并确保其质量。
2.预制应注意的问题。
首先，应改进焊接预制管理。
焊接作为支吊架和预制元件的一部分，在一定程度上可对设计质量直接影响，需要更好地控制和控制焊接。
例如焊接错边在安装过程中可能无法正确安装，尤其是在非标弯头导致不合理切割角度，壁厚不均匀，为了改进这些问题，矫形、打磨程序等措施进行了改进，以平整度焊接并降低错边风险。
应改进预制管道表面处理，例如抛光不锈钢管。
3.现场质量控制应注意的问题。
应注意现场安装支吊架、管道部件。
安装支吊架时，锚固件固定到结构件上，以防止在安装过程中发生移动，并确保结构的稳定性。
锚固件通常在安装过程中焊接，并用预配的钢筋固定，以确保固定。
管道部件的安装应确保符合与管道及其组件相关的施工技术，并且只有在满足这些条件时才能安装。
浅谈核电厂管道振动分析及改善对策
浅谈核电厂管道振动分析及改善对策发布时间：2022-07-21T05:11:59.644Z 来源：《当代电力文化》2022年5期作者：袁彬姚剑宇[导读] 在核电站的调试和运行中，经常会出现管道振动的现象，这对核电站的运行造成了极大的威胁，袁彬姚剑宇福建福清核电有限公司福建福清 350300摘要：在核电站的调试和运行中，经常会出现管道振动的现象，这对核电站的运行造成了极大的威胁，因此，应予以充分的关注。
管道震动会影响到管道的使用寿命，严重时会给核电站带来无法预测的后果。
因此，在核电站管道的设计中，应充分考虑到对管道振动的抑制与控制。
对于管道发生剧烈振动时，应分析其产生的原因，并采取相应的减振措施。
关键词：震动；核电站；管道；原因；措施前言当管道中的液体在一定的压力和速度下，会在管道中产生液体动力。
管道的振动主要是由于不稳定的湍流而产生的，而管道中的介质参数会随着时间的推移而发生周期性的改变，这就是所谓的"管流脉动"。
管道振动是影响核电站安全运行的主要因素，笔者对其产生的原因进行了分析，并给出了相应的具体措施。
一、管道振动的危害电厂电力管道的振动是一个十分复杂的问题，它的影响因素众多。
我们把产生振动的作用力称为振动作用力，按作用力的产生原因，分为机械振动、流体振动和地震振动，而流体振动是主要的振动模式。
二、管道振动的原因分析管道、支架、动力设备、管道部件等组成了一种复合的管道体系，当管道受到力时，就会发生振动，并按其成因分类如下：（一）工艺系统方面管道的振动主要是由于系统泵在启动、停止时所产生的水汽、管道内不饱和气液两相流、管径收缩时的不稳定、阀门在运转时的频繁操作等。
（二）动力设备动平衡性能差以及设备基础不合格而引起振动高速运行的动力装置由于惯性力失衡，会引起转轴和机壳的整体震动，从而引起与设备连泵安全喷淋装置在调试过程中，与之连接的管路发生了较大的振动，经检验，该机组的底座水平度不符合标准。
核电机组负荷调节制约因素分析
核电机组负荷调节制约因素分析摘要：核电机组参加电网负荷调节，会受到一些技术和安全因素的影响。
这些因素归纳起来主要表现在增加废水、影响设备可靠性、对核燃料以及人因等方面。
该文主要结合国外核电机组参加调峰情况，从上述四个方面进行了分析。
关键词：调峰废水设备核燃料人因失误中图分类号：tm623.7 文献标识码：a 文章编号：1674-098x （2012）12（a）-000-02核电站核安全的总目标在于保护人员、社会和环境免受放射性危害。
自从核电技术问世以来，核安全的问题一直受到的社会的普遍关注。
在20世纪70年代的前苏联切尔诺贝利事故和80年代的美国三厘岛事故发生以后，核电的发展陷入长时间的停滞时期，直到本世纪初才有所缓和；2011年3月份发生的日本福岛核事故对核电发展也造成了深远的影响。
核安全对人员、社会和环境的影响必须受到高度重视，因此，核电负荷调节应充分考虑对安全性的影响。
该文从技术和安全性的角度对核电参与电网调节的制约因素进行了分析。
1 核电调峰增加废水核电站是通过功率补偿棒、温度控制棒、硼浓度配合使用来改变应堆功率的，改变反应堆功率时，功率补偿棒下插到整定棒位时如果不能完全满足功率变化的需求，则温度控制棒就会动作加以补偿。
但温度控制棒会受到棒位的限制，在正常功率运行期间，其棒位必须位于调节带中部，因此，在负荷变化过程中，当温度控制棒棒位接近调节带上部或下部时，需要通过调节硼浓度将温度控制棒赶到调节带中部。
另外，在负荷变化过程中引发的氙浓度变化也需要调节硼浓度对其补偿。
所以，几乎每次负荷变动都会涉及到硼浓度调节。
下面的示意图表明了硼浓度的调节过程。
稀释的时候，需要往一回路中注入清水，硼化的时候，需要往一回路中注入高浓度的硼酸溶液。
由于一回路的水装量是一定的，所以在改变硼浓度以调节r棒棒位时，不论是清水还是硼酸注入一回路时都必须有一部分水从一回中排出，以满足一回路的水装量要求。
因此，调节硼浓度时，尤其是在稀释过程中必然会从一回路释放出一定量的放射性水等待处理，稀释的越多，释放的水量就越大。
关于核电厂管道振动原因以及应对策略探析
关于核电厂管道振动原因以及应对策略探析发表时间：2020-12-29T14:29:15.203Z 来源：《基层建设》2020年第25期作者：余朝贵[导读] 摘要：核电厂主要由管道组成。
如果核电厂管道发生振动，则容易引起管道疲劳，管道的长期疲劳会使管道承受更大的外部压力，管道在承受较大压力的情况下会发生开裂现象，问题严重时核电厂可能还需要停止工作进行检修，甚至还会带来灾难性事故。
核工业工程研究设计有限公司北京顺义 101300摘要：核电厂主要由管道组成。
如果核电厂管道发生振动，则容易引起管道疲劳，管道的长期疲劳会使管道承受更大的外部压力，管道在承受较大压力的情况下会发生开裂现象，问题严重时核电厂可能还需要停止工作进行检修，甚至还会带来灾难性事故。
近年来，随着社会的快速发展，人们对核安全的关注程度逐步提高，此外，核电事业的发展对我国社会经济和居民生活产生着重要影响。
基于此，本文简要分析了引发核电站管道振动的几点原因以及相应的应对措施。
关键词：核电厂；管道振动；原因；应对策略引言核电厂管道的振动常常会引起管道的失效，严重时还会造成事故。
上世纪八九十年代，美国多次发生管道开裂事故。
除此之外，美国的一项调查数据显示，上世纪的后三十年里，全球有50多例核电厂管道失效事件，失效原因均为管道长期振动。
管道振动严重时会导致核泄漏，核电厂也不得不停堆检修。
核泄漏不仅对核电厂工作人员的身体造成很大损害，也会对生态环境造成严重的破坏；停堆检修不利于核电厂的长期发展，因此核电厂管道振动问题已引起了全球相关人员的关注和重视。
一、流体波动引发的管道振动现象（一）具体分析所谓的流体脉动，就是管道内以速度、密度以及压力等为代表的流体参数随着位置、时间的变化而发生周期性变化的一种现象，泵的非持续性加压确保了管道内部流体输送的实现。
然而这种非持续性加压方式会使管道内的流体所承受的压力具有不稳定性，主要表现为围绕一个稳定值发生上下的波动。
核电主设备接管分析法设计一次应力可靠性分析
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核电厂管道振动原因分析及对策
核电厂管道振动原因分析及对策管道系统是核电站的重要组成部分，对核能发电有着非常直接的影响，而管道振动则是一直以来引发管道疲劳损坏等一系列事故、阻碍核电站正常运行的重要问题。
为此，本文从流体脉动、水锤冲击、自然因素、人为因素等多个角度入手，对核电厂管道振动的主要原因进行了分析，并在此基础上提出了一些较为可行的应对策略。
标签：核电厂；管道振动；设备引言：随着社会经济的不断发展与人民生活水平的逐渐提高，我国社会电力需求以及供电压力都变得越来越大，在这一背景下，核能作为当前最为重要的清洁能源开始的得到了广泛重视，而我国的核电站应用范围也在不断扩大之中。
然而由于管道振动等一系列问题的影响，核电厂的正常运行却一直存在着很大的限制，因此，如何有效解决管道振动问题也就成为了当前核电厂所面临的巨大挑战。
一、核电厂管道振动的主要原因（一）流体脉动流体脉动简单来说就是管道内流体因速度或压力不稳定而形成的呈周期性变化的流动状态。
在核电厂中，管道通常需要通过泵进行间歇性的加压才能够完成对流体的输送，而这样不稳定的压力自然就很容易使管道内出现脉动状态，进而会对管道产生激荡力，造成管道的振动。
这样的管道振动幅度并不，也基本不会对管道造成影响，但由于管道会经过调节阀、稳压器、热交换器等设备，因此一旦管道内流体在脉动状态下流经这些部分的管道，就很容易使这些设备的内部结构出现振动损伤或引发振动疲劳破坏事故，影响核电厂的正常工作。
（二）水锤冲击水錘冲击又被成为水锤现象，实际上只是一种形象的说法，通常指给水泵在启动和停止时，因水流冲击而在管道中产生的一种严重水击，通常可分为启动水锤、关阀水锤以及停泵水锤几种[1]。
在核电厂中，水锤冲击现象是十分常见的，由于管道内水体流动是由管道阀门与水泵控制，因此一旦水泵、管道阀门突然开启或关闭，水体的流速就会在短时间内出现巨大变化，在加上管道的内壁比较光滑，因此水流就会在惯性的作用下产生巨大的压力，进而产生破坏作用。
核电站核岛辅助设备安装质量控制对策的分析
核电站核岛辅助设备安装质量控制对策的分析随着我国经济的快速发展，电力需求量不断增加。
为了满足人民生活和社会发展对电力的需求，核电站建设得到了快速发展。
核电站是国家重大工程，其中核岛辅助设备安装直接关系到核岛的正常运行和安全性。
因此，核岛辅助设备安装质量控制非常重要。
核岛辅助设备包括马达、泵等各类机电设备和配管、电缆等各类附件设备。
其安装过程是一个复杂的系统工程，安装质量直接关系到设备运行稳定性和安全性。
对于此类设备的安装，我们应该采取以下措施：（一）完善的设计文件并认真组织施工在设计文件编制过程中，设计方需要准确详细地描述设备的各项功能要求，并综合考虑其他工艺设备之间的协调配合关系，以确保设备的设计满足整个工厂的使用要求。
在施工阶段，工程施工单位应认真组织施工，按照设计文件要求，严格执行施工工艺和标准。
同时，通过现场监理和质量检查等措施确定施工质量是否合格，确保设备的安装质量可靠。
（二）制定完善的质量管理体系制定完善的质量管理体系是确保设备安装质量的重要手段。
质量管理体系应覆盖从设备采购、运输、装卸、安装等全过程，包括关键过程的质量控制点及质量控制规程等。
在安装过程中，应当实行全过程的质量跟踪及质量记录。
（三）严格的材料检验设备的运行稳定性和安全性与材料质量直接相关。
因此，在设备安装过程中，必须执行严格的材料检验工作，对进场材料和配套设备进行检测和验收，确保材料的质量符合设计和施工要求。
（四）严格的验收标准设备安装完成后，必须执行严格的验收程序，检查设备的安装质量，包括设备的支架、接线、管道、阀门、电缆、钢结构等。
验收工作要有详细清晰的验收标准，发现问题及时整改或重新装配，确保设备的安装质量符合要求。
（五）注重人员培训安装人员所拥有的技术与知识直接关系到设备的安装质量。
因此，对于安装过程中的每个细节问题，需要注重对作业人员的指导和培训，保证他们对每项要求的认识、理解和应用能力。
总之，核岛辅助设备安装质量的保障是核电站建设的重要组成部分。
核电站抗震管道的风载荷实例分析
力 、温度 、地震 、气候影响 、沉 降等 等。部分 核岛管 道 ，如 电气
厂房冷冻水 系统 中的部分管道布 置于 防护 厂房外 ，除了承受
以上载荷外还 承受 风载荷 。核 电站所 在 区域 的基 本风 压 比
较大 ，且 大都属于海岸 、湖岸 等地面粗糙度 为 Ａ级 的场 地 ，风
载荷对室外管 道的影 响 不容忽 视 。室 外抗 震管 道 承受 载荷
ｕ 一 风荷载体型 系数 ；ｕ 一 风压高度变化 系数 ；Ｗ。一 基本风压
（ＫＮ／ｍ’）。
三 、计算实例
（一）模型 。本文所用实 例为 某核 电 站 电气厂 房冷 冻水
系统处于室外 的部分 管道。该部分管道起始于 ＮＡ运行服务
厂房屋顶的冷水机组 ＧＦ，跨 越运 行服 务厂房 ，延 伸至 ＮＥ电 气厂房外 侧的防护厂房 ，后穿过 防护 厂房 的 ＡＰＣ壳 ，进人 ＮＥ 电气厂房 ，至冷冻水循 环泵 ＰＯ截止 。
【关键词 】核 电站 ；抗震管道 ；风载荷 ；ＳＹＳＰＩＰ；应 力分析 【作者 单位】李景殉 、￣－ｇ＇ｌ，中国核电工程有限公 司河北分公 司核 电工艺所
一 、 引 言 管道是核 电站 系统的重要组成 部分 ，在核 岛管道 的应力
分析计算 和评定 过程 中 ，管道 所受 载荷 通 常有 自重 、设 计压
载荷 。基本风压 由基本风速采用 以下公式计算得到 ：
ｗ 。 ＝ 扣 ＝筹
式中 ：ｗ０一基 本 风 压 ，ＫＮ／ｍ ；ｖ一风 速 ，ｍ／ｓ；ｐ一空 气 密
度 ，Ｋｇ／ｍ ；ｇ＿＿重力 加速 度 ，海 平 面 ９．８ｍ／ｓ； 一单 位 体积 空
气 重力 ，气压 为 １０１．３２５ＫＰａ，温度 为 １５％ 时 ＾ｙ＝０．０１２０１８ＫＮ／
降低核电厂设备与管道连接处载荷的方法分析
降低核电厂设备与管道连接处载荷的方法分析发表时间：2018-09-03T12:13:41.907Z 来源：《防护工程》2018年第7期作者：欧阳桂涛[导读] 核电厂内管系应力分析要遵守管道连接设备载荷的限制，本文主要介绍核电厂内压力容器、泵、换热器等设备接管载荷的限制以及降低作用在这些设备与管道连接处接管载荷的方法。
华科四维（北京）工程咨询有限公司深圳分公司广东深圳 518000摘要：核电厂内管系应力分析要遵守管道连接设备载荷的限制，本文主要介绍核电厂内压力容器、泵、换热器等设备接管载荷的限制以及降低作用在这些设备与管道连接处接管载荷的方法。
关键词：核电厂；设备接管；载荷许用；载荷方法1前言ASMEB31．1要求管道布置的设计要遵守管道连接设备的载荷限制。
设备可以是核电厂内的泵、反应堆压力容器、稳压器、罐子、热交换器，以及核电厂内其他所有的设备。
设计者需要明确核电厂设备接管载荷的限制，当进行管道力学计算时，管道与设备管道连接处的受力应控制在设备管嘴承受载荷的范围内，即使在热膨胀产生很明显的管嘴位移时也这样要求。
2降低核电厂设备与管道连接处载荷的方法在核电站内的关键核心设备无论是种类还是数量都非常繁多，本文主要通过设备冷却水热交换器与管道连接处的许用载荷进行分析研究。
在核电站中常用的热交换器有20余种，按结构形式可分为管壳式热交换器和板式热交换器，其工作状况直接影响到核电站的正常运行。
文中简单分析降低热交换器与管道连接处限制载荷的方法，并在各种工况中的使用限制条件下的应力进行组合的评定；对热交换器等设备进行接管载荷分析时，应该考虑管道自重、压力、接管载荷和地震载荷。
当面临施加在核电厂设备上的接管载荷过大时，一般来说设备已经采购完成，因为管道应力分析通常都在设备采购以后。
换热器设备规格书中接管各个工况下的载荷，换热器WCC001ＲF与固定支架K102．002/PF之间构成了一个独立的管系，管道的设计应使得管道产生的外部载荷不超过设备管嘴设定的数值，管道与设备连接处的载荷必须小于设备各个运行工况下的许用载荷。
不同核电设计体系管道应力分析载荷后处理研究
不同核电设计体系管道应力分析载荷后处理研究焦利辉;张磊;宋黔【摘要】不同核电设计体系对管道应力分析载荷后处理的要求也不相同,Pipestress后处理程序POS-TR功能强大且开放性较强,但相对M310和AP1000后处理的相关要求却针对性较弱.支架载荷、接管载荷、管道位移输出时无法自动对指定工况进行载荷组合.文中通过对AP1000、M310载荷后处理组合要求的深入分析,研究如何在Pipestress环境下利用POSTR程序实现不同核电体系的载荷组合要求,并形成标准命令流,从而达到了减少出错几率,提高工作效率的目的.【期刊名称】《管道技术与设备》【年(卷),期】2016(000)001【总页数】4页(P16-18,21)【关键词】Pipestress;POSTR;载荷组合;工作效率;管道应力;核电设计体系【作者】焦利辉;张磊;宋黔【作者单位】中国核电工程有限公司郑州分公司,河南郑州450052;中国核电工程有限公司郑州分公司,河南郑州450052;中国核电工程有限公司郑州分公司,河南郑州450052【正文语种】中文【中图分类】TB1220 引言核级管道应力分析软件Pipestress各应力项组合的开放性能较强，且后处理功能强大，但相对M310和AP1000后处理的相关要求针对性较弱。
支架载荷、接管载荷、管道位移输出时无法像SYSPIPE那样自动对指定工况进行组合，AP1000相关载荷的输出也需要根据AP1000相关要求手动组合实现。
力学工程师在后处理环节人工处理的工作量较大，且容易出错。
本文根据M310和AP1000载荷后处理的相关要求，研究如何利用POSTR程序实现不同核电体系的载荷组合要求，并形成标准命令流，从而减少出错几率，提高工作效率。
1 POSTR常见组合方法POSTR中常见的载荷组合方法有3种[1]：ME=0 范围的代数和相加ME=2 包络，求出被组合载荷的范围，其结果为最大最小值ME=3 SRSS2 M310载荷组合2.1 M310载荷组合要求M310的载荷组合方法按FRAMATOME公司中给出的方法进行[2]。
核电站主蒸汽和主给水高能管道假想破口载荷分析及防甩击限制器优化设计
1 +
1+
8 3
F My
m µ
+
le
(12)
3.3.3 应力强化长度 Le 在大变形情况下，需要考虑应力强化的影响。此时，应力强化长度 Le 为：
Le
=
3M pe 2f
1 +
1+
8 3
F My
m µ
+
le
(13)
3.4 管道变形状态与旋转点位置确定 在喷射力作用下，直管段因支点位置不同而处于不同的状态。特征长度确定之后，可以根据直
(1)
式中：Sa——持续载荷加偶然载荷； Se——热膨胀载荷； Sh——设计温度下材料的许用应力值。
2.1.1 持续载荷加偶然载荷（Eq.10） 在压力、重量、其他持续机械载荷以及偶然载荷（地震等）的作用下，管道应力必须满足：
Sa
=
Pmax D0 4t
+ 0.75i
MA
+ Z
MB
≤ 1.2Sh
(2)
本文从核电站高能管道破口类型及防护措施等基本要求出发，根据推导出的简化力学模型，给 出假想高能管道破口喷射力、喷射动能和特征长度的计算方法，按照核二级管道假想破口准则给出 VVP 系统假想破口位置，并在此基础上提出了一种适用于 VVP & ARE 系统 H 形和 U 形防甩击限制 器设计与校核的双线性优化计算方法。深入理解、准确掌握和灵活运用这一方法，对于突破国外技 术封锁、实现此类产品的国产化具有重要参考意义。
高能管道假想破损类型包括环向破裂（亦称周向破裂）、纵向破裂和泄漏裂缝。根据管道直径的 不同，设计中考虑的假想破损类型所有不同。
作者简介：张兴田（1954—），男，四川省绵阳人，研究员级高级工程师，1977 年毕业于清华大学，现任核电秦山联 营有限公司副总工程师
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降低核电厂设备与管道连接处载荷的方法分析
摘要：核电厂内管系应力分析要遵守管道连接设备载荷的限制，本文主要介绍
核电厂内压力容器、泵、换热器等设备接管载荷的限制以及降低作用在这些设备
与管道连接处接管载荷的方法。
关键词：核电厂；设备接管；载荷许用；载荷方法
1前言
ASMEB31．1要求管道布置的设计要遵守管道连接设备的载荷限制。
设备可以是核电厂
内的泵、反应堆压力容器、稳压器、罐子、热交换器，以及核电厂内其他所有的设备。
设计
者需要明确核电厂设备接管载荷的限制，当进行管道力学计算时，管道与设备管道连接处的
受力应控制在设备管嘴承受载荷的范围内，即使在热膨胀产生很明显的管嘴位移时也这样要求。
2降低核电厂设备与管道连接处载荷的方法
在核电站内的关键核心设备无论是种类还是数量都非常繁多，本文主要通过设备冷却水
热交换器与管道连接处的许用载荷进行分析研究。
在核电站中常用的热交换器有20余种，
按结构形式可分为管壳式热交换器和板式热交换器，其工作状况直接影响到核电站的正常运行。
文中简单分析降低热交换器与管道连接处限制载荷的方法，并在各种工况中的使用限制
条件下的应力进行组合的评定；对热交换器等设备进行接管载荷分析时，应该考虑管道自重、压力、接管载荷和地震载荷。
当面临施加在核电厂设备上的接管载荷过大时，一般来说设备
已经采购完成，因为管道应力分析通常都在设备采购以后。
换热器设备规格书中接管各个工
况下的载荷，换热器WCC001ＲF与固定支架K102．002/PF之间构成了一个独立的管系，管
道的设计应使得管道产生的外部载荷不超过设备管嘴设定的数值，管道与设备连接处的载荷
必须小于设备各个运行工况下的许用载荷。
在此情况下，通过下面几种常用的方法来降低作
用在设备与管道连接处的接管载荷。
（1）由于设备、管道自重所引起的载荷，则适当增加支架作为支撑。
在设计支吊架的时候，使用刚性吊架、弹簧吊架和恒力吊架等承重性支吊架，用来承受管道自身重量、保温层
重量和管道中介质的重量等；水平管道的承重支吊架间距不能超过管道的允许间距［3］。
在设备冷却水换热器与管道的三维布置图以及热交换器技术规格书接管各工况下载荷表中显
示管道的直径为18寸，由于管径较大，从而引起管道的自重比较大，设计时若在管段bc处
设置一支架，K201．001常采用弹簧支架，如果采用刚性支架，当管道热涨时，会造成管道
和支架应力过大，出线损坏；但是如果把支架设置在K201．002点，此支架的坐标与设备管
嘴a处坐标相同，支架类型可以使用刚性支架，因为管道热涨时ab段与dB段热涨长度基本
相同，支架K201．001处只有水平方向的位移，没有垂直向位移。
（2）由于管道摩擦产生的载荷，考虑采用低摩擦垫板。
设计时在设备与管道的三维图中
设置了K102．003为GL导向支架，在设计导向支架时考虑采用低摩擦系数的光滑垫板或者
垫板与管道之间的累积间隙保留2mm±1，从而减少导向支架与管道之间产生的摩擦力引起的载荷。
（3）对直接热膨胀增加约束并将其所造成的载荷远离对载荷敏感的设备。
如果与设备连
接的管道温度偏高，压力较大时，设计者在做约束支架时应远离设备，当地震产生的位移比
较大时应适当增加阻尼器支架。
尽量在热涨位移较小的地方设置支架，起支撑、限制约束的
作用，热涨位移大的地方取消约束；热胀量超过100mm的架空布置的管道应选用加长管托，以免管托落到管架梁下。
（4）防止管道振动。
在管道布置设计时设置的阀门支架不但考虑支承重量，还要考虑管
道热膨胀及承受振动的力。
当阀门进出口压差比较大或者液体管道减压过程产生气体时，均
易产生剧烈振动，管道还应考虑水锤的可能性。
如果热胀力允许，应把固定架设置在调节阀
的出口侧，进口侧管道上设滑动架，如果有必要时在调节阀出口侧的垂直管段上设导向架。
在管道支架间距要求允许的情况下，避免将支架生根于建筑结构梁上，防止支架把管道的振
动传递给建筑物，因此在管道布置设计时把管道的支架生根在楼板基础上。
在管道上不允许
产生位移的地方，应设置固定支架。
固定支架生根在牢固的厂房结构或专设的结构物上。
（5）增加管系的柔韧性。
尽量利用管道的自身支承作用，少设置或不设置支架；要利用管系的自然补偿能力合理分配支吊架点和选择支吊架类型。
增加管系柔性的方法：增加膨胀节，但是膨胀节降低了管道的总体可靠性，因此增加膨胀节是最后的解决方法。
管系中的弯头可增大管系的柔性，但设置较长的直管段比一系列通过连续弯头连接的多段直管段的柔性更好。
管道系统的形心离两个端点间（对仅有的两个固定支撑的管系而言）的直线越远，热胀应力就越低。
（6）考虑采用冷紧措施。
冷紧是在管系中引入一个简便的方法来补偿产生的热膨胀，它可用来减小设备中的载荷。
3其他非核级、非抗震标准设备管嘴的载荷限制
其他非核级设备、非抗震标准的载荷限制由制造厂提供，或者如果该设备是按照规定载荷限制的标准所制造时则按照该载荷限制；对按照这些标准的设备，制造厂基本上要求按标准去设计用于某一最小载荷的设备。
另外买方可在采购技术要求中规定设计最小设计载荷。
设计者在管道布置设计时，应使管道产生的外部载荷不超过设备管嘴的许用载荷，即使在热膨胀产生很明显的管嘴位移时也应满足这样的要求；如果发生了热膨胀产生的管嘴位移很明显，设备的供应商应在设计的研究阶段就应该通知设备购买方设备管嘴热膨胀的位移量和方向；当管系计算完成后，管道与连接设备的实际计算载荷大于设备规格书中的载荷值，应将实际载荷提供给设备的供货商，供货商进行复核计算，以保证设备的接管载荷与管系计算的实际载荷相适应。
4结束语
核电厂的设备与其连接的管道是相互作用的，管道会对核电厂设备管的嘴产生一个作用力，在核电站的各个工况运行时设备管嘴所受载荷不能超过设备管嘴的载荷。
管道设计时对核电厂中的设备及连接的整个管系进行自重、压力载荷和接管载荷下的模态分析、静态分析和地震载荷下的动态分析，并按ASME的相关要求，对其在各种工况条件下的应力进行组合与评定，通过增加承重支架、π型弯、减小摩擦系数及其膨胀节等措施，使计算应力值与规范规定的应力限值之比小于等于1，管道与设备连接处各个工况下的接管载荷小于设备规格书中的许用载荷，并满足相关规范要求。
参考文献：
[1]李景珣，王刚. 核电站抗震管道的风载荷实例分析[J]. 产业与科技论坛，2016，15（10）：43-43.
[2]杜广，陈昊阳，杜晓彬，等. 降低核电厂设备与管道连接处载荷的方法分析[J]. 产业与科技论坛，2016，15（16）：71-72.
[3]杨展. 关于加强核电站管道支吊架的优化设计分析[J]. 建筑工程技术与设计，2017（6）.。