研究了钢衬壳局部热屈曲的特点、屈曲后的模态、稳定性以及屈曲前和屈曲后的能量变化与温度的关系,得到钢衬壳在局部屈曲模态下存在最小能量模态,并根据结构稳定的充要条件判别该模态为钢衬壳局部屈曲后的稳定模态;提出了求解钢衬壳局部热屈曲温度的能障法,得到了钢衬壳在不同温度下的能障与温度的关系.

根据核电站安全壳表面裂缝的表现形式,分析了裂缝的形成原因,通过建立ANSYS分析模型,研究了夏季和冬季时安全壳的表面温度应力。结果表明,运营期间裂缝产生的主要原因为混凝土收缩应力和温度应力造成的,并针对安全壳表面裂缝提出了处理建议。

基于美标和法标两种标准,开发了一套安全壳整体密封性试验数据分析软件。介绍了两种标准的计算原理。提出了接口通信、功能逻辑、界面布置、试验操作方面的解决方法,实现了依据两种标准进行泄漏率计算的并行运行。提供了一种可覆盖国内所有核电安全壳整体密封性试验数据分析的技术方案,该软件已应用于实际工程中,通过试验结果分析,验证了该软件的可靠性。

CPR1000机组正常运行时,通过安全壳泄漏率在线监测系统对其安全壳密封性进行实时监测,并以安全壳内外压差在+60 hPa(6 kPa)下的泄漏率估算值来进行考核。该系统存在固有的计算模型缺陷,即在启机积累拟合数据的初始阶段,法定泄漏率值存在一个计算“真空期”。基于某核电厂1、2号机组在线监测系统的运行实践及对历史数据的统计分析,对系统初始阶段判断安全壳密封性的思路进行了探讨,并由此提出了一套判断方案。该方案在一定程度上弥补了上述计算“真空期”的缺陷。

安全壳隔离阀密封性试验作为核电站机组大修期间的重要试验项目,其试验质量和工期要求对整个大修工作起到关键性的作用。基于流量补充法,结合某核电站机组大修实例,阐述了针对两个机械贯穿件的隔离阀同步进行密封性试验的优化方法,并进行了优势分析。结果表明,机械贯穿件组合PTR213TW和PTR219ATW应用该优化方法后,工期缩短了121 min,为后续隔离阀密封性试验的开展提供了有效指导。

本文从安全壳整体密封性试验的意义和具体试验条件要求出发,分析在这个大型试验中的普遍或特殊需要,讨论从运行角度需要考虑的工作内容和重点,提出运行准备工作的具体实施方法。推动试验更好更快的开展完成大修工作优化提升。

安全壳是反应堆第三道安全屏障,对反应堆及主冷却剂系统提供环境保护,并保护反应堆免受外部危害。安全壳整体密封性试验用于检验安全壳是否满足设计要求。以田湾核电站T202大修中的安全壳整体密封性为切入点,着重论述单层安全壳与双层安全壳在整体密封性试验中的差异,以探寻更为优化的安全壳整体密封性试验方法。