某电厂重件码头改造装卸乏燃料工艺研究

依托某核电厂重件码头作为乏燃料海运中转码头,研究其改造后装卸乏燃料货包的工艺可行性及适应性,核算已有码头设备与乏燃料运输船装卸作业要求的匹配情况,可供其他核电厂重件码头改造参考。     

关于滨海核电厂重件码头设计中一些问题的探讨

核电厂重件码头有其自身的独特特点,其方案设计过程中的港址平面位置、船型选择、结构选型和码头高程等问题与常规码头设计略有区另Ⅱ。文中结合国内核电重件码头的工程实例和所遇到的实际问题,对滨海核电重件码头结构设计过程中需注意的一些问题和产生的原因进行了阐述和探讨,并给出相应的解决方法。     

用遮帘桩型式改造三峡库区大件设备运输码头

三峡库区大件运输具有临时性、短期性的特点,大件码头的建设大都采用老码头加固改造的方式.通过对三峡库区现有码头结构特点和库区水文条件的分析,提出用遮帘桩型式的改造方案,并对改造方案的结构稳定性进行了计算分析.遮帘桩型式改造三峡库区大件运输码头,结构稳定性能够满足要求,同时结构对航道的通航能力不产生影响,是一种可以应用到三峡库区及其他山区河流水库大件运输码头改造的方案.     

核电重件码头装卸工艺系统改造方案设计

结合长江中游某核电重件码头装卸工艺系统改造项目,充分考虑码头设施现状及改造要求,提出了3种装卸工艺方案进行比选及优化,解决了码头空间有限问题,在保留码头重件装卸功能的前提下,使其具备散货装船及件杂货装卸船的功能,可供类似重件码头改造工程参考。     

国内核电厂大件码头总体设计要点

从总平面布置、吊卸工艺和结构形式等方面对国内已建和正在实施的核电厂大件码头设计方案进行介绍,并总结大件码头总体设计的思路和要点,供核电厂大件码头设计参考。     

浅析某内河核电大件码头装卸工艺的选取

核电作为一种新能源,在我国有着较广泛的应用。作为核电设备,尤其是某些重要部件具有超重、超大和不可拆分性,对于码头装卸工艺提出了较高的要求。本文对某内河核电大件码头装卸工艺的选取进行分析并最终选取合适的装卸工艺方案。     

大件运输双体船改造分析

采用有限元直接计算方法,对改造的大件运输双体船进行全船结构计算分析。该船由两艘甲板驳拼接而成,用于运输箱梁。结果表明,通过合理的拼接和简单的工序,能将旧船改为符合具体特殊要求的双体船,避免应力集中,较好地承受和传递载荷。     

三峡库区重大件运输码头改造结构型式和装卸工艺

由于三峡库区大件运输具有临时性、短期性的特点,因此在大件码头建设中大都采用老码头加固改造的方法。通过对三峡库区现有码头结构和装卸工艺特点的分析,结合库区实际水文条件,提出3种不同的码头加固改造方案和3种卸船工艺,对三峡库区及山区河流大件码头的改造具有重要的参考价值。     

滨海核电厂海工建筑物设计标准探讨

作为滨海核电厂的重要组成部分,海工建筑物的设计标准值得研究和探讨。根据核电安全法规及相关规范的要求,对滨海核电厂海工建筑物的结构功能进行分析,将各海工建筑物的安全等级进行系统划分,明确核电厂海工建筑物设计标准需要考虑的内容,并总结海工建筑物设计标准的确定原则。结合国内在建的陆丰核电厂,确定该项目设计参数的标准值,对合理降低核电厂海工建筑物设计标准的思路和方法进行总结,可为类似工程提供参考。     

国内滨海核电厂取排水工程设计发展趋势

基于滨海核电厂取排水工程设计实践,分析了工艺要求、阐述了设计逻辑并明确关键技术。取排水工程关键技术包括温排水扩散试验研究、波浪对构筑物的作用、泥沙冲淤试验研究、结构形式与地基的适应性、海洋生物或异物防治等方面。归纳总结了明渠、管涵、明渠管涵组合等3种取水形式和明渠、管涵两种排水形式的应用,介绍核电厂关于泥沙淤积和取水口堵塞的运营反馈,分析核电厂取排水工程面临的新形势,展望设计优化创新的方向。     

浅谈核电站安全壳结构设计

  目的  为了探索船用堆安全壳整体和局部泄漏率水平,明确安全壳密封性试验验收准则标准,并开展安全壳周围舱室的气载放射性物质浓度分析。  方法  基于陆上核电站安全壳密封性试验标准,根据“标准分析−提出指标−验证指标”的总体思路,开展浮动核电站泄漏率指标分配、泄漏率计算和可行性分析研究。   结果  结果表明,设计基准事故工况下,浮动核电站安全壳整体泄漏率应控制在3‰/24 h左右,B类和C类贯穿件泄漏率分配分别占整体泄漏率的10%和50%;在试验工况下,安全壳整体泄漏率考虑25%的设计余量。  结论  泄漏率数值分析计算结果满足指标要求,并具有较好的设计余量,对明确安全壳密封性试验验收准则具有重要参考价值。     

滨海核电厂取水泵房前池水位波动控制标准的探讨

主要论述泵房前池水位波动控制标准的提出、相关规范要求以及水位波动模拟和测定方法,结合具体的工程实例对泵房前池水位波动控制标准以及长周期水位波动影响进行初步探讨。针对采用取水明渠+岸边式泵房取水的滨海核电厂取水泵房前池水位波动控制问题,对极端气象条件下（如100 a一遇高潮位+50 a一遇波浪）的短周期水位波动控制标准宜进一步放宽控制标准,对设计基准洪水位+台风浪作用下由于长周期波引起的泵房内水位波动情况需予以考虑,避免由于长周期波动对泵房内相关操作平台和电气设备,以及对厂址防洪可能构成的威胁。     

船用核动力装置核安全事件的分级方法

在船用核动力装置运行的过程中,由于情况较核电厂系统复杂且环境更为恶劣,对于核安全事件的应急处理较为紧迫,又由于通信能力有限,因而船用核动力装置比核电厂更需要简洁而准确的事件报知能力,以便指挥体系以及技术支援体系能够迅速做出正确决策,制定并采取一系列救援和善后措施。针对船用核动力装置的事故特点,为解决各级决策者在异常工况下难以准确掌握事件严重程度的问题,围绕核动力装置的安全功能,寻找评价核事件后果的依据,结合《国际核和放射事件分级表(INES)》的成熟经验,建立一个统一的规则体系来描述事件的相关性质(尤其是安全上的重要性),使各方面通过简洁的沟通信息就能够获得对事件的共同理解,形成船用核动力装置核安全事件的分级方法。     

蒸汽排放系统蒸汽冷凝器动态特性仿真研究

  目的  基于船舶核动力装置蒸汽旁排系统的运行需求,开展旁排工况的动态特性分析及影响因素研究。  方法  根据蒸汽旁排系统的功能特点,建立蒸汽发生器、蒸汽系统、蒸汽旁路系统与主汽轮机匹配运行时的数学物理模型,分析汽轮机主汽阀速关、汽轮机甩负荷等极端工况下的动态运行特性和一、二回路的耦合匹配特性,验证仿真模型的精度和通用性。  结果  仿真结果表明：在旁排工况运行时,应根据船用反应堆的功率自调能力来选择合适的旁排阀、主汽阀及其匹配动作时间,并综合考虑蒸汽母管超压和汽轮机组超速等安全问题,同时应满足船舶其他设备的用汽需求。  结论  研究成果可为船舶核动力装置旁排工况的安全控制及旁排系统的优化设计提供参考。     

某核电工程海区水沙条件分析

为了从宏观上论证某拟建核电取水工程平面布局的合理性,依据大量实测资料,研究了该工程海区的水动力条件、泥沙环境以及岸滩冲淤演变特征。通过研究表明,该工程水域水动力不强、含沙量低、岸滩基本处于稳定状态,外界泥沙来源较少,在合理布置取水工程后不会产生较强的泥沙淤积问题。此外还结合该区的波浪及底质特点讨论了取水口位置,并进一步给出了局部防淤的相关措施。     

船用核动力装置技术状态综合评估模型研究

分析了船用核动力装置技术状态综合评估的特点,将船用核动力装置的技术状态评估分解为单元、设备、分系统3个层次,根据各层次技术状态评估的特点,确定了各级相应的评估模型,即灰色模糊评估模型、模糊神经网络模型、模糊层次评估模型。     

基于遗传算法的船舶核动力装置冷凝器故障诊断研究

根据核动力装置冷凝器的运行特点,分析了导致冷凝器故障的各种原因,并结合领域专家的知识建立了故障征兆集.将遗传算法与概率因果模型相结合,建立了故障诊断系统.从系统的诊断结果看,该方法能准确、快速诊断出故障,这对保证核动力装置的安全运行具有一定的指导意义.