简介：摘要钢制安全壳(CV)拼装车间为核电厂安全壳上下封头、筒体等设备的现场拼装车间，为便于安全壳上下封头、筒体等设备拼装完成后的运输，东西两侧山墙设计为可拆卸式。钢制安全壳(CV)拼装车间施工具有工期紧、工程量大、施工难度大、冬季施工降效（长达4个月）、制约因素多等特点。如何通过制定合理的施工进度计划，采取有效的控制手段确保工期目标实现是进度控制的重点。本文分析了影响钢制安全壳(CV)拼装车间施工进度的主要因素，提出了加强施工进度控制的具体措施。通过从进度控制体系、进度管理制度、进度控制手段等方面加强对钢制安全壳(CV)拼装车间施工的进度管理，较好的保障了钢制安全壳(CV)拼装车间可用时间节点的顺利实现，为后续拼装工作开展打下了坚实基础。

简介：摘要AP1000核电站属于第三代核电技术的一种，由美国西屋电气公司设计。其安全壳结构为双层外层结构由预应力混凝土建成，主要作用是对内部结构进行保护、对辐射进行屏蔽；内层则是CV（钢制的安全壳容器），事故出现时，能防止辐射性物质向外泄露。本文基于AP1000核电站钢制安全壳防护涂层设计要求，对相应的设计技术进行分析。

简介：反应堆事故工况下,钢制安全壳是防止放射性物质向环境释放的重要屏障,因此有必要研究分析事故条件下传热削弱因素（如壁面油污和锈斑）对安全壳完整性的影响,以评估安全壳的潜在失效风险。本文应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以冷管段双端剪切事故为基准工况,分别研究了壁面油污和锈斑为代表的不利因素对钢制安全壳温度和压力的影响。分析结果表明：事故发生后1000s内,壁面油污和锈斑的位置和面积对换热的影响甚小,1000s后油污和锈斑面积对安全壳压力和温度的影响占主导地位;起拱线附近油污或者锈斑面积超过湿区面积的20%时,安全壳均可能面临失效风险。

简介：摘要：核电厂的三大安全目标是反应性控制、堆芯冷却以及放射性包容。核电厂安全壳作为放射性物质包容的第四道屏障，在发生一回路冷却剂泄漏的情况下可以通过自身的设计保证三大安全目标，防止放射性物质向环境的释放。本文根据俄罗斯VVER机组的设计特点，从主控室运行人员的角度出发，介绍了安全壳由于仪表故障而导致安全壳隔离与安全壳喷淋误动作的事故处理，通过安全仪控系统触发反应堆停堆保护，保证反应堆可靠进入次临界状态。从事故现象、故障诊断、事故处理三个方面进行讨论、研究，以提升核电厂在此类事故下相关工作人员的事故处理以及应急响应能力。同时通过理论分析，阐述了相应事故规程具体步骤实施的实际意义以及存在的问题，为同行电站提供一定的参考价值。

简介：基于无机富锌涂层优良的防腐性能和热传导性能。AP1000核电站钢制安全壳广泛采用了无机富锌涂层进行防护。通过对不同厂商的无机富锌涂层直线对接工艺研究，获得了一整套对接施工工艺，研究了接缝区域的力学性能并对两种涂层的颜色进行了对比分析。在工程实践中实现了同一台安全壳设备采用不同厂商的无机富锌涂层对接施工，降低了工程建设中受单一涂层制约的风险。

简介：摘要：CAP1400钢制安全壳是非能动冷却系统的一个重要组成部分,其贯穿件套筒与插入板组件的焊接为安全壳焊接过程中的难点之一。通过对产品焊接前、中、后全过程进行直接目视检验，发现其存在的焊接质量问题并对其分析，找出解决问题的可行性措施，从而提高组件焊接质量。

简介：摘要随着全球能源需求的不断增长，化石燃料等不可再生能源的日益枯竭，核电作为一种经济、高效的清洁能源，在世界范围内得到了广泛应用。然而一旦发生核事故，会对人们的生命财产安全造成毁灭性的灾难。核电站安全壳混凝土结构因其对安全性、整体性及密封性等方面的考虑，在材料、结构及功能上均有别于普通混凝土结构，有必要对其耐久性进行重点研究，寻找混凝土腐蚀及损坏原因，为提高安全壳的使用寿命提供参考。

简介：摘要：国内某电厂三四号机组安全壳喷淋泵型号为9LDTP-3，电机型号为HYLKS400-4。该泵在调试期间曾出现过对中标准与电机振动无法兼顾的情况，后调整对中平行度为0.27mm，电机振动满足要求。在首次大修中，维修人员对该泵对中标准与电机振动无法兼顾的缺陷进行处理。

简介：摘要 本文主要通过对不同预热温度下E9018-G-H4焊接SA738B厚钢板焊缝显微组织和不同试验温度下的冲击韧性结果分析。从结果上看，焊缝的显微组织受预热温度的影响很小。焊缝的金相组织基本为针状铁素体、下贝氏体、先共析铁素体，随着预热温度的升高，针状铁素体逐渐升高；同时，不同试验温度下焊缝的冲击韧性随着预热温度的先升高后降低，为降低裂纹倾向和经济性原则，焊接预热温度建议选择100~150℃。

简介：摘要安全壳整体密封性试验是一项大型的、占主线计划的周期性试验，准备加实施的时间很长，对试验的组织、准备、实施过程、遇到的问题等进行经验反馈和总结改进，对于优化试验周期，提高试验效率，保障试验成功是很有必要的。统筹管理接口，合理安排进度，建立巡检制度，重点关注易出问题点，以上四点可以在机组后续周期性的试验中进行借鉴，逐步建立一套完整、有序的试验机制，保障试验按时按质完成。

简介：本文是核电站遭袭后果评估的一部分内容，不考虑核电站安全壳内部复杂的结构和设备、管道，仅对安全壳的预应力混凝土结构的固有特性进行分析，从而得出安全壳振动模态的各阶频率。

简介：摘要安全壳喷淋系统是福清核电站机组专设安全设施之一。当安全壳内一回路或者二回路发生破口时，安全壳喷淋系统可以保持安全壳温度和压力在可承受的值，以保证安全壳的完整性，并在事故时可以降低安全壳内的气体裂变产物浓度，尤其是碘。本文通过分析福清核电站安全壳喷淋系统的动作逻辑，结合事故处理过程中存在的设计问题，提出福清安喷系统注药进行设计改进建议，有一定的借鉴意义。

简介：摘要：本文结合调试实际过程，对安全壳过滤排放系统整体保压试验、液位报警试验和加药充氮环节过程进行了论述，并且分析了调试中碰到的问题及解决办法。

简介：摘要：事故后安全壳内聚集的氢气会对安全壳完整性带来严重威胁，锆水反应是氢气的最主要来源。为控制这一风险，通过稀释或消除氢气的方法来降低其浓度。国内各类堆型采用的事故后消氢方法不尽相同，主要以移动式氢气复合装置、非能动氢气复合器和氢气点火器等消氢设备来实现这一功能。AP1000采用了非能动氢气复合器+点火器相组合的方式，可合理有效应对设计基准事故及超设计基准事故下的氢气威胁。

简介：

简介：近些年随着国内核电机组的大量投运，试验频次已大幅增加，人们对试验的认识也不断深化．积累的经验也相当丰富，因此如何优化试验工艺流程，缩短工期已逐渐成为所有相关从业者的共同愿望，如何在核安全、质量与工期、效益之间寻找合适的“平衡点”，已成为核电从业者必须解决的重大课题。根据多年的现场实践，文章比较全面地总结了近年来安全壳打压试验的重要经验以及在试验工艺优化方面所做的一些初步尝试，并对该试验未来可能的优化方向进行了较深入的探讨。

简介：摘要：核电作为清洁、经济和可持续发展的能源，得到了大力发展而备受关注。核电站在生产大量电力的同时，也会产生放射性物质，一旦泄漏，后果不堪设想。安全壳隔离阀是核电站最后一道屏障的重要组成部分，其具有良好的密封性成为维护公众安全的重要前提之一，其密封性在设计、建造和运行技术规格书中做了严格的规定。本文就安全壳隔离阀密封性试验问题进行分析。

简介：摘要：“华龙一号”核电是我国具有完全自主知识产权的三代核电技术新堆型，采用双壳结构，内壳为预应力钢筋混凝土结构。由于采用后张法施工，预应力施工容错率低，尤其灌浆后不可逆。本文通过鉴定试验、验收试验、全尺寸灌浆试验，对“华龙一号”核电预应力制浆技术进行研究，针对全尺寸灌浆试验时产生的质量问题进行分析，解决因浆体原因造成的质量问题。

简介：摘要安全壳喷淋泵是压水堆核电厂内行使重要安全功能的核级转动设备，介绍了安全壳喷淋泵的结构特点，同时介绍了该泵在安装试车过程中出现的诱导轮刮擦问题的排查处理过程，为其他相同设备安装及类似问题的处理提供参考。

简介：摘要：安全壳内热量主要由安全壳循环冷却系统导出，由开放式冷却塔释放至环境。冷却水在冷却塔内与空气接触，利用空气对流和自然蒸发输出热量，该工作方式会造成空气中杂质进入系统，且塔内存在浓缩现象。随着运行时间增长系统积垢和腐蚀现象加剧，对系统可靠性造成不良影响。本文提出将安全壳循环冷却水系统改为闭式循环，利用厂用冷冻系统作为其冷源的设想。通过系统间热传输计算和系统之间的影响分析，验证了设想的可行性。