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015_秦山核电厂辐照监督管改造设计流致振动分析研究

015_秦山核电厂辐照监督管改造设计流致振动分析研究
015_秦山核电厂辐照监督管改造设计流致振动分析研究

秦山核电厂辐照监督管改造设计

流致振动分析研究

谢永诚,姚伟达,孙万锋1

成伟,赵瑛峰2

(1 上海核工程研究设计院,上海 200233)

(2 西南计算中心,绵阳 621000)

摘要:为了对秦山核电厂反应堆辐照监督管改造设计作全面应力、疲劳分析,以及对原结构

作失效分析,需对原结构和改造结构作详细的流致振动(FIV)分析研究。本文在流场分析

的基础上,考虑多种流体激励力作用机理,并推导激励反应的表达式,采用ANSYS分析程

序对原结构和改造结构作了详细的模态分析和结构反应分析。结果清楚地表明了原结构失效

中振动频率的主导原因,由于改造结构的改进,基本避免了流致振动对结构造成危害的因素。

关键词:反应堆辐照监督管、流致振动、力学分析

中图分类号:

1 前言

2000年11月秦山核电站进行第五次停堆换料时,发现辐照监督管严重损坏。为此秦山核电公司要求考虑能满足设计寿命不少于30年的辐照监督管改造方案,并在2002年4月第六次停堆换料时更换新设计的辐照监督管及其支承定位结构。作为整个改造设计工作的一部分[1],流致振动(FIV)分析的目的是为应力分析提供由于流体作用而引起的结构载荷,同时为辐照监督管改造结构的最终安全评审和原结构损坏的原因分析提供依据。

2结构简述

遵照10CFR50 A.32和ANSI N18.2 5.4.3.3.12关于执行压力容器辐照监督大纲的要求,秦山核电站在堆内共设置了8根辐照监督管,以监测反应堆运行期间压力容器材料及焊缝脆性转变温度的变化,调整核电站的运行限值曲线。

辐照监督管由母材样品管、焊缝及热影响区样品管、连接管组件和抓头组件等组成,放置在位于压力容器与吊篮之间的环腔并通过支架固定在吊篮筒体外侧的保护套管内。图2.1为辐照监督管和保护套管原结构的示意图。

新设计针对原结构损坏的情况,重点改进辐照监督管的支承定位结构和结构的受力状况。取消了抓头组件和连接管上的支承弹簧,抓头组件直接与上样品管焊接联接,抓头组件与保护套管上部的配合也由定位片改为采用胀套形式的弹性卡头。而下样品管底部则采用弹性开口销结构与保护套管胀紧固定,从而在整体上改善了辐照监督管与保护套管间的联接。同时取消保护套管上的流水孔,以避免辐照监督管直接受到水流的作用。图2.2为辐照监督管组件改造结构的示意图。

图2.1 辐照监督管原结构简图图2.2 辐照监督管改造结构简图

3 输入参数

3.1 结构参数

辐照监督管支承定位结构的主要尺寸参数列于表3.1。

3.2 材料参数

辐照监督管组件除定位销、防松帽、盖板和螺栓联接件外,均采用321不锈钢材料。流致振动分析中使用的有关材料参数见表3.2。

表3.2 辐照监督管支承定位结构的材料参数

3.3 流体作用速度

流致振动计算中作用在结构上的流体速度由流场计算获得[3]。辐照监督管所在位置的径

向速度不大于1.5m/s ,切向速度不大于4m/s ,老结构轴向速度6m/s 。

4 载荷条件

4.1 激振力

辐照监督管位于反应堆安全壳与吊篮间的环腔内,在反应堆运行期间要受到各种激振力

的作用。参照吊篮部件防断支承组件流致振动分析[2]

并结合辐照监督管的实际情况,在辐照监督管支承定位结构流致振动分析中考虑的激振力见表4.1。

4.2 激振力的组合 在对每种流体载荷和吊蓝运动下结构各阶模态的位移反应进行计算后,可采用SRSS 法得到各阶模态下总的位移反应,即:

2

222icb

iVS iQS iRT i y y y y y +++=

4.3 阻尼

流致振动计算中,保守地将各阶模态的阻尼比均取为2%。

5 计算模型

5.1 有限元模型

有限元计算模型中,辐照监督管和保护套管均采用管单元模拟,辐照监督管和保护套管

间的联接采用弹簧单元模拟,见图5.1。

5.2 水的附加质量 由于辐照监督管支承定位结构位于反应堆环腔内相对狭窄的空间,在计算中必须考虑水的附加质量、或称水动力质量效应的影响。 5.2.1 改造结构

对改造结构而言,保护套管内的水和保护套管外的水所产生的附加质量均要加以考虑。 5.2.1.1 保护套管内部水的附加质量

由于保护套管内的水对辐照监督管和保护套管产生的附加质量,可按照ASME 规范N-1451.4[4]对狭长孔道中单梁附加质量的计算公式,计算其单位长度的附加质量。 对辐照监督管:

()()[]

223/121/l a a b a H a

+-=ρπ

(5-1)

图5.1

辐照监督管支承定位结构有限元计算模型

对保护套管:

()()[]

223/121/l b a b b H b

i +-=ρπ

(5-2)

式中b 为保护套管半径,a 为辐照监督管半径,l 为结构长度。 5.2.1.2 保护套管外部水的附加质量 由于保护套管外部的水产生的保护套管单位长度的附加质量,可用N-1451.1[4]对无限空间细长圆筒附加质量的公式计算:

()()

22222/b c b c b H b o

-+=ρπ (5-3) 其中b 为保护套管外半径,c 取无穷大。此时上式变为:

2b H b

o ρπ=

(5-4)

5.2.1.3 总附加质量

乘以长度后总的附加质量为: 辐照监督管:

()()[]

l l a a b a l H M a

a

?+-=?=223/121/ρπ (5-5) 保护套管:

l H H M b o

b i

b

?+=)(

(5-6)

5.2.2 原结构

原结构由于保护套管开有大量流水孔,因此辐照监督管和保护套管的附加质量均按排开

水的体积进行计算。

6

计算方法

6.1 流致振动计算的方法和步骤可归纳如下:

建立辐照监督管支承定位结构的有限元分析模型,计算结构的动态特性,得到固有频率、模态振型和模态刚度等。

将计算获得的动态特性与相应的试验结果进行比较,调整模型参数,使计算结果与试验数据相符。

对每阶模态由其模态振型、模态刚度、模态阻尼等结构特征数据,并结合作用在结构上的各种激振力,计算出在各阶模态下的结构位移反应y i 。

◆ 由每阶模态归一化的值,根据计算的每阶模态下的位移反应得到各阶模态力结果。 ◆ 考虑各种安全因子并将位移有效值(RMS 值)转换成峰值,转换因子为4.5。 ◆

在各阶模态下,将各阶模态力(共六个内力,包括两个水平力、一个垂直力、两个弯矩、一个扭矩)乘以上述系数,得到每阶模态下的结构内力。

采用SRSS 法对各阶模态力进行组合,从而获得结构的六个载荷(称为设计载荷)。

6.2 原结构纵向反应计算方法

由于原结构开有大量流水孔,使保护套管内的辐照监督管直接受到流体的作用。这种流体作用除产生横向激振力外,还产生纵向的激振力和绕对称轴的力矩。因此对原结构还进行了纵向流体作用下的反应分析。 6.2.1 纵向力作用反应计算

纵向作用力功率谱密度的表达式为:

[]

Hz N f f f G /017.01)

051.01(3.16)(22

22++?=

(6-1)

式中A eff 为辐照监督管的纵向迎流面积,其余参数不变。则上式变为: 式(6-1)的功率谱密度曲线如图6.1所示,相应的时间历程见图6.2。 6.2.2 力矩作用反应计算

力矩功率谱密度的表达式为:

[]

Hz mm N f f f G M /017.01)

051.01(10408.4)(222

224?++??=

(6-2)

其功率谱密度的曲线如图6.3所示,相应的时间历程见图6.4。

图6.1

纵向力的功率谱密度曲线(单对数)

图6.2

纵向力的时间历程曲线

图6.3

力矩的功率谱密度曲线(单对数)

图6.4

力矩的时间历程曲线

7 计算结果与评定

7.1 频率计算结果

改造结构在空气和水中的频率计算结果及相应的试验数据[5]列在表7.1中。

由上表可以发现,空气中固有频率的计算值与试验值基本上是一致的,静水中由于结构的特殊性和试验条件的限制仅获得了第一阶弯曲频率,其数值与计算结果也吻合得很好。试验还获得了前三阶频率在空气中的阻尼比,考虑到水中的阻尼比要略大些,因此在流致振动计算中阻尼比取2%。

原结构空气和静水中的固有频率计算结果见表7.2和表7.3。

表7.2 原结构空气中的频率结果(Hz)

7.2 设计载荷计算结果

7.2.1 改造结构设计载荷

改造结构典型位置的设计载荷计算结果列于表7.4。各表中FV表示轴向力、FX表示水平径向力、FZ表示水平切向力;T表示扭矩、MX和MZ表示弯矩。

7.2.2 原结构计算结果

对原结构在对应的肋片位置提供相应的载荷,与改造结构进行比较计算,以从一个侧面证明改造结构的合理性。计算结果见表7.5。

7.3 原结构纵向反应计算结果

7.3.1 纵向力作用反应结果

在纵向力作用下,辐照监督管原结构在定位销或定位片位置会产生摩擦,从而在该部位造成结构的磨损。其摩擦力和位移反应的时间历程如图7.1和图7.2所示,摩擦力和位移反应的峰值及发生时间见表7.6。

图7.1 摩擦力反应时程图7.2 位移反应时程

7.3.2 力矩作用反应结果

力矩的作用使定位片在保护套管两边的凹槽中产生一对水平正压力,这对正压力与纵向激励共同作用下就会使接触部位发生微动磨损,从而造成原结构的损坏和失效。正压力反应的时间历程如图7.3和图7.4所示,相应的峰值和发生时间见表7.7。

图7.3

正压力1反应时程

图8.4

正压力2反应时程

8 结论

流致振动分析采用大型有限元结构分析程序ANSYS 5.7版进行,首先建立辐照监督管

的三维有限元模型,计算结构的固有特性,在与相应的试验结果比较并对模型参数作出调整的基础上,进行结构的反应分析。 另外还对纵向力和力矩作用下原结构的反应进行了计算,为原结构失效原因的分析提供了依据。

从改造结构和原结构静水中频率计算的结果可以发现,由于改造结构增强了辐照监督管与保护套管的联接,从而有效地提高了结构的固有频率,其基频为71.3Hz (扭转),第一阶弯曲频率为155.3 Hz 。而原结构前两阶频率仅5.71Hz (扭转)和11.9Hz (上下),这是原结构在水流长期作用下导致最终失效的内在原因。

取消保护套管上的流水孔后,由于避免了辐照监督管直接受到水流的作用,使改造结构对流体激振力的反应大大减小。因此,从流致振动的角度看,取消保护套管的流水孔对确保结构在堆内长期可靠的运行是有利的。

9

参考文献

[1]景益,姚伟达,辐照监督管支承定位结构改造技术服务项目指导书,上海核工程研究设计院,2002.3。 [2]谢永诚,吊篮部件防断支承组件流致振动分析,上海核工程研究设计院(IN-506-RH ),1999.7。 [3]张明,秦山300MWe 核电厂反应堆辐照监督管及反应堆环腔三维流场分析,上海核工程研究设计院

(01FW30-004-M-RH ),2002.4。

[4]ASME 规范,第Ⅲ卷,第一册附录N-动力分析方法,1995版。

[5]施国麟,谢永诚等,秦山300MWe 核电厂反应堆辐照监督管动态特性试验和分析,上海核工程研究设

计院(01FW30-007-M-RH ),2002.4。

Flow-Induced Vibration Research for Irradiation

Surveillance Capsule Assembly in QinShan NPP

XIE Yonhcheng, YAO Weida, SUN wanfeng1

CHENG Wei, ZHAO Yingfeng2

(1 Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233)

(2 South-West Computer Center, Mianyang 621000)

ABSTRACT:To perform a comprehensive stress and fatigue analysis for the modified irradiation surveillance capsule assembly in QinShan NPP, as well as failure cause analysis for the original structure, a detailed FIV research for the modified and original ones is needed. Based on the CFD analysis, various flow excitations are considered and the response calculation is derived. Using ANSYS carries modal analysis and structural response analysis for the modified and the original structures. Results reveal the dominant cause for the original failure structure is the lower frequencies. For the modified structure, the possibility of damage due to FIV is basically avoided.

Key Words: irradiation surveillance capsule assembly; flow-induced vibration; Mechanics Analysis

作者简介:

谢永诚(1962——),男,高工,1984年毕业于同济大学应用力学专业,获核工业部科技进步三等奖一项,现从事反应堆结构力学专业。

姚伟达(1942——),男,研究员级高工,院副总工程师,1964年毕业于浙江大学应用力学专业,获国家科技进步三等奖一项,另获国防科工委科技进步二等奖两项,核工业部科技进步一等奖一项,二等奖五项,现从事反应堆结构力学专业。

孙万锋(1973——),男,工程师,1997年于上海交通大学故障诊断专业研究生毕业,现从事反应堆结构力学专业。

工厂供电毕业设计论文

学号04350403 毕业设计说明书石家庄危险废弃物处置中心供电系统设计 学生姓名王东亮 专业名称电气工程及其自动化 指导教师陈建辉 电子与信息工程系 2008年 6月9日

石家庄危险废弃物处置中心供电系统设计 Shijiazhuang hazardous waste disposal center power supply system design 2

摘要 众所周知,电能是现代工业生产的主要能源和动力。电能既易于由其它形式的能量转换而来,又易于转换为其它形式的能量以供应用;电能的输送的分配既简单经济,又便于控制、调节和测量,有利于实现生产过程自动化。因此,电能在现代工业生产及整个国民经济生活中应用极为广泛。 本工程为石家庄危险废弃物处置中心的供电系统设计,该处置中心大部分用电设备属于长期连续负载,全年工作小时数为8760小时,要求不间断供电,主要车间及附属设备均为二级负荷。采用10KV电压等级双回路线路提供电源,单母线分段,放射式接线的设计方案。设计内容包括负荷计算、方案选择、功率补偿计算、短路电流计算、设备选择、二次系统设计、继电器选择、防雷接地设计、照明设计等。由于缺乏经验,设计中有很多不足与疏漏,请老师给予批评指正。 关键词:供电系统;计算负荷;短路电流;设备选择;

ABSTRACT It is well known, the electrical energy is the modern industry production primary energy and the power. The electrical energy both comes easy by other form's energy conversion, and easy to transform for other form energy supplies the application; Electrical energy transportation's assignment both simple economy, and is advantageous for the control, the adjustment and the survey, is advantageous in realizes the production process automation. Therefore, the electrical energy applies in the modern industry production and the entire national economy life extremely widely. This project for Shijiazhuang hazardous waste disposal center the power supply system design, the disposal center’s equipment belonging to the majority of long-term continuous load, annual work hours to 8760 hours, uninterrupted power supply requirements, the main workshop and ancillary equipment are 2 load. Use 10 KV double-circuit voltage lines to provide power, sub-bus, radiation-wiring design. Design elements include load calculation, options, power compensation, short-circuit current calculation, equipment selection, the second system design, choice of the relay, mine grounding design, lighting design. Due to lack of experience, there are many inadequacies in the design and oversight, to criticize the teacher corrected. Key words:Power Supply System; calculated load; short circuit; equipment selection

秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告

秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告 缩写本 主要完成单位:上海核工程研究设计院 主要完成人:林伟贤、夏祖讽、邱启运、顾树川、刘健研究起止时间: 2000 年 7 月 目录 第一册总论 第二册电力系统 第三册厂址选择 第四册工程方案 第五册环境影响评价 第六册安全评价 第七册经济分析 第八册质量保证 第九册图册(略) 第一册总论 遵照国务院领导关于不改变我国发展压水堆核电站技术路线的前提下,可以适当引进重水堆发电能力的指示,中国核工业总公司与加拿大原子能公司( AECL)之间经过双方多次组团互访,协商讨论,确定了利用加方贷款购买两台加拿大 CANDU6型核电机组的意向。 1995 年 5 月中核总和加原子能公司签署了" 在中国秦山合作建造两台CANDU6机组的意向性协议,进一步确立了双方在秦山建造核电站的意向。此

间,国务院下文,重水堆核电厂址考虑放在秦山,按国家有关项目审批程序, 抓紧提出项目建议书,报国家计委审批。 1995 年 8 月" 秦山三期(重水堆)核电工程项目建议书" 由业主秦山核电 公司编报,中核总预审,报电力工业部初审提出意见报国家计委审批。同时 委托上海核程研究设计工院编写" 秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究 报告 " 秦山三期(重水堆)核电厂预选的两个厂址系 1991 年在秦山再建三十万千瓦核电站工程选用的厂址。在原审查意见的基础上,结合重水堆核电站对 厂址要求的特点,做了大量的数据收集、补充评估,试验验证工作,具有很好的选用基础。两个厂 址均属于秦山地区,邻近抗州湾,厂址总平面布置系一山体,不占良田,不需拆迁,位于区域地壳 稳定性分区中的稳定区内。附近区域内无发震构造,水文地质条件简单,无不良地质现象。 1995 年 8 月,初可研究报告审查通过,纪要明确了螳螂山厂址。按纪要 精神要求,为了更好深入对厂址进行可行性研究,上海核工程研究设计院提 出了有关厂址条件的水文,水工、地质、地震、环境保护等 18 个内容专题,对外委托专项课题进行试验研究。 浙江省具有建设核电站的比较良好的自然条件,华东电网又具有承受装设大容量核电机组的 能力,在浙江秦山建设大容量核电站以缓解华东电网和浙江省的缺电局面是十分必要的,对改善华 东地区的能源结构,保证电网安全,减轻运输压力和改善环保条件都具有很重要的战略意义。 秦山三期工程是利用加拿大的重水堆技术,以购买发电容量为目的的交 钥匙工程,从加拿大引进两座 CANDU6型 700MW级重水堆核电机组,每台机组总电功率为 728MW,同时考虑其配套的送变电工程。秦山三期核电工程以韩国月城 3#、4#机组为参考电厂。 CANDU6型 700MW级核电机组为经过实际验证的技术成熟的安全可靠的商 用堆型,具有采用天然铀为燃料,重水为慢化剂和冷却剂、水平压力管式结 构,不停堆更换燃料,负荷因子较高和建设周期较短等特点。

秦山核电站实习报告

《电气工程认识实 习》 实习报告 实习班级:____ 学生学号:__ 学生姓名:______ 实习地点:_____ 指导教师:______ 实习成绩:____________

2011 年11 月04 日 实习地点:浙江省嘉兴市 嘉化能源化工有限公司 中核集团秦山核电有限公司 实习时间:2011年11月1日至2011年11月4日 实习目的 通过参观工厂的生产实际,将理论知识与生产实践相结合,优化知识结构,提高思考分析能力。在参观过程中,通过向技术人员提问学习,了解与初步掌握本专业相关产品技术参数等方面的实际知识和相关标准,增强对发电机控制设备,蒸汽锅炉,核能源发电系统,控制系统及辅助设备的组成及结构的具体知识,为今后专业课程的学习、专业课程设计及毕业设计打下良好的基础。此外,经过对热电厂和核电站的实地了解,为今后专业课更好的深入理论掌握理论,打下基础。

实习内容: 对于任何一个企业,安全生产是第一。在浙江嘉化能源化工有限公司的嘉化兴港热电厂发电机组参观前,需要接受的课程是企业安全生产教育。企业的生产以“安全第一,预防为主”为方针。学习了参观实习前需要的各个注意环节,佩带安全防护装备,以及相应的事故处理方法技巧。企业必须对新工人进行安全生产在施工或维修现场活动需戴安全帽, 安全帽有规定的戴法,正确的佩戴才能起到安全防护,缓冲重物砸击的力量,否则安全帽将失去保护头部的作用。 发生氯气泄漏事件时,切忌惊慌,应向上风向地区转移,并用湿毛巾护住口鼻;到了安全地带立即休息,避免剧烈运动,以免加重心肺负担,恶化病情;眼或皮肤接触液氯时立即用清水彻底冲洗,中毒者可适当使用钙剂、维生素C和脱水剂;早期足量使用糖皮质激素和抗生素,可以减轻呼吸道和肺部损伤; 三氧化硫发生泄漏时可以看到白色的雾团,因为三氧化硫极易与水凝结形成强酸,所以应避免三氧化硫与眼睛鼻子等有水存在的器官接触,以免受到严重的伤害。见到白色的雾团要及时躲开并往上风口地区移动。 安全教育结束后有笔试部分以巩固相关知识,然后便可进入实地参观实习。

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调查背景:世界的问题,最牵动世界人民的心的就是核问题。每次世界上发生关于“核”的问题总会引来一大片反对发展核工业的声音。比如说美国的三里岛,前苏联的切尔诺贝利还有日本的福岛,一旦发生核战争,甚至是核泄漏都是人类所无法承受的。所以核电的安全一直牵动着人们的神经。前段时间秦山镇出口到日本的大白菜被退回,理由是白菜的核辐射超标。秦山核电站就在我家的不远处,我的高中更是在核电站边上,身边有许多人也是核电站的工作人员。核电一期去年庆祝安全运行20年。这次周末回家我和一个同学一起到核电站去了一趟,核电站给人的感觉还是这么威严,看着反应堆的安全壳就会被它们所震慑,给人一种安全感。但还有很多人担心核电站会泄漏甚至爆炸,担心核辐射对人们的健康有影响。当地有这样一句话进核电站工作是用子孙后代的幸福来作为这一生富足的代价。 调查结果: 1.老一辈的爷爷奶奶尤其是文化程度不是很高的对于核电站持

初步设计深度要求

3 初步设计 3.1 一般要求 3.1.1 初步设计文件。 1 设计说明书,包括设计总说明、各专业设计说明。对于涉及建筑节能设计的专dk,其设计说明应有建筑节能设计的专项内容; 2 有关专业的设汁图纸; 3 主要设备或材料表; 4 工程概算书; 5 有关专业计算书(计算书不属于必须交付的设计文件,但应按本规定相关条款的要求编制)。 3.1.2 初步设计文件的编排顺序。 1 封面:项目名称、编制单位、编制年月; 2 扉页:编制单位法定代表人、技术总负责人、项目总负责人和各专业负责人的姓名,并经上述人员签署或授权盖章; 3 设计文件目录; 4 设计说明书; 5 设计图纸(可单独成册); 6 概算书(应单独成册)。 3.2 设计总说明 3 2 1 工程设计依据。 1 政府有关主管部门的批文,如该项目的可行性研究报告、工程立项报告、方案设计文件等审批文件的文号和名称; 2 设计所执行的主要法规和所采用的主要标准(包括标准的名称、编号、年号和版本号); 3 工程所在地区的气象、地理条件、建设场地的工程地质条件; 4 公用设施和交通运输条件; 5 规划、用地、环保、卫生、绿化、消防、人防、抗震等要求和依据资料; 6 建设单位提供的有关使用要求或生产工艺等资料。 3. 2.2 工程建设的规模和设计范围。 1 工程的设计规模及项目组成; 2 分期建设的情况; 3 承担的设计范围与分工。 3. 2.3 总指标。 1 总用地面积、总建筑面积和反映建筑功能规模的技术指标; 2 其他有关的技术经济指标。 3.2.4 设计特点。 1 简述各专业的设计特点和系统组成; 2 采用新技术、新材料、新设备和新结构的情况。

混凝土单层工业厂房设计

本科生毕业论文(设计)原创性声明本人以信誉声明:所呈交的毕业论文(设计)是在导师指导下进行的研究工作及取得的研究成果,论文中引用他人的文献、数据、图件、资料等均已明确标注出,论文中的结论和结果为本人独立完成,不包含他人成果及获得中国地质大学或其他教育机构的学位或证书而使用过的材料。与我一同工作的同志对本研究所做的任何贡献均已在论文中作了明确的说明并表示了谢意。 毕业论文作者(签字): 签字日期:年月日

摘 要 房屋建筑工程毕业设计一般包括建筑设计、结构设计和施工组织设计三个部分。本工程为黄山市金泰机械制造厂金工装配车间,该车间为三跨不等高单层工业厂房。按功能要求,该厂房两边跨为机械加工工段,跨度18m ,轨顶标高9m ,柱距6m ,各有15/3t 中级工作制吊车两台;中跨为机械装配工段,跨度24m ,轨顶标高12m ,有30/5t 中级工作制吊车两台,车间总长为96m 。本工程总建筑面积为5918㎡,防火等级为二级,抗震设防烈度为5度。本工程结构设计采用单层装配式排架结构,结构计算按横向排架承重分析。排架柱内力计算考虑以下四种荷载作用:竖向恒载作用下的内力,竖向屋面活荷载作用下的内力,吊车荷载作用下的内力及风荷载作用下的内力。排架柱内力组合考虑以下四种情况:max M +及相应的N 、V ,max M -及相应的N 、V ,max N 及相应的M 、V 及min N 及相应的M 、V 。对于该单层工业厂房可不进行抗震设计,但须采用构造抗震措施。对于装配式厂房,多数构件需预制,对施工场地平面布置要求严格。本工程将三跨厂房分为三个施工段进行流水施工,对各工种之间的配合要求较高。构件吊装方法中:柱的吊装采用旋转法;屋架吊装采用正向扶直,并用悬吊法吊装。 关键词:单层工业厂房 荷载计算 内力分析 计算配筋 施工组织

某工厂供电系统的设计毕业论文

某工厂供电系统的设计毕业论文 目录 摘要 ............................................................... I Abstract .............................................................. II 目录 ............................................................. III 第一章引言 .................................................... - 1 - 1.1 选题的背景及意义 ........................................... - 1 - 1.1.1 选题的背景 ........................................... - 1 - 1.1.2 选题的意义 ........................................... - 1 - 1.2 工厂供电设计的要求及原则 ................................... - 1 - 1.3 本设计的主要要求 ........................................... - 2 - 第二章冶金厂各变电所负荷计算和无功补偿计算 ........................ - 4 - 2.1 负荷计算的目的及其计算方法 ................................. - 4 - 2.1.1 负荷计算的目的 ....................................... - 4 - 2.1.2负荷计算的计算方法.................................... - 4 - 2.2 冶金厂各个车间及整个工厂计算负荷的确定 ..................... - 5 - 2.2.1 380V车间计算负荷的确定.............................. - 5 - 2.2.2 6KV车间负荷计算..................................... - 6 - 2.2.3 冶金厂总负荷列表 .................................... - 7 - 2.3 无功功率补偿方式及其计算 ................................... - 8 - 2.3.1 无功补偿的方式 ....................................... - 8 - 2.3.2 380V车间无功补偿的计算............................... - 9 - 2.3.3 6kV侧无功补偿的计算................................. - 10 - 2.3.4 变压器损耗的计算 .................................... - 10 - 2.3.5 全厂计算负荷 ....................................... - 10 - 第三章冶金厂主变压器的选择 ....................................... - 12 - 3.1变压器台数和容量的选择原则................................. - 12 - 3.2 变压器台数及容量的选择 .................................... - 13 - 第四章冶金厂变电所的主接线的设计 ................................. - 14 -

秦山核电新员工培训

竭诚为您提供优质文档/双击可除 秦山核电新员工培训 篇一:秦山核电站实习 核技术与自动化工程学院 实习报告 实习内容:□课程设计□生产实习□参观实习实习形式:□集中□分散 专业名称:核工程与核技术核技术 指导老师(职称): 实习单位:中核核电运行管理有限公司 实习时间:年月日至年月日 20XX年5月 秦山核电站实习 摘要 本次报告主要介绍了秦山核电站的总体概况、核电站运行过程、海水防腐蚀措施及管理、二期工程反应堆保护系统的研制、核电站的无线通信设计特点以及核电站所在地区的环境问题的了解与调查。

关键词:秦山核电站运行 海水防腐通信 目录 第1章前言................................................. ................................................... .. (4) 2.1实习目的................................................. ................................................错误!未定义书签。 2.2实习内容................................................. ................................................错误!未定义书签。 2.2.1概述................................................. ................................................... (6) 2.2.2反应堆结构................................................. ...................................................

4. 核电厂的设计安全要求

第四章核动力厂的设计安全要求 第一节核动力厂安全目标 一、安全目标 总的安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害。 总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持,这两个目标互相补充、相辅相成,技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。 辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于限值并且合理可行尽量低,保证减轻任何事故的放射性后果。 技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故,并在一旦发生事故时减轻其后果。对于在设计核动力厂时考虑过的所有可能事故,包括概率很低的事故,要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。并保证有严重事故后果的事故发生的概率极低。 安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。 二、安全目标的实现 辐射防护目标不排除人员受到有限的照射,也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。 在设计核动力厂时,要进行全面的安全分析。此种安全分析要考察以下内容,(1)核动力厂所有计划的正常运行模式。(2)发生预计运行事件时核动力厂的性能。(3)设计基准事故。(4)可能导致严重事故的事件序列。 在分析的基础上,确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力,验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性,以及确定应急响应的要求。 尽管采取措施将辐射照射控制在合理可行尽量低,并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小,但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括,(1)专设安全设施。(2)营运单位制定的厂内事故处理规程。(3)国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。

单层工业厂房毕业设计(借鉴分享)

管坯车间厂房建筑结构设计 摘要 本设计为某单层厂房,本车间的主要任务是堆放钢材坯料及运输。本厂房为两跨等跨等高厂房,跨度为24m,每跨吊车都为32T。因为该厂房地区抗震设防烈度为7度,所以在设计中考虑地震作用。在建筑设计中根据厂房的生产状况、建厂地点、水文、地质条件、工艺流程等条件对厂房的平面布置、剖面、采光、支撑、基础梁、吊车梁和排水系统等进行了设计。在结构设计中根据本厂房的条件在相关图集中选择合适的构件。在荷载计算中根据构件选择计算自重荷载,活载、风载、吊车荷载,根据底部剪力法计算各荷载,然后根据内力组合原则确定各截面最不利内力。在考虑地震作用时,对柱子考虑空间作用,乘以调整系数。在内力组合中选择最不利内力分别对无地震和有地震进行组合,然后对柱子进行抗震、牛腿、吊装验算和配筋计算,最后进行基础选形、验算及配筋。 关键词:单层厂房;建筑设计;结构设计;地震作用

A building structure design of Yingkou pipe workshop Abstract This design is a single plant in yingkou region, the main task of this workshop is stacked steel billet and transport. Across such plant, this plant for the two across the span of 24 m, each cross crane to 32 t. Because the region of the factory seismic fortification intensity is 7 degrees, so it considers in the design seismic action. In architectural design on the production status of the factory, factory location, hydrological, geological conditions and process conditions on the plant layout, section, daylighting, support, foundation beam and crane girder and drainage system design. According to the condition of this plant in the structure design in the related images on choosing appropriate artifacts. In load calculation according to the weight of component selection calculation load, live load, wind load, crane load, according to the bottom shearing force method to calculate the charge, then the section the most adverse internal force was established according to the principle of internal force combination. When considering earthquake action, the columns considering spatial effect, multiplied by the coefficient of adjustment. In internal force combination, choosing the most adverse internal force of no earthquake and earthquake are combined, respectively, then the post cracking, bracket, hoisting and checking and reinforcement calculation, finally carries on the foundation type selection, calculation and reinforcement. Keywords:Single-layer workshop ;Architectural design ;Structural design; Earthquark effect

电修车间低压配电系统及车间变电所工厂供电设计大学毕设论文

《工厂供电工程》课程设计 说明书 设计题目:电修车间低压配电系统及车间变电所院系: 专业: 姓名: 学号: 班级: 指导教师:

摘要 本次设计的主要任务是为一个电修车间设计低压配电系统及车间变电所。经过对基础设计资料的分析后发现这些设备基本都是三级负荷,对供电系统的要求也就每那么高了,经过计算,其间我从图书馆和同学借来很多关于供电设计的书和设计手册,查到了很多相关系数和参数,最后我选择了一台800KV.A的主变压器,变压器从35/10kV总降压变电所引入作为电源,采用单母线进线的方式,进线后采用电缆铺设深埋1米,各个设备的低压接线方式采用放射式的接线方式。选好各个设备后通过短路电流、电压损失等进行校验和整定,最后确定设计完成,画好系统大图。 关键词:配电系统、电修车间、车间变电所、系统大图 Abstract This design primary mission is electricity repairs a vehicle designs the low pressure electrical power distribution system and the workshop transformer substation。After basic design information for the analysis revealed that the equipment is basic-load of the power supply system will require every so high that after calculation, during which I learned from the library and borrowed a lot of students on the design of electricity supply and design manual, found a lot of relevant factors and parameters, and finally I chose one Taiwan 800KV.A main transformers, transformers 35/10kV total relief from the introduction of a power sub-stations, bus bar into a single line, into line after a 1-meter cable laying buried, the low voltage wiring equipment used radiation-way connections. After selecting various equipment through short-circuit current, voltage and the status will be a loss to finalize the design completed, painting good system great maps. Keywords: power distribution system, electricity repair workshop, workshop substations, large map system

秦山核电讲解词

展厅讲解词(草稿) 一、基地总体介绍 秦山核电基地是我国大陆核电的发源地,位于浙江省嘉兴市海盐县,紧傍风景秀丽的杭州湾,地处华东电网负荷的中心地区。目前,秦山核电基地共有9台运行机组,总装机容量656.4万千瓦,年发电量约500亿千瓦时,是我国核电机组数量最多、堆型最丰富、装机最大的核电基地。秦山核电业主公司负责9台机组资产经营管理和运行监督,中核核电运行管理有限公司受业主公司委托负责9台机组运行管理。 自1981年国务院批准建设我国大陆首座核电站以来,秦山核电基地成功实现“中国核电从这里起步”、“走出一条核电国产化的道路”、“核电工程管理与国际接轨”、我国核电“从30万千瓦到100万千瓦”自主发展的历史跨越,形成了安全环保、自主创新、群堆管理、人才摇篮、文化引领、对外服务、公众沟通、企地共融的秦山特色,在我国核电事业发展中发挥着重要的示范作用,被誉为“国之光荣”。 秦山一期是我国自行设计、自行建造、自己运行管理的第一座原型压水堆核电站。装机容量31万千瓦,设计年负荷因子65%,机组设计寿命30年,工程总投资为17.75亿元人民币。1981年,国务院批准秦山核电站开工建设;1985年3月20日,工程正式开工;1991年12月15日,首次并网发电;1994年4月1日,投入商业运行。秦山一期30万千瓦级核电机组是国家“六五”计划重点建设项目之一,它的建成发电不仅结束了中国大陆无核电的历史,实现了零的突破,而且标志着中国核工业的发展上了一个新台阶,使我国成为继美、英、法、苏、加拿大、瑞典之后第七个能够自行设计、建造首座核电站的国家,被誉为“中国核电从这里起步”、“国之光荣”。秦山一期30万千瓦级核电机组自1991年发电至今,已安全运行了24年。

美国核管会,10 CFR Part 50, Appendix A,核电厂设计总则

美国核管会,10 CFR Part 50, Appendix A,核电厂设计总则 Appendix A to Part 50--General Design Criteria for Nuclear Power Plants Table of Contents ?Introduction ?Definitions o Nuclear Power Unit o Loss of Coolant Accidents o Single Failure o Anticipated Operational Occurrences CRITERIA

Introduction Pursuant to the provisions of § 50.34, an application for a construction permit must include the principal design criteria for a proposed facility.

The principal design criteria establish the necessary design, fabrication, construction, testing, and performance requirements for structures, systems, and components important to safety; that is, structures, systems, and components that provide reasonable assurance that the facility can be operated without undue risk to the health and safety of the public. These General Design Criteria establish minimum requirements for the principal design criteria for water-cooled nuclear power plants similar in design and location to plants for which construction permits have been issued by the Commission. The General Design Criteria are also considered to be generally applicable to other types of nuclear power units and are intended to provide guidance in establishing the principal design criteria for such other units. The development of these General Design Criteria is not yet complete. For example, some of the definitions need further amplification. Also, some of the specific design requirements for structures, systems, and components important to safety have not as yet been suitably defined. Their omission does not relieve any applicant from considering these matters in the design of a specific facility and satisfying the necessary safety requirements. These matters include: (1) Consideration of the need to design against single failures of passive components in fluid systems important to safety. (See Definition of Single Failure.) (2) Consideration of redundancy and diversity requirements for fluid systems important to safety. A "system" could consist of a number of subsystems each of which is separately capable of performing the specified system safety function. The minimum acceptable redundancy and diversity of subsystems and components within a subsystem, and the required interconnection and independence of the subsystems have not yet been developed or defined. (See Criteria 34, 35, 38, 41, and 44.) (3) Consideration of the type, size, and orientation of possible breaks in components of the reactor coolant pressure boundary in determining design requirements to suitably protect against postulated loss-of-coolant accidents. (See Definition of Loss of Coolant Accidents.) (4) Consideration of the possibility of systematic, nonrandom, concurrent failures of redundant elements in the design of protection systems and reactivity control systems. (See Criteria 22, 24, 26, and 29.)

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