本文關(guān)鍵詞：非能動(dòng)核電站輻射區(qū)域鋼結(jié)構(gòu)在建造期間的涂層失效分析及改進(jìn)措施，，由筆耕文化傳播整理發(fā)布。

【摘要】：在非能動(dòng)核電站AP1000/CAP1000/CAP1400的設(shè)計(jì)中,涂層對(duì)輻射區(qū)域鋼結(jié)構(gòu)在電站壽期內(nèi)的預(yù)期功能及設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(DBA)工況時(shí)的非能動(dòng)冷卻功能有著不可或缺的作用。根據(jù)所處區(qū)域和運(yùn)行溫度的不同,這些鋼結(jié)構(gòu)采用了不同的涂層系統(tǒng)。但是在建造期間,這些涂層系統(tǒng)表現(xiàn)出了與預(yù)期不同的性能且出現(xiàn)了局部失效現(xiàn)象。本文以AP1000的CA01和CA20的涂層為例,對(duì)導(dǎo)致涂層失效的原因進(jìn)行了分析和總結(jié),并基于現(xiàn)場實(shí)際情況對(duì)CAP1000/CAP1400提出了一些改進(jìn)措施。
【作者單位】： 國核工程有限公司;
【關(guān)鍵詞】： 非能動(dòng)核電站 鋼結(jié)構(gòu) 涂層 失效 改進(jìn)
【分類號(hào)】：TM623.7;TG174.4
【正文快照】： 作為第三代先進(jìn)核電技術(shù)的代表,非能動(dòng)核電站AP1000/CAP1000/CAP1400從根本上革新,在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(DBA)工況時(shí)利用重力和流體的自然對(duì)流、擴(kuò)散、蒸發(fā)、冷凝等原理,冷卻反應(yīng)堆廠房和帶走堆芯余熱,其中最重要的是非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)和非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(分別如圖1[1]和圖2[1]

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本文編號(hào)：483367