當(dāng)前,隨著世界的快速發(fā)展,世界能源的供應(yīng)日趨緊張。在人們越來越重視環(huán)境保護、氣候變化、溫室效應(yīng)等形勢下,核電開發(fā)成為世界各國能源發(fā)展的重點。目前我國核電存在著技術(shù)不夠先進、自主化水平較低、經(jīng)濟性不理想等問題。為達到核電經(jīng)濟效益及安全性的顯著提高,實現(xiàn)核電的可持續(xù)發(fā)展,我國通過引進、消化、吸收第三代核電技術(shù),大力地發(fā)展更加安全、高效的具有自主知識產(chǎn)權(quán)的 CAP1400、CAP1700 等。AP1000、CAP1400等大型先進壓水堆創(chuàng)新的采用了非能動安全系統(tǒng),其顯著特點之一是內(nèi)層安全殼結(jié)構(gòu)采用圓柱形鋼安全殼結(jié)構(gòu)。該鋼安全殼結(jié)構(gòu)不僅作為核電站中防止放射性物質(zhì)泄漏的最后一道屏障,還作為有效的導(dǎo)熱體,在事故狀態(tài)下通過熱量交換快速降低殼內(nèi)的溫度及壓力。因此完整了解鋼安全殼在事故下的行為是極其重要的。然而,鋼安全殼承載能力作為安全殼結(jié)構(gòu)性能的重要指標(biāo)之一,在國內(nèi)關(guān)于這方面的試驗研究卻比較匱乏。在《大型先進壓水堆核電站》國家重大科技專項課題——CAP1400鋼安全殼封頭承載力試驗項目（ZB01K10W09）的支持下,本文針對鋼安全殼橢圓形封頭承載力試驗裝置和橢圓形封頭應(yīng)變測試密封技術(shù)的問題開展研究,... 

【文章來源】：浙江大學(xué)浙江省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：99 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

壓水堆核電站u

為單層安全殼和雙層安全殼兩類。最初的安全殼采用的當(dāng)反應(yīng)堆容量增大時，鋼安全殼所需鋼板很厚，其制作高，同時在施工技術(shù)及工期上有一定難度，很大的限制。相較于鋼安全殼，混凝土安全殼極大地降低了施工電站安全殼建設(shè)中得到了廣泛的應(yīng)用。對于壓水反應(yīng)鋼襯里的預(yù)應(yīng)力混凝土單層安全殼和帶承壓鋼殼的雙全殼結(jié)構(gòu)??全殼還可以細分為鋼筋混凝土安全殼、預(yù)應(yīng)力混凝土先采用了鋼筋混凝土單層安全殼，其帶有薄的碳鋼鋼襯過３０，０００ｍｍ的圓筒殼和半球頂結(jié)構(gòu)。為了能承受事故須采用排列很密的粗鋼筋。由于該種安全殼比較經(jīng)濟分現(xiàn)役的核電站仍是該安全殼結(jié)構(gòu)，如圖１．２。??鋼筋混凝土安全殼??

外層則采用鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)。另一類與上一類不同的是內(nèi)層采用了鋼安全殼，這??類通常稱為鋼制安全殼結(jié)構(gòu)。法德［１６］合作研發(fā)的第三代核電技術(shù)ＥＰＲ，則為第??一類安全殼結(jié)構(gòu)，只是其在預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)內(nèi)層添加一層鋼襯包殼，如圖１．５??（ａ）所示。??５??

【參考文獻】：
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碩士論文
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本文編號：3266775