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2013 年2 月28 日中国核能行业协会与清华大学核能和新能源技术研究院(INET)共同主办电气贯穿件与核电安全研讨会。肖特公司贯穿件技术经理Oliver Fritz 博士作为主讲嘉宾之一,就压缩玻璃-金属密封”技术作了主题报告。
在过去两年,自2011 年福岛第一核电站事故之后的核能安全问题讨论主要关注电气贯穿件(EPA)性能,这对于核反应堆发挥重要作用至关重要。这种密封材料必须拥有足够的强度,以保持安全壳压力边界完整性。虽然目前核电站较多采用的诸如环氧树脂等有机聚合物可以满足当前第一和第二代核电站电气贯穿件的设计基本规格,但超出设计基础条件的严重事故后果可能危害密封件的完整性而导致泄漏,而这正是目前核能专家所关注的严重事故所可能引发的灾难性后果。肖特目前提供一种基于更为安全的密封技术的电气贯穿件,称为“玻璃-金属密封”(GTMS)技术。相比有机材料密封,玻璃-金属密封具有许多安全优势,确保电气贯穿件的密封结构和安全壳的完整性。玻璃-金属密封技术是一种无机、耐老化玻璃密封技术,具有显著的抗热和耐辐射性能。经 GTMS 技术密封的电气贯穿件 (EPA) 可在 60 年的使用期内无需任何维护。经 GTMS 技术密封电气贯穿件的性能范围也很广,可承受超过 400 巴 (5,800 psi) 的压力和 400 °C (752 °F)的高温。
肖特玻璃-金属密封技术经证明是最为稳定和可靠的技术,同时也是许多其它高安全应用的标准,如核潜艇、汽车安全系统(气袋)、高压和极端温度应用(如液化天气(LNG)船舶)和核电站高温高压应用(例如,三代以上的高温反应堆 (HTR) 条件)。
凭借肖特玻璃-金属密封技术,超过 12000 个贯穿件已安装到近 100个核电站内。所有产品均按照国际安全标准 (IEEE317, ASME) 制造,它们主要安装在压水反应堆 (PWR)、高温反应堆 (HTR)、球床反应堆(PBR)、沸水反应堆 (BWR) 和快中子增殖反应堆 (FBR) 中。肖特电气贯穿件还将应用于位于中国山东石岛湾的高温反应堆,该反应堆已经设计完毕,并在 INET 监督下建造。
肖特电气贯穿件的抗震测试结果非常出色
2012 年,在阿拉巴马州亨茨维尔著名的怀尔实验室对肖特电气贯穿件进行了测试,包括模拟地震、LOCA(冷却剂丧失事故)和严重事故测试。
与西屋电气公司 (Westinghouse AP 1000) 针对电气贯穿件抗震的 60年质量鉴定所进行的 1000 次测试计划相比,此次抗震测试在垂直和水平抗震数据上分别超出西屋的测试结果 400% 和 575 %。该结果意味着,即使发生里氏 12 级地震,肖特电气贯穿件仍能全面运行。
LOCA 质量鉴定测试包括为期 7 天的 LOCA 模拟,试验中使用化学喷雾,并在高达 450°F (232°C) 的高温及 65 psig 的压力下进行。严重事故试验包括一系列高达 300 psig 的高压泄漏试验,这是三代以上的核电站压力要求 (60 psig) 的五倍。
半个世纪的数据支持无机密封技术大大提高安全裕度的说法
采用无机密封技术的 EPA 对老化不敏感,经证明是最为可靠的压力屏障,可适应核电站安全壳内可能产生的恶劣环境。
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2015年11月4日,由上海发电设备成套设计研究院(以下简称:上海成套院)和中广核工程有限公司联合研制的适用于双层安全壳核电站的电气贯穿件成功通过国家能源局和中国机械工业联合会组织的专家鉴定。这标志着上海成套院已经完全掌握了自主三代核电站电气贯穿件的设计与制造技术,上海成套院的电气贯穿
2013年11月27日,国际高科技集团肖特近日参加由中国核能行业协会(CNEA)主办的核安全研讨会。在本次研讨会上,来自中国、美国、法国、德国和韩国的核能设计单位、电力公司、核电厂和技术企业的200多名专家就核安全专业知识和技术领域交换了意见和想法。本次峰会的主题是如何显著提高核电站的安全水平。业内的普遍看法是,在进行安全壳和安全壳相关组件设备的设计时,必须采用更高的安全规范,以严格规避重大事故,这样才能实现上述目标。举例来说,核电站泛洪或停电可能导致的严重事故(SA),引发高压和高温等情况发生。这些事故情况对核电站的组件和部件的设计提出了极其复杂的要
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2011 年3月,日本福岛核电站发生超过原有设计安全级别的严重事故,这引起了全世界对严重事故下安全要求的反思。至今,已有许多分析报告披露了可能导致氢气爆炸的原因。福岛核电站的经营者东京电力公司 (TEPCO)模拟重现了事故,结果发现事故发生时安全壳结构内部温度升高至正常工作温度的四倍,同时压力超出设计压力两倍以上。极端的温度和压力水平令福岛核电站部分电气贯穿件 (EPA) 的环氧树脂密封材料过度疲劳,有可能导致爆炸性氢气泄漏出安全壳。在壳外氢气浓度升高到爆炸性的浓度并被引燃后,引发了毁灭性后果。日本经济贸易产业部 (METI)提供了佐证。2012 年3
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2024年9月30日15时58分,采用我国自主三代核电技术“华龙一号”的太平岭核电站1号机组安全壳打压试验负责人取得安全壳打压试验(CTT)试验票,标志着安全壳打压试验正式开始。安全壳打压试验是验证第三道核安全屏障的关键性试验,其主要目的是检验安全壳的强度和密封性,确保其能够实现隔离与屏蔽的专
9月27日8时58分,国家电投广东廉江核电2号机组核岛钢制安全壳底封头一次精准就位,这是2号机组核岛反应堆厂房吊装就位的首个核级大型模块,也是世界核电领域首次采用大型龙门吊实施大型模块吊装,标志着世界首例核电大型龙门吊成功应用。底封头自9月25日6时56分从模块拼装车间正式起运,于8时7分运输到
9月24日上午9点2分,三门核电4号机组钢制安全壳(CV)二环吊装就位,为4号机组核岛反应堆厂房后续施工创造了有利条件。整个吊装过程历时1小时45分,安全质量受控。CV筒体共分4个环段模块,本次吊装的模块是第二个筒体环段,直径约40米,高约8米,吊装总重量超过700吨。CV筒体二环内外部安装了加劲肋、
2024年9月7日16时39分,国家电投海阳核电3号机组核岛钢制安全壳顶封头模块顺利吊装就位。至此,3号核岛反应堆厂房顺利实现封顶,主体结构基本形成,标志着机组全面进入设备安装阶段。海阳核电二期工程3、4号机组是国家“十四五”规划重点项目,采用自主设计的第三代先进核电CAP1000技术,单台额定容量
7月28日19时18分,三门核电3号机组钢制安全壳筒体四环顺利吊装就位,为3号机组安全壳顶封头就位里程碑节点实现打下了坚实的基础。本次吊装从17时17分开始起吊,通过大吊车的起升、变幅、转动、落钩等动作,精准就位于钢制安全壳筒体三环上口,整个吊装过程安全、平稳、受控。钢制安全壳由底封头、1-4环
6月20日15时52分,“华龙一号”批量化建设工程漳州核电1号机组安全壳打压试验顺利完成。随着漳州核电1号机组人员闸门的缓缓打开,历时195小时的试验结果表明,漳州核电1号机组安全壳整体密封性良好,结构强度符合设计要求,此次试验圆满成功,为后续机组装料、临界、并网发电奠定了坚实基础。至此,承
5月12日9时5分,在历时2小时48分后,辽宁核电1号机组核岛钢制安全壳一环(以下称“CV1R”)顺利吊装就位。本次吊装是继1号机组CA20吊装就位的又一个重要里程碑节点,为1号机组核岛反应堆厂房后续施工创造了有利条件。核岛钢制安全壳共分为6个吊装段,依次为底封头、4个环段和顶封头;CV1R净重量为836.4
2023年11月25日19时33分,采用我国自主三代核电技术“华龙一号”的防城港核电站4号机组安全壳打压试验(CTT)试验负责人从当班隔离经理手中接过试验票,标志着安全壳打压试验正式开始。安全壳打压试验是验证安全壳建造质量的“验收试验”,涉及范围广、参试部门多,准备工作复杂、难度系数高,为顺利完
10月18日15时58分,三门核电3号机组钢质安全壳(CV)筒体二环顺利吊装就位,这是继2023年8月29日4号机组CV1R顺利就位后,三门核电二期工程施工实现的又一重大节点目标。CV2R是模块化程度最高的CV模块。设计内径为39.624米,高度为7.766米,加上钢结构、管道、电气等各类附件,吊装重量达605.616吨,具
2023年10月13日9时16分,海阳核电4号机组钢制安全壳筒体一环(CV1R)顺利吊装就位。这是核岛设备中仅次于CA20模块重量的又一“千吨级”模块,其顺利就位,为该机组反应堆厂房关键路径施工创造了良好条件。钢制安全壳是核岛反应堆厂房重要组成部分,是防止放射性物质外泄的第三道安全屏障,由底封头、筒
6月30日9时59分,海阳核电4号机组安全壳底封头吊装就位,这是4号核岛吊装的首个核级大型模块,拉开了核岛反应堆厂房建造高峰的帷幕。安全壳是一个内直径39.62米、高65.67米的钢制压力容器,由中间的圆柱形筒体和上下两个椭球形封头(分别称“底封头”“顶封头”)组成,是包容核岛反应堆厂房放射性物质
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