针对核电厂退役过程中的重点和难点,并参考国外已有的退役经验和先进操作工具,以"国和一号"堆型压力容器为研究对象,对其退役的方案和工艺流程进行了探讨和模拟,为日后核电厂主设备的退役工作提供一定的参考和借鉴。

由于核电厂对设备可用率要求较高,而库存金额又受到越来越严格的限制,因而对备件管理水平提出了较高的需求。文中根据国内某大型核电厂近10 a的备件管理工作实践,针对核电厂备件管理在生产准备、移交接产、商运至稳定等各个阶段的特点和策略进行探讨。

为适应全范围计算机模拟仿真的要求,从核电厂中正常运行的气动阀运行状态以及故障时气动阀的运行状态两个方面进行分析,并根据其不同状态进行计算机编程,再通过实际情况检验计算机结果,最后得到高程度的仿真结果,实现能够符合核电厂模拟气动阀的高程度计算机仿真的设计。

核电厂二回路凝结水系统设置有主凝结水管线与再循环管线,且均设置了控制阀,用于不同机组功率情况下的凝结水量调节。但在运行过程中,再循环管线控制阀内部出现了穿孔漏水,导致真空边界被破坏,影响系统正常运行。造成该损伤的原因,主要是阀笼处出现了阻塞流的情况,引起流体在此处闪蒸,导致阀体内表面产生空化汽蚀破坏。通过寻找不同机组间的设备差异,并针对阀后扩散段长度存在差别的情况进行建模计算,发现阀笼节流引起阀体内发生空化,缩放段越短,腔体内相对蒸汽量越少,空化强度减弱。且同时发现阀笼下部左侧和腔体底部右侧都出现了较高的切向速度区域,该处同样存在较强的摩擦损伤与漩涡损伤。因此建议在后续的现场布置时,应尽量缩短缩放段长度,并将阀门开度控制在合理区间内。并且可以考虑选择带多级节流或先小孔后大孔节流...

核电厂中,气动调节阀通过连续、精准、迅速调节压力、流量、液位等重要参数,保证机组的安全稳定运行,因此气动调节阀的可靠性至关重要。简述气动调阀的单体调试过程和方法,分析了调试过程中出现的典型问题,提出了相应的解决方法,对后续阀门操作和调试有一定的指导意义。

介绍了核电厂全数字化仪控系统数据通信软硬件设计的主要特点，并通过对数据通信软硬件结构的详细分析，指出了核电厂统数据通信软硬件设计高度的可靠性和可利用性等优点，满足了核电厂对数据通信高度可靠的要求。

针对核电厂主设备用大型液压阻尼器的鉴定技术要求,对国内外核级阻尼器鉴定相关的标准进行了梳理,分析比较了ASME QME-1、KTA 3205.3和NB/T 20036.4标准中对核级阻尼器鉴定要求。针对阻尼器鉴定试验中的刚度测试、使用工况模拟和老化试验次数等问题,进行了进一步探讨。结合《先进轻水反应堆用户要求文件》的要求,提出了核级阻尼器鉴定中刚度测试的一种替代方法;结合核电厂事故条件下环境情况,提出了和级阻尼器使用工况的模拟提出了具体方法;结合核电厂实际运行瞬态情况,提出了老化试验中试验次数的建议。基于核级阻尼器鉴定技术研究结果,给出了核级液压阻尼器鉴定示例。

试验研究了某国产压水堆核电机组(CPR1000)电动主给水泵压力级转子热启动过程的振动特性,并提出优化运行措施.采用高采样率的振动数据采集设备,测试电动主给水泵在50%负荷、100%负荷联锁启动及再循环工况热启动时压力级泵的振动信号,发现启动过程中压力级转子存在振动较快上升然后缓慢下降至稳定的现象.通过分析振动趋势图、振动频谱图及振动轴心轨迹图等认为这属于渐变性强迫振动,振动变化至稳定的时间约为20min.根据压力级转子的结构特点,建立带初始热弯曲的Jeffcott转子动力学模型,分别研究弯曲变形和质量偏心的影响,认为压力级转子热备用期间存在暂态热弯曲是导致渐变性热致振动的主要原因,且通过实测壳体端面的热成像图得到验证.电动主给水泵的振动特性表明,热启动过程中应分别设置瞬态振动延时保护与稳定运行期间的振动定值保护....

介绍了某核电厂中电气厂房排烟系统的工艺流程、功能及投入运行以来遇到的问题,以及解决、处理问题的过程,通过系统介绍及案列分析,希望能对在建或运行的核电厂的运行和维修人员有一定的指导和借鉴意义。

针对核电厂阻尼器在选型和安装上存在混乱的现状,文中深入阐述了阻尼器的基本原理、选型依据和安装要求,旨在纠正核电厂阻尼器使用上的误区,避免安全隐患和经济浪费.