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。

在核设施运行及维护过程中使用的绝缘油、润滑油和液压油等油品由于达到使用期限或性能降低等原因被替换下来后便成为放射性废油.其活度浓度较低,大多以混合形式暂存在核电场址,具有量少且分散的特点.随着放射性废油暂存年限的增加,其存量也在逐渐增长.

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。

介绍了压力容器堆芯热电偶机械密封装置的密封结构和工作原理,针对其中碗形金属密封圈的结构特征,模拟其受压后发生形变,并进行了试验应用。

针对核电厂压力容器热电偶机械密封装置,评估其密封性能,从热电偶机械密封装置工作环境出发,总结给出了相应的试验方案和程序。

该文根据重水堆装卸料机推杆滚珠丝杆密封的机械结构,分析了辅助密封圈在滚珠丝杆密封的作用,针对运行历史上辅助密封圈出现的O形圈挤压破坏、物理破坏和O形圈移位的失效形式进行分析,并给出检修优化、改进方案,有效提高滚珠丝杆密封的可靠性,符合电厂长周期安全运行的要求。

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。