核电厂调试期间核级管道振动测量工作改进

美国机械工程师协会(ASME)OM-S/G-2000 Part 3导则存在操作性不足的缺陷,而国内核电厂核级管道振动测量工作均依此导则,采用的试验方法类似,但都无法全面、准确预测管道振动极大点。以某核电厂调试期间核级管道振动测量工作为例,从试验对象的筛选、关键设备或部件的选取、测点选择、现场试验及振动分析评价5个方面进行探讨,提出改进建议,最后以某核电厂安全壳喷淋系统(EAS)的某管段振动为研究对象,对测量方法、振动限值计算及评价等进行案例分析。     

核电厂管道热疲劳机理与防治

管道热疲劳是管道受交变热应力长期影响而产生管道裂纹或破裂的现象,虽然热疲劳原因引起的管道破裂事件在核电厂发生的概率很小,但管道破裂有可能引起一回路破口等事故,因此需要引起重视.本文对管道热疲劳产生的机理进行分类并进行分析,根据管道热疲劳产生机理的特征,提出核电厂设计、在役运行阶段应采取管道热疲劳预防与检测的措施.     

核电厂管道振动评价方法及限值分析

国内外对于管道系统的振动测试和评价研究较少,相关标准不多,也没有单一明确的振动限值。本文结合梁横向振动的物理模型,得到了等截面均质梁的横向振动一般表达式。对于该横向振动一般表达式,选取两端约束管道,获得了其固有频率、振型函数、振动应力、振动速度的具体公式以及相关系数值,并与ASME OM规范中的给出的系数进行了对比。结合各公式的具体计算过程,对其适用范围进行了说明。     

核电厂管道振动测量系统的研制

依据核电厂管道振动测量的相关标准,开展管道振动测量系统样机的设计及研制。研制的振动测量系统基于计算机总线平台,采用便携式机箱结构和高性能动态信号数据采集卡硬件,结合基于现代信号处理技术的专业软件,以及动态信号采集分析处理的解决方案,对管道不同测点的振动数据迚行采集,为后续的数据库构建、振动评估、专家系统和可靠性评估构建等提供必要的数据支持,对于确保管道系统安全可靠运行具有重要意义。     

核电厂工艺系统管道振动测量与评价方法

参考ASME标准,结合国内部分核电厂在管道振动测量和评价方面的实践经验,以秦山第二核电厂某工艺系统部分管段为研究对象,对管道振动的测量方法、数据处理、评价标准以及评价方法等方面进行了初步分析与探索。     

核电厂高压缸进汽管道高频壳壁振动分析

某核电厂机组启机过程中,对高压缸进汽管道和相连仪表管进行了振动加速度和应变的连续监测。通过振动信号时频分析、机组工况参数分析,发现进汽管道及相连仪表管的振动水平与机组状态及主调节阀的开度显著相关,当电功率达到核功率的53%、主调节阀开度达到13.7%时,管道振动水平明显下降。升速及低功率平台下,进汽管道及仪表管以450 Hz以上高频振动为主。经验公式和有限元计算表明,低功率下高压缸进汽管道可能以壳壁振动为主,并伴随有整体弯曲和扭转振动,且模态频率密集。进汽管道振动加速度高达300 g,长期运行下易导致连接支管的振动疲劳失效。增加约束层阻尼是可能的高频壳壁振动缓解措施。     

CPR1000项目仪表管道布置设计浅析

本文介绍了仪表管道布置图设计所需的基本资料及设计的一般规则和要求，并结合CPR1000项目工程实践及设计工作经验，总结了设计过程中的注意事项，为仪表管道布置图的设计提供参考。     

福清核电厂一期数字化核仪表系统设计

核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。介绍福清核电厂一期数字化核仪表系统的结构、功能、设计要求和设计特点,并从设计的角度就RPN与安全级数字化仪控系统的功能划分与岭澳核电站二期进行比较。结果表明,福清核电厂一期数字化RPN设计能较好地满足系统的功能要求,为后续项目RPN优化设计提供了借鉴。     

核电厂重要厂用水泵出口管道振动分析及处理

为了解决3SEC004PO出口管道振动问题,依据水锤压强的计算公式,分析了含气量对有压供水管道水锤压强的影响,研究结果表明有压供水管道内含有气体会进一步增加水锤压强值,且含气量越大水锤压强升高值越大,所含气体的温度越高,水锤压强升高值越大。基于水锤理论、功能原理、动量定理以及虹吸效应具体分析了3SEC004PO出口管道振动的根本原因,并针对根本原因采取针对性的改进措施,解决了3SEC004PO出口管道振动问题。该文可供同行核电站管道专业设备维修及设备管理人员参考与借鉴。     

核电厂疲劳监测系统开发方法研究

对国际上通用的在线疲劳监测系统进行了对比分析,总结了各系统的异同;针对不同的管道热工数据边界条件,提出热工数据需求与处理方法,开发了不同条件下的监测点应力影响函数,最终建立了一套完整的管道疲劳监测系统。     

核电站冷却海水放射性监测仪表设计改进

本文介绍核电站回排海水放射性监测仪表的基本探测原理和架构;针对水下探测组件导向管腐蚀和变形问题,对仪表导向管进行了设计改进;使用蒙卡计算、标准放射源实验方法,分别验证了改进后的仪表导向管对探测效率的影响,两种方法计算出的仪表探测效率在0.8～1.5 MeV能区基本吻合;改进的导向管设计及效率验证方法,可供辐射仪表研制和运维参考。     

核电厂埋地管的综合监测及评估

针对核电厂埋地管普遍存在的防腐层破损、腐蚀、泄漏等失效情况,本文调研了国际上相对完备的核电厂埋地管降质管理技术体系,归纳总结了核电厂埋地管老化管理方面的3项关键技术,包括埋地管腐蚀风险分级管理技术、埋地管检测技术和埋地管老化状态评价技术,从预防、检测、评估等角度进行埋地管综合管理,可为国内核电厂建立埋地管监测及评估技术体系提供借鉴。     

核电厂运行操纵员人员绩效改进

核电厂运行操纵员的人员绩效是个永恒的话题,也是我们在核电运行领域的管理人员不断挑战自我的主题,操纵员作为安全发电的可变主体,他们不同于普通的设备或构筑物,可以通过大量的技术数据作为衡量、判断其可靠性的依据,如何使操纵员人员行为的不确定性降到最小,就成为关键。文章通过实践应用的方法、分析和效果,讨论了有别于WANO(世界核电营运者协会)防人因工具的一些管理手段,弥补了防人因工具使用的单调性,有利于防人因工具的有效应用。     

核电厂主蒸汽管道阻尼减振与抗震分析

增设阻尼器是处理核电厂主蒸汽管道振动与地震冲击问题的主要方法。本文利用Sap2000软件建立核电厂主蒸汽管道的有限元模型,分析出了管道的固有频率、振型等动态特性。分析结果表明,平动是主要的影响振型。本文应用非线性动力时程分析计算蒸汽管道在33 Hz频率下的振动及地震响应,得到了管道加设阻尼器前后的振动位移和振动速度数据,并进行了比较,探讨了阻尼器在管道减振与抗震中的应用效果。结果表明,在不改变管道原有结构、不影响管道正常工作的前提下,安装液体黏滞阻尼器可以对主蒸汽管道产生减振与抗震的效果。     

反应堆GGR系统辅助管系稳态振动评估与振动疲劳寿命分析

根据美国机械工程师标准(ASME-OM-S/G2000)规范及法国电力公司(EDF)标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮机润滑顶轴盘车(GGR)系统的辅助小支管振动问题进行评估研究,并计算了小支管系统的允许有效速度.根据振动速度的测量和计算结果进行敏感性评估;采用响应谱计算方法对管座处的应力水平进行计算,并与允许振动交变应力进行比较;采用瞬态动力学方法对管座处的应力时程响应进行计算,根据Miners线性损伤累积模型对管座的振动疲劳寿命进行评估.结果表明谱响应计算得到的振动交变应力幅值高于评估准则的振动交变应力允许值,该管线属于振动敏感管线;而通过瞬态振动寿命计算得到稳态振动疲劳寿命远远高于设计寿命,有较大的安全裕量.     

CPR1000核电厂孔板汽蚀诱发管道振动分析及工程改进

针对核电厂发生的管道振动和噪声问题,计算表明限流孔板汽蚀是根本原因,通过数值计算分析提出了工程改进方案。改进后的工程测量结果表明改进方案既解决了孔板汽蚀问题,也方便现场快速有效地进行调整,节省工期。     

核电厂安全阀排汽激振分析

对安全阀排汽激发的管系振动进行了研究,分析了安全阀激振的原因,利用有限元方法对管系进行了建模,模型中考虑了管道、支承、吊架等因素的影响。用安全阀排汽推力作为激励力,计算出了安全阀排汽激发的管系动力响应幅值。计算结果表明安全阀排汽能产生很大的管系的动应力,与现场观测结果一致。在管道设计时有必要考虑排汽激振影响,最后提出了消除排汽激振影响的措施。     

核电厂安全壳近场地震动下易损性分析

安全壳结构作为核电厂最重要的结构之一,其地震易损性是核电厂结构概率地震安全评价工作中关注的重点。结合非线性有限元分析技术和增量动力分析方法,对核电厂安全壳在近场地震动作用下的易损性展开分析。此外,为克服传统基于顶点位移的安全壳结构整体损伤指标的局限性,本文提出了基于能量的整体损伤指标,并验证其有效性。最后提出了考虑地震易损性参数统计不确定性的易损性曲线构造方法。研究结果表明:本文提出的安全壳结构整体损伤指标能很好地反映安全壳结构整体变形特性,并且其变异性小于基于顶点位移整体损伤指标的变异性。统计不确定性对安全壳结构不同损伤性能水准下对应的易损性曲线的整体影响可以忽略,但对易损性曲线下尾部分有一定影响。