核电站管道缺陷涡流定量检测的可靠性分析

将有限元分析方法用于涡流定量检测的可靠性研究,通过对核电站大量管道信号的计算和分析,获得了管道缺陷在不同深度和宽度条件下的定最偏差范围和定性关系,证明了可靠性定量分析在缺陷宽度很小时具有更大的实用性,从而提高涡流检测的效果与精度.     

X射线在线电缆偏心检测数据仿真

在X射线电缆偏心在线检测装置的研制中,在线检测数据的模拟仿真十分重要。从生产线实际出发,考虑生产中线缆摆动、噪声等动态因素对检测的影响,结合检测理论提出和建立了在线检测数据的仿真模型,并利用Matlab下Simulink工具实现其数据仿真。通过与实际数据对比,很好地实现了在线检测数据的模拟仿真。     

直流蒸汽发生器建模与仿真研究

以B&W公司直流蒸汽发生器（OTSG）为对象,基于仿真支撑软件APROS平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器模型;利用不同的APROS两相流计算模型进行仿真,对比分析后选取六方程计算模型;将2种模拟工况下的仿真结果与压降和传热系数经验关系式的计算结果进行对比,根据对比结果修正模型的压降和传热系数;将设定工况下的稳态及动态仿真结果与国内外实验数据对比,验证了本文模型的准确性。      

CFETR氦冷陶瓷增殖包层在等离子体主破裂时的电磁结构耦合分析

增殖包层作为中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的核心部件,承载着能量转换和氚增殖的重要作用。中国科学院等离子体物理研究所在之前增殖包层设计的基础上,又提出了氦冷陶瓷增殖(Helium Cooled Ceramic Breeder,HCCB)包层的概念设计。为评估电磁载荷对HCCB包层结构安全性的影响,借助通用有限元软件ANSYS,研究计算了在等离子体主破裂时包层中产生的感应涡流、洛伦兹力和力矩。通过多物理场耦合分析方法,获取了包层中产生的等效应力和形变位移。结果表明,在等离子体电流指数衰减时,HCCB包层模型上产生的最大等效应力和形变位移满足包层结构设计的要求,同时模拟分析结果也为未来的包层结构优化以及支撑结构设计提供了必要的数据支撑。     

核电厂蒸汽发生器传热管涡流检测噪声形成机制与测量

蒸汽发生器传热管涡流检测中,管材本底噪声的大小会影响缺陷显示的定性。在涡流检测理论中,对于本底噪声水平的计算方法有2种:1通过全管信号微分化后再通过均方根计算获取核电用蒸汽发生器传热管的真实本底噪声;2参考标定管基准信号获得检测系统信噪比(SNR)。本文对目前在役检查中几种检测方法的本底噪声水平进行定量研究,并讨论引起噪声的机理。     

土建结构与主回路耦联模型抗震分析研究

以巴基斯坦恰希玛核电厂为分析对象,用响应谱分析法以及时程分析法对将士建结构及主回路系统设备按其实际连接(支撑)情况共处一体的耦联计算模型进行抗震分析计算,将其结果与解耦后的主回路系统模型的计算结果相比较,并进行初步的分析探讨.在分析中,用弹性梁单元来模拟主回路系统设备及土建结构,土建结构采用由剪力墙组合的悬臂梁模型.在解耦模型中,各设备的支撑是以具有实际支撑刚度的弹性梁单元支撑在刚性悬臂梁(单点输入)及弹性悬臂梁(多点输入)来模拟.耦联模型的地震载荷按照实际情况,由土建结构的底部输入.通过比较发现,主回路系统设备与土建结构的耦合效应不容忽视,实际抗震设计中不宜用以往的解耦模型进行抗震分析.     

堆芯中子注量率测量系统指套管磨损现象分析

堆芯中子注量率测量系统指套管磨损现象在在役的中国改进型百万千瓦级（1000 MW）压水堆核电厂中普遍存在。为深入了解指套管磨损现象，获得指套管磨损的影响因素和在反应堆内的分布规律，为指套管磨损原因分析和结构改进提供指引。对36组通过涡流检查获得的指套管磨损数据进行分析，获得如下结论:指套管磨损程度与对应的堆内构件支承柱、格架板形式存在关系；在反应堆内靠近0°方位区域内的指套管更易发生磨损；电站运行初期，指套管磨损较快，随着电站运行，磨损程度趋于稳定；近年运行的电站在第一次涡流检测时获得的指套管磨损现象更严重。      

级联水力学动态仿真模型研究及应用

级联的流体状态是影响级联分离效果和运行安全的重要因素。为开展级联动态水力学研究，针对层架型级联系统，利用各模块仿真模型搭建了级联动态仿真系统并对部分动态过程进行了模拟，通过与实际运行数据对比分析，确定了主机轻馏分流量方程及压强调节器动态调节方程的具体形式。计算结果表明，利用研究得到的系统仿真模型进行仿真模拟，所得到的系统参数变化与实际运行数据符合较好，模拟结果合理可信，所得仿真模型可用于其他级联系统的仿真研究，由此得到的级联各设计参数可作为实际级联调整和设计的参考依据。同时，利用研究所得的系统仿真模型，针对级联系统中可能存在的故障情况进行了模拟验证，仿真结果与实际运行数据符合良好，从而以仿真模拟的手段验证了系统中存在的问题。     

控制棒检测中对显示信号判定技术的改进

针对控制棒涡流检测中出现的一个显示信号不能充分判定,制作了含有人造裂纹的试验样件,采用在涡流检测线圈中加入磁芯的磁饱和线圈,消除控制棒上可能存在的磁性影响。并将3点对中的涡流探头组件改进成6点对中,改善了检测条件,提高了检测的可靠性。试验研究和检测结果表明,在现有技术的前提下,穿过式线圈及点式涡流线圈均可检测出周向和轴向裂纹;穿过式线圈不能区分单个或多个裂纹,多个点式线圈存在实现这种区分的可能性;轴向裂纹的涡流信号明显,但结构信号可能会影响对周向裂纹的判伤。     

核电厂主螺栓超声检测与信号分析

依据RSE-M标准需要定期对核电厂反应堆压力容器（RPV）主螺栓进行超声检测，为了保证主螺栓螺纹区及光杆区不同深度刻槽的超声检测灵敏度，本文对检测工艺进行声场仿真计算，分析与判断数据采集中的相关信号与非相关信号，并重点分析裂纹信号的特征，验证了超声工艺的可靠性。结合现场实施案例，通过45°横波端角反射率高的特性，综合其他检测方法如涡流和渗透检测对缺陷性质进行判定，可有效确定异常信号。      

蒸汽排放系统蒸汽冷凝器动态特性仿真研究

根据核动力商船高压定压蒸汽冷凝器的结构及工作特性,建立了适合蒸汽冷凝器实时仿真分析计算的两相流仿真模型。利用该仿真模型对蒸汽冷凝器进行了稳态计算和动态仿真分析,并将其稳态计算结果与蒸汽冷凝器试验结果进行对比验证。结果表明：该模型能准确模拟蒸汽冷凝器的动态特性,满足核动力装置蒸汽排放系统实时仿真分析要求。研究结果对二回路系统启动及停运的运行和控制系统设计具有指导意义。     

快堆P91钢主蒸汽管道焊缝超声相控阵检测工艺研究

快堆的主蒸汽管道使用P91钢材料,与压水堆主蒸汽管道的材料不同。通过对P91钢的声学特点、主蒸汽管道及焊缝的结构、可能存在的焊缝缺陷类型和分布位置进行分析,使用超声相控阵仿真软件进行声线覆盖仿真模拟,设计了P91钢主蒸汽管道焊缝超声相控阵检测的工艺流程。设计并制作了模拟试块对超声相控阵检测工艺参数进行验证,验证结果表明,设计的超声相控阵检测工艺流程对不同类型、尺寸、方向和位置的缺陷有较高的检出率,可以满足现场实际需求。     

应力腐蚀裂纹涡流检测信号的处理及形状重构

在核电站热交换管道、压力容器等关键设备结构的无损评价中,裂纹型缺陷形状的确定非常重要.采用一种小波分析方法对采集的应力腐蚀裂纹涡流检测信号进行了预处理,减少了噪声及非缺陷信号,并提取了缺陷信号特征,然后采用神经网络方法对裂纹形状进行了重构.结果表明,该方法具有快速、精确的优点.但在数据生成及训练网络时需要花费一定的时间.另外,由于神经网络方法不能重构裂纹电导率的分布情况,因此不能保证所重构裂纹的可靠性.但从涡流检测实用性的角度出发,在不考虑多裂纹等复杂情况下,神经网络方法可以用来重构自然裂纹.     

基于虚拟体积力动量源的燃料组件热工水力数值求解方法

针对计算流体力学（CFD）与三维精细化建模方法应用于反应堆燃料组件热工水力分析时普遍面临计算量较大和计算效率较低的问题,本文基于搅混翼对流场及温度场的阻流、导流、搅混与换热强化等方面的影响机理,通过建立搅混翼的虚拟体积力数理模型来考虑搅混翼对热工水力的影响。以两通道模型为研究对象,将虚拟体积力模型以动量源项的形式加入无翼片通道中,获得了带搅混翼通道的热工水力特性。该方法避免了直接对燃料组件中的复杂搅混翼结构进行贴体网格建模,可显著简化建模过程、降低计算量及提高计算效率。通过与实验数据及传统贴体网格建模结果的综合对比分析,验证了模型的有效性。研究结果表明：搅混翼对棒束通道流场及温度场的综合影响,可等效为结构对流体施加的某种作用力改变了流体质点运动规律,从而表现出特殊的热工水力现象;虚拟体积力动量源模型所计算的流速、压降及换热系数等关键热工水力参数,与实验数据及传统贴体网格计算结果吻合良好,并能适应不同流速工况。     

两串列管与两并列管的流致振动特性研究

为研究管束中的流-固耦合问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,实现计算结构动力学(CSD)与计算流体力学(CFD)之间的联合仿真,建立三维流体诱发弹性管束振动的数值模型。用本模型对单管振动响应进行数值模拟,并与已有实验数据比较证明了模型的合理性后,对三维弹性管的流-固耦合振动进行数值模拟分析。研究结果表明,发生锁定时单管的运动轨迹为"8"字型;两并列管的升力与横向变形幅值相等、相位相反,流体力、振幅随着间距的增加而减小,当间距大于1.5D后,两管间的相互影响基本消失,响应接近单管;两串列管中下游管的升力与振幅随节径比的增大而增大,当间距大于2D后,上游管几乎不受下游管的影响,流体力与振幅接近单管。     

两串列管与两并列管的流致振动特性研究

为研究管束中的流-固耦合问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,实现计算结构动力学(CSD)与计算流体力学(CFD)之间的联合仿真,建立三维流体诱发弹性管束振动的数值模型。用本模型对单管振动响应进行数值模拟,并与已有实验数据比较证明了模型的合理性后,对三维弹性管的流-固耦合振动进行数值模拟分析。研究结果表明,发生锁定时单管的运动轨迹为"8"字型;两并列管的升力与横向变形幅值相等、相位相反,流体力、振幅随着间距的增加而减小,当间距大于1.5D后,两管间的相互影响基本消失,响应接近单管;两串列管中下游管的升力与振幅随节径比的增大而增大,当间距大于2D后,上游管几乎不受下游管的影响,流体力与振幅接近单管。     

核设备中体积型缺陷工程评定方法的研究

采用基于突然损伤模型的有限元分析，研究了体积型缺陷的工程评定方法，提出将体积型缺陷简化为平面缺陷，并采用常用规范对简化后的平面缺陷进行工程评定的方法，还研究了共面平面缺陷的复合及自由表面对缺陷的影响，计算结果表明，该方法是安全的，可用于缺陷的工程评定     

板型燃料元件内部缺陷的无损检测

本文使用超声波水浸单探头反射法对不贴紧缺陷进行了检测,根据缺陷反射波的形状及在时域上的位置对缺陷的深度和类型进行了分析评价。使用²⁴¹Am源59.5 keV的单能窄缝γ射线,对芯体分布的均匀性进行了检测。根据特定检测频率下包壳厚度与涡流阻抗变化的对应关系对包壳厚度进行了分析评价。通过超声、射线和涡流检测方法对板型燃料元件内部缺陷检测并给予评价,保证产品质量。     

双弹性管流固耦合振动的数值模拟

为研究反应堆结构中诸如燃料棒、蒸汽发生器和其他换热器等管束类结构的流固耦合振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了三维流体诱发弹性管束振动的数值模型,实现了计算结构动力学与计算流体力学之间的双向耦合。得到横流作用下单管的振动响应,并与已有的实验数据比较,证明了本文模型的合理性;对横流作用下的两串列管、两并列管的流固耦合振动进行了数值模拟,着重研究了节径比为1.2、1.6、2、3、4的两弹性管在不同流速作用下的动力学响应及流场特性;得到串列管、并列管的临界间距与临界流速。     

蒸汽发生器传热管缺陷的涡流和超声检测

本文讨论了涡流和超声检测方法应用在检测蒸汽发生器管子降质方面的局限性。有些检测方法的尺寸测量能力极为有限。有些情况下，对缺陷尺寸测量的不定因素可通过将涡流检测结果、超声检测结果与取管破坏性试验结果加以对比确定。不同的降质机理导致蒸汽发生器管子损坏的定性检测方法的局限性将在其后讨论。其讨论顺序为：一次侧水应力腐蚀破裂、晶间腐蚀、二次侧应力腐蚀破裂、点蚀、耗蚀、凹痕、高周疲劳以及磨损。