核电站压力容器接管安全端焊缝缺陷的超声自动检测系统

研制了一套核电站压力容器接管安全端焊缝缺陷超声波自动水下检测机器人,并对系统的机械本体、气路设计、电气控制等组成部分展开研究。阐述了检测装置各个执行部件的设计原理和设计方法。优化气路设计并实现了定位力断气保持、探头恒力压紧和校验试块伸缩等复合功能。该系统通过控制系统向执行机构发送指令并接收反馈信号,实现了焊缝缺陷的自动扫查。     

高温高压水环境下位移幅值对690合金传热管切向微动磨损的影响EI北大核心CSCD

由于试验装置的限制,在模拟工程服役环境的高温高压水环境下对三代核电用690合金管/405不锈钢抗振条(AVB)的高频微动磨损研究存在不足,影响了对核电厂蒸汽发生器传热管结构完整性评价的有效性。在模拟压水堆核电厂二回路高温高压水环境下,以690合金传热管为研究对象,开展高频切向微动磨损试验。试验研究不同位移幅值(D=20、30、40、80、120μm)对690合金管微动磨损行为的影响。试验结束后,借助扫描电子显微镜、能谱仪和三维形貌仪对磨损区域进行形貌表征、能谱分析和磨损体积计算。试验结果表明:随着位移幅值的增加,磨损接触面积增大,磨损深度和磨损体积均增加,磨损加剧。当位移幅值较小时(D=20、30、40μm),磨屑不易排出接触面,多黏着在磨痕中心,磨损机制主要是黏着磨损;当位移幅值增加至80、120μm时,磨屑分布均匀,磨损机制向剥层磨损转变。随着磨损机制的转变,磨损率呈现先增加后降低的趋势,在D=80μm时,磨损率最大。通过更符合工程实际的高温高压水环境试验,对比了不同位移幅值下的传热管微动磨损性能,给出了磨损率随位移幅值变化的趋势,初步阐明了磨损机制,有利于核电装备的摩擦学性能提升,对核电厂690传热管的结构完整性评价有较好的指导作用。     

汽轮机枞树型叶轮超声相控阵对比试块的设计

根据汽轮机切向装配枞树型叶轮的工作受力分析,结合现场裂纹的分布情况,设计加工了用于超声相控阵检测的对比试块,并进行了相关检测技术试验。试验结果表明,对比试块上的极限小尺寸和极限大尺寸的机加工槽均能被检出,且可清晰分辨切槽信号与叶轮的齿槽结构信号。该对比试块的设计,为切向装配枞树形叶轮的超声相控阵检测提供了良好的检测能力验证。     

核电厂接管内圆角超声检查技术

核电厂在役检查时需对核岛关键设备如反应堆压力容器、蒸汽发生器等接管内圆角区域进行超声检查以发现可能存在的缺陷。由于接管复杂的几何形状,内圆角区域的超声检查一直以来就是检测技术难点。结合AMSE规范的相关要求,介绍了接管内圆角内外壁检查技术,并结合接管内圆角超声检查技术开发的试验研究情况,得出使用特定角度参数型号探头进行定位、定量,采用模拟仿真软件进行建模辅助分析,根据不同堆型及实际情况使用其它检测方法进行检测。     

Ω焊缝自动检测系统定位组件设计与实现

Ω焊缝自动检测系统集超声、涡流和目视检测为一体,专用于国内某核电厂反应堆控制棒驱动机构与反应堆顶部杯座之间的连接焊缝检测。定位组件是该检测系统的重要组成部分,它由伸缩定位机构和电机驱动保护电路组成,实现了该检测系统的正确、可靠和自动定位。     

小波神经网络在冷连轧板形控制中的应用

由于受轧机自身特性变化等复杂因素影响,调控机构的影响系数不适合用恒定的常量来描述.将小波神经网络应用到影响系数的自学习过程,对预设定的影响系数值进行在线修正.介绍了冷连轧板形调控机构影响系数自学习的神经网络结构设计,结合目标能量函数的最小化,对影响系数自学习算法进行分析.结合生产现场的实际板形数据,采用Visual C++/MATLAB对控制算法的作用效果进行仿真.仿真结果表明,自学习算法对板形控制起到了预想的效果,具备现场在线运行的可行性.     

核电站贯穿件封堵用硅酮胶高压水射流清理

在核电站大量贯穿件周围材料硅酮封堵胶进行封堵,有时对贯穿件进行检查,要临时去除硅胶。本文根据核电贯穿件复杂结构及硅酮封堵胶的特点,制造了贯穿件模拟件,采用高压水射流技术,合理设计喷枪及喷嘴,有效地清除了贯穿件周围硅酮胶填充物。     

基于老化机理的核电厂机械贯穿件检查和试验技术

对AP1000核电厂机械贯穿件的老化机理及其影响进行了分析。发现老化机理包括:全面腐蚀、点蚀和缝隙腐蚀导致材料损失,循环载荷导致开裂及累计疲劳损伤,人员闸门锁、铰链、盖板机械结构磨损与垫圈磨损等导致密封性降低和螺栓连接件自松动导致预载荷损失。针对上述老化机理建立了以基于ASME第XI卷的安全壳在役检查技术和10CFR50附录J的安全壳泄漏率试验技术为主的有效监测方法。     

浅析供应商的选择与评价

文章着重介绍了供应商选择的基本原则和评价内容,并结合我公司作为国家实验室和国防实验室单位对供应商的管理情况,阐述选择和评价供应商对公司创造品牌、赢得声誉等具有的重要意义。