核电站轴封主泵外导流管锁片孔加工工艺

巴基斯坦恰希玛C3、C4核电站轴封主泵~([1])是哈尔滨电气动力装备有限公司翻版设计,其加工工艺方法完全自主的核电站反应堆冷却剂主泵。C3C4核电站核主泵外导流管是核电站轴封主泵的关键部件之一,外导流管锁片孔的加工质量对紧固螺栓的安全锁紧至关重要,锁片孔的加工质量可影响螺栓长时间的锁紧。现有同行业锁片孔加工工艺的质量不稳定且操作复杂,为解决这一难题,我公司自主创新了新的核电站轴封主泵外导流管的加工工艺方法,采用非标L型角度头与数控加工中心相结合的方法并取得成功,新研发的工艺方法具有低成本、高精度、数控加工等优势且取得满意的工艺效果。     

新建核电厂数字化仪控系统变更控制研究

新建核电站数字化仪控系统(也称DCS系统)招投标程序完成后,工程造价基本确定,但是项目执行期间的变更数量及变更费用往往难以控制。本文结合田湾核电站一期、二期DCS项目的执行情况,首先对变更的原因进行分析,然后通过一些标志性节点将DCS项目执行分为不同的阶段,根据每个阶段的工作侧重点不同,提出了变更预防及控制的策略,以期推动核电站DCS项目管理水平的提升。     

基于LTC4121的锂电池自动充电电源管理系统

针对核电站监控领域里对备份锂电池电压和性能的特殊要求,改进了一种基于LTC4121芯片实现高效稳定的自动充电电源管理方案,并对电池充电状态、故障等情况进行实时检测。实验结果表明:所改进的充电电源管理方案稳定性高,具有良好的充电性能,充电效率达到90%以上,满足实际工程的应用需求。     

基于数据驱动建模的核电站一回路管道劣化趋势研究

提出一种基于管道状态数据的分析方法，可得到管道劣化趋势，有助于预防管道劣化引起的泄漏。具体方法是通过融合主观专家经验层次分析法和客观大数据分析熵权法的优点，定量地构建一回路管道的改进马氏距离健康度模型，进而应用融合卷积神经网络和长短期记忆神经网络的组合预测模型，对一回路管道未来的劣化泄漏情况做出趋势分析和预判。仿真结果表明，构建的健康度模型能够较好的反映出一回路管道的真实健康状态；组合 预测模型可以有效地预测一回路管道劣化泄漏的趋势，为保障设备的安全稳定运行提供 参考。     

压水堆核电站压力容器用材料性能的试验研究

对压水堆核电站压力容器用材料性能进行了试验研究,包括扭转性能和疲劳性能,从而为相关人员在设计、制造压力容器时的选材提供一定的借鉴。     

核电站用钢在热处理工艺下的组织变化及安全性分析

通过研究核电站用SA738Gr.B钢的热处理工艺,分析试样的显微组织和力学性能,确定核电站用SA738Gr.B钢的最佳热处理工艺。结果表明,SA738Gr.B钢的最佳热处理工艺是920℃淬火,保温30 min,之后在630℃下回火,保温60 min。     

核电站DCS主从控制器切换后信号跳变的分析与解决

为解决某核电机组的DCS控制器在增量下装和主从切换后发生信号跳变的问题,深入研究了控制器的热备冗余、增量下装、主从切换机制以及DCS内部逻辑组态。经过研究发现,在DCS控制器增量下装机制下的不规范逻辑组态,使控制器在主从切换后不能保持部分信号的状态,经过对此类故障隐患的全面排查和解决,彻底消除了DCS控制器的信号跳变风险。     

304L/ER316L奥氏体不锈钢焊接板的点蚀行为

采用三氯化铁浸泡试验和电化学试验研究了核电站乏燃料池覆面用304L/ER316L/304L奥氏体不锈钢焊接板在3.5%(质量分数)NaCl溶液(溶液1),含2700mg/L B3+的纯硼酸溶液(溶液2)和含2700mg/L B3++200mg/L Cl-的混合溶液(溶液3)中的点蚀行为,同时研究了温度和氯离子对其点蚀行为的影响。结果表明:在三种溶液环境中,焊接板不同区域的耐点蚀性能由强到弱依次为焊缝区>母材区>热影响区。焊缝金属耐点蚀性能最优的主要原因是Ni、Mo含量较高,而热影响区的最差是由于显微组织不良。在30,40,60℃溶液2中,即使在高电位下也未观测到焊接板发生明显点蚀,而掺杂200mg/L Cl-后,焊接板的点蚀倾向显著增加,点蚀敏感性随温度升高而升高。符合设计参数的纯硼酸溶液是很好的服役环境,但当其中加入Cl-后,焊接板的耐点蚀性能会大幅降低,故乏燃料池在服役期间,应严格控制水温变化并监控水质,避免温度长时间过高及侵蚀性Cl-含量超标。     

基于精益建造管理的HPR 1000堆型核岛辅助管道安装自动焊技术研发与应用

文中主要论述基于精益建造管理模式下,HPR1000堆型(华龙一号)核电站核岛辅助管道安装自动焊技术的研发与应用要点,通过对自动焊技术研发的必要性、实施过程和关键技术方法、应用效果等方面进行论述,阐明自动焊技术对项目管理提质增效、降低成本的重要性。