压水堆核电站在役检查用无损检测技术发展概况

核电站在役检查是核电站安全运行的重要保证手段之一,核安全法规和导则对核电站核安全设备的役前和在役检查提出了明确的要求。介绍了压水堆核电站在役检查用无损检测技术的发展历程、相应的在役检查标准和规范的使用状况。总结了当前国内外核电站在役检查技术能力验证的实施现状,对我国自主开展核电站在役检查和能力验证工作提供借鉴。     

蒸汽发生器一次侧在役检查机器人技术发展概况

核电站在役检查是保证核电站安全运行的重要环节之一,在役检查技术水平很大程度取决于以机器人为核心的成套关键设备的技术水平。介绍了各主要核电国家蒸汽发生器一次侧在役检查机器人技术状况,分析其关键技术和发展趋势,对我国自主发展在役检查成套关键设备技术提供借鉴。     

我国科研人员研究成功第四代核电站高温气冷堆蒸发器螺旋传热管在役检查技术

<正>随着我国核电稳步发展时代的到来,第四代核电站高温气冷堆蒸发器传热管的在役检查成为关注热点,但是螺旋形盘式传热管的在役检查这一技术瓶颈也制约着它的发展。至今我国压水堆核电站的现行在役检查均采用涡流检测技术,在国外同样也如此,甚至还推出了远场涡流用于蒸发器管排的在役检查,并设计了SG排管四脚步行机器人系统。中国广核集团苏州热工研究院有限公司将导行波检测新技术应用于螺旋盘式传热管检测研究。目前研制企业已经完成1套商业样机制     

岭澳核电站役前γ射线检验技术

岭澳核电站是我国引进法国技术 ,部分设备国内建造 ,装机容量为 2× 90 0MW的核电站。根据国家核安全法规HAF0 30 2《核电厂在役检查》要求 ,核电站的部件和设备在安装与整机调试后 ,需对机组内部件、设备或系统进行一次完整性检查 ,称为投入运行前的第一次全面检查 ,即役前检查。检查结果提供初始状态下数据 ,可与核电站设备制造厂的部件制造阶段所得检查记录进行比较 ,还可作为技术档案保存 ,为核电站设备的在役检查提供原始资料和比较依据。岭澳核电站两台机组在热态整机调试后分别进行了全面的役前射线检查。1　射线检验规范和范围岭…     

浅谈核电站在役检查质量保证过程控制

介绍了核电站在役检查中的质量保证过程控制,并结合笔者公司质量保证运行情况综合论述了核电站在役检查中质量保证的作用和意义。     

秦山核电厂常规岛金属监督检查

秦山核电站是我国首座自行设计、建造的30万kW压水堆核电站。它由核岛(一回路系统)、常规岛(二回路系统)和辅助厂房组成。 根据核电建设规定,核岛中核安全级部件必须按在役检查大纲的要求,在核电站停堆换料检修期间进行在役检查,而在役检查大纲中并无常规岛非核安全级部件的检查内容和要求,但根据火电站与核电站常规岛相似的汽轮发电机金属监督检查的经验,核电站常规岛中的非核级部件也应在制定常规岛金属监督检查大纲的基础上与核级部件一样,定期作金属监督检查。     

核电站主回路系统主要设备的射线透照工艺

核电站主回路系统是核电站役前/在役检查的主要检测对象,从射线检测透照工艺入手,系统地介绍了核电站主回路系统主要设备蒸汽发生器SG、反应堆压力容器RPV以及稳压器PRZ的透照方式及实施方法,并对各透照中所使用的专用工具架做了介绍。以岭澳核电站3,4号机组役前检查顺利完成的实际经验为依托,为以后役前/在役检查打下基础。     

核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝役前192Ir源中心曝光射线检测技术

介绍了岭澳Ⅱ期核电站4号机组反应堆压力容器（RPV）接管安全端役前（PSI）射线检查技术。依据法国压水堆核电站设计建造标准RCC-M和在役检查标准RSE—M,总结了反应堆压力容器接管安全端射线检测的技术要点;同时还介绍了RCC-M和RSE—M标准中的一些特别规定。     

微波探地雷达技术用于核电站安全壳防腐检测研究

介绍了核电站安全壳防腐检测技术研究,主要是核电站安全壳钢板混凝土中钢衬防腐检测技术。通过探地雷达技术对钢衬腐蚀及其反射图谱的探索,提出了CPR1000及AP1000项目批量化建设,监测防止内衬钢板腐蚀的根本技术措施是采用探地雷达微波技术进行核电站安全壳的在役检查。     

核电站安全壳的微波探地雷达腐蚀检测

介绍了核电站安全壳钢板混凝土中钢衬的腐蚀检测技术,使用探地雷达技术对钢衬腐蚀进行检测,并对其反射图谱进行分析。结果表明:采用探地雷达微波技术对核电站安全壳进行在役检查是保证内衬钢板质量的根本措施。     

核电厂倾翻机水液压技术研究

倾翻机是核电厂装换料系统的关键设备之一,它基于水液压传动,实现燃料篮在屏蔽水层下的平稳翻转到位,是核电厂中的一种特殊机械设备.介绍核电厂倾翻机的功能和结构,并分析倾翻机的材料要求、水液压系统设计、质量保证、安装调试及载荷试验等多项关键技术,为核电厂其他设备的设计、制造、安装及调试提供了参考.     

核电厂除盐水箱聚脲防腐涂层应用

核电厂常规岛除盐水分配系统的除盐水贮存罐因二回路水质对防腐措施要求较高。国内某核电厂首次采用聚脲防腐涂层,本文介绍核电厂除盐水贮存罐聚脲涂层设计要求、施工过程、质量验收和投运情况。     

核电用管现状及国产化进展

随着我国大型核电站建设的快速发展,核电站设备国产化进程明显加快,对核电用无缝钢管的国产化要求也日益迫切。简介了核电用管的特点及质量要求,分析了核电站管道系统用无缝钢管的国产化进展和存在的问题,提出了核电用无缝钢管全部国产化的建议和改进思路。     

核电施工用焊接电源的设计研究

针对核电施工的特点而研制的一种高性能的逆变焊接电源，并已在核电施工中投入使用。     

核电厂凝汽器在役氦检漏技术

凝汽器是核电厂汽轮机组的重要设备,在电厂凝汽式汽轮机组的热力循环中起着冷源的作用,其传热管在运行的过程中可能发生破管,从而引起二回路水质恶化。介绍了针对核电厂常规岛凝汽器破管的氦气泄漏检测方法。通过对在役凝汽器氦气泄漏检测方法的研究,掌握传热管破管的判断方法。现场检测结果表明,开发的检验技术应用效果良好,在保证核电厂安全、经济运行上起到了重要的作用。     

核电站用钢管材料及其国产化

在国家大力发展核电的规划和形势下,核电站建设正处于快速发展阶段,而我国大型核电站设备的国产化率还相对较低。以我国1000MW机组为例对压水堆核电站钢管用材料进行了分析和描述,希望对核电用钢管材料的国产化,特别是迫在眉睫的核用材料标准化工作起到一定的作用。     

核电站常规岛蒸汽/给水回路用WB36CN1无缝钢管的研制

随着我国核电站建设进程的加快,核电用无缝钢管的国产化要求日益迫切。介绍了在1000MW核电站常规岛蒸汽/给水回路中应用的WB36CN1无缝钢管的特点、生产工艺,通过对WB36CN1无缝钢管各项性能指标的比较分析,肯定了该工艺生产的产品在核电领域的应用价值。     

压水堆核电站常规岛管道材料制造质量的控制

压水堆核电站中存在着大量以输送介质或传热为目的的管道系统,对各功能系统的承压边界以及整个电站的安全性有重要影响.主要探讨压水堆核电站常规岛主要管道材料的制造,引入风险分析,探讨影响管道质量的主要因素,并提出管道材料制造过程中的质量控制因素,以指导管道材料的制造监督.     

核电厂海水系统不锈钢焊接处腐蚀与防护

核电厂海水系统不锈钢焊接处是腐蚀失效的敏感部位,本文阐述了不锈钢焊接处的腐蚀机理,对核电厂海水系统不锈钢焊接选材设计、准备、实施和焊后处理过程中可能发生的腐蚀行为或存在的腐蚀隐患进行分析,并提出防护措施.