核电站反应堆压力容器焊缝的超声检测及验证

通过对反应堆压力容器焊缝超声波传播特性以及超声波缺陷探测和定量影响因素的分析,并通过大量的试验测试研究,确定了反应堆压力容器焊缝超声检测技术。此反应堆压力容器超声检测技术,能有效地进行缺陷探测和缺陷定量,并通过了英国验证中心的第三方独立验证,满足核电站役前和在役检查规范(RSE-M 1997)的超声检测技术要求。     

核电厂主螺栓超声自动检测技术研究与实现

核电厂反应堆压力容器主螺栓长期运行在高温、高压、高放射性环境下,易于形成疲劳损伤。针对核电厂反应堆压力容器主螺栓的检测要求,研究并形成了一套主螺栓超声检测系统及检测技术。介绍了该检测系统的主要组成、功能及相应的检测技术,通过试验方法验证该系统及技术满足ASME规范第Ⅺ卷关于压水堆核电站役前和在役检查反应堆压力容器主螺栓体积性检查的规定要求。该系统及技术的研究,实现了核电厂反应堆压力容器主螺栓检测过程的自动化,提高了检测效率,可适用多种堆型的核电厂主螺栓检查以及其他民用承压大型螺栓的检查,具有广泛的适用性。     

反应堆压力容器主螺栓螺母超声检测控制软件的设计与实现

核电站反应堆压力容器主螺栓螺母是重要的受力易损部件,必须对其进行定期的缺陷检测。介绍了自主研发的主螺栓螺母超声检测控制软件的构成,主要从软件的系统逻辑结构、水位控制实施方案,各模块的功能设计与实现等几个方面进行了阐述,并对控制算法进行了简单描述。事实证明,该控制软件极大方便了对反应堆压力容器主螺栓螺母的役前和在役超声检测工作。     

反应堆压力容器接管内圆角区超声检测方法研究

基于目前反应堆压力容器接管内圆角区超声检测技术中,存在探头耦合不良,圆弧区域检测效果不佳,且无法进行精确测量等不足,结合ASME规范的相关要求,采取理论分析、数值模拟以及试验比对等多种手段相结合的方式,改善了接管内圆角区超声检测工艺,提高了接管内圆角区超声检测方法在核电厂役前及在役检查中的应用效果。     

核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊缝自动超声检测技术

核反应堆压力容器接管与主管道之间存在一条安全端异种金属焊缝,焊缝组织晶粒粗大,各向异性,声波偏转较明显,使得在进行超声检测时,超声能量有极大的衰减,而且噪声较大,具有较大难度。为实现对反应堆压力容器接管安全端异种金属焊缝进行有效的超声检测,以超声理论和实践经验为指导,通过对反应堆压力容器接管安全端异种金属焊缝检测技术开展的技术分析和试验,确定了一套可靠的接管安全端异种金属焊缝自动超声检测技术,并在核电厂进行了实际应用。     

AP1000顶盖全范围自动检查装置及检测技术应用

AP1000核电站反应堆压力容器顶盖采用一体化堆顶设计,将堆芯仪表管设置于顶盖上部,取消了压力容器底部贯穿件。基于ASME规范对反应堆压力容器顶盖的役前检查要求,介绍在消化引进吸收的基础上开发的、适用于覆盖AP1000顶盖全范围的一体化自动检查设备及无损检测技术的现场应用,并针对检查过程中装置和应用检测技术遇到的问题展开讨论,为顶盖全范围在役检查技术改进奠定基础。     

相控阵超声技术在反应堆压力容器缺陷处理中的应用

某核电厂反应堆压力容器役前检查阶段检测出的超标缺陷需进行返修处理,因缺陷位置特殊,常规手动超声难以实现缺陷消除过程中的动态监测。通过介绍相控阵超声主要特点,介绍相控阵超声监测工艺及技术要点,并分析方案存在的不足。实践证明,相控阵超声监测技术在结构复杂设备上具有较高的缺陷定位精度和检测灵敏度,可为类似设备缺陷消除提供有效的在线监测手段。     

核电站压力容器的金属C型密封环实现国产化

正由国家能源局、中核核电组织的专家对宁波天生密封件有限公司用于核电站反应堆压力容器上的国产RPV金属C型密封环进行役后检查验证。专家组经现场检查验证,认为该C型密封环符合核电站安全标准。我国核电站反应堆压力容器最后一个关键零部件实现国产化。役后检查数据表明:秦山核电站方家山1号机组反应堆压力容器法兰密封层面在运行期间未出现过泄漏。金属C型密     

基于三维激光扫描的反应堆压力容器缺陷检测方法

针对高辐射水下环境反应堆压力容器(RPV)下封头磨损区缺陷的检测,提出一种基于三维激光扫描技术的反应堆压力容器下封头缺陷测量方法,分析了水下三维激光扫描技术的物理模型,给出了扫描数值试验的具体方法,并结合Cloudcompare和CATIA软件对该试验方法采集得到多组点云数据进行处理,得出在不同扫描角度和扫描距离下的缺陷扫描精度结果。结果表明,适当调整扫描角度与扫描距离,可以实现反应堆压力容器下封头磨损区缺陷水下三维激光检测,验证了该方法的可行性,为反应堆压力容器下封头的缺陷检测提供了一种新方法。     

声发射检测技术及其在核电厂的应用前景

介绍声发射检测技术在核电厂反应堆压力容器检验中的应用情况,并展望了其在核电厂其他方面应用的广阔前景。     

反应堆压力容器60年设计寿命研究

反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进行探讨,同时结合国内反应堆压力容器制造情况,提出满足反应堆压力容器60年设计寿命的一些优化措施。     

基于失效模式的在役压力容器检验方法探讨

本文以失效模式作为研究的切入点,论述了失效模式对在役压力容器的检验的影响,分别从失效模式在役压力容器检验的理论分析以及在役压力容器检验视角下失效模式的具体应用方法,希望能够切实有效地解决压力容器的检验问题,提升压力容器检验结果的准确性。     

CPR1000反应堆压力容器焊接制造过程中无损检测的应用

结合驻制造厂的监造经验,针对反应堆压力容器(简称压力容器)关键焊缝,详细介绍焊接制造过程的无损检测技术应用情况,根据焊接制造过程中无损检测技术应用重点和注意事项,结合制造过程中焊缝质量问题进行了详细的介绍,为反应堆压力容器制造和运行期间的中无损检测应用提供参考。     

反应堆压力容器接管安全端超声检查装置设计研究

针对反应堆压力容器接管安全端焊缝超声检查装置进行了总体结构设计,设计的吊装机构解决了偏心吊装问题,轴向拉伸机构提高了设备安装效率,轴向与周向定位方法保证了超声检查定位精度与重复定位精度。该检查装置独立携带多超声托盘实施接管安全端超声检查,能与大型压力容器检查装置并行工作,可为压力容器接管安全端超声检查提供一种高效、安全的接管安全端焊缝超声检验方式。     

基于结构光的压力容器焊缝超声检测技术探讨

压力容器焊缝质量关系着核反应堆回路系统的安全运行,为保证其可靠性,必须对该类焊缝进行无损检测。针对现有核反应堆压力容器超声检测技术应用的特点,通过结构光的3D成像技术,提出了一套应用机械手实现压力容器焊缝超声检测的技术方案,并对超声检测系统各功能模块展开探讨,为后续自动检测技术的发展提供思路。     

反应堆压力容器六轴机器人检测系统的研究

核电站反应堆压力容器为核电站核心部件,对保障核电及公共安全至关重要。为对核电站反应堆压力容器及顶盖进行自动检测,以工业计算机为基础,采用在六轴机器人末端携带检测探头的方法,研究了六轴机器人自动检测的笛卡尔路径规划算法,设计了一种反应堆压力容器六轴机器人检测控制系统,提高了反应堆压力容器无损检测的重复性以及稳定性。     

在用设备检测学术交流会议论文题录

.无中心孔汽轮机转子超声波检查技术能源 那苏州热工所刘金宏.球形容器无损检测途径的探讨兰化公司化 肥厂赵和平.超声波探伤对在用压力容器焊缝中裂纹缺陷 埋藏深度的定位大连化工公司压力容琴检 脸站刘忠卫.在役容器无损检测技术管理初探扛西氛厂 朱昭川.关于提高射线探伤效率的初探兰化公司化 肥厂黄自力.在役压力容器检测中的超声波探伤南通市 化工检浏站周明作.在用压力容器检验声发射技术应用(见《压 力容器》1989年第2期P63)劳动部锅炉压力 容器检浏中心刘时风万雄尤沈功田.在役压力容器声发射检测技术应用研究 (见《无损检测》1991…     

MsS低频超声导波检测技术在压力容器检测中的应用实践

本研究为提高压力容器检测效率及可靠性,解决常规检测手段难以实现压力容器在线检测问题,引入MsS低频超声导波检测技术,应用于压力容器(无衬里或堆焊层)检测。通过MsS低频超声导波检测技术来实现对压力容器(无衬里或堆焊层)整体或局部质量的筛查。     

基于ASME规范的J型坡口焊缝超声检测技术

详细介绍某反应堆压力容器顶盖J型坡口焊缝超声检测设备的开发过程及效果。     

核电站压力容器关键零部件实现国产化

<正>【本刊讯】近日,由国家能源局、中核核电运行管理有限公司组织的一批专家进入秦山核电站核岛厂房,对宁波天生密封件有限公司用于核电站反应堆压力容器上的国产RPV金属C型密封环进行役后检查见证。来自中核运行、等单位的专家组宣布:该密封环符合核电站安全标准,我国核电站反应堆压力容器最后一个关键零部件实现国产化。