EPR核电厂CRDM耐压壳焊缝缺陷信号分析

核电厂控制棒驱动机构（CRDM）长期处于高温、高压和高辐射环境中,其耐压壳异种金属焊缝容易出现裂纹等缺陷,是大修期间在役检查的关注重点。针对该焊缝役前超声检查中发现的疑似缺陷显示,通过补充目视、射线、超声相控阵和破坏性试验,验证了此类显示信号为不完全再结晶的奥氏体硬化晶粒造成的冶金显示,不影响耐压壳焊缝的质量,并总结了核电厂核岛设备超声疑似缺陷信号分析验证的方法。      

反应堆压力容器CRDM管座设计改进

对控制棒驱动机构(CRDM)管座压力试验后管座内径、垂直度等关键配合尺寸变大问题,基于目前采用的CRDM管座设计结构和制造工艺,从CRDM管座焊缝结构设计、不锈钢材料特性、管座设计强度、压力试验实施等方面对CRDM管座内径尺寸变化和垂直度变化原因进行分析,确定了尺寸变化的原因,并提出效控制关键参数的措施。     

CRDM管座垂直度变化与可更换性分析

针对现有成熟并广泛采用的控制棒驱动机构(CRDM)管座与反应堆压力容器封头连接结构形式及制造工艺,分析反应堆压力容器水压试验后CRDM管座垂直度变大现象及管座受损后的可更换性问题,基于影响CRDM管座垂直度变化及制约管座更换的关键因素,对管座与封头连接结构进行设计改进,改进后的连接结构可有效解决垂直度控制难题并降低管座更换难度。     

蒸汽发生器接管安全端焊缝超声检验

蒸汽发生器安全端焊缝为异种金属连接的窄焊缝结构形式,填充材料为镍基合金152/182(690材料),内部组织的各向异性严重,采用超声波检测时可能导致出现假信号,缺陷的定位误差增大等问题。采用不同聚焦深度和角度的接触式聚焦双晶探头进行分层检验,可以获得比较好的测量结果。现场实际检查中,所用方法不仅能发现内部存在的缺陷,还能在外表面检测到内表面的线性显示,验证超声检验方法在蒸汽发生器接管安全端异种金属焊缝检测中的可行性。     

核电厂BOSS焊缝在线堆焊修复相控阵超声检验技术

核电厂反应堆换料水池与乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）及设备循环冷却系统（RRI）中含有大量管座接头（BOSS）焊缝,其安全性和可靠性直接影响所存储核燃料的安全状态,对其进行缺陷排查和在线修复是核电厂在役检查监督的重点和难点。本文针对BOSS焊缝在线堆焊修复的特殊要求和检验难点以及射线检验的局限性,设计了一套专用的相控阵超声探头和检验工艺,试验验证结果满足堆焊修复要求,并制订了核电厂BOSS焊缝堆焊修复无损检验的方法和在役检查监督的策略。     

EPR项目蒸汽发生器下封头与管板环焊缝超声检验技术改进

欧洲先进压水堆（EPR）项目蒸汽发生器下封头和管板环焊缝是一回路的重要边界,焊缝厚度大且焊缝的一侧为球面,制定超声检验工艺时要充分考虑探头声束衰减、探头角度变化等影响,以满足相关检验标准的要求。对RCC-M和EN 1713等标准深入研究后,通过对探头能量和角度变化的分析与模拟演算,可得出:该焊缝超声检验增加60°探头,不仅满足标准要求,而且从检验工艺上大大降低了危险性缺陷漏检的风险。      

控制棒组件超声及涡流检验标准关键技术浅析

控制棒组件(Rod Cluster Control Assembly)在反应堆堆芯承担着功率调整、安全停堆等重要功能。近年来,国内外核电厂RCCA落棒试验超差、卡棒和破损等事件时有发生,严重影响到反应堆的安全性和核电厂的可靠性。RCCA依据相关标准实施超声检验和涡流检验为反应堆安全运行提供了更多保障。文章对RCCA结构形式、常见缺陷及产生机理、标准关键技术及应用进行了分析介绍,有助于营运单位和检验单位参考实施。     

压力容器CRDM及BMI贯穿件J型焊缝超声波检验技术

1000 MW级反应堆压力容器(RPV)控制棒驱动机构套管以及下底圆中子通量仪表检测管贯穿件(BMI)J型坡口焊缝,由于其结构的特殊性,常规手工超声波检验方法不能对管子与焊缝熔合界面进行检验。通过研究提出了A+B+C扫描自动超声波检测系统的技术指标并对相关要求进行了规定。通过该系统在J型焊缝检验中的实际运用,解决了J型焊缝中对缺陷的定性、定量、定位及伪缺陷识别问题。     

核电厂一回路管座焊缝超声波检测仿真研究

小尺寸支管接头(BOSS)焊缝作为核电厂一回路压力边界的薄弱环节,对其有效监控是核电厂日常和在役大修的重点和难点。采用仿真技术、工艺试验和现场应用验证等方法,设计并验证了BOSS焊缝的超声波相控阵检测工艺,解决了核电厂日常和在役大修中BOSS焊缝的监督难点。并得到类似超声波相控阵检测工艺的设计和验证方法。     

核电厂堆芯围板螺栓在役检查系统设计

第二代压水堆核电站的堆芯围板多采用围板螺栓进行连接,围板螺栓的材质为奥氏体不锈钢,在强中子环境中易产生辐照促进应力腐蚀裂纹。比利时对其现有核电站的在役检查中多次发现围板螺栓因此失效。本文设计了堆芯围板螺栓的在役检查系统,可实现围板螺栓的远程视频和超声检查,对于提升核电站的安全运行水平具有重要意义。该系统主要包括水下机器人、岸上控制系统、无损检测单元等组件,其中水下机器人由金属浮力舱、水平推进器、垂直推进器、抗辐照摄像头、超声检查工具等组成。通过在围板组件模拟体验证试验,结果表明,该检查系统能够实现有效检出30%围板螺栓横截面积的平面型裂纹。     

关于核电站在役检查标准的探讨

基于我国核工业的发展和核电站的建设，指出了编制在役检查标准的重要性和可行性，从分析核电站在役检查的特点探讨了标准的基本内容。     

压水堆堆顶CRDM抗震支承环焊接变形的分析及控制

控制棒驱动机构(CRDM)抗震支承环是压水堆核电厂反应堆堆顶结构的重要部件之一,本文通过CRDM抗震支承环焊接变形实例,分析了焊接变形的原因及机理,并给出了焊接变形的控制措施,如设计结构优化、焊接过程控制、加工工艺优化等;通过实际加工案例证明,这些控制措施能够较好地控制CRDM抗震支承环的焊接变形.     

秦山核电厂300MW压水堆压力壳设计

本文从反应堆压力壳的功能和要求出发,介绍了设计参数和规范、结构设计、设计特点、应力分析和质量保证等方面的内容。     

核电站关键部件超声检测计算分析系统

针对核电站关键部件超声检测特点,基于瑞利积分、基尔霍夫近似、几何衍射和波恩近似等理论,建立了声场及声场与缺陷相互作用理论模型,开发出核电站关键部件超声检测计算分析系统(UT-CAS),并以安全端异种钢焊缝超声检测为例介绍了UT-CAS的应用.结果表明,UT-CAS能够快速、准确地模拟各种检测环境,实现工艺验证、辅助分析和人员培训等功能.     

核电厂管道弯曲工艺

目前,在核电管道安装中大量使用了弯管,这些弯管不仅改善了流体的力学性能,同时也减少了管道上的焊口数量,提高了管线运行的可靠性;弯管可根据技术要求采用冷弯或热弯工艺,每种工艺又各有几种方法,弯管的加工一般都在车间进行,生产环境和精度上有可靠地保证,是工厂化管道生产的发展趋势,而合理地选取弯曲工艺和方法是保证弯管质量的关键,目前工艺管道弯曲半径普遍都在3倍公称直径以上,管径愈大,弯曲半径也愈大,工艺操作难度愈大,所以在选材、弯制、检查、处理等环节上必须严格执行标准;随着弯管在核电、化工等领域的普遍应用,弯管的加工工艺水平还在不断的提升。     

核电厂围板螺栓超声检测技术研究

围板螺栓是核电厂堆内构件的关键连接部件,长期服役下可能产生辐照应力腐蚀裂纹(IASCC)等缺陷,有必要对其结构完整性进行无损检测。分析围板螺栓的结构特点和在役检查工况,开发针对外六角头结构螺栓的组合晶片超声检测方案,介绍探头设计选型原则和缺陷评定技术,确保良好的声场有效覆盖以及检测出螺栓不同部位的裂纹缺陷。通过对含缺陷试块的试验验证了超声检查工艺的可行性,结果表明该技术能够有效检测30%螺杆横截面当量的裂纹缺陷,信噪比可达12 dB以上,满足在役检查要求。