田湾核电厂松动部件监测系统误报警分析

介绍田湾核电厂松动部件监测系统(LPMS)的设备结构组成和报警逻辑设置。根据田湾核电厂历年来松动部件监测系统的运行记录,对典型松动部件误报警触发的案例进行故障分析和诊断,指出报警信号的特点和松动事件的触发来源。     

田湾核电厂松动部件监测系统误报警分析

介绍田湾核电厂松动部件监测系统(LPMS)的设备结构组成和报警逻辑设置。根据田湾核电厂历年来松动部件监测系统的运行记录,对典型松动部件误报警触发的案例进行故障分析和诊断,指出报警信号的特点和松动事件的触发来源。     

核电厂松动部件监测系统误报警分析处理与改进建议

简要介绍了岭澳核电站二期3号机组松动部件与振动监测系统(KIR)传感器的位置布置,采用持续监测及软件模拟的方法对机组冷态功能试验及热态功能试验期间的报警问题进行了分析,并分析了由过载导致的报警原因及解决措施;对由系统原始缺陷导致的故障提出了改进建议:加宽系统的探测范围并增加测量通道.     

秦山核电厂松动部件监测系统典型误报警事件分析和处理

松动部件监测系统（LPMS）是核电厂监测一回路中是否有松脱件的基本安全工具,误报警是困扰松动部件监测的一个最重要的问题。为了甄别误报警事件,分析了秦山核电厂运行过程中的典型报警事件数据和工况信息,确认主泵启停过程中的报警、雷雨天气触发的报警、堆顶风机切换触发的报警、主系统在升温升压过程的报警为误报警,并针对这几类典型的误报警给出了解决方案。      

压水堆核电厂松动部件监测

一、引言 在核电站中,松动部件可能造成堆内部件损坏或减弱部件材料的性能;也可能引起部分流道堵塞,导致燃料包壳破损。在国外一些核电厂中曾多次发生该类严重事故。 松动部件早期探测可以避免或缓和与安全有关的损坏,并提供主系统部件发生故障的可能时间。此外,早期探测的信息还可用来选择最佳的设备维修时间和区域,以得到最佳的维修效益并减少电站维修人员不必要的辐照。所以,松动部件监测是评价反应堆主系统机械完整性和提高电站利用率的重     

基于神经网络的松动部件监测系统小波质量估计方法研究

采用基于神经网络的小波质量估计方法对松动部件检测系统中小质量的螺钉(5g)、螺母(12g)和钢球(4．5g)进行了实验研究。结果表明：该方法能较好地区分不同质量的螺钉、螺母和钢球。     

通道缺陷模式下的松动部件撞击试验研究

利用在役核电站停堆检修的窗口,对核电站蒸汽发生器进行模拟松动部件撞击的试验,给出了松动部件监测系统（LPMS）在经过长期运行后的主要缺陷模式及处理方法。在指出LPMS故障自检功能中存在的盲区的基础上,分析了存在缺陷的通道对松动部件冲击信号的响应特征。研究表明,通道接触不良、电荷累积和多通道间信号干扰是造成通道信号失真的主要因素;电荷累积会对信号通道造成静电阻塞;多通道间的信号干扰是产生误报警、通道过载断路等现象的重要原因之一。      

基于连续小波变换的Hilbert包络线松动部件定位方法

本文结合时-频域信号处理方法,在对冲击信号进行连续小波变换(CWT)的基础上,采用计算信号Hilbert包络线极大值的方法确定冲击信号的到达时间,并应用于网格定位。研究结果表明,该方法具有较高的定位精度,对小质量的松动部件能准确地定位其位置,且具有较好的抗噪能力。     

国外核电站松动件监测系统发展评述

核电站系统是一个非常复杂的结构体系,核电站操作运行的安全性始终是核工程领域内的重要问题之一。核电站一回路系统内,松动件故障的早期探测和诊断,是保证核电站能够安全有效运行的重要因素之一。近二十年来,世界上一些国家都相继建立了自动件监测系统,并安装在电站内容,有效地防止了松动件故障危害的发生。     

核电站中跌落零件冲击信号的时频综合报警方法

在对核电站中跌落零件冲击信号和复杂背景噪声进行时域分析和周围图法功率谱估计的荐,提出了跌落零件时频综合报警方法。该方法首先将背景噪声带通滤波,然后对信号时域预报警及频域报警确认。     

大亚湾核电站的电气系统

本文介绍了大亚湾核电站的各电气系统,其中包括发电机回路、中压和低压厂用电系统、超高压变电站和安全电源的接线的组成和设计原则,各电气设备的选型和容量的选择原则,核电站电气系统与一般电站的不同之处。     

核电站松脱部件监测系统研制

以秦山核电二期扩建工程松脱部件与震动系统(KIR)供货项目为背景,研制出了松脱部件监测系统(LPMS)C1201。该系统由10个监测通道组成,对压力容器和蒸汽发生器内产生的松脱部件进行实时监测。信号调理和报警处理采用现场可编程门阵列(FPGA)程控技术;松脱部件甄别采用了DSP数字化、松脱部件信号长短有效值浮动甄别、时间延迟和通道复核联合甄别等技术,使系统具有强抗误报警能力;系统自检采用I2C控制与多路分配程控技术;系统采用PXI总线技术,使通道间和模块间同步,满足定位分析需要;采用虚拟仪器和数据库管理技术,界面可视化强,接口开放式;系统还具有软硬件故障自检与故障通道切除、磁盘空间检测、软件停电保护等功能。     

大亚湾核电站的成功运作

本文简要回顾了大亚湾核电站投产以来的业绩,重点介绍了几种有特色的管理实践。     

大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。     

核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试

简要介绍核电厂反应堆保护系统的结构和紧急停堆工况下的数据处理过程,对反应堆保护系统紧急停堆的响应时间进行理论分析。建立响应时间测试原理,并设计相应的测试装置,完成实际测试工作。对测试所得实验数据进行统计学分析的结果表明,反应堆保护系统紧急停堆响应时间的理论最大值为149.1 ms,实验最大值为144.8 ms;实验响应时间符合均值为120.6 ms,方差为90.1 ms的正态分布。     

大亚湾核电站汽轮机特点

本文论述了全速核电汽轮机的某些特点并介绍了我国第一座大型核电站采用的全速百万千瓦级汽轮机的主要参数、热力系统、平面布置、本体设计以及调节系统等基本情况及其特点。     

核电站控制区出入控制系统的改进和优化

核电站的控制区出入控制系统承担着人员进出控制、物件进出控制 ,防止污染扩散等重要功能。在 IRPA-1 0会议期间了解了国外核电站出入控制系统的改进和发展。通过介绍日本福岛 ( Fukushima)核电站出入控制系统的改进 ,并结合秦山核电站控制区出入控制系统的改进和优化进行比较 ,谈一些评价意见。     

大亚湾核电厂反应堆厂房地震响应分析评估

大亚湾核电厂核反应堆厂房的抗震分析基本沿用法国M310型机组的标准分析方法（RCC—G）,对于土-结构相互作用（SSI）效应的考虑,采用简化的阻抗函数法。本文拟采用新的相对精确的基于Green函数的三维连续半空间边界子结构法考虑地基岩土的作用,进行SSI耦合系统的地震响应分析计算,并将计算的楼层反应谱（FRS）同设计值进行比较,对设计方法及其结果的趋向性（偏于安全／或不安全）进行评估。结果表明,与基于三维连续半空间边界子结构法的计算结果相比较,电厂设计偏于安全。     

某核电厂附近大气中氯离子,总悬浮物的监测

利用硫氰酸泵分光光度法和重量法测量了沿海地区某核电厂附近大气环境中氯离子和总悬浮物的浓度,所得数据为我国核电工程设施材料的防腐程序提供了科学依据。