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。     

中国核电站在役检查领域的国际交流与自主创新

描述了核电站在役检查技术的特点和基本要求。介绍了我国核电站在役检查行业的国际交流和自主创新工作,以及目前我国核电站在役检查的主要检测技术和装备。     

核电厂役前和在役检查Co60γ射线曝光曲线的绘制及应用

结合核电厂役前和在役检查的射线检测范围,分析了曝光时间计算公式和曝光计算尺在使用过程中存在的不足,通过使用Co60γ射线源、Kodak M型工业胶片、一定厚度的铅滤光片等对40~130 mm厚度的钢试块进行射线透照试验,绘制出了Co60γ射线源的曝光曲线,拟合出了Co60γ射线源的曝光时间计算公式。Co60γ射线源曝光曲线或公式为完成核电厂的役前和在役检查提供了透照时间的计算依据,提高了射线检测结果的可靠性。     

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。     

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。     

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…     

焊缝超声波检测回波信号分析

秦山三期 (重水堆 )核电站工程是“九五”期间国家重点建设项目 ,装机容量 2× 72 8MW ,设计寿命4 0a(年 ) ,工程造价几十亿美元 ,其主要工艺采用加拿大技术。CANDU6是具有成熟运行经验的堆型 ,它安全可靠、技术先进 ,是国内唯一重水堆核电机组。 1998年 6月一号反应堆厂房底板浇灌第一罐砼 ,宣布工程建设正式开始。役前检查项目由核工业无损检测中心承担。重水堆核电站要求在建造、安装的同时进行役前检查 ,系统水压试验后再抽查10 %。役前检查主要任务是对反应堆厂房 (核岛 )主管道焊缝 (包括主热传输系统、压力和装量控制系统、停堆冷…     

反应堆压力容器主螺栓超声检查设备控制系统的设计与实现

反应堆压力容器主螺栓在核电厂以及核动力装置系统中起着至关重要的作用,RESM标准中对其也有着严格的检验要求。综合考虑机械、电气控制、：超声仪器等参数,为实现无损检测的目标,设计了超声检查设备控制系统,实现了自动化的超声检查。机械设备部分的设计保证了超声仪器探头可在主螺栓内部进行轴向和周向运动。电气控制系统运动控制器采用数字运动卡及其互联模块实现伺服闭环控制,为检查所需的高精度要求提供保障。与之配套的软件设计大大降低人为失误造成的损失,提高了安全性和实用性。该控制系统已用于核电站的役前和在役检查之中,达到了良好的效果。     

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。     

反应堆压力容器主螺栓超声波检测技术

反应堆压力容器主螺栓作为核设备的重要部件,RSEM标准要求役前及在役阶段对其进行超声波检查。该检测是个多系统配合的过程,它必须依赖专用超声波检查系统、机械扫查器和控制系统的统一协作才能完成。介绍了反应堆压力容器主螺栓超声波检测的部位、探头的选用、仪器的选用以及扫查方式、标定及校核、采集系统和分析系统。     

水层对安全端焊缝射线照相的影响

针对CPR-1000核电站反应堆压力容器接管与安全端焊缝射线检验过程中在透照方向上存在着水层的问题,通过具体的模拟试验,重点研究了底片黑度、灵敏度随着水层位置、水层厚度的变化情况,当水层厚度增加时,灵敏度会降低,但是仍满足RCCM标准要求。     

中子照相技术及其在无损检测中的应用研究

中子照相是20世纪60年代兴起的一种射线照相无损检测技术。中子与常规X射线原理相类似,但在穿透物体时的吸收特性显著不同,因此两种照相技术在适用范围上有一定的互补关系。国外中子照相技术已在航空航天、生物、考古、电子等方面有成功应用,国内由于中子源资源不易获得,应用研究滞后。简要介绍了中子照相技术的原理和检测系统构成,其基本构成为中子源、准直器和像探测器。阐述了中子照相技术的发展过程及国内外发展现状,列举了中子照相技术目前的国外的主要标准和工程应用情况,最后从研制移动式中资源、开展工业应用研究,建立相关标准等方面对我国中子照相技术发展趋势进行了展望。     

X射线实时成像影像的识别和评定

介绍了X射线实时成像法的成像特点,分析了X射线实时成像影像与射线照相底片在影像识别和评定方面的相同点和不同之处,介绍了X射线实时成像影像的观察与评定的方法及注意事项,以助于提高影像评定人员对X射线实时成像影像进行快速、准确的识别和评定的能力。     

CR技术与胶片照相技术的特性对比试验

计算机射线成像（CR）技术在成像机理、获得图像的途径上与胶片照相有着本质的区别。为了更好地应用CR技术,对比试验了其在Pb增感屏影响、空间分辨力和散射线影响方面与胶片照相技术的差异。试验得出,Pb增感屏在CR技术照相时起不到增感作用,其主要作用是过滤散射线,提高检测灵敏度。CR技术的分辨力可达50μm甚至25μm,已经达到了与胶片技术相同的实际效果,因此不必要求CR的成像板像素达到胶片颗粒度水平。同时,CR技术对散射线的敏感程度要超过胶片技术,因此要得到较好的图像质量,在CR技术应用中必须注意防护散射线。试验结果使检测人员能更好地了解CR技术与胶片技术的差异,更有效地推广CR技术在工业领域的应用。     

小径管X射线检测透照布置的探讨

针对小径管透照在实际应用中发现的问题,以及对JB／T4730．2—2005标准的理解,分析了小径管经常采用倾斜透照椭圆成像的原因。探讨了小径管透照布置对纵向缺陷检出的影响,并对小径管透照时像质计放置的位置提出了建议。对于实际检验中正确执行检测标准和提高裂纹检出率有一定的借鉴意义。     

火电安装厚壁管道中间焊缝的射线检验

火电厂厚壁管道的焊接质量关系到机组安全运行。介绍了焊缝中间射线检验时胶片紧贴焊缝和胶片紧贴管壁两种透照方式的工艺特点。分析了不同布片方式对射线照相质量的影响。通过对比试验,验证了不同透照方式对缺陷检出的影响效果。     

不同透照工艺对焊缝中缺陷的射线检验可靠性的影响

采用不同射线透照工艺,对带人工模拟缺陷(裂纹和未熔合)的异种金属焊缝试块进行了射线检验,得到了各缺陷的检验结果,并与解剖测量的缺陷尺寸进行了比较分析。通过检出/漏检数据,获得检验概率函数;通过信号响应数据,获得检验概率函数的分析方法。探讨了异种金属焊缝中缺陷的射线检验可靠性,分析了影响射线检验可靠性的主要因素。给出了缺陷的检出概率和检测概率曲线。     

关于JB/T 4730.2—2005射线检测部分标准化修订内容的思考

以JB/T 4730.2—2005射线部分的章节结构为主线,参考国内外最新的射线检测标准,结合工程实践、根据特殊检测工艺和提高射线透照质量的需要,深入思考该部分各章节需要修改、补充、删减的相关内容,并对拟考虑修订的内容进行了详实的解释和说明。     

电化学噪声技术检测核电环境材料的腐蚀损伤

探讨和解决了电化学噪声技术在核电环境材料腐蚀损伤检测应用的关键问题,建立了基于零阻电流（ZRA）检测的SCC电化学噪声测试体系。采用小面积的Pt或表面热喷涂陶瓷涂层的工作电极材料作为对电极,研制适用于核电现场检测的多种电化学传感器。运用Compact RIO模块化仪器和设计制作的基于ZRA电路的电化学噪声测试模块,实现电位一电流噪声的同步测量和采集。成功研制出便携式核电材料损伤检测系统。应用研制的测试系统和电化学传感器研究了高温高压和动态水环境304不锈钢的电化学噪声谱特征。并初步实现了在役核电站辅助车间不锈钢管道表面直接腐蚀检测和钢厂动力锅炉连续排污管的现场腐蚀检测,取得了比较满意的结果。