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。     

防城港核电站堆内中子通量测量系统指套管碰磨分析

防城港核电站1号机组主泵惰走试验期间,在对核电站松脱部件和振动监测系统13路加速度通道进行背景噪声例行检查时发现,通过松脱部件和振动监测系统的声音监听设备监测到,安装于反应堆压力容器底部堆内中子通量测量系统导向管上通道有"哒哒哒"的异常信号。为找出异常信号源,利用松脱部件监测系统声监测功能对压力容器底部监测到的异常信号进行分析,该信号不是由松脱部件产生的信号。通过听音棒的辅助监听,最后综合分析得出该信号是由堆内中子通量测量系统指套管在管道路径上碰磨引起。该事件的分析与解决,不仅解决了工程建设需要,对核安全局批准下一步工作开展提供了支持依据,而且对通过松脱部件监测系统来开展由于流致振动引起的中子通量测量系统指套管异常振动诊断有重大的实用价值。     

大亚湾核电站松动部件监测系统的误报警处理

大亚湾核电站松动部件在线监测系统投入运行以来，曾因频繁误报警而不断地改进。在2号机组第四燃料循环系统出现了持续的误报警，因系统存在设计缺陷，在停机小修期间采用加速度传感器的方法进行故障诊断。结果表明．持续报警不是由松动部件引起的，它来自主泵的噪声，系统本身的缺陷需要进行改造。     

Application of advanced core process monitoring procedures in German power reactors

The nuclear reactor core design and the nuclear fuel management have been changed remarkable during the last few years. This development was initiated by increasing costs for the fuel recycling and nuclear waste storage. The fuel material, the fuel pellet fabrication, the fuel assembly structure and the core composition have been varied to get an effective fuel exploitation. Based on advanced core process conditions the reactor power and the fuel burn-up have been increased at German plants in recent years. Improved dynamic process monitoring procedures are required to get more information about the varied core process behaviour during the reactor operation. Since several years ISTec has been performed investigations to the process monitoring based on process signal measurements in German nuclear power plants. Using the standard instrumentation of the plants process signals have been measured and analysed by means of the digital data acquisition system SIGMA. The measured time signals are influenced by core process transients, global and local process fluctuations and by signal line transfer functions. Advanced time series analysis methods have been applied to separate different process effects in the multiple signal matrix. The separation of different process influences can improve significantly the information about the process condition in the reactor core.     

核电厂松脱部件报警案例分析

针对某核电机组在大修热试阶段多次出现松脱部件报警的现象,在关键位置临时安装探头实施了现场试验,通过分析撞击信号阵发波到达传感器的时差对采集试验数据进行定位分析。结果表明,松脱部件报警事件的起源与核电机组热试相关状态改变有关;报警触发源位于主管道冷段上（距离压力容器入口1 m处）,事件是由于该位置的甩击限制器自发或间接将信号传导至主管道所导致的。此报警事件的成功诊断,不仅解决了工程实际问题,而且对现有松脱部件监测系统探测区间的完善具有重要意义。      

我国核电厂流出物监测和辐射环境监测标准体系研究

为了适应我国核电快速发展新形势下环境辐射安全监督管理要求,并更好地指导核电厂的流出物监测和辐射环境监测工作的开展,需要对现有监测标准体系进行梳理和分析,推动标准体系的完善。本文分析了目前我国核电厂流出物监测和辐射环境监测标准的技术要求,提出了我国现行标准体系需要补充和修订的标准清单及修订和完善的建议,为加强和完善我国核电厂流出物监测和辐射环境监测的监督管理提供参考借鉴。     

强背景噪声下反应堆内冲击信号的特征提取

压水反应堆主冷却剂系统中松动部件的在线监测对核电厂的安全运行至关重要,但监测信号往往会受到流致振动和其他设备运行而产生的强背景噪声的干扰。为增强信号的冲击特征,本文提出了一种基于变分模态分解（VMD）和小波包变换（WPT）相结合的信噪分离和特征提取方法。首先,采用VMD算法将含噪声的冲击信号分解成不同频率成分的本征模态函数（IMF）,并基于各模态函数间的相关系数确定分解过程的模态数量;然后,利用峭度和相关系数构建加权峭度指标,并依据加权峭度指标选取IMF,重构冲击分量较强的新信号;最后,利用WPT算法进一步对新信号进行去噪处理。采用所提出的算法对仿真模拟和冲击实验获取的信号进行特征提取,均成功分离出冲击分量,验证了该方法的有效性。     

一回路核级设备磨损的监测模型

核级设备的结构失效与微动损伤有直接关系,在应力集中部位,微动又是许多核电设备提前失效的直接原因。本文以一回路核级设备为对象,研究其磨损失效的原理和特征,并针对不同的磨损失效情况建立监测模型,针对难以避免的典型磨损,构建监测模型,在线监测敏感部位的磨损,并提取信号进行分析,确定磨损部位和磨损程度。监测模型可以通过至少两种监测手段监测易发生磨损的部位,同时,通过不同的定位方法找到磨损发生的位置,并发出警报,做到事故前预防。     

基于盲源分离算法的压水堆松动件信号提取方法

压水堆一回路松动件状态监测系统的关键环节在于如何从复杂背景噪声中提取松动件冲击信号。利用基于最大信噪比的盲源分离算法,将压水堆背景噪声和松动件冲击信号从观测到的混合信号中分离,并利用相似系数对该算法的分离效果进行了评估。根据该算法,当分离信号之间关系均独立时,信噪比函数取得最大值。研究结果表明,该算法可高效、准确地实现压水堆一回路松动件冲击信号和背景噪声信号的分离。     

个人剂量"双轨"监测的质量保证

介绍了个人剂量双轨监测中的质量保证措施和具体规则,同时还介绍了开展个人剂量监测双轨制以来质量保证实际情况和取得的一些经验,其中重点介绍了在核电站开展双轨监测中的一些技术措施和质量保证工作。     

核电厂辐射环境监督性监测系统选址和设计的思考和建议

本文基于某核电厂监督性监测系统建设的实践,同时参考其他核电厂的经验反馈对该系统选址和方案设计中容易疏忽以及需要关注的重点问题予以分析和讨论,提出相关建议,可供核电厂开展核电厂同类工作参考和借鉴。本文基于某核电厂监督性监测系统建设的实践,同时参考其他核电厂的经验反馈对该系统选址和方案设计中容易疏忽以及需要关注的重点问题予以分析和讨论,提出相关建议,可供核电厂开展核电厂同类工作参考和借鉴。     

华龙一号LPD在线监测系统误差分析

核电厂采用线功率密度（LPD）在线监测系统对电站运行的实测参数在线计算并显示堆芯线功率密度,能够准确、及时地描述堆芯状态,提高核电厂运行的安全性和经济性。LPD在线监测系统报警限值的设定,需要考虑在线监测系统的总体误差,并留有一定裕量。通过研究华龙一号LPD在线监测系统的总体不确定度的分析方法,将系统的各部分误差通过统计方法综合起来,得到系统的总体误差限值。结果表明,华龙一号采用的LPD在线监测系统误差满足工程要求。      

车辆γ监测系统测量下限优化设计

车辆γ监测系统广泛布置于核电厂、海关、钢厂及安保场所出入口,用于监测出入车辆是否携带放射性物质或受到放射性沾染。将3套车辆γ监测系统进行组合设置,车辆通过时γ监测系统报警信号与报警信号产生的时序逻辑顺序进行复合判断。应用车辆γ监测通道组合设置及修改报警阈值,能有效地降低车辆γ监测系统的测量下限。     

改进核电厂场外环境γ连续性监测系统的有关设想

从广东大亚湾／岭澳核电站场外环境γ连续性监测系统的建设改造需要出发，针对监测系统的仪器选型、监测子站的分布、数据传输手段和系统软件开发等问题进行了初步探讨，对进一步改进核电站场外环境γ连续性监测系统提出几点初步设想。     

核电厂松脱事件报警及应急响应研究

通过对松脱部件事件报警逻辑及国内外松脱部件监测法规和标准中关于松脱事件报警及应急响应的研究,结合国内某核电厂热试期间发生的松脱事件报警及报警事后应急响应,详细分析了该核电厂松脱事件过程。松脱事件报警分为绝对阈值和相对阈值报警,本文提出在系统报警逻辑中增加了计数因子和通道复核来提高报警准确率;GB/T 11807、IEC 60988和ASME均要求事件报警后采取措施确定报警是否是松脱部件所致,以及松脱部件对反应堆一回路系统产生的潜在危害进行评估;RG 1.133则要求确认松脱事件报警后应上报核管理委员会,GB/T 11807和IEC 60988则根据具体运行电厂确定,对于是否上报未做明确规定。基于国内某核电厂出现松脱事件报警及其应急响应,建议建立适合于国内核电厂松脱事件报警及应急响应机制,对于运行中出现的松脱事件及时确认,并对设备部件可能造成的损失情况进行及时评估,并对是否上报及采取何种措施做出进一步的规定。      

核电厂热释光个人剂量监测环境本底扣除修正

介绍了热释光(TLD)个人剂量监测中环境本底剂量监测的常用方法和核电厂普遍采用的本底扣除方法。核电厂TLD监测具有监测人数多、使用数量大、测读/退火耗时长的特点,而目前核电厂普遍采用的TLD本底扣除方法,忽略了大批量TLD测量和退火时间不同造成的本底剂量差异,对监测结果准确性形成大的影响。针对上述问题,本文尝试使用时间累积本底,针对每个剂量计的测读和退火时间,进行本底扣除,消除TLD退火和测读时间差异形成的剂量误差,提高核电厂职业外照射个人剂量监测的准确性。     

A study on the method of impact mass estimation of loose parts

It is a very difficult problem to realize the mass estimation of loose parts in the mechanical equipment. The result of mass estimation will influence the fault diagnosing of equipment, especially in the loose part monitoring system of nuclear power station which can provide important guidance for the type classification of loose parts. This paper is based on experiments, by wavelet energy spectrum method to make estimation for different impact mass, and by using linear interpolation method to establish the scale peak function. The results show that the method has characteristics of small estimation errors and good consistency, strong anti-interference capacity, and it has better actual application value.     

核电厂安全级仪表在线监测系统技术研究

目前国内核电厂主要采取定期校准的方式对安全级仪表漂移进行管理,但该方法过于保守且经济性差。基于此,本文对安全级仪表在线监测系统技术进行了研究,首先对安全级仪表实际漂移数据进行了分析,明确了核电厂安全级仪表漂移的主要类型,证明了对安全级仪表开展在线监测的可行性。其次,通过对相关法规及标准的分析和研究,明确了核电厂安全级仪表在线监测技术的基本要求。最后,开展了在线监测系统技术的数据分析研究,对冗余仪表提出了等价平均算法,对非冗余仪表算法进行了分析并对多元状态估计模型（MSET）方法开展了基于电厂实际数据的建模验证,证明了该方法在核电厂应用的可行性。      

New generation of monitoring systems with on-line diagnostics

For more than 15 years, systems for monitoring the integrity of the primary system and for the diagnosis of nuclear power plant components have been manufactured by Siemens (KWU). These systems record the vibrational behaviour of reactors and their internals and of principal components of the primary system (SÜS), indicate the presence of loose parts or parts that have become detached within the pressure boundary of the primary system (KÜS), detect and locate leaks in piping, tanks and vessels (ALÜS, FLÜS), and evaluate the fatigue of nuclear power plant components as a result of the pressure and thermal stresses to which they are subjected (FAMOS).