基于FPGA的主泵转速监测系统的研发

介绍了一种基于现场可编程门阵列（FPGA）的转速监测系统的设计与研发,该监测系统用于核电站主泵运行状态的监测。在FPGA单元设计中,采用周期测量法,并通过Verilog HDL描述语言的非阻塞赋值方法产生—个待测脉冲标志信号,有效提高了测试精度,同时将相对误差减少80％以上。为进一步提高系统的可靠性,采用FPGA为主,微处理器（W77E58）为辅的双机热备工作模式,经测试该系统精度达到0．1r／min。     

氢气安全分析软件CYCAS的研发及初步验证

基于计算流体力学方法进行了三维氢气安全分析软件CYCAS的自主研发,采用隐式连续欧拉-任意拉格朗日欧拉方法求解三维、可压、非定常的Navier-Stokes方程组。CYCAS通过求解多组分的质量守恒方程描述多组分气体的扩散和混合,气流中的水蒸气相变行为采用均相平衡模型模拟,而壁面上的相变行为采用Chilton-Colburn相似假设,湍流模拟选用了代数湍流模型和k-ε湍流模型。采用喷射实验HYJET和国际标准测试题ISP23对CYCAS进行了初步验证,计算结果与实验值吻合良好。     

主泵3号密封泄漏流流量计研发

反应堆主泵3号密封泄漏流是监视主泵运行的重要参数之一,核电站正常运行期间,这一泄漏流量很小,且流体是带有放射性的含硼水。目前市场比较成熟的流量计很难满足测量要求。本文针对主泵3号密封泄漏流的这些特点,介绍了一种新型的流量测量方法,新流量计采用容积式测量原理,克服了低流量测量的稳定性差、响应速度慢、精度低、现场液体易产生硼结晶等问题,已在线稳定运行两年时间,对小流量测量有一定的参考价值。     

核主泵机械密封故障溯源方法与验证

核主泵机械密封受结构限制而无法得到足够的监测信息,导致系统物理模型处于欠定义状态而无法求得定解,即不同部件(密封、节流盘管)的不同特性参数变化可能导致相近的监测结果无法区分。本文提出一种基于概率模型的分析算法,用于在机械密封运行中实时分析其健康状态、发生故障时及时报警并分析其原因。此方法以最大似然系统状态和故障事件概率两种形式给出分析结果。前者推算具有最大概率密度的密封、节流盘管特性参数,并重构系统状态;后者基于采样对用户关注的指定事件计算概率。采用某核电机组约1年时长的真实分压、流量数据对方法进行了检验,发现本文方法得到的结果与停机检修结论及真实监测所得的总低压泄漏量具有较好的一致性。这表明本文方法可有效对核主泵机械密封进行健康监测和故障溯源,具有较高的推广价值。     

基于主元分析的核电站主冷却剂泵故障诊断

研究了基于主元分析的故障诊断方法，在对某核电厂主冷却剂泵的故障诊断仿真实验中，建立了15个测量参数异常情况的故障特征方向库。通过对实测数据进行分析，证明此方法用于核电站的主冷却剂泵的故障诊断是可行的。     

控制棒落棒时间分析软件CRAC的研发与验证

紧急停堆的落棒时间对反应堆安全至关重要。为适应华龙一号堆型的新型燃料组件设计,中国核动力研究设计院研制出一款落棒时间分析软件CRAC。采用一维流体力学公式结合经验机械阻力模型的方法,构建出CRAC软件理论框架,通过软件开发标准流程完成设计编码,并利用落棒试验数据开展了CRAC软件的验证。结果表明软件计算精度与保守性能满足华龙一号堆型安全停堆时间准则分析的需求。     

控制棒落棒时间分析软件CRAC的研发与验证

紧急停堆的落棒时间对反应堆安全至关重要。为适应华龙一号堆型的新型燃料组件设计,中国核动力研究设计院研制出一款落棒时间分析软件CRAC。采用一维流体力学公式结合经验机械阻力模型的方法,构建出CRAC软件理论框架,通过软件开发标准流程完成设计编码,并利用落棒试验数据开展了CRAC软件的验证。结果表明软件计算精度与保守性能满足华龙一号堆型安全停堆时间准则分析的需求。     

基于MATLAB的主泵声音监测技术研究

为了监测反应堆主泵运转状态,从简便性和有效性角度出发,利用拾音设备和录音设备等常用工具设计了声音采集装置,并通过不同方式采集了4台主泵的环境、电机端轴承、泵端轴承的声音。对所采集的声音信号利用MATLAB软件进行频谱分析,得到频率、波长等数据;通过波形对比、频谱数据分析得到主泵的运转状态。结果表明,4台主泵轴承声音频率大部分集中在低频段,2#主泵和4#主泵轴承运转声音存在异常,结果与实际情况吻合。     

基于RELAP5的主泵试验台架建模及特性分析

本文依据大功率压水堆主泵及试验台架设计参数,通过RELAP5程序建立主泵试验台架模型。并依据主泵样机试验规范对热态试验、惰转试验、汽蚀试验工况进行模拟分析。通过与热态试验、惰转试验工况的理论值比较,验证RELAP5建模的准确性。对于惰转试验工况,记录惰转流量、扬程随时间的瞬态变化。对于汽蚀试验工况,随着体积流量的减小,发生汽蚀现象的入口压力减小;并且可以较准确预测发生汽蚀现象的压力点。通过对主泵试验工况的模拟分析,证明RELAP5模拟主泵试验具备一定的适用性,可为主泵试验提供指导。     

基于PCA的主泵传感器状态监测模型

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监测。使用某核电厂主泵的运行数据建立PCA监测模型,并利用该模型对传感器的小漂移故障和共模故障进行识别,仿真结果表明该模型对主泵传感器具有很好的监测效果。     

基于变频技术的主泵电气系统改进设计

反应堆冷却剂泵(主泵)电气系统向主泵提供电源并实施电气控制与保护.介绍了主泵运行中的实际要求及当前主泵电气系统现状,应用变频技术对主泵电气系统进行整体优化改进设计,并对改进方案进行可行性分析.分析表明,改进设计的主泵电气系统更适合各种运行工况对主泵的运行要求.     

基于模型的主泵智能状态监测研究

随着信息技术以及大数据分析技术的发展,对设备的状态监测提出了智能化的要求,期望通过监测发布早期预警,识别并警示潜在的设备异常。智能状态监测的主要方法和步骤如下,对历史数据进行筛选,识别正常工况下的测点数据,再通过聚类算法建立模型,将实测值与期望值进行偏差比较,对超出限定范围的偏差进行预警。通过对主泵各相关变量的分析和研究,辨别各变量间的关联性,识别该设备的特征变量,综合考虑偏差程度和持续时间的影响,分功能建立主泵监测模型。该建模技术可有效降低外在干扰对设备监测的影响,通过仿真试验及模型的持续调优,降低误报警的几率,提高主泵监测的准确性。     

AP1000核电厂主泵泵壳铸造及质量控制

AP1000型核电厂主泵泵壳采用铁素体含量为8%～20%的奥氏体铁素体不锈钢铸件,其中镍含量为8%～11%,铬含量为18%～21%。本文介绍了AP1000主泵泵壳铸件制造的主要关键工艺。泵壳钢水的冶炼使用EAF电炉粗炼,经熔炼分析满足要求后,再经LF炉和VOD炉精炼完成。泵壳铸造采用木质模型,利用全树脂砂砂型铸造,采用三箱造型的底返式快速浇注并以氩气保护的浇注工艺,浇注时间控制在5分钟内完成,浇注温度控制在1 530℃～1 550℃之间,成功完成了AP1000主泵泵壳的铸造。本文同时还描述了浇注后铸件的热处理、焊接、无损检验和理化检验等方面的质量控制要求。     

秦山核电二期工程主泵与大亚湾核电站主泵的差异及其影响

自20世纪70年代以来,美国西屋公司始终在对主泵技术进行改进和开发,使主泵的性能有很大改进.因此,秦山和大亚湾核电站的主泵存在一定差异.秦山核电二期工程主泵通过在日本三菱重工高砂试验台架上进行全流量冷、热态性能试验,以及核电站调试和正式商业运行,已经证明主泵具有良好的机械和水力性能.本文侧重介绍了两种主泵的主要差异.     

基于核电厂实测数据的NECP-Bamboo软件验证与确认

验证与确认是软件生命周期中的重要环节,反映软件研发真正走向实际应用的过程,是软件从“书架”走向“货架”的重要标志。基于核电厂包括CNP300、M310、CNP650、BEAVRS和HPR1000在内的5种型号商用压水堆共计48个运行循环的实际测量数据,对NECP-Bamboo软件进行了验证与确认。结果表明,采用NECP-Bamboo软件计算获得的控制棒价值、温度系数、临界硼浓度和组件功率分布等堆型关键参数的计算值与实测值误差均能满足工业限值的要求。各个型号堆型相应关键参数误差的95%置信区间范围汇总如下：临界硼浓度为[-37.80,35.39]ppm,控制棒的价值为[-6.18%,3.68%],温度反应系数为[-3.27,2.99] pcm/K,组件相对功率在大于和小于0.9时分别为[-0.64%,-0.12%]和[1.18%,2.94%]。     

百万千瓦级核电站轴封型主泵整机集成试验验证优化方案研究

为确保主泵的安全性和可靠性,主泵整机在完成集成设计后需通过试验进行验证。文中介绍了主泵设计与验证的总体思路,提出了主泵工程样机需开展的整机试验项目。基于已有的试验条件,进行了主泵整机集成试验验证方案的优化和可行性分析。分析结果表明,在充分开展主泵各模块、子模块、部件和材料的试验与分析的基础上,可采用小流量试验方案进行主泵整机集成试验验证。     

AP1000主泵变频器的应用及故障风险评估

AP1000主泵电源系统采用罗宾康wCIIIHA完美无谐波高压变频器,6个变频功率单元串联实现直接高压输出。变频器采用NXGA和NxGB两套控制器,可实现完美切换。多重化功率单元结构、旁路功能及中性点偏移技术的应用,保证了变频器的完美无谐波输出。文章通过对变频器可能出现的故障进行分析及风险评估,并提出相应故障的应对及改进措施,以便减少其故障率,提高经济效益,从而更好地发挥出AP1000技术的优越性。     

AP1000核主泵的优化设计及试验研究

根据核主泵的设计参数,采用正交试验对核主泵的主要参数进行了初步正交优化设计。根据正交优化结果,得到了1组最佳几何参数组合及各主要参数对核主泵性能影响的主次顺序,根据主次影响顺序对主要影响因素进行了进一步的多方案优化设计,进而得到能使核主泵具有更好性能的叶轮几何设计参数组合。根据最终的叶轮几何设计参数,建立了三维模型及对其内部流场进行了数值模拟计算,并用相似换算法,设计制造出对应的模型泵进行试验研究。结果显示:试验结果和模拟结果基本吻合,由此可证明叶轮优化设计的正确性。     

基于相关系数的核电主泵振动异常定位方法研究

在工业互联网的大背景下,核电厂积累了大量过程监测数据,但大多数据都未进行标记,无法将其直接应用于以数据驱动为核心的智能预警诊断.采用现场的报警门限值仅能对少量的振动异常进行定位,忽略了大量未超报警门限但波动明显的振动异常现象.针对该问题,提出一种基于相关系数的振动异常定位方法,该方法将振动数据与对应时间的相关系数作为衡...     

基于频率补偿小波的屏蔽主泵裂纹转子识别

针对转子裂纹振动信号不易被发现的问题,利用小波包分析方法,在无动不平衡频率的频带内进行分析,从中找出裂纹振动的特征频率。在分析中,针对小波算法存在的频率混淆、幅值失真、主频偏移的缺陷,在前人研究基础上,提出了一种频率补偿小波算法,利用该方法分析了核用屏蔽主泵转子裂纹振动信号,并得出了其振动的特征频率。结果表明,相比一般小波包,频率补偿小波包能识别出振动的特征频率,具有良好的实用价值。