核电站松动件碰撞特性物理模型研究

结合固体内弹性波传播特性,并根据核电站一回路内松动件碰撞的物理机制,在频域内建立了描述松动件碰撞特性的物理模型。对于松动件碰撞接触力的数学描述,作出了与一般文献中假设的半正弦波函数关系不同的半正弦波平方的函数关系假设。根据Hertz碰撞理论和该模型,可对松动件碰撞质量进行计算。实验证明该物理模型能够描述核电站松动件碰撞特性,并且质量估计结果也是合理的,为核电站松动件故障诊断提供了一种手段。     

模式识别技术用于核电站松动件质量估计模型研究

介绍了一种利用模式识别理论和人工神经网络理论实现对核电站松动件质量进行估计的数学模型。利用模式识别理论的特征提取技术，实现对松动件碰撞玲号的特征压缩，从而形成比较少的特征空间维数，经过神经网络的学习过程，实现对核电站松动件质量大小的估计。实验证明，该方法能够得到比较高的计算精度，其实现过程也比较简单方便，为核电站松动件质量估计提供了一种手段。     

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。      

基于分形理论的反应堆零件松动报警

为提高核电站松动件监测系统的报警准确率,提出用非线性分形理论对松动件进行报警。通过分析背景噪声、松动件冲击信号和背景噪声下冲击信号的关联维数发现,关联维数的变化能很好地反映出反应堆运行中的零件松动情况。即不同质量的零件松动产生的冲击信号具有相近的关联维数,且与背景信号有明显的区别;在背景信号下的钢球冲击信号仍能表现出钢球冲击信号的特征。实验证明,即使在很小信噪比下,仍能有效检测出冲击信号。     

基于自适应AR模型的核电站松动件报警方法

为能快速准确地检测到核电站一回路零部件的松动或脱落,提出1种基于自适应AR（auto-regressive）模型的松动件报警方法。该方法利用自适应AR模型跟踪一回路中背景噪声的变化,先对信号进行白化处理,再计算白化后信号的短时均方根（RMS）,设置RMS动态阈值实现报警。采用秦山核电站一号机组背景噪声和松动件碰撞信号叠加进行了仿真试验,结果表明,该方法能够在低信噪比和噪声复杂变化的条件下快速检测出松动件碰撞信号。     

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。     

压水堆松动件故障监测中水对碰撞波影响的研究

应用噪声分析技术，对模拟松动件的碰撞分别发生在空气中或水中，而被碰撞钢板的上，下边界分别为空气或水的几种情况进行了试验，研究水对碰撞波产生和传播的影响，测定了碰间测定的时间波形和平均功率谱，通过对实验结果的比较与分析得出：当碰撞发生在水中时，响应加速度的最大幅值，衰减速度才平均功率谱分布等与在空气中相比，都有明显的不同。研究结果表明，在压水堆松动件监测中采用美国学者Ｗ．Ｈ．ＨｏｐｐｍａｎｎⅡ提出的     

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。     

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。      

仪用压缩空气SAR001MD涡轮流量计故障分析及处理

反应堆厂房入口仪用压缩空气流量计SAR001MD作为核电站重要监测仪表之一,流量数据的准确性关系到机组的安全运行。一旦出现故障必须予以高度重视,及时解决。某核电站CPR1000机组,在1号机组状态首次即将进入临界阶段时,出现SAR001MD流量计大幅度波动现象,导致安全壳泄漏率监测系统不可用,机组状态停滞。     

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。     

大亚湾核电站运行阶段核安全相关系统和设备的管理

核安全相关系统斩管理是核电站运行阶段核安全工作的重要方面，本文介绍了广东大亚湾核电站在此方面的管理经验。     

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.     

秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展

核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一.FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风...     

小波变换在松动件检测系统报警中的应用研究

研究了小波变换在松动件检测系统(LPMS)报警中的应用。在分析LPMS中产生误报主要原因的基础上，结合小波时-频域分析特点，提出了基于小波均方值报警理论，并以秦山核电站一号机组为例，选择相对噪声较小的尺度作为报警基准，能有效地抑制背景噪声对报警的影响。该文提出的RMS阈值和RMS时间宽度阈值的双阈值小波报警算法，使得报警更加可靠。     

压水堆—回路系统松动部件故障的噪声分析及模拟试验

松动部件监测的基本原理是应用加速度计测量金属松动部件碰撞产生的结构传递声，通过微处理机的软、硬件系统进行识别和诊断。本文介绍了松动部件监测的理论基础、松动部件的定位和质量估计、应用噪声分析技术进行的三个模拟试验。本文为研制松动部件监测系统做了一些前期工作。     

核电站保护屏障的监护神——核电站辐射监测系统(RMS)概述

为确保核电站运行安全,防止核电站正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸,在核电站的设计和建造中,就考虑到对核电站进行四重保护屏障的设计,而核电站辐射监测系统则是确保四重屏障核安全的重要措施之一。通过对核电站辐射监测系统(RMS)的介绍,使人们对核电站保护屏障的完整性和有效性有一定的了解,对核电安全性的认识进一步提高。     

核电站给水加热器建模仿真

给水加热器是核电站二回路系统的重要设备之一,能否正常运行对于核电站的安全性和热经济性具有重要影响,采用仿真手段研究给水加热器的运行特性,可为给水加热器的设计和运行提供重要的理论依据。本文针对压水堆核电站的给水加热器建立了分布参数仿真模型,在处理两相流体时采用了近分相模型,对实际核电站给水加热器在不同工况下的运行特性进行了仿真分析,并将仿真值与实际电站运行值进行了对比。结果表明,所建仿真模型的精度有明显改进。