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。     

核电站主回路系统主要设备的射线透照工艺

核电站主回路系统是核电站役前/在役检查的主要检测对象,从射线检测透照工艺入手,系统地介绍了核电站主回路系统主要设备蒸汽发生器SG、反应堆压力容器RPV以及稳压器PRZ的透照方式及实施方法,并对各透照中所使用的专用工具架做了介绍。以岭澳核电站3,4号机组役前检查顺利完成的实际经验为依托,为以后役前/在役检查打下基础。     

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…     

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。     

我国科研人员研究成功第四代核电站高温气冷堆蒸发器螺旋传热管在役检查技术

<正>随着我国核电稳步发展时代的到来,第四代核电站高温气冷堆蒸发器传热管的在役检查成为关注热点,但是螺旋形盘式传热管的在役检查这一技术瓶颈也制约着它的发展。至今我国压水堆核电站的现行在役检查均采用涡流检测技术,在国外同样也如此,甚至还推出了远场涡流用于蒸发器管排的在役检查,并设计了SG排管四脚步行机器人系统。中国广核集团苏州热工研究院有限公司将导行波检测新技术应用于螺旋盘式传热管检测研究。目前研制企业已经完成1套商业样机制     

核电站役前检查液体渗透检验不可达评估浅析

由于役前检查时机通常处于水压试压完成后,部分焊缝受到检验空间的限制导致液体渗透检验无法实施,该类检验不可达,给役前检查焊缝的评估带来了巨大挑战。基于CPR1000役前检查工程现状,文中重点就核电站役前检查液体渗透检验不可达焊缝的评估策略进行了分析和总结,并结合工程案例对役前检查不可达焊缝的评估提出了具体可行的实施建议。该成果对于压水堆核电机组役前检查不可达焊缝评估难题的解决具有深远意义。     

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。     

恰希玛300MW核电站役前γ射线检验

恰希玛核电站是我国出口巴基斯坦的一座单机容量为300MW的核电站.根据国家核安全法规HAF0302要求,核电站的部件与设备在安装与整机调试后,须对机组内部件、设备或系统进行一次完整性的检查,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的数据,可与核电站设备制造厂部件制造阶段所得检查记录作比较;还可作为技术档案保存下来,为核电设备运行中在役检查结果的评定提供原始资料和比较依据;发现可能的损伤,判断其对核电厂继续安全运行来说是否可以接受,或是否有必要采取补救措施. 1998年8～9月,按照经批准的检验规程操作,对恰希玛核电站蒸汽发生器水室出/入口接管焊缝和稳压器上、下封头各接管异种金属焊缝进行了γ射线检验.     

恰希玛300MW核电站役前r射线检验

恰希玛核电站是我国出口巴基斯坦的一座单机容量为 30 0ＭＷ的核电站。根据国家核安全法规ＨＡＦ0 30 2要求 ,核电站的部件与设备在安装与整机调试后 ,须对机组内部件、设备或系统进行一次完整性的检查 ,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的数据 ,可与核电站设备制造厂部件制造阶段所得检查记录作比较 ;还可作为技术档案保存下来 ,为核电设备运行中在役检查结果的评定提供原始资料和比较依据 ;发现可能的损伤 ,判断其对核电厂继续安全运行来说是否可以接受 ,或是否有必要采取补救措施。1998年 89月 ,按照…     

微波探地雷达技术用于核电站安全壳防腐检测研究

介绍了核电站安全壳防腐检测技术研究,主要是核电站安全壳钢板混凝土中钢衬防腐检测技术。通过探地雷达技术对钢衬腐蚀及其反射图谱的探索,提出了CPR1000及AP1000项目批量化建设,监测防止内衬钢板腐蚀的根本技术措施是采用探地雷达微波技术进行核电站安全壳的在役检查。     

反应堆压力容器视频检查控制系统

反应堆压力容器是核电厂和核动力系统装置中最重要的设备之一,在一回路系统中承受高温、高压和强烈的中子辐照。为了完成对其视频检查的无损检测目标,设计了基于可编程逻辑控制器(PLC)为主控制器的反应堆压力容器视频检查控制系统,实现了反应堆压力容器堆焊层的视频检查。系统现已用于核电站的役前和在役检查中,取到了较好的效果。     

核电站安全壳的微波探地雷达腐蚀检测

介绍了核电站安全壳钢板混凝土中钢衬的腐蚀检测技术,使用探地雷达技术对钢衬腐蚀进行检测,并对其反射图谱进行分析。结果表明:采用探地雷达微波技术对核电站安全壳进行在役检查是保证内衬钢板质量的根本措施。     

重水堆压力管超声检查数据偏差分析

对核电站压力管前后两次在役检查缺陷数据变化的原因进行了分析，认为缺陷表面不平整和检查系统误差是影响检查精度的主要因素，两者共同作用使检查数据服从正态分布规律。经过分析，得到缺陷并未明显扩展的结论。     

核电站役前和在役检查中的声发射检测

核电站一回路部件由于长时间受震动、高压、高温、高辐射等因素的作用,容易产生各种危害性缺陷。针对核电站一回路水压试验,参照RSE-M压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则的相关要求,开展了水压试验期间的泄漏进行声发射检测,对一回路系统的相关焊缝进行了监测。     

核电站BOSS焊缝X射线数字成像研究

由于核电站BOSS焊缝结构的特殊性和胶片照相技术的局限性,尝试使用X射线数字成像的工艺和设备对BOSS焊缝进行检验.通过试验确定核电站BOSS焊缝数字射线检测最佳工艺参数,为核电站役前和在役射线检测提供技术支持.     

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…     

恰希玛300MW核电站役前检查的γ射线检验

介绍了恰希玛核电站役前检查气采用的规范、检验范围、使用的技术要求、专用放射源定位工具、检验规程及文件、人员资格、岗前培训的要求以及检验结果。     

国外核电站在役检查规范ASME第XI卷与RSE-M对比分析

ASME第XI卷和RSE-M是国际上影响力最大的核电站在役检查规范。本文就ASME第XI卷(2001版)和RSE-M(2005修订版)的结构和内容进行了对比和分析,梳理了主要的不同点,可供相关专业人员参考。