HDPE管道热熔接头相控阵超声CIVA仿真

针对HDPE管道热熔接头声衰减大,检测信噪比低的特点,文章通过CIVA仿真软件中的超声模块对两种规格的HDPE管道进行了声场模拟,研究探头频率、阵元间距和阵元排列对热熔接头中声场分布的影响,优化了检测用相控阵探头参数。按照优化的探头参数和检测工艺在含标准反射体和典型缺陷的试件上进行声场仿真,检测工艺可对φ168.3 mm和φ914.4 mm管道中预设的不同深度和类型的典型缺陷全部检出,整体检测效果较好。该仿真研究为相控阵探头参数设计和下一步的工艺验证性能试验及现场检测打下了理论基础。

薄壁小径管对接焊缝相控阵超声检验技术研究

文章采用相控阵超声检验技术对薄壁小直径管道对接焊缝实施无损检验,采用自聚焦相控阵超声技术,选择适合的相控阵超声参数,并在含缺陷的模拟试块上进行试验,验证相控阵超声检验工艺的检验能力。

容器流体加速腐蚀电磁超声导波检验技术

流体加速腐蚀是核电站容器筒体在运行期间一种常见缺陷,常规检验方式是在核电站停堆期间进行超声测厚,效率较低。使用小曲率缓变缺陷模拟流体加速腐蚀缺陷,利用壁厚变化时产生的超声导波频散变化,采用电磁超声导波穿透法对此类型缺陷进行检验。在含模拟缺陷的试块上对该方法进行试验验证,结果表明:本方法可实现缓变类型缺陷的有效检验。

ASME规范对核设备制造和运行期间的无损检验要求对比

对比分析了美国机械工程师协会(ASME)规范对核设备在制造和运行阶段中,在检验范围、检验技术和验收准则等方面的无损检验要求,对存在的差异进行了归纳总结。

中核武汉核电运行技术股份有限公司/中核核动力在役检查及评定重点实验室2022年度进展

中核武汉核电运行技术股份有限公司/中核核动力在役检查及评定重点实验室(简称重点实验室),在2022年度结合工程实际需求,开展了多项技术装备研发,以提升我国核设备在役检查及评定技术的水平。其中,在容器流体加速腐蚀电磁超声导波检测,数字射线图像自动分析技术研究,激光散斑图测法无损检测技术研究。

核级高密度聚乙烯管道热熔接头的相控阵超声检测

针对HDPE(高密度聚乙烯)管道热熔接头超声检测声衰减大,检测信噪比低等问题,通过CIVA仿真软件中的超声模块对厚壁HDPE管道进行声场仿真,研究了探头频率、晶片尺寸和阵元排列对管道热熔接头中声场分布的影响,优化了检测用相控阵超声探头参数。采用优化的探头和检测工艺在含标准反射体和典型缺陷的试件上进行声场仿真和检测试验,结果表明,提出的检测工艺可全部检出Ф914.4 mm管道中预设的不同深度和类型的典型缺陷,整体检测效果较好。

核电站反应堆控制棒束组件自动检查

核电站反应堆控制棒束组件在服役期间可能形成磨损、肿胀和裂纹三种主要缺陷,对反应堆安全运行存在极大隐患,情况严重时甚至可能造成反应堆无法停止,引起核安全事故。采用自动超声和涡流检验相结合的检验技术能有效检测出控制棒的主要缺陷。阐述了控制棒束组件主要缺陷产生的原因和机理、超声和涡流检验技术的原理和方法,并总结归纳了现场实施检查出的典型缺陷特征以及缺陷信号分析方法。

核电厂超声检测技术的应用

阐述了超声检测技术在核电厂核设备检测中的应用,主要包括反应堆压力容器筒体焊缝及接管焊缝、反应堆压力容器主螺栓、燃料组件、控制棒束组件、蒸汽发生器筒体焊缝及接管焊缝、稳压器筒体焊缝、蒸汽发生器/稳压器人孔螺栓、主泵焊缝、主管道焊缝、核辅助管道焊缝和汽轮机叶片等的超声检测;说明了缺陷自身高度测量以及超声检测技术的能力验证方法。

奥氏体不锈钢管道环焊缝的超声相控阵检测

介绍了奥氏体不锈钢管道环焊缝的超声相控阵检测技术方案,阐述了检测过程中相控阵探头的关键参数选择方法,并采用CIVA声学仿真软件对选择探头的声场分布进行模拟,最后通过对奥氏体不锈钢自然缺陷试块进行检测试验,结果表明:手动超声相控阵检测技术能够作为核电站奥氏体不锈钢管道环焊缝常规自动超声检测的有效补充。

核电枞树型汽轮机叶片根部的超声相控阵检测技术

建立了一套针对核电枞树型汽轮机叶片根部的超声相控阵检测技术。通过对叶片的受力分析,了解叶片应力分布,关注缺陷最易产生的部位;通过声场仿真量化相控阵探头各参数与探头激发声场间的关系,设计叶片检测专用的相控阵探头;再结合现场检测条件,针对不同检测部位设计相应的扫查方式,实现超声波对第一齿的全覆盖扫查;在模拟试块上进行检测试验,验证检测工艺的有效性。将检测技术应用于工程实际,证明了该技术的可靠性。

高温超声探头的制作及性能试验

通过高温环境对超声探头性能影响的分析,提出优化楔块、晶片材料选型及组装工艺,以提高超声探头高温性能的稳定性。选择声速随温度变化缓慢的楔块材料,根据工件和楔块使用环境温度下的声速进行楔块参数设计,以减小温度对探头角度及检测定位的影响;选择居里温度大于使用环境温度的晶片材料及玻璃化温度较高的高温环氧树脂作为复合晶片填充材料,以提高探头高温环境灵敏度的稳定性;探头的组装采用高温黏结胶水和梯度温度固化工艺,以提高其高温环境的使用寿命。对制作的一批高温探头进行性能测试,验证了上述分析结果。

基于内插频谱校正方法的超声共振测厚

超声共振测厚法是一种常用的测厚方法,具有可测下限小、精度高等优点。超声共振频率的估计精度,是采用超声共振法测厚的关键。提出采用基于汉宁窗的内插频谱校正方法估计超声共振频率。相比通过传统傅里叶变换直接获得频率的方法,该方法在不增加计算量级的前提下,可提高共振频率的估计精度,达到提高薄壁管壁厚测量精度的目的;并且,通过试验验证了该方法的有效性。

核电站堆内构件围板螺栓的超声检测

根据国外核电站的运行经验,随着反应堆运行时间的积累,受高辐照影响,围板螺栓内部会有辐照促进的应力腐蚀裂纹的产生,并可能导致断裂失效,因此应对螺栓进行体积检验。分析了某核电站围板螺栓的结构,针对可能产生缺陷的区域设计了超声检测方案,通过试验验证了该方案的有效性,并在现场实施了围板螺栓的超声检测。

核燃料组件破损自动超声检测系统的研制

为满足核燃料组件破损检测的需要,研制了适用于燃料组件破损超声检测的成套检测系统。基于燃料棒破损后内腔充满水的特点,通过检测沿燃料棒包壳传输超声信号的能量损失来判断燃料棒是否破损。介绍了检测系统组成,并结合检测环境的特殊需求进行了一系列验证试验,包括标定组件和模拟组件超声信号测试、辐照试验、探头高温试验和现场验证等。试验结果表明,研制的超声探头及检测系统能够有效识别完好标定棒和破损标定棒,该检测系统具备对破损燃料组件实施自动超声检测的能力。

核电厂主螺栓内孔超声检查技术研究

反应堆压力容器主螺栓是反应堆压力容器筒体与顶盖之间的连接件,长期在高温高压辐照环境下工作,易于形成裂纹、腐蚀、螺纹磨损或机械损伤.针对不同核电厂的主螺栓役前及在役检测要求,结合螺栓的尺寸和螺纹规格,提出了一套适用于不同核电厂主螺栓内孔超声检查技术方案,阐述了超声探头参数的选择方法,并根据技术方案确定的参数进行CIVA仿真和试验验证,试验结果表明,该技术方案满足ASME规范和RSE-M规范检查的规定要求和工程现场的应用需求.

中核武汉核电运行技术股份有限公司中核核动力在役检查及评定重点实验室2021年度进展

中核武汉核电运行技术股份有限公司中核核动力在役检查及评定重点实验室(简称中核武汉),2021年继续在无损检测应用技术理论、无损检测技术和检测系统装备等方面开展了多项研发工作,其中,基于印刷电路的柔性阵列涡流探头、电阻焊焊点超声自动成像检测技术、核燃料组件燃料芯块间隙射线测量技术、蒸汽发生器传热管相控阵超声快速检测技术、基于管板爬行的蒸汽发生器传热管检测用定位机器人等方面的研发工作取得了一定进展。

铁素体薄壁对接焊缝的相控阵超声检测

当前主要规范均不包括对于铁素体薄壁对接焊缝(壁厚为3~6 mm)的超声检测方法及质量等级要求,为此基于相控阵超声检测原理,利用声场仿真技术,研究相控阵超声检测技术在铁素体薄壁管对接焊缝上的应用,并总结其关键参数。采用所设计的相控阵超声探头及检测工艺对含有大量缺陷的铁素体薄壁模拟试件进行检测,并与铁素体薄壁对接焊缝的射线检测结果进行对比,总结出了铁素体薄壁焊缝相控阵超声检测的验收准则。

核电厂管道射线插塞焊缝的无损检测

核电厂一回路、二回路系统管道如主管道、主给水管道、主蒸汽管道等安装有大量射线插塞,其同属于回路高温高压核压力边界,主要用于管道环焊缝的定期射线在役检查。针对插塞失效情况,制定了一个磁粉检测、渗透检测以及相控阵超声检测相结合的无损检测方案,并利用该方案对射线插塞进行检测。检测结果表明,对于射线插塞角焊缝及密封焊缝,采用单一方法实施检测均有可能造成特定缺陷的漏检。因此,密封焊缝应采用液体渗透检测法进行检测,角焊缝应采用相控阵超声与磁粉检测相结合的方式实施检测。

小管径管材外形尺寸的高精度测量技术

建立了一套基于离散信号周期分离与统计的小管径管材外形尺寸测量方法,在不苛求机械安装精度的前提下,提高核级小管径管材外形尺寸的测量精度。并通过自研的TESC-200管材高速检测系统在4000r·min^(-1)的条件下进行试验,验证了该方法的有效性。

AP1000核电厂爆破阀剪切盖锻件的超声检测

爆破阀通过电信号引爆炸药执行阀门开启的功能,其下部的剪切盖为不锈钢锻件。剪切盖锻件在长期高温、高压、辐照的在役条件下,内外表面可能出现裂纹等危险性缺陷。根据剪切盖锻件的结构特点,研究了相控阵超声和超声表面波检测相结合的超声检测工艺,并通过现场应用,验证了该工艺的可行性,可供同行参考。