基于组合论t-(v,k,λ)设计的燃料棒定位方法研究

作为目前一种较为有效的燃料组件修复方法,燃料修复单棒更换技术是对检测到的破损燃料棒实施替换操作,其技术的关键点在于对破损棒进行定位并将其拔出及替换棒插入。由于燃料棒排布较为密集,给定位方法造成较大难度。应用组合论t-(v,k,λ)设计提出了一种燃料棒定位方法,通过定位板4×90°旋转产生4个定位面,实现燃料棒定位全覆盖且具有唯一对应性,配合设计燃料棒索引表,可以快速、精准地对燃料棒进行定位。根据试验和现场实施,验证本设计的可行性。

基于AP-913设备分级的核电厂系统监督实施探讨

设备分级是AP-913设备可靠性管理的基础,是性能监测和设备可靠性持续提升的输入,系统监督是落实性能监测模块的必要措施。以AP1000核电厂化学与容积控制系统为例,提出在设备可靠性分级结果的基础上制定系统监督计划的改进实施方法。该方法简化了工作流程,减少功能分析过程的时间,可为核电厂开展系统监督工作提供参考。

目标应力法在研究堆主热交换器检修中的应用

一回路热交换器(简称主热)是反应堆的关键设备,其性能直接关系到反应堆的运维安全。针对某研究堆主热密封止口的减薄现象,通过目标应力法对其进行安全分析,校核不同极端工况下的螺栓载荷和垫片应力,均满足设计要求,最后通过有限元分析模拟极限工况下螺栓的受力及变形,结果表明,减薄后的主热密封止口仍能满足该研究堆使用工况。经补焊修补后止口更安全可靠。

基于大数据的反应堆系统全生命周期智能检修方案研究

目前核反应堆换料检修耗时长,基于维修人员经验判断,存在缺陷识别不精确、数据零散、可追溯性低等不足,并且受个人主观影响较大。随着新一代技术的发展,如大数据、人工智能等,智能维护能够有效提高维护质量和效率。本文阐述分析了反应堆系统检修的现状和工业检修技术的进展,提出了基于大数据的反应堆系统全生命周期智能检修思路,研究了全生命周期检修数据标准、数据库构建、施工检修过程管理和智能检修方案等关键技术。以反应堆压力容器的主螺栓螺纹检修为例,提出了主螺栓螺纹检修的数据挖掘与智能决策支持技术路线、实施路径及其寿命预测,从而提高主螺栓螺纹检修过程的服务能力,有利于进一步保障核反应堆结构服役的安全性与可靠性。最后,针对智能检修技术在反应堆系统的加快推进提出了一些建议。

基于UGF和Semi-Markov方法的反应堆泵机组多状态可靠性分析

将通用发生函数(UGF)与半马尔可夫过程(Semi-Markov Process)相结合,对反应堆泵机组进行多状态可靠性分析。给出多状态系统可靠性分析的UGF算法模型,推导多状态设备性能状态的Semi-Markov过程概率表达式,定义设备、系统性能值的定量描述方法。以性能参数是否满足需求值做为系统成功与失效的判据,对比分析反应堆泵机组在需求性能条件下的多状态可用度与2状态可用度结果,并给出系统在任务周期内的平均性能值。结果表明,该方法能够定量分析部分失效对系统可靠性的影响,降低传统的2态可靠性分析方法产生的不必要的保守程度。

核电站仪控开关可靠性数据分析与处理

基于仪控开关现场失效数据,分别应用指数分布以及威布尔分布对仪控开关进行可靠性参数估计。对于无失效数据的情况,使用贝叶斯理论进行参数估计。分别得出了不同寿命分布类型开关的失效率。以大亚湾核电站实际使用的3种类型仪控开关为例,对其失效数据进行了可靠性评估,说明了方法的有效性。

核电站压力容器螺孔长杆梳刀装置研制

在反应堆运行和开盖操作过程中,压力容器的主螺栓孔的螺纹段可能会产生各种缺陷,这些缺陷在再次扣盖前必须经过处理。针对上述工况,研制了一种压力容器螺孔长杆梳刀装置,本文阐述了该长杆梳刀装置的设计要求,详细描述该装置的设计方案以及具体结构形式。

制约49-2游泳池式反应堆寿期的关键硬件因素分析及应对措施

49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)已运行多年,运行安全是决定49-2堆寿命的最重要因素。本工作对制约49-2堆寿期的硬件因素进行分析,如池体混凝土老化、铝质池壁腐蚀、一次水管道腐蚀、石墨箱及石墨盒肿胀等,提出相应的监督、预防和维护等措施。结果表明,堆主体等在8度地震下安全,千年一遇洪水叠加溃坝的水位下反应堆安全,一次水管线和堆水池的腐蚀等老化情况可接受,因此49-2堆可继续安全运行。

LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析

反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力。

基于SVM的控制棒驱动机构滚轮状态评估方法

针对控制棒驱动机构滚轮振动信号非平稳、小样本的特性,提出了一种基于支持向量机的滚轮状态评估方法。该方法首先对信号进行小波降噪,再将降噪后的信号分解为若干乘积函数分量之和,选取包含主要故障信息的分量进一步分析,从这些分量中提取几种特征参数作为支持向量机的输入参数,建立了滚轮故障识别模型。通过对滚轮正常状态、故障状态的分析证明,该方法可以准确、有效地对滚轮的工作状态进行分类。

基于相依竞争失效模型的主泵多状态可靠性分析

基于核动力主泵运行环境和性能退化机理,考虑自身振动和外部冲击对其性能退化的影响,建立了主泵冲击与退化相依竞争失效过程的可靠度模型。采用该模型计算了考虑性能退化的主泵在振动和外部冲击条件下的退化状态概率和可靠度,为基于使用环境的核动力主泵的多状态可靠性分析提供了一种有效的分析途径。分析结果可为设计变更和维修优化提供决策依据。

基于向量通用发生函数理论的考虑多性能参数的热力系统可用度分析

研究了将向量通用发生函数理论用于对考虑多性能参数的复杂热力系统进行可用度分析。定义了设备性能的向量通用发生函数,建立了热力系统可用度分析的向量发生函数算法模型,给出了多状态设备状态概率的计算方法。通过对系统内部多因素退化规律的随机模拟,对复合因素影响下的多性能参数热力系统可用度进行了分析计算。实例研究表明,传统的基于二态理论的系统可用度评估结果偏保守,而基于多状态系统理论考虑参数失效的系统可用度评估结果更能反映系统的实际使用特性。

核电厂设备可靠性指标的研究

本文以美国的设备可靠性指标(简称ERI)为例说明了核电厂如何建立设备可靠性指标,以及如何应用这些指标对电厂状态进行监督。这些指标包括了"超前"指标和"滞后"指标,通过设备可靠性指标可以全面衡量电厂管理与设备运行和维护的状态。核电厂营运单位以及核安全监管当局可以通过这些指标分析电厂当前的性能状态以及电厂的状态趋势,在设备性能下降前找出电厂管理和设备维护的薄弱环节并采取针对性的纠正措施,从而进一步提高电厂的安全运行水平。设备可靠性指标在美国和加拿大已经得到了普遍的应用并且取得了一定效果,因此为了加强国内电厂的设备管理水平很有必要加以引进和推广应用并在此基础上对具体实施提出了相关意见和建议。

遥控维护条件下冷却管道剪切试验

针对中国散裂中子源冷却管道遥控维护的要求,对遥控维护环境下冷却管道剪切进行了试验,通过不同的剪切方向和管道底板支撑强度对比,得出对冷却管道剪切有价值的结论,为冷却管道遥控维护辅助工装开发奠定基础。

基于寿命评估与经济性分析确定核电厂触点开关的预防性维修周期

将寿命预计、成本最优与经济性分析相结合,提出了系统、综合的预防性维修周期确定方法。应用双参数威布尔分布模型确定某型号触点开关的平均寿命;以成本最小为目标,建立了全部定时更换模型以及工龄定时更换模型,得到了该型号触点开关的预防性更换周期,根据预防性更换周期的结果,确定了8种备选方案;应用经济性分析模型,按照该模型对文中提出的8种方案进行了经济性分析,得出了成本最优以及经济性最优的备选方案。

非能动安全自动夹持器

介绍了一种适合于放射性环境工作的新颖紧缩型自动夹持器，并从力学原理、设计、应用上进行了分析。它利用工件自重进行非能动自动对中、卡紧和脱开，具有结构简单、操作方便、安全、体积小、经济性好等特点。

反应堆压力容器密封面清洗机研制

反应堆压力容器密封面清洗机主要用于密封面O环压道表面污物、附着物的去污清洗.通过清洗,压力容器密封面可进行后续的检查及相关维修活动工作,以确保反应堆压力容器获得良好的密封和安全可靠的运行.同时还可显著降低现场维修人员在清洗、抛光时受到较大辐射剂量的侵害,实现反应堆维修人员辐射防护最优化的目标.

基于模糊概率齐次Semi-Markov过程的核动力系统可靠性分析

研究了将模糊集合理论与齐次Semi-Markov过程相结合的方法对清晰事件-模糊概率系统进行可靠性分析。给出三角形模糊数算法和将核动力系统设备可靠性数据源通用数据进行三角形模糊化处理的方法,推导系统状态概率计算的模糊概率齐次Semi-Markov过程算法模型,并给出模糊核矩阵的计算方法。实例研究表明,该方法能够基于已有的通用数据进行系统失效概率的不确定性分析,从而弥补仅采用点估计值所得分析结果的不完备性。

基于响应曲面和重要性抽样方法的热力系统参数失效概率计算

本文研究了将响应曲面与重要性抽样相结合的方法用于复杂热力系统参数失效概率的计算。建立了热力系统物理过程参数失效的数学模型,在此基础上研究了将响应曲面与重要性抽样相结合的算法模型,并给出了热力系统组成设备的性能退化模型和基于重要性抽样的仿真流程,进而对反应堆净化系统工作过程中参数失效问题进行了分析计算。研究表明,对于高维、非线性特性明显并考虑性能退化的复杂热力系统参数失效概率的计算,重要性抽样法较直接抽样能以较高效率获得满意精度的计算结果,而响应曲面法存在局限;响应曲面和重要性抽样相结合的方法是分析热力系统物理过程参数失效的有效方法。

重要厂用水泵特性试验不合格期间的安全论证

国内运行核电厂曾出现重要厂用水泵特性试验不合格的情况,对于现场已安装投运的泵,发现异常后很多实验台架上能够进行的检测在现场无法实施,加之缺陷处理的时间压力大,使得原因分析和处理存在较大难度,尤其根据试验条件下的数据论证泵能否满足最苛刻条件下的安全准则的分析更为困难。鉴于重要厂用水泵的安全功能以及出现异常后的处理难度,给出了此类情况下原因排查的思路,并结合具体事件重点阐述了重要厂用水泵叶轮缺陷处理期间判断机组能否继续运行的安全论证方法。最后指出了该方法在其他问题上可能的应用,并提出了部分电厂定期试验大纲相关条款的不足之处。