反应堆压力容器检查机周向旋转臂的精度修正

反应堆压力容器检查机(reactor pressure vessel inspection machine,RPV检查机)周向旋转臂的精度影响在役检查中超声数据的质量。分析了回程误差在齿轮传动的位置伺服系统中对精度的影响。给出了一种回差修正方法:依据实际测量数据计算回差值;设置换向阈值以避免由于系统中微小颤动导致误判断;逐次分解回差值,防止修正影响系统稳定性。针对RPV检查机的周向旋转臂应用该修正方法,在不影响系统的稳定性、不产生超调的前提下,实现了提高旋转臂精度的目的。通过对修正前后超声数据对比,验证了该方法的有效性。

反应堆压力容器检查机主立柱同步运动研究

反应堆压力容器检查机的主立柱部套是检查机于容器轴向定位和用于超声视频检查的关键部套,其运动的精准性对反应堆压力容器检查机的定位精度和可靠性具有重要影响。对实际制造装配进行研究,并通过理论计算,分析并确认了主立柱运动不同步的两个关键原因,最后通过装配工艺的改进,完成了主立柱伸缩管三组钢丝绳于水平状态下的预紧力及各端调节螺纹长度的调试,调试完成后经测试能够满足竖直状态下主立柱各级伸缩管同步运动的设计要求,精度满足使用要求。

反应堆压力容器检查机支撑腿的设计及可靠性研究

反应堆压力容器检查机的支撑腿结构起定位和支撑作用,其结构的合理性对反应堆压力容器检查机的定位精度和可靠性具有重要影响。针对第三代核电站EPR堆型核反应堆压力容器结构,设计了具有自动定心功能的支撑腿结构。采用有限元方法分析了支撑腿结构的可靠性,并进行了验证力学试验。试验结果印证了相关理论分析结果,证明该支撑腿结构的设计是合理可行的。

反应堆压力容器顶盖O环槽自动清洗及检查机器人设计与分析

针对核电站大修期间反应堆压力容器顶盖O环槽人工清洗检查效率低、人员辐照剂量大,顶盖支腿及生物屏蔽体等限制顶盖下方安装和调整导轨不方便,自动化清洗检查难度大等问题,开发了免导轨自动行走定位技术,设计了一种基于压力容器顶盖侧壁和上端面自动行走定位的顶盖O环槽自动清洗及检查机器人。机器人采用干法清洗,远程视频检查和控制的方法对顶盖O环槽进行清洗和检查。机器人本体采用7075铝合金制作,配合行走机构上的主、从动轮实现沿顶盖侧壁弧面和上端面自动行走,并依靠压力容器顶盖上的螺栓孔实现可靠定位;通过底部限位机构和安装在弧形轨道上的清洗机构对O环槽表面进行自动清洗,利用视频检测单元和吸尘过滤机构分别实现清洗后的环槽表面质量检测和表面附着物清理。该机器人解决了传统人工清洗检查不方便、效率低、人员辐照剂量大及自动化清洗检查难度大的问题。将顶盖清洗检查机器人的模型简化后导入ANSYS软件进行有限元分析,得到应力云图和变形位移图,通过分析验证了结构设计的可靠性及合理性。

反应堆压力容器筒体环焊缝超声检查装置直线伸缩仿真分析

核反应堆压力容器筒体环焊缝关系着核反应堆压力容器的安全运行,为了有效避免安全事故的发生,必须对该类焊缝进行无损检测。本文对反应堆压力容器筒体焊缝超声检查装置直线伸零部件进行仿真分析,确保其能够按照相关检查规范要求有效的对该处焊缝进行超声检查,保证设备在运行过程中可靠性。

反应堆压力容器筒体环焊缝超声检查装置传动系统分析

核反应堆压力容器筒体环焊缝关系着核反应堆压力容器的安全运行,为有效避免安全事故的发生,必须对该类焊缝进行无损检测。本文对反应堆压力容器筒体焊缝超声检查装置传动系统进行分析,确保其能够按照相关检查规范要求有效地对该处焊缝进行超声检查,保证设备在运行过程中的可靠性。

三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。

反应堆压力容器主螺栓孔的视频扫查装置

反应堆压力容器螺栓孔是压力容器顶盖设备的重要组成部分。由于每次换料大修均需通过主螺栓的旋出和旋入来开关反应堆压力容器顶盖,故主螺栓孔容易产生接触损伤。针对此问题,开发了一套螺栓孔内表面视频扫查装置,介绍了该装置的研制方案和系统构成,并对其进行了功能测试,对压力容器的螺栓孔进行检查,测试结果表明,该装置可以在压力容器法兰表面绕中心轴周向行走,运动准确,可靠性好,采集的视频图像清晰,畸变率低,满足使用需求。同时,该套视频扫查装置集成程度高,操作简单,兼具手动及自动模式,可显著降低现场工作人员承受的辐射剂量,提高在役检查的效率。

新型反应堆压力容器主螺栓螺纹副性能试验研究

以国内某新型号压水反应堆压力容器主螺栓螺纹副为研究对象,对其进行了各安装工况下的旋拧模拟试验和拉伸标定试验。结果表明:新型主螺栓螺纹副的各安装参数推荐值可为主螺栓安装偏心度应不大于0.5 mm,主螺栓旋转速度应不大于30 rad/min,主螺栓剩余平衡配重应不大于40 kg,主螺栓允许的最大旋转力矩可不超过90 N·m;新型主螺栓剩余拉伸量计算值与拉伸标定值几乎一致,新型主螺栓绝对拉伸载荷与剩余拉伸载荷比值约为1.22,在工程经验范围值内,证明了新型主螺栓螺纹副结构设计的合理性,且新堆型主螺栓在所有工况下拉伸过程中的最大允许绝对拉伸量为4.13 mm。

反应堆压力容器主螺栓表面缺陷的线激光测量与涡流检测对比

涡流检测是核电站反应堆压力容器主螺栓的主要检测方式,该方法主要用于对螺纹根部的缺陷进行表面检测。线激光测量技术是一种近年来新兴的非接触测量方式,通过高速激光扫描实现物体表面形貌的大面积、高分辨率测量,具有快速、非接触及高精度等特性。采用两种方法对反应堆压力容器主螺栓进行检测,试验结果表明,两种方法均可对其缺陷进行有效检测,线激光技术能精确到微米级,测量结果更加直观,且容易定量、定性,为主螺栓检测中的缺陷判定提供了可靠的数据支撑;两种检测方法各有优劣,实际检测时应取长补短,从而为反应堆压力容器主螺栓提供更加智能化、高效的检测方案。

焊后热处理对核反应堆压力容器用16MND5钢组织和性能的影响

采用光学显微镜、透射电子显微镜,通过拉伸、冲击和落锤试验等方法研究了焊后热处理温度和保温时间对16MND5钢的组织和力学性能的影响。结果表明:经模拟焊后热处理后16MND5钢的室温和350℃抗拉强度和屈服强度都呈下降趋势,且下降幅度随焊后热处理温度的升高和保温时间的延长而增大;焊后热处理时间的延长导致钢的冲击性能小幅度下降,焊后热处理温度对冲击性能的影响并不明显;焊后热处理后的钢基体中弥散分布的细小第二相粒子数量减少、尺寸增大,导致钢的强度降低。

一种核电反应堆压力容器支座安装技术及质量控制

反应堆压力容器是核电站核反应承压容器,为核反应提供一层防护屏障。反应堆压力容器支座作为反应堆压力容器支撑主要部件,承载反应堆压力容器本体质量及核反应堆运行期间全部重量,反应堆压力容器支座安装主要工作包含:反应堆压力容器支座调整及临时固定、定位螺栓孔加工、反应堆压力容器支座最终固定等工作。其主要质量控制工艺为反应堆压力容器支座定位调整工艺、钻孔工艺、镗孔工艺、攻丝工艺等。

VVER-1000型反应堆压力容器辐照监督大纲优化可行性研究

田湾核电站1、2号机组是国内引进的首批俄罗斯VVER-1000型机组,其反应堆压力容器内壁焊接有6套辐照监督组件用以监督压力容器材料的辐照脆化状态。由于设计超前因子较低,导致前期辐照监督组件抽取过多,影响机组延寿期间的安全性论证,且当前的抽取计划与机组长周期后的换料大修计划存在冲突,因此通过对现有试验数据的分析,结合理论计算的方法,评估推迟辐照监督组件抽取的可行性,为机组延寿留有更多的监督样品以及使得辐照监督的抽取计划与大大修计划保持一致。

核反应堆压力容器主螺栓夹紧式支撑法兰设计

核反应堆压力容器主螺栓支撑法兰是反应堆压力容器主螺栓超声扫查的重要附件,针对不同堆型的主螺栓,从通用性角度出发,设计出一种可夹紧式支撑法兰,通过实验对传统支撑法兰与可夹紧式支撑法兰进行了性能对比,实验测试结果表明,该支撑法兰较传统支撑法兰安全性及稳定性均有所提升,可满足主螺栓超声检验的需求。

反应堆压力容器主螺栓涡流检测测量探析

反应堆压力容器主螺栓是核电站反应堆压力容器顶盖和筒体的重要承压部件,属于检测大纲的必检范畴,因而在制造和使用过程中需要受到严格的品质控制和定期检验,以确保其能高效、安全地运行。主螺栓涡流检测信号干扰因素比较复杂,本文优化测量方案对反应堆压力容器主螺栓涡流检测缺陷定量具有非常重要的意义。

核反应堆压力容器底封头检测工具可靠性探讨

核反应堆压力容器底封头环焊缝关系着核反应堆压力容器安全运行,为有效避免运行过程中安全事故的发生,根据相关规范要求,必须对该类焊缝进行超声无损检测。根据检测要求设计一种核反应堆压力容器底封头环焊缝超声自动检测工具,其能够按照相关检测规范要求有效地对该处焊缝进行超声检测,本文对该检测工具传动件进行计算,对关键件进行仿真分析,验证其运动的可靠性。

核反应堆压力容器底封头检测工具研制

核反应堆压力容器底封头环焊缝的役前和在役检测工作量巨大,工作环境极其恶劣,要求检测工具需具备结构简单、安装方便、稳定性好等特点。为此,文章提出了一种核反应堆压力容器底封头环焊缝超声自动检测工具,其能够按照相关检测规范要求有效地对该处焊缝进行超声检测,减少了放射性射线对人体的照射风险,提高了检测效率、检测数据的准确性及可靠性。

基于RGV的反应堆压力容器顶盖检查机器人系统

核反应堆压力容器顶盖由于其贯穿件数量多,环境剂量率高,在役检查均采用自动化装置进行。本文以现场工作经验反馈和现有技术进行参考,研究设计了一套基于RGV运载平台的反应堆压力容器顶盖检查机器人系统,该系统由RGV控制器、RGV运载平台、扫查器驱动控制模块和PC等组成,运用直轨和环轨进行定位、行走,采用Dijkstra算法进行轨迹规划,通过双目视觉原理进行顶盖贯穿件的管口自动对中。

厚壁反应堆压力容器中裂纹启裂、止裂与撕裂评定研究进展

针对厚壁反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的含缺陷结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行安全论证中的关键技术难点,综述了国际上在厚壁含缺陷RPV堆芯筒体段断裂测试分析的研究成果,并结合国际原子能机构和笔者团队相关的数值研究成果,论述了典型事故瞬态下RPV堆芯筒体段裂纹的启裂、止裂与撕裂性能,认为事故工况下,RPV中浅裂纹具有良好的止裂特性,基于开发的瞬态参数在线监测的评定技术,提出了基于瞬态参数在线监测的RPV辐照脆化断裂评定的方法。所探讨的评定技术对论证RPV长寿期安全运行特性具有参考价值。

热预应变对反应堆压力容器材料断裂行为影响研究

压水堆核电站反应堆压力容器(RPV)辐照脆化问题是制约其长期安全服役的主要因素,现有的美国ASME和法国RCC-M规范尚未充分考虑RPV用钢(铁素体材料)的热预应力(WPS)对断裂评价的有益影响。针对某RPV材料(16 MND 5),采用标准CT试样进行室温加载(L)、保持载荷降低测试温度(C),最后加载直至断裂(F)的测试方案(LCF的测试过程)。试验结果表明,在LCF的最后低温断裂阶段,RPV材料实际断裂韧度为基于RCC-M规范预测结果的两倍左右,也明显高于主曲线预测的断裂失效概率为95%对应的材料断裂韧度。因此,在RPV寿期末的脆性断裂评价中,考虑WPS效应会显著提高其安全性能评估裕量。