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。

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。

核电厂无损检测技术和装备研发——中核武汉核电运行技术股份有限公司2020年度相关研发项目进展

中核武汉核电运行技术股份有限公司(简称中核武汉)是国内专门从事核电厂部件和设备的无损检测技术和装备研发,以及工程技术服务的单位,下设核工业在役检查中心等多个分支机构,涉及和涵盖的无损检测方法主要包括射线检测(RT)、超声检测(UT)、涡流检测(ET)、渗透检测(PT)、磁粉检测(MT)、目视检测(VT)、核泄漏检测(LT)、相控阵超声检测(PAUT)、衍射时差超声检测(TOFD)、数字射线检测以及阵列涡流检测等。

基于有限元法的核电厂防异物堵板分析与优化

为探究不同材料蜂窝结构堵板对核电厂作业工况的减重效果与相应的力学性能,借助有限元分析软件(ANSYS)分别对各个材料以实心堵板、蜂窝堵板和空心结构堵板进行静态变形计算与评定和动态仿真分析。首先进行静态载荷分析,对堵板的关键部位施加法向垂直荷载模拟工作中持续荷载;对堵板采用动态冲击仿真分析与实验,比较了五种材料的三种不同结构堵板主要受载荷部位的变形影响;通过冲击仿真,对比动力学冲击形变量与塑性变形量,判断不同材料的力学特性以找到选取最优解。结果表明:在施加静态载荷与动态冲击时,蜂窝结构堵板的减重效果最佳,在不同的加载条件下性能最好;7010铝合金重量轻,承载能力强,能很好地吸收冲击,更适合应用于核电厂堵板。采用7010蜂窝铝板,综合加工工艺优化与样件实验,堵板重量由19.3 kg降低为13.2 kg,极大地提高了产品的实用性。

核电厂气动阀门定位器翻新复用技术研究

针对主流进口机械式定位器传统检修成本过高的问题,提出一种定位器翻新复用技术。通过分析定位器失效的主要原因,对定位器易损件进行国产化修复,并进行性能测试试验。试验结果显示,经该方法处理后产品能够满足行业标准要求,验证进口机械式定位器翻新复用技术的可行性,为降低定位器检修成本提供了一种新的解决方案。

防人因失误工具在核电技术服务单位中的应用探索

本文对中核武汉核电运行技术股份有限公司防人因失误工具应用实践进行了总结和分析。该公司是一家为核电厂提供役前/在役检查、维修等技术服务的专业公司,通过在技术服务活动中融入防人因失误工具,促进了防人因失误工具的应用和落地。针对基本型防人因失误工具,公司将相关要求固化在制度和程序中,并通过开展安全质量标准化活动进行推进;对于情景型防人因失误工具,公司结合具体生产活动潜在的重大风险点,识别可用的防人因失误工具,并将其融入具体的操作规程中。通过上述方法,公司切实提高了防人因失误工具在不同层面的使用有效性,提升了员工防人因失误技能,取得了良好的人员绩效。

基于VAE的核电运行状态监测方法

由于核反应堆发电的特殊性,核电厂对于生产安全的敏感度远胜于普通电厂。作为日常运维的重要环节,核电机组运行状态监测,对于核电厂的安全稳定运行具有重要意义。当前核电机组状态监测主要采用预设固定阈值报警结合人工监盘的方式,这种方式无法发现低于报警阈值的异常状态,同时存在一定程度的漏报风险。核电运行数据作为高维海量时序数据,具有正常样本和异常样本分布不均衡以及数据缺乏标签的问题,这限制了有监督深度学习方法的使用。提出了一种基于变分自编码器(variational autoencoders,VAE)构建的无监督深度学习模型对真实运行数据进行异常检测,通过正常运行数据学习正常模式下数据在隐空间的分布,并基于异常数据无法被良好重构的原理,通过重构误差的大小来判别当前状态是否异常。实验以核电机组化学和容积控制系统(removal-chemical and volume control system,RCV)中的上充泵为例,使用真实运行数据结合插入异常的方式对模型进行了验证,并与经典机器学习方法进行了对比。实验结果表明基于变分自编码器的模型能够有效检测到核电真实数据中的异常数据片段及离群点,检测精确率和召回率均高于90%,检测性能相对孤立森林和支持向量机等经典机器学习算法具有优势,具备一定的实用价值和研究意义。

基于强化学习的核电数字孪生模型自动化同步研究

核电运行数字孪生系统与机组的高效同步是电厂运行优化的基础,是核电安全的重要保障。以核电蒸汽系统数字孪生模型为研究对象,提出了一种基于孪生延迟深度确定性策略梯度的自适应智能优化算法(TD3PSO),通过构建动作网络与动作价值网络,利用神经网络动态生成基本粒子群优化算法运行过程中所需要的超参数,实现超参数的自我探索,降低人工对算法的干预,解决基本粒子群优化算法容易陷入局部最优的问题。实验表明,TD3PSO算法优于基本粒子群优化算法,相比于人工调试的结果,在优化精度上提高了93.39%,自动化同步效果显著。

面向核电厂应急软件的低代码开发平台构建

核应急是核能事业持续健康发展的重要保障。目前从核应急业务需求、性能提升及新技术应用等方面,国内多个核电厂面临核应急业务相关软件更新维护、升级改造等困难。本文基于低代码理念构建的核应急软件开发平台,形成了面向核应急业务软件的基础框架组件、业务逻辑算法开发组件、任务开发组件、监控图开发组件、核应急GIS展示组件、基于深度学习的机组状态诊断及预测组件等,通过可视化组态、图形化组态,以拖拉拽、组态和配置等低代码方式快速实现核应急软件各个业务功能开发,缩短了电厂核应急管理软件的开发周期,提升了软件稳定性及更新维护水平,更好满足核电厂应急响应、监管指标改进等各项需求。

我国核电站工程建设阶段的腐蚀管理建议

介绍了国内核电站工程建设阶段腐蚀管理现状及其存在的问题。通过结合我国核电站建设特点,针对性的提出了适用于我国核电站工程建设阶段腐蚀管理的相关建议,包括建立工程防腐大纲,确定定量化或半定量化腐蚀管理分级原则,强化腐蚀专业技术人员的培养等建议。另还应注重设计审查、建造质量管控、设备部件及防护、状态监检测、移交接产及调试消缺等过程,以避免重大腐蚀问题。

基于FMEA分析的核电厂水泵预测性维修应用研究

为优化核电维修策略,探索预测性维修技术在核电厂的应用方法,采用FMEA分析方法,对电厂设备进行全面的失效模式和影响分析。根据FMEA分析结果,制定有效的预测性维修任务和评估方法,在设备故障发生前采取预防措施,避免故障发生。研究结果表明,应用基于FMEA分析的预测性维修策略,可以减少核电厂设备维修项目,节约运维成本,降低维修风险,提升电厂的安全和经济效益。

核电厂非结构化风险配置参数语义识别研究

为推动核电厂配置风险管理工作的实施,以核电厂操纵员日志为研究对象,开展非结构化文本语义识别研究,自动提取其中的设备和状态等风险配置参数信息。经过文本预处理和特征工程,开发基于注意力机制的深度学习模型,对文本进行编码和推理,实现实体定位和状态识别等功能。通过3500条人工标注数据进行初步模型训练后,语义识别模型的准确率可达到83%,实现了日志文本中缩写设备、单个设备及状态、多个设备及状态的有效识别和标准化输出。

核电厂反应堆冷却剂泵惰走试验稳定流量分析

对核电厂反应堆冷却剂泵惰走试验意义、试验过程和计算原理进行了介绍,通过理论分析、试验数据对比分析以及流量计误差分析,得出不同稳定流量对试验计算结果的影响,通过优化环路稳定流量的选取时刻,从而减少试验时间。

核电厂主蒸汽母管疏水多级孔板设计研究

为了缓解某核电厂常规岛主蒸汽疏水管道的振动严重、噪声大等现象,本文采用零维理论计算的方法对疏水用多级孔板进行了初步结构设计,并通过比例模化设计多级孔板试验件的形式,对试验件的性能展开了验证,从而指导了多级孔板的最终设计。得出如下结论:采用零维理论公式设计多级孔板时,误差较小,为±3%;在对试验件进行性能验证时,一级孔口处出现临界流现象,根据临界流量与设计流量的偏差对一级孔进行适当修正,最终误差在±1%。

核电厂电源模块可靠性仿真分析与MTBF评估

随着科学技术的不断进步,人们对于产品故障的本质的认识越来越深刻,故障物理的方法已广泛用于实际工程中。本文基于故障物理学相关知识,提出了不同维修条件下系统MTBF的计算方法。同时,对某核电领域典型卡件AC2000电源模块进行基于故障物理的可靠性仿真分析。分析结果显示,基于故障物理的可靠性仿真有助于认识故障行为、减轻对统计数据的依赖;此外,给出了考虑维修条件的MTBF评估结果和对应的讨论,对工程上确定维修策略具有一定的指导意义。

红外热成像技术在应急电力系统运维中的应用

应急电力系统是核电厂关键安全保障系统之一,其运行状态直接影响核安全评级。应急柴油机是应急电力系统的核心动力,其依靠缸内燃烧过程对外输出功率。燃烧异常使柴油机频发故障,直接影响其做功能力、运行稳定性、排放性能等多方面状态特性。对缸内燃烧异常故障进行识别,能够及时发现问题,防止因各缸做功不均、排温异常、单缸超负荷等问题导致机组出现恶性故障。基于柴油机的多缸特点和燃烧异常气缸表面温度变化规律,利用红外热成像检测各缸表面温度,并通过一致性检测方法识别温度变化异常的气缸,形成基于红外热成像的柴油机缸内燃烧异常识别方法。该方法充分利用正常状态下各缸做功均匀性及缸体表面温度变化一致性的机理知识,与柴油机所处运行工况状态无关,因此适用于复杂变工况条件的缸内异常识别。通过柴油机缸内燃烧异常故障模拟试验,验证了本文所提方法的有效性。

核电厂汽轮机解体检修周期延长可行性研究

随着我国电力市场的改革发展,核电机组的运行经济性愈发重要。合理、适当地延长核电机组重要设备的检修周期可以显著降低运行成本。以Z核电厂汽轮机为对象,采用经验反馈法识别了影响汽轮机解体检修周期的关键老化问题,论证了解体检修周期由6年延长至8年的可行性,并通过寿期管理方法对比了两种检修周期的运行经济性,结果表明检修周期延长至8年更具运行经济性。

核电机组蒸汽发生器参数敏感性研究

蒸汽发生器是核电机组一二次侧重要的换热设备,其换热性能直接影响着整个机组的出力。在蒸汽发生器的设计、制造、运行过程中,有多个参数直接影响着蒸汽发生器的换热性能,为深入研究不同参数对于蒸汽发生器换热性能的具体影响,对传热管导热系数、传热管壁厚加工偏差、一次侧平均温度、污垢热阻、堵管率开展了参数敏感性研究,研究结果为后续核电机组蒸汽发生器的设计、制造、运维提供了相应指导。

自动焊接技术在指套管焊接中的应用

为缩短指套管更换时间、减少核电大修工作时间,指套管出现磨损时可通过焊接封堵工艺临时封堵磨损严重的指套管,当封堵的指套管数量不满足堆芯中子测量需求时再进行统一更换。根据指套管材质、结构特点及手工焊修复的难点,研发指套管堵管自动焊接工艺,提高指套管堵管焊接修复质量,可以使焊接工作人员免受环境剂量侵害。通过调节焊接基值电流、峰值电流、电弧电压和保护气流量,最终获得表面无缺陷、余高满足要求的焊接参数和焊接试件。试验结果表明:焊接电流在60~66A之间变化,指套管与堵头能够实现良好的熔融与连接,并能够得到表面无缺陷、余高≤0.1mm的焊缝,焊缝组织形貌符合RCC-M要求。该焊接参数的开发对核电现场焊接施工具有指导意义。

主控室应急可居留系统基于核电厂技术规格书的运行改进

核电厂技术规格书是核电厂最高的技术文件和管理文件,用于规定和指导电厂正常运行时各系统的状态要求,包括适用范围、状态、需采取措施以及完成时间等内容。主控室应急可居留系统作为特有的非能动安全专设系统,是主控室人员一道重要的安全屏障,意义重大。本文针对核电厂技术规格书在主控室应急可居留系统现阶段工程实践中存在的两个突出问题进行分析,并提出解决和改进方案。