摘要：在核电站大量贯穿件周围材料硅酮封堵胶进行封堵,有时对贯穿件进行检查,要临时去除硅胶。本文根据核电贯穿件复杂结构及硅酮封堵胶的特点,制造了贯穿件模拟件,采用高压水射流技术,合理设计喷枪及喷嘴,有效地清除了贯穿件周围硅酮胶填充物。

摘要：分析了核电厂厚壁高密度聚乙烯管道热熔接头体积检查的主要难点。基于对高密度聚乙烯材料的声学性能和相控阵超声声场的建模分析,定制了自聚焦相控阵超声探头和特殊结构相控阵水楔块,有效解决了壁厚大于90 mm的高密度聚乙烯热熔接头的超声检测问题。通过对国内某核电站厂用水系统32英寸高密度聚乙烯管道的现场检测,验证了该检测技术的有效性。

摘要：基于COMSOL平台对重晶石混凝土的缺陷检测进行了仿真模拟及试验验证。结果表明:在多物理场耦合作用下,若边界条件与缺陷设定合理、模型建立准确,可以得到压电声场在各种介质中的传播路径与声场分布;通过压电探头接收的电信号与超声波位移场结合可以判断超声波的传播路径,从而对缺陷进行定位和定量计算缺陷半径;模拟缺陷半径接近实测与设计缺陷半径。

摘要：在混凝土中加入防辐射重晶石材料以模拟核电混凝土,设计不同裂缝深度试件,对不跨缝声学参数进行拟合,得出相应试件的截距和声速,利用超声波法首波反相确定相应测点的裂缝声学参数,计算出实测的裂缝深度。在时距法基础上对深度为40~80 mm的裂缝进行计算,分析得出设计裂缝深度与实测裂缝深度相应的误差范围。结果表明,裂缝深度越深,工况越复杂,其误差越大;首波反相方法具有较高准确性。

摘要：AP1000核电站反应堆压力容器顶盖采用一体化堆顶设计,将堆芯仪表管设置于顶盖上部,取消了压力容器底部贯穿件。基于 ASME规范对反应堆压力容器顶盖的役前检查要求,介绍在消化引进吸收的基础上开发的、适用于覆盖AP1000顶盖全范围的一体化自动检查设备及无损检测技术的现场应用,并针对检查过程中装置和应用检测技术遇到的问题展开讨论,为顶盖全范围在役检查技术改进奠定基础。

摘要：核电站核级主设备的役前和在役检查是核电安全、经济运行的关键,其中对蒸汽发生器传热管涡流数据的分析,是确保蒸汽发生器安全运行的重要环节。考虑到我国核电运行30多年来的涡流数据分析工作依然依靠国外相关软件的现状,本团队设计研发并实现了一套蒸汽发生器传热管涡流检测数据分析软件。论文论述了该软件的基本架构及关键技术并通过与国外软件分析结果的比对,证实了自主研发软件对传热管实际缺陷的定位、定量、定性等分析功能的有效性。

摘要：核电站海水取水口的运行状态会直接影响电厂运行的安全性和可靠性。本文结合核电站海水取水口的现场作业环境,采用水下ROV对水下拦污栅和构筑物进行检查和流速测量。结果表明,水下ROV可稳定、可靠地在复杂水文环境下长时间作业,可替代潜水员展开水下作业,减少了人工潜水作业,避免了重大的工业安全风险,降低了水下检测工作受气象及水文条件的影响,提高了水下检测效率,并可有效监控拦截网状态,防止因拦截网失效导致机组安全受到威胁,为核电厂冷源保障技术难题提供了解决方案。

摘要：主泵中空法兰螺栓在线检测装置轨道平台作为整个装置的运行基准,其位姿调控是实现精准超声检测的核心技术;将装置末端超声探头定位、倾摆、偏航误差映射为轨道平台的几何形态误差;提出基于形位测度思路的轨道平台调控机制。即将环形轨道、主泵筒体映射为并联机构的动、静平台,轨道平台与主泵主体六自由度相对位姿调控过程分解为具有几何意义的水平度、同心度有序调节过程;基于方位特征理论构型组合方案,综合出对应水平度调节的一平移两转动(1T2R)并联机构及同心度调节两平移一转动(2T1R)并联机构构型。所综合并联机构构型确保了轨道平台安装调整过程具有可调性、解耦性,其研究思路及可操作性设计方法可为多自由度调节机构设计提供思路。

摘要：压力容器焊缝质量关系着核反应堆回路系统的安全运行,为保证其可靠性,必须对该类焊缝进行无损检测。本文针对现有核反应堆压力容器超声检测技术应用的特点,通过结构光的3D成像技术,提出了一套应用机械手实现压力容器焊缝超声检测的技术方案,并对超声检测系统各功能模块展开探讨,为后续自动检测技术的发展提供思路。

摘要：采用直流电压降(DCPD)裂纹长度在线测量技术研究了溶解氧(DO)和溶解氢(DH)对冷变形690 MA合金在360℃水环境中应力腐蚀(SCC)裂纹扩展速率(CGR)的影响规律,并结合高分辨微观表征技术观察了裂纹尖端形貌和腐蚀产物特征,解释了溶解气体对SCC的影响机理。结果表明,DH环境下的CGR约为DO环境下的2~4倍。TEM分析表明,冷变形690 MA合金在DH和DO环境中的裂纹尖端形貌相似,裂纹尖端前端均未发现显著的晶界氧化。DH环境下CGR与晶界孔洞密度有较好的对应关系,表明介质中的DH可促进裂纹尖端前端晶界碳化物附近孔洞的生成、降低晶界结合力,进而加速裂纹扩展。