核电设备

摘要： 伴随着现阶段我国对电力需求的日益增大,核电建设项目随之变得越来越多.在核电项目建设的过程中,设备采购费用占据的比例非常大.因此,核电设备采购过程显得极为重要,尤其是该过程中的采买计划管理工作.据调查研究可知,大部分核电设备采购过程中的采买计划管理都存在有些许问题.基于此,本文在阐述采购计划编制,采买计划管理内容的基础上指出核电设备采购过程中采买计划管理存在的问题,并给出针对性的解决措施,以提高采买计划管理效率.

摘要： 在2021年《政府工作报告》中,核电发展方针已由2018年的“稳妥推进核电发展”转为“在确保安全的前提下积极有序发展核电”。值得注意的是:这是自福岛核事故以来,政府工作报告中首次使用“积极”一词提及核电发展。同时,十四五规划中也明确表示“积极有序推动沿海核电建设”。

摘要： 在核电站中:核电设备通过不同的固定条件与结构相连,地震作用时设备与结构动力相互作用复杂,为分析核电设备多维地震响应并鉴定其抗震性能,进行了考虑不同固定条件的核电设备多维地震响应振动台试验研究。振动台试验进行了5次运行基准地震和1次安全停堆地震的动力时程激振,以及试验首末2次动力特性测试。试验结果表明:不同固定条件会影响核电设备多维地震响应的加速度峰值、反应谱特性和动力放大系数,与设备直接固定于振动台相比,将核电设备悬挂固定于剪力墙再与振动台连接的固定条件,改变了设备反应谱特性,且放大了响应的加速度峰值,具有显著的动力放大效应,使核电设备多维地震响应更为强烈。因此,对此类固定条件的核电设备,在产品设计及安装固定时要充分考虑动力放大效应,以提高设备的抗震韧性。抗震试验前后,核电设备功能运行正常,结构完整性好,抗震性能满足要求。

摘要： 为了实现核电蒸汽发生器制造效率和质量的全面提升,现通过对设备制造过程中焊接及热处理过程进行分析,使得焊接和热处理技术与设备制造进行充分融合。首先,对焊接相关焊接材料进行梳理,制定一套切实可行的焊接方法,其次,从主环缝的焊接、管板堆焊与管子一管板密封焊、水室封头堆焊与接管安全端焊接三个方面入手,探讨了产品焊接工艺。最后,从预热、后热、层间温度控制、焊后热处理等方面入手,研究了产品热处理工艺。结果表明:文章关于产品焊接工艺和产品热处理工艺具有较高的可靠性和可行性分析,有效地实现了核电蒸汽发生器的质量提升,为进一步促进核电项目的有效实施打下坚实的基础。希望通过这次研究,为相关从业人员提供有效的借鉴和参考。

摘要： 核电设备全生命周期的状态评估对提高核电厂安全性、经济性影响重大.以往国内核电厂对系统、设备、构筑物的运维评估手段多依赖于设备自身报警机制、简单阈值判断或者现场工程师经验.随着在线监测系统在核电厂的应用实施和海量设备运行数据的积累,利用数据驱动技术进行设备健康状态评估已经成为行业关注重点.对此,介绍核电在线监测系统现状,分析主要核电设备存在的常见故障,并将核电设备的状态评估归纳为异常检测、寿命预测和故障诊断共3大问题,分别综述其研究和应用现状,重点阐述深度学习技术在该领域的应用潜力.在此基础上,进一步分析核电厂设备状态评估面临的挑战和可能的解决方案.

摘要： 在设备缺陷分析和故障处理上,大数据技术的应用更加普遍,成为一个新型发展趋势。以核电设备为核心,从生产运行特点入手,阐述了大数据技术在核电设备缺陷分析上的适用性、基本流程和具体运用,并结合实例进行分析,确保核电设备安全稳定运行。

摘要： 《中国核电》杂志(CN11-5660/TL)创刊于2008年,是国内第一种公开出版的核电类杂志,已被中国知网、万方数据、重庆维普等多家国内外知名检索系统收录,在核电行业有较强的影响力。杂志以发表学术性论文为主,栏目包括:核电专访、核电研发、核电设备、核电建设、核电运营、核电管理、核电安全、燃料循环、核电论坛、核电知识、核电资讯等。

摘要： 针对常用的反应堆压力容器检测用六自由度机械手进行了运动学和控制研究。对机械手的控制需求进行了系统介绍,通过系统模型导入实现机械手在核压力容器内的三维模型运动仿真和控制,并实现自动检测路径的轨迹规划和姿态规划,通过系统通讯调试和仿真测试,验证了控制系统设计的合理性。核反应堆压力容器是核电厂中保证核电设备安全的关键设备。在核电厂的检验规范和大纲中,对反应堆压力容器和顶盖的焊缝及其他部位提出了无损检测的强制性要求。

摘要： 【日本共同社东京2022年4月16日电】根据多家日本电力公司2022年4月16日公布的数据,日本核电厂现有约5.7万吨大型设备已经或即将成为放射性工业废物,并可能被运往国外进行处置。这一规模的废物数量凸显了日本经济产业省一项近期行动的必要性,即考虑修改禁止出口放射性废物的相关规定,允许电力公司委托海外承包商处理某些大型核电设备,条件是接收国对这些设备进行循环利用。

摘要： 《中国核电》杂志(CN11-5660/TL)创利于2008年,是国内第一种公开出版的核电类杂志,已被中国知网、万方数据、重庆维普等多家国内外知名检索系统收录,在核电行业有较强的影响力。杂志以发表学术性论文为主,栏目包括:核电专访、核电研发、核电设备、核电建设、核电运营、核电管理、核电安全、燃料循环、核电论坛、核电知识、核电资讯等。

摘要： 国内核电机组设计和制造标准广泛采用ASME规范和Rcc-M规则,主设备制造厂通常需遵守两套设计标准制造核一级设备.焊接是核电设备制造中最为关键和重要的工艺方法,从标准结构和标准要求方面,阐述ASME规范和RCC-M规则在定位焊、焊接温度、热处理、见证件等焊接制造要求的异同点,从标准使用者角度对比分析标准应用差异,为制定合理的焊接工艺并满足标准规定奠定基础.

摘要： 为表征氧乙炔焊、激光熔敷钴基Stellite6合金耐磨层组织性能的差异,采用成熟的焊接工艺参数完成激光熔敷及氧乙炔焊接Stellite6合金耐磨层制备.基于耐磨层试板,通过试验研究不同工艺对Stellite6合金涂层成分、硬度、组织及腐蚀性能的影响.研究发现,针对氧乙炔焊、激光熔敷工艺,Stellite6合金涂层硬度平均值均满足验收要求,金相试验未发现异常组织.EDS能谱分析发现,氧乙炔焊接工艺条件下耐磨层成分偏析明显,尤其是C、W等硬质颗粒形成元素.特定工况下,电化学腐蚀试验显示,激光熔敷条件下耐磨层钝化效应更加明显.

摘要： 对核电设备管理全过程产生的海量数据进行系统性分析,并以对应的数学模型进行归纳,以此对批量化建设的核电机组进行预见性设备管理,提前识别、预判设备管理风险点,并对这些风险进行针对性的提醒与预防.中广核工程有限公司在4个核电项目16台机组中的应用结果表明,该方法能够有效提高后续机组建设过程中设备问题的处理效率,使得同类型机组建设过程中,设备管理在质量、成本、效率、进度等方面的提升具有可预见、可评价、可控制的系统化手段.

摘要： 在第三代核电某产品中存在大量狭小焊接空间内长距离焊接,针对此种结构自动化焊接的需求,设计了一种狭小空间自动角焊缝焊接小车.该焊接小车具有远程控制焊接工艺参数、视觉监控焊接熔池情况以及焊枪姿态实时调整等功能,可代替人工完成恶劣环境下焊接操作,该系统经过现场的工艺试验,收到了较好的效果.

摘要： 在第三代核电某产品中存在大量狭小焊接空间内长距离焊接,针对此种结构自动化焊接的需求,设计了一种狭小空间自动角焊缝焊接小车.该焊接小车具有远程控制焊接工艺参数、视觉监控焊接熔池情况以及焊枪姿态实时调整等功能,可代替人工完成恶劣环境下焊接操作,该系统经过现场的工艺试验,收到了较好的效果.

摘要： 在第三代核电某产品中存在大量狭小焊接空间内长距离焊接,针对此种结构自动化焊接的需求,设计了一种狭小空间自动角焊缝焊接小车.该焊接小车具有远程控制焊接工艺参数、视觉监控焊接熔池情况以及焊枪姿态实时调整等功能,可代替人工完成恶劣环境下焊接操作,该系统经过现场的工艺试验,收到了较好的效果.

摘要： 在第三代核电某产品中存在大量狭小焊接空间内长距离焊接,针对此种结构自动化焊接的需求,设计了一种狭小空间自动角焊缝焊接小车.该焊接小车具有远程控制焊接工艺参数、视觉监控焊接熔池情况以及焊枪姿态实时调整等功能,可代替人工完成恶劣环境下焊接操作,该系统经过现场的工艺试验,收到了较好的效果.

摘要： 1Cr11c03w3NiMovNbNB为日本进口的新型高强度马氏体耐热钢,与传统的12Cr耐热钢相比,W、Co元素含量增至3％,使得该钢具有更好的高温持久强度和抗蠕变性能,但焊接性差.对1Cr11C03w3NiMoVNbNB耐热钢的焊接性进行分析研究,并分别进行了斜Y型坡口抗裂试验和插销试验.结果表明,随着预热温度的提高,其斜Y型坡口焊接裂纹率逐渐下降,焊前不预热插销试样断口为沿晶+穿晶断裂形貌,当预热温度达到300°C时,断口为韧性断裂形貌.随着预热温度的升高,该材料的焊接冷裂纹敏感性下降.

摘要： 1Cr11c03w3NiMovNbNB为日本进口的新型高强度马氏体耐热钢,与传统的12Cr耐热钢相比,W、Co元素含量增至3％,使得该钢具有更好的高温持久强度和抗蠕变性能,但焊接性差.对1Cr11C03w3NiMoVNbNB耐热钢的焊接性进行分析研究,并分别进行了斜Y型坡口抗裂试验和插销试验.结果表明,随着预热温度的提高,其斜Y型坡口焊接裂纹率逐渐下降,焊前不预热插销试样断口为沿晶+穿晶断裂形貌,当预热温度达到300°C时,断口为韧性断裂形貌.随着预热温度的升高,该材料的焊接冷裂纹敏感性下降.

摘要： 1Cr11c03w3NiMovNbNB为日本进口的新型高强度马氏体耐热钢,与传统的12Cr耐热钢相比,W、Co元素含量增至3％,使得该钢具有更好的高温持久强度和抗蠕变性能,但焊接性差.对1Cr11C03w3NiMoVNbNB耐热钢的焊接性进行分析研究,并分别进行了斜Y型坡口抗裂试验和插销试验.结果表明,随着预热温度的提高,其斜Y型坡口焊接裂纹率逐渐下降,焊前不预热插销试样断口为沿晶+穿晶断裂形貌,当预热温度达到300°C时,断口为韧性断裂形貌.随着预热温度的升高,该材料的焊接冷裂纹敏感性下降.

摘要： 一种核电厂的取水设备的控制装置及核电厂的取水设备，其中，能够在取水槽始终确保适量的冷却水，从而通过泵向规定的冷却位置供给冷却水。设有：取水路径(51)，一端部与作为取水源的海连通；取水槽(52)，与取水路径(51)的另一端部连通，且上方敞开；海水泵(53)及循环水泵(54)，设于取水槽(52)；流水阻断装置，阻断从取水槽(52)经由取水路径(51)向海侧的流水；控制装置(73)在取水槽(52)的蓄水量少于预设的规定蓄水量时，运行流水阻断装置。

摘要： 本发明涉及核电站安全技术领域，公开了一种核电站安全状态的评估方法、系统及核电站设备。核电站安全状态的评估方法包括：获取预先建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的全部核电站安全参数的运行状态；根据预先设置的核电站安全参数的安全评估规则和安全等级对获取的全部核电站安全参数的运行状态进行安全等级评估，以获取全部核电站安全参数的安全等级；以及根据建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的安全参数逻辑关系对获取的全部核电站安全参数的安全等级进行逻辑运算处理，以获取核电站整体安全状态的安全等级。相对于现有技术，本发明提高了核电站安全状态评估的便捷性、准确性和可靠性，提升了核电站的安全性和可靠性。

摘要： 本发明公开了一种核电管扩张设备及核电管制造系统，其中，核电管扩张设备包括机架、传输装置、加热装置及扩张模具；机架具有入料端及出料端；传输装置安装于机架上；加热装置设于机架上并用于对原料管进行加热处理；扩张模具安装于机架上并用于对加热后的原料管进行扩张处理，以制成核电管；传输装置用于将原料管自入料端经加热装置传输至扩张模具内进行扩张处理，再将制成的核电管牵引至出料端。本发明提出一种核电管扩张设备，用以生产制造合格的核电管，并提高了核电管的生产效率。

摘要： 本发明涉及一种核电站安全壳用清扫设备，所述安全壳外侧设置有空气流通通道，所述清扫设备包括：压缩空气源；压缩空气管路；多个吹扫口，邻近安全壳顶封头外表面设置；和吹扫控制单元，其中：所述压缩空气管路连通压缩空气源与所述多个吹扫口，所述多个吹扫口吹扫顶封头外表面；所述吹扫控制单元适于控制基于吹扫口的吹扫操作。本发明还涉及一种具有该清扫设备的核电站，以及一种核电站安全壳用清扫方法。

摘要： 一种核电厂的取水设备的控制装置及核电厂的取水设备，其中，能够在取水槽始终确保适量的冷却水，从而通过泵向规定的冷却位置供给冷却水。设有：取水路径(51)，一端部与作为取水源的海连通；取水槽(52)，与取水路径(51)的另一端部连通，且上方敞开；海水泵(53)及循环水泵(54)，设于取水槽(52)；流水阻断装置，阻断从取水槽(52)经由取水路径(51)向海侧的流水；控制装置(73)在取水槽(52)的蓄水量少于预设的规定蓄水量时，运行流水阻断装置。

摘要： 本发明涉及核电设施安装进度监测方法、系统及电子设备和核电项目进度监测方法，包括：获取核电设施为监测对象；以监测对象为单元建立三维模型部件的模型对应关系；获取监测对象的设备属性和监测对象对应的预设安装状态，获取监测对象对应的若干子作业，以分别获取若干子作业的作业类别，获取监测对象对应的若干子作业的当前完成进度，以获取监测对象对应的作业类别的当前进度，获取监测对象的当前安装状态根据监测对象的当前安装状态、模型对应关系对三维模型部件添加标识信息，以根据三维模型部件的标识信息确认监测对象的安装进度。实施本发明能够简单快速的获取当前设施安装进度，以便实现整个项目进度的监测和管理。

摘要： 本发明涉及一种核电设备(10)，具有主冷却剂回路(12)、与所述主冷却剂回路(12)分开的蒸汽‑水回路(14)以及与所述主冷却剂回路(12)和所述蒸汽‑水回路(14)连接以将热量从所述主冷却剂回路(12)传递到所述蒸汽‑水回路(14)的蒸汽发生器(18)。所述核电设备在所述蒸汽‑水回路(14)中具有用于将还原剂引入到所述蒸汽‑水回路(14)中的至少一个定量供给点(44)。所述还原剂是由碳、氢和氧构成的有机化合物。本发明还涉及所述核电设备(10)的操作方法以及当未使用核电设备时用于保护所述核电设备的蒸汽发生器(18)的次级侧的方法的用途。

摘要： 本发明公开了核电设备驱动模块和具有辅助检测的核电设备驱动模块，所述优先级辅助监测部包括数量同非门数量一致的异或门和一个检测与门；每个异或门都分别各自用于检测一位数据经一个非门前后的异同，所有异或门的输出结果都进入一个检测与门，通过观测检测与门的输出结果来查看优先级模块部是否正常；若检测与门的输出结果为逻辑“1”则视为优先级模块部的非门正常，若检测与门的输出结果为逻辑“0”则视为优先级模块部的非门异常。

摘要： 本发明涉及一种核电设备(10)，具有主冷却剂回路(12)、与所述主冷却剂回路(12)分开的蒸汽‑水回路(14)以及与所述主冷却剂回路(12)和所述蒸汽‑水回路(14)连接以将热量从所述主冷却剂回路(12)传递到所述蒸汽‑水回路(14)的蒸汽发生器(18)。所述核电设备在所述蒸汽‑水回路(14)中具有用于将还原剂引入到所述蒸汽‑水回路(14)中的至少一个定量供给点(44)。所述还原剂是由碳、氢和氧构成的有机化合物。本发明还涉及所述核电设备(10)的操作方法以及当未使用核电设备时用于保护所述核电设备的蒸汽发生器(18)的次级侧的方法的用途。

摘要： 本申请涉及一种核电厂火灾情况下核电设备的处理方法和装置。所述方法包括：获取核电厂的火警信息；根据所述火警信息对所述核电厂进行火灾确认，得到所述核电厂中发生火灾的防火分区；识别所述发生火灾的防火分区是否为控制设备所在的防火分区；若所述发生火灾的防火分区并非所述控制设备所在的防火分区，则获取所述发生火灾的防火分区中预先设置的火灾断电信号；将所述火灾断电信号发送至所述控制设备，通过所述控制设备根据所述火灾断电信号对所述发生火灾的防火分区中的待断电工艺设备进行断电处理。采用本方法能够确保核电厂内人员和设备安全。