基于自适应AR模型的核电站松动件报警方法

为能快速准确地检测到核电站一回路零部件的松动或脱落,提出1种基于自适应AR（auto-regressive）模型的松动件报警方法。该方法利用自适应AR模型跟踪一回路中背景噪声的变化,先对信号进行白化处理,再计算白化后信号的短时均方根（RMS）,设置RMS动态阈值实现报警。采用秦山核电站一号机组背景噪声和松动件碰撞信号叠加进行了仿真试验,结果表明,该方法能够在低信噪比和噪声复杂变化的条件下快速检测出松动件碰撞信号。     

基于分形理论的反应堆零件松动报警

为提高核电站松动件监测系统的报警准确率,提出用非线性分形理论对松动件进行报警。通过分析背景噪声、松动件冲击信号和背景噪声下冲击信号的关联维数发现,关联维数的变化能很好地反映出反应堆运行中的零件松动情况。即不同质量的零件松动产生的冲击信号具有相近的关联维数,且与背景信号有明显的区别;在背景信号下的钢球冲击信号仍能表现出钢球冲击信号的特征。实验证明,即使在很小信噪比下,仍能有效检测出冲击信号。     

强背景噪声下反应堆内冲击信号的特征提取

压水反应堆主冷却剂系统中松动部件的在线监测对核电厂的安全运行至关重要,但监测信号往往会受到流致振动和其他设备运行而产生的强背景噪声的干扰。为增强信号的冲击特征,本文提出了一种基于变分模态分解（VMD）和小波包变换（WPT）相结合的信噪分离和特征提取方法。首先,采用VMD算法将含噪声的冲击信号分解成不同频率成分的本征模态函数（IMF）,并基于各模态函数间的相关系数确定分解过程的模态数量;然后,利用峭度和相关系数构建加权峭度指标,并依据加权峭度指标选取IMF,重构冲击分量较强的新信号;最后,利用WPT算法进一步对新信号进行去噪处理。采用所提出的算法对仿真模拟和冲击实验获取的信号进行特征提取,均成功分离出冲击分量,验证了该方法的有效性。     

强背景噪声下反应堆内冲击信号的特征提取

压水反应堆主冷却剂系统中松动部件的在线监测对核电厂的安全运行至关重要,但监测信号往往会受到流致振动和其他设备运行而产生的强背景噪声的干扰。为增强信号的冲击特征,本文提出了一种基于变分模态分解(VMD)和小波包变换(WPT)相结合的信噪分离和特征提取方法。首先,采用VMD算法将含噪声的冲击信号分解成不同频率成分的本征模态函数(IMF),并基于各模态函数间的相关系数确定分解过程的模态数量;然后,利用峭度和相关系数构建加权峭度指标,并依据加权峭度指标选取IMF,重构冲击分量较强的新信号;最后,利用WPT算法进一步对新信号进行去噪处理。采用所提出的算法对仿真模拟和冲击实验获取的信号进行特征提取,均成功分离出冲击分量,验证了该方法的有效性。     

基于自适应阈值的小波包在松动部件信噪分离中的研究

研究了反应堆主回路系统背景振动噪声的特点。在传统松动部件信号提取方法的基础上,利用对小波包系数加入时间窗的方法实现对去噪阈值进行自适应选取。同时采用了一种新的阈值处理函数对含噪声的松动部件冲击信号进行去噪处理,并对模拟实验装置上采集到的钢球冲击信号进行分析。实验结果表明,本文提出的方法能有效跟踪背景噪声强度的变化,有效抑制背景噪声,准确识别松动部件冲击信号,提取相关特征。     

核电站松动件碰撞特性物理模型研究

结合固体内弹性波传播特性,并根据核电站一回路内松动件碰撞的物理机制,在频域内建立了描述松动件碰撞特性的物理模型。对于松动件碰撞接触力的数学描述,作出了与一般文献中假设的半正弦波函数关系不同的半正弦波平方的函数关系假设。根据Hertz碰撞理论和该模型,可对松动件碰撞质量进行计算。实验证明该物理模型能够描述核电站松动件碰撞特性,并且质量估计结果也是合理的,为核电站松动件故障诊断提供了一种手段。     

压水堆核电机组一回路抽真空排气技术

压水堆核电机组一回路在调试启动期间,一回路系统充水时需要排气,与传统的排气方法相比,采用一回路抽真空排气技术不仅可以缩短试验工期,还能大大降低主泵首次启动时的风险。一回路抽真空排气技术在国内中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组调试启动中应用广泛,经过多次试验和不断改进,该技术已经成熟。本文对一回路抽真空排气技术进行了介绍。     

压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨

材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站一回路水化学优化提出建议。     

喷射泵对自然循环过渡特性影响分析

分析了喷射泵在压水堆－回路自然循环过渡过程中的作用以及在不同流动条件下的阻力特性。分析结果表明：选择结构合理的喷射泵，可以改善压水堆一回路的过渡特性和自然循环能力；强迫循环条件下；压水堆一回路主循环泵有效压的损失随喷射泵阻力系数的增加而增加；自然循环条件下，喷射泵流动阻力系数影响压水堆一回路过度过程时间及自然循环流量的大小。为了改善压水堆一回路过度特性和提高一回路自然循环能力，可以采用无扩散段形式     

核电站中跌落零件冲击信号的时频综合报警方法

在对核电站中跌落零件冲击信号和复杂背景噪声进行时域分析和周围图法功率谱估计的荐,提出了跌落零件时频综合报警方法。该方法首先将背景噪声带通滤波,然后对信号时域预报警及频域报警确认。     

用小波非线性阈值滤波法检测反应堆松动件冲击信号

在分析反应堆松动部件冲击信号噪声基本特征基础上，利用小波非线性圃值滤波方法对冲击信号的提取进行了研究。结果表明：利用小波非线性阈值滤波方法能较好地检测在随机噪声下的冲击信号，并能保持信号的波形基本不变。     

防城港核电站堆内中子通量测量系统指套管碰磨分析

防城港核电站1号机组主泵惰走试验期间,在对核电站松脱部件和振动监测系统13路加速度通道进行背景噪声例行检查时发现,通过松脱部件和振动监测系统的声音监听设备监测到,安装于反应堆压力容器底部堆内中子通量测量系统导向管上通道有"哒哒哒"的异常信号。为找出异常信号源,利用松脱部件监测系统声监测功能对压力容器底部监测到的异常信号进行分析,该信号不是由松脱部件产生的信号。通过听音棒的辅助监听,最后综合分析得出该信号是由堆内中子通量测量系统指套管在管道路径上碰磨引起。该事件的分析与解决,不仅解决了工程建设需要,对核安全局批准下一步工作开展提供了支持依据,而且对通过松脱部件监测系统来开展由于流致振动引起的中子通量测量系统指套管异常振动诊断有重大的实用价值。     

先进压水堆一回路地震反应谱分析及参数敏感性研究

压水堆一回路系统包含压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器、主管道和波动管等重要部件,各部件在地震激励下的动态响应与整个系统的结构形式密切相关。本文从系统的角度,以非能动先进压水堆一回路为研究对象,运用ANSYS建立了其三维有限元模型,在模态分析的基础上,进行了三正交方向输入下的反应谱分析,得到了系统在地震载荷下的响应。并对反应谱输入角度和支撑刚度进行了敏感性研究,给出了这些特性参数对结构设计和分析的指导性意见。此外,通过直接积分法得到系统的地震时程响应,并与谱分析的模拟结果进行了对比,同时也为主泵等单个部件的详细地震分析提供位移、加速度输入。最后通过三维实体模型与集中质量模型抗震计算结果的比较,说明建立三维实体模型的必要性。本文为核电站一回路重要设备的结构分析提供了技术支持。     

某核电厂蒸汽发生器水室内松脱事件诊断

某核电厂在热态性能试验（简称热试）期间出现蒸汽发生器松脱部件报警事件,为探究松脱部件报警原因以及评估设备损害程度,需对松脱部件进行及时确认。通过建立松脱部件诊断分析模型,对松脱事件发生时的原始数据进行详细分析,估计了松脱信号的传播速度、松脱部件质量和能量,最后评估了此次松脱报警事件的危害性。结果表明,蒸汽发生器内存在的松脱部件为游动的金属部件,该部件是反应堆内部结构脱落部件,其撞击频率为8700~9300 Hz,碰撞加速度峰值范围为3g~90g,松脱信号传播群速度为3200~3300 m/s,估计松脱部件质量约0.1 kg,撞击能量为0.45~0.89 J;质量和能量诊断结果与实际符合较好,表明本文提出的质量和能量估计方法是有效的。      

A method for weak impact signal discrimination based on para-approximate entropy

Impact signal of the loose part in a nuclear power plant provides vital information about its mass and location. Hence detection of the impact signal is of great significance. In a practical NPP working environment, some weak impact signals may submerge in background noises. A signal detection and impact signal discrimination method is proposed in this paper. Teager energy operator is used to process a whitened signal using auto-regression model. It increases the signal to noise ratio (SNR) and makes the impact signal detection easy. Para-approximate entropy method is proposed to process the energy envelop for discriminating the loose part impact signal from other interferences. Simulated experiment has been carried out to verify the proposed method. Data analysis proves that it is capable to detect and discriminate a weak impact signal with low SNR.     

Development of integrated automatic diagnosis method for loose parts monitoring system

Generally, it is known that loose parts in the reactor coolant systems (RCS) bring serious damage into the system components and impede the normal function of the system. So, it is necessary to rapidly respond when the impact event has occurred. This paper presents a realization of automatic diagnosis algorithm for LPMS (Loose Parts Monitoring System) and application results to the impact test data at YongGwang Nuclear Power Plant Unit 3 (YGN3), Kori Nuclear Power Plant Unit 4 (KNU4) and the real data at YongGwang Nuclear Power Plant Unit 1 (YGN1). The integrated diagnosis algorithm is composed of three parts; prefiltering, impact location and mass estimation. The prefiltering is needed to reject low frequency background noises. To estimate the impact location, the starting points of impact are detected from the filtered signals and compared to produce the time differences, and then the modified triangular method is applied. To estimate the mass and energy of a loose part, we automatically compute the maximum amplitude and the initial half period. Additionally, a modified impact theory considering amplitude and energy attenuation effects is applied.

To show the effectiveness of the proposed diagnostic method, the real impact test data at YGN3, KNU4 and the real impact data at YGN 1 is used. The analysis results show that the location estimation error is on average below 7.5%, and the average mass estimation is within 40%.