运行核电厂堆芯吊篮壳型振动特性研究

反应堆堆芯吊篮的振动反映了吊篮及相关堆内构件的振动情况与设备稳定性，是评估反应堆安全运行的重要依据。本文采用中子噪声技术和信号时频域分析方法，重点研究了堆芯吊篮壳型振动特性，通过分析某核电厂特定机组近几年的监测数据，获得堆芯吊篮壳型振动模态参数的变化趋势。结果表明，在每个燃料周期内，吊篮壳型振动频率有逐渐变小趋势，每经历一次大修后，振动中心频率基本恢复至上一个燃料循环的初始振动频率处。研究结果有助于了解堆芯吊篮在多个燃料循环周期内壳型振动的特性和成因，为堆芯吊篮早期故障诊断奠定基础。      

某核电厂吊篮梁型振幅偏大问题分析与诊断

通过对方家山、宁德核电机组多个燃料循环周期的堆外中子噪声信号进行分析,得出了吊篮梁型振动频率和幅度的特性。将此特性应用到其他核电机组,发现某核电机组吊篮梁型振幅偏大。对该机组吊篮梁型振动频率和幅度的变化趋势、频率的漂移量、幅度的增长率进行分析与诊断,判断吊篮并没有发生明显的支撑劣化情况,并给出了该机组可继续运行的条件。      

基于中子噪声分析的某核电厂堆芯吊篮梁型振动特征研究

研究了基于堆外电离室中子噪声信号监测压水堆核电厂反应堆吊篮的方法,通过计算电离室中子噪声的互功率密度谱、相干和相位,分析得到了堆芯吊篮梁型振动的频率;利用该方法,计算获得了某正常运行状态下压水堆核电厂换料周期内堆芯吊篮梁型振动频率和中子噪声功率谱幅度的变化趋势,结果说明了在反应堆正常运行状态下,随着堆芯燃耗的增加,吊篮梁型振动频率发生了微小漂移,频率变小,该频率处中子噪声功率谱幅度变大。     

基于压力容器振动信号分析的堆芯吊篮壳型振动特性研究

核反应堆堆芯吊篮的振动状态直接关系到堆芯的安全运行,但堆芯吊篮处于高温和强辐照环境下,无法直接在吊篮上布置传感器测量其振动。本文利用安装在压力容器上的加速度计间接监测吊篮的振动,通过对多核电机组压力容器振动信号相干谱、自功率谱和互功率谱进行分析,获得吊篮壳型振动频率和振幅,并将分析结果与秦山核电厂二期1号机组试验实测值进行比较,分析结果与试验结果相近。研究表明通过对压力容器振动信号的监测与分析,能够有效识别堆芯吊篮壳型振动特性,为吊篮状态评价提供基础。      

VMD和随机森林在反应堆金属撞击信号识别中的应用研究

反应堆中脱落部件或金属遗留件的存在会与压力边界产生碰撞而严重影响反应堆的安全,为有效解决由于特征信息不足和模型构建不合理而导致的反应堆中金属撞击信号识别精度低的问题,提出了一种基于变分模态分解(variational mode decomposition,VMD)和随机森林算法(random forest,RF)的反应堆金属撞击信号识别方法。利用变分模态分解方法对原始信号进行分解得到若干分量信号,从各分量信号中提取分量特征以构成原始信号特征向量,将其作为输入建立VMDRF模型来对撞击信号、自检信号、脉冲尖峰信号、噪声波动信号、通道闪断信号、噪声信号六类信号进行分类以识别出金属撞击信号。采用核电现场LPMS监测系统所采集的数据对该方法的可行性和有效性进行验证,结果表明,该方法在反应堆金属撞击信号的识别方面能够获得良好的识别效果。     

核电站反应堆松脱件模拟撞击技术研究

核电站松脱件撞击模拟系统可在反应堆系统管壁或器壁上制造出松脱件撞击信号,用以在线调试和检测电站松脱部件监测系统,保证核电站的正常运行.利用电容放电特性,产生高能量的脉冲电流;基于电磁效应原理,将脉冲电能转换为机械动能,实现了核电站松脱件撞击模拟技术;通过试验验证,利用该技术可产生0~100g的核电站松脱件模拟撞击信号.     

核电厂松脱事件报警及应急响应研究

通过对松脱部件事件报警逻辑及国内外松脱部件监测法规和标准中关于松脱事件报警及应急响应的研究，结合国内某核电厂热试期间发生的松脱事件报警及报警事后应急响应，详细分析了该核电厂松脱事件过程。松脱事件报警分为绝对阈值和相对阈值报警，本文提出在系统报警逻辑中增加了计数因子和通道复核来提高报警准确率；GB/T 11807、IEC 60988和ASME均要求事件报警后采取措施确定报警是否是松脱部件所致，以及松脱部件对反应堆一回路系统产生的潜在危害进行评估；RG 1.133则要求确认松脱事件报警后应上报核管理委员会，GB/T 11807和IEC 60988则根据具体运行电厂确定，对于是否上报未做明确规定。基于国内某核电厂出现松脱事件报警及其应急响应，建议建立适合于国内核电厂松脱事件报警及应急响应机制，对于运行中出现的松脱事件及时确认，并对设备部件可能造成的损失情况进行及时评估，并对是否上报及采取何种措施做出进一步的规定。      

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。      

核电厂松脱部件报警案例分析

针对某核电机组在大修热试阶段多次出现松脱部件报警的现象，在关键位置临时安装探头实施了现场试验，通过分析撞击信号阵发波到达传感器的时差对采集试验数据进行定位分析。结果表明，松脱部件报警事件的起源与核电机组热试相关状态改变有关；报警触发源位于主管道冷段上（距离压力容器入口1 m处），事件是由于该位置的甩击限制器自发或间接将信号传导至主管道所导致的。此报警事件的成功诊断，不仅解决了工程实际问题，而且对现有松脱部件监测系统探测区间的完善具有重要意义。      

基于功率密度谱的压水堆核电厂中子噪声特性研究

分析了压水堆核电厂中子噪声功率密度谱的计算方法,利用该方法以核电厂堆内构件振动监测系统长期的监测数据为基础,计算了中子噪声的功率密度谱,分别分析了百万千万级核电厂、不同功率核电厂和不同燃料周期核电厂中子噪声功率密度谱特性。结果表明,通过分析压水堆核电厂的中子噪声功率密度谱特性,能有效的认识压水堆核电厂堆内构件的振动行为,为压水堆核电厂堆内构件状态分析提供了基础。