在役检查

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传热管在役检查过程中螺栓断裂原因分析与优化
《设备管理与维修》2025年第3期12-14,共3页张彦超 荀鹏飞 任开宏 谷春星 赵佳宁 
在役检查是电厂安全运行的重要手段之一,相关安全法规和导则对电厂设备的在役检查有明确要求。某电厂按计划开展蒸发器在役检查工作,在拆除蒸发器上封头和下封头期间,分别发生一根压板螺栓断裂的情况。从现场情况出发,开展原因分析并提...
关键词：蒸发器 在役检查 螺栓 断裂 优化措施 
核电厂主泵飞轮在役检查周期延长研究
《核科学与工程》2025年第1期114-119,共6页沈云海 段永强 叶水祥 吴广皓 张敏杰 
国内绝大部分二代核电厂在役检查大纲规定每十年对主泵飞轮执行超声波射线检查,该规定一方面可能因频繁拆卸和重装飞轮引起主泵飞轮损伤,影响其可靠性;另一方面检查工作可能处于大修的关键路径,影响大修工期。因此十分有必要开展核电厂...
关键词：主泵飞轮 在役检查周期延长 概率安全分析 
中国广核集团核电站在役检查技术研发中心2023年度研究进展
《无损检测》2024年第9期109-112,共4页陈怀东 雷屹坤 黄春明 林戈 
中国广核集团核电站在役检查技术研发中心(以下简称“集团研发中心”)2023年度在无损检测技术理论研究、无损检测技术开发、智能检测装备研发、无损检测仪器等方面开展多项研发工作。集团研发中心在蒸汽发生器传热管胀管过渡段旋转探头...
关键词：无损检测仪器 在役检查 技术研发中心 检查设备 深度学习 无损检测技术 智能检测 蒸汽发生器传热管 
BPVC.Ⅺ.2-2023 BPVC第Ⅺ节 核反应堆设施部件在役检查规则 第2分卷—核反应堆设施可靠性和完整性管理(RIM)计划要求
《核标准计量与质量》2024年第3期52-52,共1页
该文件规定了核电厂运行期间的维护要求以及核电厂停运后的恢复要求。该规则要求制定一项强制性计划,以证明核电厂具有足够的安全性,并管理劣化和老化效应。该规则还规定了授权在役核检查员的职责,以核实强制性计划是否已完成,从而使核...
关键词：在役检查 老化效应 核电厂 完整性管理 建筑规范 核反应堆 恢复运行 检查员 
国内核电厂典型机组一回路在役检查规范切换研究
《价值工程》2024年第26期140-143,共4页姚刚 王丹 
M310机组是国内运行核电厂的典型机组,该机组在役检查规范为RSEM,相对ASME BPVC第XI卷存在许多缺点。如引入了许多射线检验,需要执行系统和设备定期水压试验等。这些缺点显著降低了电厂的经济性。本文基于国家核安全局发布的技术见解,...
关键词：核电厂 在役检查规范 体系切换 
基于超声TOFD技术的管道焊缝在役检查方案研究
《核科学与工程》2024年第3期551-555,共5页盛朝阳 贾盼盼 徐宇 高晨 张雪辉 
为增强“华龙一号”核电机组主蒸汽管道焊缝在役阶段缺陷定量的准确性,利用便携式自动超声TOFD检测系统对52mm厚低合金钢产品环焊缝开展检测试验,结果表明,超声TOFD技术可以较好地适用于厚壁焊接结构的检测,具有较高的检测灵敏度。基于...
关键词：核电厂主蒸汽管道 在役检查 焊缝检测 TOFD 
磁粉检测在核电厂常规岛在役检查中的应用
《工程与试验》2023年第4期82-83,共2页陈超 刘晓睿 杜清良 
核电站常规岛设备种类繁多,检测方法多样。随着磁粉检测工艺的成熟化和磁粉检测设备的发展,很多铁磁性材料的无损检测由原先的渗透检测改用了磁粉检测。本文介绍了核电厂常规岛常用设备的磁粉检测方法,并以磁粉检测方法及磁化规范较为...
关键词：磁粉检测 核电站 磁化规范 
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
《无损检测》2023年第12期101-104,共4页许远欢 蔡家藩 聂勇 谢航 祁攀 张益成 姚晓园 张文哲 
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,...
关键词：重点实验室 在役检查 激光散斑 核设备 评定技术 核电运行 射线图像 
核级管道焊缝在役检查优化探讨
《科技视界》2023年第34期49-51,共3页武相 蔡鼎阳 梁乐 杨尚升 
核级管道焊缝的在役检查对保证核动力装置运行安全具有重要意义。根据工程实际情况,核级管道焊缝在役检查过程存在辐射,且常出现焊缝检测不可达、检测失效问题。通过文献回顾和结合工程实际开展原因分析,对管道布置设计、管道加工制造...
关键词：核级管道 在役检查 焊缝不可达 检测失效 
基于RGV的反应堆压力容器顶盖检查机器人系统
《数字技术与应用》2023年第11期181-187,共7页赵琛 周路生 陶今 梁国健 李一兰 
顶盖检查运动控制系统轻量化设计研发(GHYX-NB-2321)。
核反应堆压力容器顶盖由于其贯穿件数量多,环境剂量率高,在役检查均采用自动化装置进行。本文以现场工作经验反馈和现有技术进行参考,研究设计了一套基于RGV运载平台的反应堆压力容器顶盖检查机器人系统,该系统由RGV控制器、RGV运载平...
关键词：自动化装置 DIJKSTRA算法 自动对中 轨迹规划 反应堆压力容器 运载平台 在役检查 检查机器人 
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