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核电站反应堆控制棒束组件自动检查

  • 资料大小：

  • 更新时间：

    2012-06-13

  • 授权方式：

    共享学习

  • 资料格式：

    PDF

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  • 官方主页：

    http://www.ndt88.com

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资料简介

核电站反应堆控制棒束组件在服役期间可能形成磨损、肿胀和裂纹三种主要缺陷，对反应堆安全运行存在极大隐患，情况严重时甚至可能造成反应堆无法停止，引起核安全事故。采用自动超声和涡流检验相结合的检验技术能有效检测出控制棒的主要缺陷。阐述了控制棒束组件主要缺陷产生的原因和机理、超声和涡流检验技术的原理和方法，并总结归纳了现场实施检查出的典型缺陷特征以及缺陷信号分析方法。

所属栏目

实践经验

收稿日期

2012/6/13

作者单位

蔡家藩:中核武汉核电运行技术股份有限公司，武汉430223
陈增武:中核武汉核电运行技术股份有限公司，武汉430223
乔维:中核武汉核电运行技术股份有限公司，武汉430223
刘毅:中核武汉核电运行技术股份有限公司，武汉430223

备注

蔡家藩(1973-)，男，高级工程师，学士，主要从事无损检测研究。

引用该论文:

CAI Jia-Fan,CHEN Zeng-Wu,QIAO Wei,LIU Yi.The Application Technique of Rod Cluster Control Assembly Inspection Technique in Nuclear Power Plant[J].Nondestructive Testing,2013,35(5):71～74
蔡家藩,陈增武,乔维,刘毅.核电站反应堆控制棒束组件自动检查[J].无损检测,2013,35(5):71～74


参考文献

【1】

ASME XI 2004核电站设备在役检查规则［S］.

【2】

聂勇.核设备不锈钢堆焊层下裂纹超声波检测技术［J］.无损检测,2011,33(7):25-28.

【3】

李家伟.无损检测手册［M］.北京：机械工业出版社,2012.

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【关键词】 核电站 控制棒束组件(RCCA) 涡流检测 缺陷  蔡家藩 陈增武 乔维 刘毅

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