核电站稳压器焊缝Co—60源射线检测技术
钴-60照射
原理：Co-60辐射源产生γ射线，作用于微生物，直接或间接破坏微生物的细胞核，从而杀死微生物，起到消毒灭菌的作用。
与传统的高温加热法、熏蒸法、化学防腐等灭菌方法相比，辐照灭菌具有以下的优越性：
1.γ射线穿透力很强。
辐照时无需拆开产品包装，能保证产品所有部位均受到均匀照射，可以达到绝对灭菌的效果。
2.γ射线辐照灭菌在常温常压下进行，不产生热效应，无任何化学、放射残留。
3.γ射线辐照灭菌操作简单，安全可靠，可实现自动化控制，加工量大，交货时间短。
辐照灭菌以其无污染、无残留、方便、快捷的优点，正在逐步取代原有的蒸煮法、高温高压灭菌法、药物熏蒸灭菌法、ETO灭菌法。
焊接工艺中的射线检测与无损检测
焊接工艺中的射线检测与无损检测焊接是一种常见的金属连接方法，广泛应用于建筑、制造业、航空航天等领域。
然而，焊接过程中常常存在焊缝质量问题，这对于相关产品的安全性和可靠性产生了重要影响。
为了确保焊缝的质量，射线检测与无损检测成为了必不可少的方法。
本文将重点讨论焊接工艺中的射线检测与无损检测。
一、射线检测在焊接工艺中的应用射线检测是一种利用射线通过被测对象来获取材料内部结构信息的方法。
在焊接工艺中，射线检测主要用于检测焊缝的质量，包括焊接接头的缺陷、孔洞、裂纹等问题。
常用的射线检测方法包括X射线检测和γ射线检测。
1. X射线检测X射线检测是利用X射线通过被测对象后形成的透射或散射图像来判断焊缝的质量。
这种方法具有迅速、高效的特点，能够有效发现焊缝中的各类缺陷。
X射线检测设备主要包括射线源、探测器和显像设备。
在进行X射线检测时，需要严格遵守相关的安全操作规程，以避免对人体造成伤害。
2. γ射线检测γ射线检测是利用γ射线通过被测对象后形成的透射或散射图像来检测焊缝的质量。
与X射线检测相比，γ射线的穿透能力更强，可以检测更厚的金属焊缝。
γ射线检测设备与X射线检测设备类似，但射线源的选择以及防护措施会有所不同。
二、无损检测在焊接工艺中的应用无损检测是一种在不破坏被测对象外部结构的前提下，通过检测技术来获取内部缺陷信息的方法。
在焊接工艺中，无损检测主要用于检测焊缝的质量以及焊接接头的可靠性。
1. 超声波检测超声波检测是利用超声波在材料中传播时受到材料内部结构变化的影响而产生回波信号的方法。
在焊接工艺中，超声波检测可以检测焊缝中的各类缺陷，如焊缝结构不均匀、气孔、裂纹等。
该方法非常灵敏，可以检测出微小的缺陷，并可定量评估焊缝的可靠性。
2. 磁粉检测磁粉检测是利用磁场在被测对象表面形成漏磁场，从而检测材料内部缺陷的方法。
在焊接工艺中，磁粉检测可以发现焊缝中的裂纹、缺陷等问题。
该方法操作简单，适用性广泛，并且对于表面缺陷的检测效果较好。
γ辐照装置钴-60倒源过程操作规范(SR1)
γ辐照装置钴-60倒源过程操作规范吴舸洋、许竞地、王峰、胥洪军、吴明全（单位）摘要：我院经过多次γ辐照装置倒源经历,积累了大量成功经验。
此过程中不断完善操作过程,提高对放射源防护意识，遵守倒源各项法规、标准，整个过程从放射源到达至倒源完毕，直到辐照装置可以正常运行,我们已经逐步摸索出一套有章可循的操作规范。
这为倒源实际工作中提供指导性操作规范，使整个倒源过程精确、规范，减少工作人员受照射剂量，同时防止倒源中可能出现的辐射安全事故具有重要意义。
关键词：γ辐照装置；倒源; 辐射安全近年来，随着我国对食品，药品，医疗器械等安全卫生的重视程度加大，采用γ射线消毒灭菌的需求逐步增加，各省辐照加工单位也在陆续增加。
放射源倒源的安全操作，也成为人们比较关心的问题，国际原子能机构指出：倒源实践活动具有较高的潜在辐射危险，由于技术、机械、设备和人员等多重因素，有可能使这种潜在的辐射危险变成重大辐射事故。
我院经过多次倒源积累的成功经验，为使辐照加工行业安全、规范、健康发展，我们编写《γ辐照装置钴-60倒源过程操作规范》作为完善的操作依据，确保在将来的倒源过程中不出现重大辐照安全事故，避免工作人员受到超标剂量照射。
1 倒源定义根据辐照装置工程计划和对源的要求，从持有源许可证的部门手中获取放射源罐和源，使用单位按照规定的程序和方法，并在可靠的安全监督条件下，借助专用工具，将放射源从源罐中取出，安装在源架或指定的装置上；而退役的放射源又放回源罐内，这一过程通常称为“倒源”。
在此过程中必须防止放射源受损泄漏，人员受超标剂量照射等重大事故的发生。
2 适用法规、标准《中华人民共和国放射性污染防治法》，《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》，《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》《中华人民共和国环境保护法》，《中华人民共和国职业病防治法》。
3 放射源源罐与放射源以此次我院采用的加拿大进口放射源为例，数量为29枚，总活度在30万居里左右，屏蔽容器为自重6吨的圆柱形罐体两个（罐体为什么材料，可以说明下），编号分别为102#和103#。
^(60)Co射线集装箱检测系统数据传输设计与实现
^(60)Co射线集装箱检测系统数据传输设计与实现
刘锡明;吴志芳;顾伯华;安继刚
【期刊名称】《核电子学与探测技术》
【年(卷),期】2000(20)4
【摘要】60 Co射线集装箱检测系统是国际首创的以60 Co为射线源对大型集装箱进行不开箱检测的高技术设备。
该系统的数据传输子系统通过设计合理的数据传输流程 ,并采用先进的 Windows Socket技术 ,实现了数据在各工作站点之间的可靠传输、集装箱扫描图像与对应集装箱信息的正确关联和关联图像在各图像检查站之间的合理分配。
介绍了系统的数据传输设计的这一子系统。
【总页数】4页(P241-244)
【关键词】数据传输;钴60射线集装箱检测系统;设计
【作者】刘锡明;吴志芳;顾伯华;安继刚
【作者单位】清华大学核能研究院
【正文语种】中文
【中图分类】U169;TL81
【相关文献】
1.三维可视化在60Co集装箱CT检测系统中的设计与实现 [J], 章玺;刘金汇
2.60Co集装箱CT检测系统主控站的设计与实现 [J], 黄毅斌;丛鹏;袁亚玎
3.60Coγ集装箱检测系统(TC-SCAN)控制系统的设计 [J], 向新程;周立业;刘以思;王立强
4.60Co集装箱检测系统检入站的实现 [J], 刘锡明;吴志芳;周立业;安继刚
5.60Co射线集装箱检测系统数据传输设计与实现 [J], 刘锡明;吴志芳;顾伯华;安继刚
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
射线检测的设备和器材简介
射线检测的设备和器材简介1. 引言射线检测是一种非破坏性检测技术，通过利用射线对物体进行检测，可以获取物体内部的结构、组成以及缺陷等信息。
在工业领域，射线检测被广泛应用于材料品质控制、设备检测、安全检查等方面。
本文将介绍射线检测中常用的设备和器材。
2. 射线源射线源是射线检测中的关键部分，它产生并释放射线用于照射待检测物体。
常见的射线源包括：•X射线管：X射线管通过加高压将电子加速到很高的速度，使其撞击目标金属靶产生X射线。
•放射性同位素：如钴-60、铯-137等放射性同位素可作为射线源，其放射性衰变产生γ射线。
3. 辐射探测器辐射探测器用于测量和记录射线通过待检测物体后的强度变化，从而获得物体内部的信息。
常见的辐射探测器有：•闪烁体探测器：闪烁体探测器由闪烁晶体和光电倍增管组成。
当射线照射到闪烁晶体上时，晶体会发出光信号，光信号被光电倍增管读取并转化为电信号。
•气体探测器：气体探测器包括GM计数器和比例计数器。
GM计数器通过检测射线照射到气体中产生的电离效应来测量射线强度。
比例计数器利用气体中的稀有气体与射线相互作用的特性来区分不同能量的射线。
•固态探测器：固态探测器是一种基于半导体材料的探测器，如硅、锗等。
射线入射到固态探测器中会产生电离效应，产生的电荷被探测器读取并转化为电信号。
4. 图像获取系统图像获取系统用于记录辐射探测器获取的电信号，将其转化为可视化的图像。
常见的图像获取系统包括：•透视系统：透视系统是通过将待检测物体置于射线源和辐射探测器之间，记录射线通过物体的强度变化。
透视系统可以实时观察射线通过物体的情况。
•平板探测器：平板探测器是一种将辐射探测器与数字成像技术相结合的系统。
辐射探测器将获取的电信号转化为数字信号，通过图像处理算法得到高分辨率的二维图像。
5. 数据分析与处理数据分析与处理是射线检测的关键一步，它将图像获取系统获得的数据进行处理和分析，提取出待检测物体的内部结构和缺陷信息。
核电站施工中重要焊接技术和要求
核电站施工中重要焊接技术和要求内容摘要：本文介绍了AP1000、CPR1000核电施工现场较重要的焊接技术和要求，包括主管道和波动管焊接、堆芯仪表管焊接、控制棒驱动机构密封焊等，同时也介绍了土建、常规岛和BOP重要的焊接项目。
概述核岛主设备内主要介质为放射性核物质，其设备制造和安装焊接质量对防止核电厂泄漏造成核物质放射性污染具有特殊性，同时也关系到这些主设备在核安全状态下稳定运行的可靠性和重要性。
1、民用核安全设备焊接特殊性核岛主设备通常包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等反应堆冷却剂系统设备，也是核电厂第二道安全屏障的组成部分。
核岛主设备的制造和安装焊接质量，直接影响反应堆冷却剂系统的完整性，焊缝又是一回路的压力边界，一旦泄漏将会使大量放射性物质向安全壳泄漏。
反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等核岛主设备，由于长期处于高温、高压和强辐照环境下运行，要求其制造用原材料包括焊接材料具有较高的塑性和韧性，以及良好的焊接性和抗辐照、耐蚀等性能。
同时由于其焊接壁厚较大，焊接工艺较为复杂，通常焊前需要预热，焊后需要热处理，以避免冷裂纹等焊接缺陷的产生。
单条焊缝焊接工作量大，要求焊工在操作过程中严格执行焊接工艺规程，尤其是采用机械化焊接时，要克服麻痹思想，认真操作，加强自检，直至焊接完成。
控制棒驱动机构的耐压壳和热电偶法兰的焊接质量直接影响反应堆调节系统的运行状态。
当调节系统失灵时，有可能危及堆芯的安全。
安全壳是核电厂的第三道安全屏障。
一旦发生一回路管道破裂，也能将大量核放射性物质封住。
钢制安全壳和安全壳钢衬里安装焊缝质量要求较为严格，通常要进行泄漏检验。
2、民用核安全设备焊接重要性核岛主设备通常采用焊接结构，焊接接头与其结构中的母材相比加工条件相差较大，虽然现代焊接技术已使焊接接头的性能接近母材的性能，但其制作仍需要合格的焊接工艺评定才能实现,其焊接质量仍取决于操作焊工的技术水平和工艺过程的控制，因此焊接接头在其结构中属于薄弱环节。
大型γ辐照装置60Co源倒装过程辐射环境监测方法
大型γ辐照装置60Co源倒装过程辐射环境监测方法蒲元平;冉茂林【摘要】本文主要介绍了大型γ辐照装置60Co放射源倒装过程中污染源.同时对大型γ辐照装置60Co源倒装过程环境监测方案做了详细的说明.避免60Co源倒装过程重对环境造成放射污染.【期刊名称】《世界有色金属》【年(卷),期】2017(000)007【总页数】2页(P55-56)【关键词】60Co源倒装装置;大型γ辐照装置;环境监测【作者】蒲元平;冉茂林【作者单位】四川省核工业辐射测试防护院,四川成都610000;四川省核工业辐射测试防护院,四川成都610000【正文语种】中文【中图分类】TG249大型γ辐照装置所用60Co放射源的辐射污染大,对环境和人员的危害程度深,在γ辐照装置60Co源倒装过程中安全防护设施和对辐射的检测都要以最高标准去要求,进而有效保障整个倒装中安全的进行。
大型γ辐照装置60Co放射源半衰期为4.36a，主要辐射污染为1.30MeV和1.20MeV的γ射线，γ射线平均辐射能1.24MeV。
大型γ辐照装置的60Co源包裹躯体在长期使用过程中或者倒源过程中出现意外破损，放射性辐射源与地下水接触，或者由于设计的问题使得放射源的包裹躯体面，存有泄露性的松散污染，都可能对地下水源、放射体支撑架、放射源夹和放射源储存罐造成污染。
被污染的地下水源在辐射源的照射下可能使辐射外泄，随着地下水的流动渗入地表，这样可能产生对土壤的二次污染。
大型γ辐照装置60Co源倒装过程中，对参加操作的工作人员和在场的操作设备都有一定的辐射源外照射污染。
2.1 前期准备大型γ辐照装置60Co源倒装过程监测前期准备主要是控掌握好现行法律法规、了解有关部门制定的规章制度，了解操作设备和摸清现有大型γ辐照装置60Co 源倒装过程的案例流程。
为下一步倒源辐射监测方案制定和方案的实施提供必要的条件准备[2-4]。
2.2 监测仪器大型γ辐照装置60Co源倒装过程对环境辐射含量的监测设备使用的是BH3103便携式X-γ剂量率仪。
烟台台海玛努尔核电设备有限公司Co60Ir192γ射线探伤机
(单位盖章) 2016 年 12 月 28ห้องสมุดไป่ตู้日
(三)做好辐射工作场所的安全和防护工作 1.探伤室、储源室应按照要求落实实体屏蔽措施，确保探伤室四周屏蔽墙及防护门 外 30cm 处辐射剂量率不大于 2.5μGy/h。 2.γ射线探伤机储源室应落实双人双锁， 安装红外监视器， 实行 24 小时监控， 防止 探伤机被盗。在探伤室、储源室醒目位置设置符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标 准(GB18871-2002)》 要求的电离辐射警告标志， 在室顶设置警示标志， 禁止人员到达。 3.落实探伤室门机联锁装置、工作状态指示灯、声光报警装置、急停按钮、固定式 辐射监测系统、复位按钮、紧急开门开关等辐射安全与防护措施，设置通风系统。按照 《关于印发〈关于γ射线探伤装置的辐射安全要求〉的通知》 （环发〔2007〕8 号）的 要求， 落实γ射线探伤辐射安全与防护措施， 做好探伤机与辐射安全与防护设施的维护、 维修，建立维修、维护档案，确保辐射安全与防护措施安全有效。 4.配备至少 1 台辐射剂量率仪、中子剂量监测仪和个人剂量报警仪，制定并严格执 行辐射环境监测计划，开展辐射环境监测，并向环保部门上报监测数据。 (四)废胶片、废定影液属危险废物，应交由有相应危险废物处理资质的单位处理。 加速器产生的废靶属于放射性废物，应交由有相应资质的放射性废物集中贮存单位贮 存。 (五)制定并定期修订辐射事故应急预案，组织开展应急演练。若发生辐射事故，应 及时向环保、公安和卫计等部门报告。 三、 该项目建成后， 3 个月内向我厅申请该项目竣工环境保护验收， 经验收合格后， 方可正式投入运行。 四、本审批意见有效期为五年，若该项目的性质、规模、地点、采用的辐射安全与 防护设施等发生重大变动，须重新向我厅报批环境影响评价文件。 五、接到本审批意见后 10 日内，将本审批意见及报告表送烟台市环境保护局和烟 台市莱山区环境保护局备案。 经办人:石岩
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
核电站稳压器焊缝Co—60源射线检测技术作者：黄少衡
来源：《中国科技博览》2015年第13期
[摘要]本文针对不同放射源检测特点的分析，并根据核电站稳压器役前射线检测要求，制定了使用Co-60源进行稳压器筒体焊缝射线检测的技术工艺，为宁德一期核电站1号机组稳压器射线检测工作提供了有利的技术支持。
[关键词]役前检查；Co-60射线检测；射线检测技术
中图分类号：T107 文献标识码：A 文章编号：1009-914X（2015）13-0220-01
1 前言
根据《压水堆核电站核岛机械部件在役检查规则（RSEM）》[1]要求，核电站的部件和设备在安装与整机调试后，需对机组内部件、设备或系统进行一次完整性检查，称为投入运行前的第一次全面检查，即役前检查。
检查结果提供初始状态下数据，可与核电站设备制造厂的部件制造阶段所得检查记录进行比较，为核电站设备的在役检查提供原始资料和比较依据。
稳压器射线检查作为役前检查中的重要检查项目，因其技术难度大、实施风险高，因而成为整个役前检查中的重点关注项目之一。
宁德一期核电站1号机组稳压器是一个立式圆筒，上、下部为椭圆形封头，高约13m，直径约2.5m，净重约79t，其结构见图1。
稳压器筒体焊缝射线检测内容及尺寸见表1。
2 稳压器筒体焊缝射线检测技术要点
2.1 稳压器筒体焊缝射线检测的难点
由于稳压器透照焦距比较长（1152mm）、实际透照厚度大以及透照厚度不均匀等特殊特点，使其与一般容器的射线检测技术存在差异性，如何选用放射源进行透照成为稳压器焊缝射线检测的难点。
射线探伤常用源有X射线和γ射线源两类。
与X射线检测相比，γ射线检测具有探头尺寸小，能量适中、比活度高和操作灵活等优点。
且其性能稳定，无需电源和冷却系统，可以连续工作，不受温度、压力和磁场等外界条件影响。
设备体积小、重量轻、携带方便，可用于X射线机管头无法接近的现场。
所以核电站役前检查射线检测主要使用的是γ射线检测。
经过实际检测表明，使用Ir-192射线源透照会产生如下问题：透照时间过长（源强为
2.96×1012Bq时，稳压器上封头与筒体连接环焊缝的透照时间长达36小时，不满足RCCM MC3142规定[2]：使用Ir-192射线源的透照时间不超过12小时）；底片灰雾度增大，降低了
灵敏度；延长透照时间带来的辐射防护难度增加等。
因此Ir-192射线源不适用于稳压器焊缝检测，需考虑能量更高的C0-60源。
同Ir-192源相比，Co-60源具有更硬的线质，并且受检焊缝厚度正处于其可检范围之内；使用Co-60源可以较大幅度减少透照时间（源强为2.96×1012Bq 时，透照时间为7小时左右）；虽然较之使用Ir-192源，不清晰度增加，但可以使用不锈钢增感屏替代铝增感屏进行补偿，清晰度比铝屏底片高，相应获得了更高的灵敏度。
因此，在满足规范要求的前提下，稳压器焊缝射线检测采用Co-60源[3]。
2.2 检测技术特点
2.2.1 透照方式
根据被检对象的规格、几何不清晰度等因素选择合适的透照方式，稳压器筒体焊缝采用中心曝光透照方式。
2.2.2 几何不清晰度
因序号1焊缝水平，故在焊缝所在圆平面中心放置源时，裂纹检出角θ最小，缺陷检出率较高，取源尺寸为Φ3.8×4.5mm，则其几何不清晰度[4]：
由于序号2、3 和4 中的焊缝分部在同一球面上，焊缝垂直于球心径线，故源放置于上封头球心位置进行中心透照全景曝光时，缺陷检出率较高，上封头球心内径为1098mm，其几何不清晰度相同：
序号5 中焊缝为垂直方向，应该尽可能的提高焦距，由于受到电加热元件支撑板的遮挡，故最合适的位置为取样管下部，源位置为球心下部330mm，偏心透照轴向曝光，透照厚度为80+6（堆焊层）=86mm 故取焦距为：
上诉几何不清晰度均满足RCCM 规定的几何不清晰度小于0.6 的要求。
2.2.3 增感屏、滤光板及背屏
使用双胶片技术，所选用的增感屏表面应保持干净、光亮和无划痕。
使用的增感屏材质为不锈钢，厚度为0.25mm。
背屏通常采用一个厚度为1.5mm-2.5mm的铅制字母“B”，放置在暗盒与背屏之间，以确定背散射防护效果。
滤光板由一层薄铅板制成，它放置在需射线照相的部件与装有胶片和增感屏的暗盒之间。
RCCM MC3147.2规定：对于低合金钢厚度超过60mm，可使用厚度为2的铅制滤光板，其上还应钻有2个直径3mm 的孔。
2.2.4 像质计：
像质计均放置于片侧，每隔120°均匀等间距布置，使用F标记，同样的，经过在片侧和源测对比验证满足RCCM 要求后，片侧像质计提高一个等级，现场采用孔型像质计，可知项目1、2、3、4中像质计灵敏度为H10（第5 孔），像质计最小可见孔径为1.00mm，像质计型号为H9。
项目5 中像质计灵敏度为H11（第4 孔），像质计要求最小可见孔径为1.25mm，像质计型号为H9。
2.2.5 胶片布置
根据RCCM MC3312.4规定，使用Co-60透照时，采用C1和C2型胶片系统，实际采用AGFA D3 胶片，属于C2类，符合要求。
对于序号1，取胶片尺寸为400×150mm，搭接长度要求至少20mm，故布片所需张数为[4]：
对于序号2、3、4、5，泄压管嘴、喷淋管嘴、3 个安全阀管嘴与上封头连接焊缝采用96°的弧形规格胶片，布置4张；稳压器上封头与人孔连接焊缝采用56°的弧形规格胶片，布置8张；下封头与波动管连接焊缝采用56°弧形规格胶片，布置7张。
3 检测结果与分析
根据以上工艺，对宁德一期1号机组稳压器筒体焊缝进行射线检测，黑度和像质剂灵敏度均满足规范要求，未发现不可接受缺陷。
实践结果表明，该工艺所获得的检测结果真实、可靠，能够完全满足标准规范的要求，为核电站安全运行提供有力保障。
Co-60源稳压器筒体射线检测熟练运用还将为后续在役检查赢得时间，减少环境影响，降低工作人员受照剂量。
参考文献
[1] RSEM（1997版+2000补遗）[M]，压水堆核电站核岛机械部件在役检查规则.
[2] RCCM（1997版+2000补遗）[M]，压水堆核岛机械设备设计和建造规则.
[3] 李苏甲，孙孝友，对接焊缝检验中_60_Co源替代_192_Ir源的可行性试验[J]，核动力工程，第16卷第1期，1995.
[4] 强天鹏，《射线检测》[M]，北京：中国劳动社会保障出版社，2007.
作者简介
黄少衡，1983年出生，工程师，主要从事核电站役前检查工作。