核电站燃料组件的破损及管理分析

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核电厂老化管理的内容(三篇)

核电厂老化管理的内容(三篇)

核电厂老化管理的内容核电厂老化管理是核电工业中的一个重要环节,它涉及到核电厂设备和组件的寿命控制、老化机制的研究、老化预测和评估、老化监测和检测、老化修复和更新等多个方面。

核电厂设备和组件的老化是一个长期过程,它会影响核电厂的安全性、可靠性和经济性,所以老化管理对于核电厂的长期运行非常重要。

首先,核电厂老化管理的内容之一是设备和组件的寿命控制。

核电厂的设备和组件有着不同的设计寿命,核电厂必须建立寿命控制的机制,确保设备和组件在标准寿命期内运行。

这需要对设备和组件的寿命进行评估和预测,并制定相应的维护和修复计划。

其次,核电厂老化管理还包括老化机制的研究。

核电厂设备和组件的老化是由于长期的辐射、腐蚀、热载荷等因素所致,对老化机制的研究能够帮助我们深入了解老化过程以及如何延长设备和组件的使用寿命。

研究还可以为设备和组件的更新和改进提供重要的依据。

第三,核电厂老化管理还包括老化预测和评估。

核电厂需要通过对设备和组件的老化预测和评估来确定它们的寿命状态,并为相关的维护和修复提供依据。

这需要采用可靠的评估方法和技术手段,例如利用老化模型、历史数据和监测技术进行预测和评估。

第四,核电厂老化管理还包括老化监测和检测。

核电厂需要通过监测和检测手段来实时监控设备和组件的老化状态,及时发现问题并采取相应的措施。

这包括使用各种传感器、监测系统和无损检测技术来进行实时监测和检测。

最后,核电厂老化管理还包括老化修复和更新。

对于老化严重的设备和组件,核电厂需要及时进行维护、修复或更新,以确保其安全性和可靠性。

这需要进行诊断和分析,制定相应的修复和更新计划,并进行必要的维修和改进工作。

总之,核电厂老化管理是核电工业中不可或缺的一项工作。

通过对设备和组件的寿命控制、老化机制的研究、老化预测和评估、老化监测和检测、老化修复和更新等多个方面的管理,核电厂可以延长设备和组件的使用寿命,提高核电厂的安全性、可靠性和经济性。

在未来的发展中,核电厂老化管理将会越来越重要,也需要不断创新和改进。

核电厂设备易损度分析方法综述

核电厂设备易损度分析方法综述

核电厂设备易损度分析方法综述核电厂设备易损度分析是一种评估和预测设备在各种应力条件下失效可能性的方法,对于提高核电厂的安全性和可靠性具有重要意义。

本文旨在综述核电厂设备易损度分析的基本原理、方法和应用实例,以期为相关领域的研究和实践提供有益的参考。

核电厂设备易损度分析的研究具有广泛的实际应用价值。

由于核电厂设备在运行过程中受到各种复杂应力的作用,设备易损度分析能够有效地预测和评估设备在特定条件下的失效可能性,为预防和维护提供科学依据。

本文将重点介绍设备易损度分析方法的应用现状、争论焦点以及未来的研究方向。

基于力学的方法是设备易损度分析中最常用的方法之一,其主要通过分析设备结构的应力分布、变形情况以及材料属性等因素,评估设备的易损程度。

其中,有限元法是最常用的手段之一,能够较准确地模拟设备的力学行为,为易损度分析提供详细的数据支持。

基于化学的方法主要设备材料在各种环境条件下的化学反应和变化,以判断设备的易损程度。

例如,针对某些腐蚀环境下的设备,通过分析材料表面的腐蚀产物和离子扩散行为,能够有效地评估设备的易损度。

基于统计的方法主要是通过收集大量的设备失效数据,运用统计学的原理和方法,分析设备的易损度。

例如,利用故障树分析法,能够系统地分析设备失效的原因和概率,为预防和维护提供指导。

本文对核电厂设备易损度分析方法进行了综述,介绍了基于力学、化学和统计等多种方法的基本原理、适用范围、优缺点及实际应用案例。

目前,这些方法已经在核电厂设备的维护和安全管理中得到了广泛应用,并取得了一定的成果。

然而,仍然存在一些不足之处,如不同方法之间的融合贯通、实际应用中的数据收集和处理等问题,需要进一步加以解决。

综合集成多种方法:单一的分析方法往往难以全面评估设备的易损度,因此需要进一步研究如何将多种方法进行有效地集成和融合,提高分析的准确性和可靠性。

数据驱动智能化分析:随着大数据和人工智能技术的发展,未来的设备易损度分析将更加依赖于数据驱动的智能化分析方法。

乏燃料运输容器内破损组件检测方法

乏燃料运输容器内破损组件检测方法

第38卷第2期核科学与工程V ol.38 No.2 2018年4月Nuclear Science and Engineering Apr.2018乏燃料运输容器内破损组件检测方法任 荷,瓮松峰,董岱林,罗 英(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室,四川成都610213)摘要:在乏燃料贮存和运输阶段,卸出时完好的燃料组件存在破损可能,若出现破损,裂变产物就有可能向环境释放,因此乏燃料运输容器解除密封前,需要进行运输容器内破损组件检测工作。

本文提出一种破损检测方法,系统介绍了检测工艺方案、破损标志核素的确定及破损检测的可行性分析,并给出破损检测装置的详细设计。

该设备已经研制成功并应用于大亚湾核电站乏燃料组件厂内转运,在国内首次检测到乏燃料运输后破损,结果表明,此检测方法可显著提高破损检测的可信度和效率,具有较高的工程应用价值。

关键词:乏燃料运输容器,破损组件,检测方法中图分类号:TL48文章标志码:A文章编号:0258−0918(2018)02−0303−04Detecting Method of Failed Fuel Assemblies in Spent FuelTransportation ContainerREN He, WENG Song-feng, DONG Dai-lin, LUO Ying(Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China,Chengdu, Sichuan Prov.610213,China)Abstract: During the storage and transportation of spent fuel assembly, it’s possible that the fuel assembly which is whole when unloaded out of core falls damaged. In the case of fuel assembly damage, fission gas with high activity could release to environment. Therefore, failed fuel assembly needs to be detected before depressurization of the spent fuel transportation container. This paper puts forward a damage detecting method, gives systematic introduction of detecting process scheme, determination of symbolic nuclide and feasibility analysis of damage detection, describes the damage detection equipment in detail. The equipment has been developed and applied to the transportation of spent fuel assembly in Daya Bay nuclear power plant, the first fuel assembly damage after inner-plant transportation in domestic was detected, the result shows that, this detecting method could improve the reliability and efficiency of damage detection greatly, has high engineering value.Key words: Spent Fuel Transportation Container; Failed Fuel Assembly; Detecting Method______________________收稿日期:2017−12−11作者简介:任荷(1987—),女,河南信阳人,工程师,硕士,现从事反应堆换料工艺及设备研究工作303在乏燃料卸出堆芯时,需进行在线啜吸,对于“疑似”破损的组件,还要通过离线啜吸进行确认和分析。

强化异物防治意识提升核电站质量安全

强化异物防治意识提升核电站质量安全

强化异物防治意识提升核电站质量安全摘要:外来异物进入到系统或设备中,会导致设备降级或功能异常,严重时将直接导致设备损坏。

如果异物进入到堆芯或一回路系统中,将可能导致燃料组件包壳破损,导致核辐射水平增高以及放射性污染扩散,因此“异物”问题对核电站的安全稳定运行构成了极大地威胁。

本文主要从异物预防管理方面进行分析,提出一系列优化措施,同时结合典型异物案例言传身教,意在提高施工人员防异物意识,减少人为因素造成的质量隐患,保证后期核电站安全稳定运行质量。

关键字:异物;一回路;质量隐患一、工程概况巴基斯坦是中国自主三代核电技术华龙一号落户海外的第一站,也是历史上中国核电项目出口海外的第一站。

安全、可靠的建成华龙一号核电站,将直接关系着这张“国家名片”扬帆出海的深远度。

2018年以来,K-2/K-3机组相继步入安装高峰期,施工面全面铺开,中巴方人员大批量涌入,施工阶段的异物频发,严重影响工程质量及制约施工进度。

尤其处于关键路径、且核安全1级的主管道、波动管、堆内构件等一回路主系统设备,因而调整质量管理思路,加大事前、事中质量过程控制力度,消除施工阶段异物成为不可或缺的一道任务。

二、异物的定义那么,异物是什么呢?异物是指在系统、设备自身以外的,进入、遗留或存在于系统设备中可对系统设备运行和性能造成不利影响的所有物项。

若异物不能得到消除,将导致系统和设备不能实现既定的功能,而这种影响可能是立即显示的,也可能要经过长期运行以后才能发现。

三、异物防治的重要性异物所带来的质量隐患和安全隐患都会对工程建设,乃至后期核电运行造成巨大的影响。

正如海恩法则所言,事故的发生看似偶然,其实是各种因素积累到一定程度的必然结果。

任何重大事故都是有端倪可查的,其发生都是经过萌芽、发展到发生这样一个过程。

如果每次事故的隐患或苗头都能受到重视,那么每一次事故都是可以避免的。

也就是说,隐患多,事故发生的概率就越大。

因此消除异物隐患、做好预防管理工作既是重要的,也是必要的。

燃料管理

燃料管理

核反应堆燃料管理就是对整个核燃料提出安全经济的管理策略,具体包括:堆前燃料管理(指核燃料的勘测和制造)堆内燃料管理(指反应堆运行期间的管理)堆后燃料管理(指对燃烧后的乏燃料的处理管理)转换比:反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数增殖比:如果CR>1,反应堆内产生的易裂变元素比消耗掉的还要多,除了维护反应堆本身的需要外,还可以增殖出一些易裂变材料供给其他新反应堆使用,这一过程成为增殖,这时的转换比成为增殖比核燃料循环形式:一次性通过循环(核燃料经过反应堆燃烧后直接作为核废料处理,不再进行回收使用的燃料循环)回收铀循环(轻水反应堆中卸下来的燃料送后处理厂处理,从中提取Pu-239,同时把8%的U235重新加以富集制成新的燃料元件)燃料增殖循环燃料联合循环(把一个反应堆的乏燃料用作另一个反应堆的燃料循环)燃耗深度:装入堆芯的单位质量燃料所产生的总能量的一种量度,也是燃料贫化的一种度量循环长度:一次装料后,反应堆满功率运行的时间循环系列:初始循环过渡循环平衡循环扰动循环初始循环:反应堆首次启动运行的第一个循环,堆芯全部由新燃料组成过渡循环:从第二循环开始一直到初始循环堆芯内的燃料组件全部被全部卸出堆芯为止的运行循环平衡循环:每个循环的性能参数(循环长度新料富集度一批换料量平均卸料燃耗深度)都保持相同,进入到平衡状态扰动循环:-燃料管理的主要内容:1.换料批数n,换料批量N 2.循环长度T 3.新燃料富集度 4.循环功率水平P 5.燃料组件在堆芯的装载方案A 6.控制毒物在堆芯的布置的控制方案P多循环燃料管理:对上述1-4进行变量决策时,相对来说受空间分布影响较小,燃料组件在堆芯的空间影响仅以批的特性加以简单考虑,所谓“点堆”模型,把这部分燃料管理成为多循环燃料管理两种常见的压水堆单循环换料方案优缺点:Out-In装载方案:新料在堆芯外区,堆芯内部为燃烧了一两个循环的燃料组件分散交替排列。

破损燃料定位系统探测器缺陷分析及改进

破损燃料定位系统探测器缺陷分析及改进

第37卷第5期2023年10月南华大学学报(自然科学版)Journal of University of South China(Science and Technology)Vol.37No.5Oct.2023收稿日期:2023-10-18作者简介:刘㊀洋(1987 ),男,高级工程师,主要从事重水堆核电站辐射仪表设备运行维修方面的研究㊂E-mail:1227081727@DOI :10.19431/ki.1673-0062.2023.05.007破损燃料定位系统探测器缺陷分析及改进刘㊀洋,叶伦荣,岳民凯,毕钦思,王㊀萌(中核核电运行管理有限公司维修五处,浙江嘉兴314300)摘㊀要:本文介绍了破损燃料定位系统及探测器的工作原理,对于因探测器导致系统不可用的故障类型进行统计分类,分析故障原因及系统的设计缺陷并进行针对性的改进㊂通过新旧探测器的对比和新型标定工具进行测试,验证了改进后探测器性能优于旧型号探测器,提高了破损燃料定位系统的可靠性㊂关键词:破损燃料定位系统;三氟化硼正比计数探测器;缺陷分析;设备改进中图分类号:TM623文献标志码:A 文章编号:1673-0062(2023)05-0045-08Defect Analysis and Improvement of Detectors for DamagedFuel Location SystemLIU Yang ,YE Lunrong ,YUE Mingkai ,BI Qinsi ,WANG Meng(Maintenance Fifth Department,CNNP Nuclear Power Operations Management Co.,Ltd.,Jiaxing,Zhejiang 314300,China)Abstract :This article introduces the working principle of the damaged fuel positioning sys-tem and detector,and statistically classifies the fault types caused by the unusable system due to the detector,identifies the cause of failure and the design defect of the system,and makes targeted improvements.The comparison of the new and the old detector and test by the use of new calibration tools,it was verified that the improved detector performs better than the old model detector,which improved the reliability of the damaged fuel positioning system.key words :damaged fuel positioning system;boron trifluoride proportional counting detector;defect analysis;equipment improvement0㊀引㊀言在重水核电站,当核反应堆堆芯内的燃料包壳发生破损时,会有大量的裂变产物释放到主热传输系统的冷却剂中,造成主热传输系统冷却剂中的放射性活度增加和反应堆厂房内的辐射水平第37卷第5期南华大学学报(自然科学版)2023年10月的大幅升高㊂根据运行限值要求,如果主热传输系统冷却剂中的裂变产物131I的浓度大于500MBq/kg就要手动停堆㊂如果堆芯内的破损燃料不能及早被定位,并通过一系列的手段将其卸出堆芯,将会影响反应堆内工作人员辐射剂量的控制,所以确保破损燃料定位系统的可靠运行是必要的㊂1㊀破损燃料定位系统及探测器的工作原理㊀㊀当反应堆堆芯某个燃料通道的燃料棒束发生破损时,原包容在燃料包壳内的燃料裂变产物(主要是137I和87Br)将被释放到冷却剂中㊂秦三厂破损燃料定位系统采用原理是缓发中子信号回路比方法,测量137I和87Br相关的缓发中子来监测燃料棒破损,堆芯一回路钠的流体特性,会部分地反映在缓发中子信号上[1]㊂通过对380个燃料通道分别采样测量其通道中的缓发中子计数,来判断各燃料通道中是否存在破损㊂而137I和87Br衰变时释放出能量分别为0.46MeV和0.25MeV的缓发中子,都属于平均能量在1MeV以下的慢中子㊂破损燃料定位系统采用三氟化硼正比计数管作为系统的探测器,该探测器是慢中子测量探测领域应用最为广泛的气体探测器[2]㊂三氟化硼正比计数管以圆柱形结构居多,中间有阳极丝,内部充满三氟化硼气体㊂当慢中子进入三氟化硼正比计数管内与10B发生核反应会有两种随机的反应过程(如公式(1)所示),一种是释放出1个能量为1.77MeV的α粒子和一个能量为1.02MeV的7Li(基态),发生这种核反应的概率为6.1%;另一种是释放出1个能量为1.47MeV的α粒子和一个能量为0.84MeV的7x Li(同质异能态),由于7x Li核不稳定,在退激后释放出γ射线㊂发生这种核反应的概率为93.9%[2]㊂α粒子和7Li∗核在三氟化硼气体中的电离作用相近,如果他们的能量全部损失在正比计数管的灵敏区内,则一个慢中子与一个10B核反应产生一个输出点脉冲,即一个计数㊂n+10Bңα+7Li+2.792MeV(6.1%)α+7Li∗+2.310MeV(93.9%) {(1)㊀㊀破损燃料定位系统核测部分主要包括缓发中子探测器(三氟化硼正比计数管)㊁高压电源㊁前置放大器㊁主放大器㊁单道分析仪㊁计数器和控制部分(如图1所示)㊂当探测器(三氟化硼正比计数管)检测到样品中的缓发中子后,将其转换成微弱的电脉冲信号,经前置放大器放大后传到远处的主放大器和单道分析仪进行信号放大和甄别后进行时间计数分析汇总分析㊂图1㊀破损燃料定位系统核测部分功能结构图Fig.1㊀Functional structure of damaged fuelpositioning system nuclear testing section2㊀破损燃料定位系统探测器缺陷分析2.1㊀破损燃料定位系统故障原因分析对秦三厂两台机组破损燃料定位系统近几年的132起故障维修工单进行统计,统计结果表明破损燃料定位系统自动扫描(放射性探测)不成功几乎占了所有故障原因的61%(如图2所示),是引发系统故障的最主要原因㊂图2㊀破损燃料定位系统故障原因分类Fig.2㊀Classification of reasons for the damagedfuel positioning system而在自动扫描不成功又主要由6类情况引发(如图3所示),其中由探测器故障占到了破损燃料定位系统自动扫描不成功故障数的60%㊂第37卷第5期刘㊀洋等:破损燃料定位系统探测器缺陷分析及改进2023年10月图3㊀自动扫描不成功原因分类Fig.3㊀Classification of reasons for unsuccessfulautomatic scanning2.2㊀探测器故障类型描述与分析探测器发生的故障类型主要有3种,分别为探测器与探测管在自动扫描过程中卡住㊁探测器出现噪声高或者零计数㊁探测器测量数据不准确从而导致定位失败㊂以下为这3种故障的现象描述及原因分析㊂1)探测器与探测管在自动扫描过程中卡住探测器与探测管内壁相互摩擦是普遍现象,探测器外壁和探测管内壁上磨痕非常明显(如图4所示)㊂在系统自动扫描过程中经常出现探测器卡死在探测管中,电缆被拔断的状况㊂图4㊀探测器与探测孔上的磨痕Fig.4㊀Wear marks on the detector anddetection hole分析原因,测量探测管的内径为6cm㊁探测器的外径为5cm,即探测器与探测孔间的间隙约0.5cm㊂破损燃料定位系统共有12个探测器,自动扫描过程中每个探测器分别在16个探测管内重复地进行升降运动㊂由于小车定位和探测管位置本身可调范围小,单个探测器不能和16个探测管都完全对中,故存在探测器外壁和探测孔内壁相互摩擦并引起探测器上的电缆被拖拽,最终导致探测器与探测管卡住㊂2)探测器出现噪声高或者零计数在自动扫描过程中,经常会出现扫描数据噪声高或者零计数导致系统软件出现失效报警,自动扫描被迫终止㊂分析原因,可以发现:与探测器连接的电缆共有4条,同轴电缆接插头(bayonet nut connector,BNC)共有4个,串行通信接口(communication port,COM)1个㊂这些电缆和BNC 接头都会与探测器一起进出探测管,容易引起BNC 接头松动,尤其是当探测器与探测管发生摩擦卡涩时在电机牵引力的作用下会使电缆和BNC 接头受力,导致BNC 接头松动,甚至出现过电缆从BNC 接头中直接拔出的现象,这些现象都会在测量中引入大量噪声或导致零计数㊂3)探测器测量数据不准确破损燃料定位系统的测量数据不准确,数据中经常有高计数出现,给破损燃料的定位判断带来困难(如表1所示)㊂在无破损燃料的情况下,10号探测器6次自动扫描数据,其中2015年12月和2016年1月的扫描数据明显升高㊂分析其原因:三氟化硼正比计数管为气体探测器对中子和γ都会有计数,虽然中子在三氟化硼正比计数管内核反应产生的能量高,输出脉冲幅值比γ在探测器中产生的要高的多,但如果在后续分析电路中不加以鉴别分离,也会造成中子计数中包含大量的γ干扰进而影响测量㊂随着反应堆运行时间的增加,主热传输系统内的冷却剂中γ活度也随之增加,所以更需逐渐调整对γ的鉴别阈值㊂但破损燃料定位系统在γ干扰的鉴别方面没有任何措施,这也是导致系统中子计数不准确的原因之一㊂3㊀破损燃料定位系统缺陷改进经过分析得出自动扫描成功率低和数据测量不准确问题的主要原因是探测器物理结构不合理,尺寸太大与探测管产生摩擦㊁前置放大器安装位置导致探测器上连接的电缆与BNC 接头过多容易松动产生噪声㊁缺少对γ本底有效的扣除等第37卷第5期南华大学学报(自然科学版)2023年10月设计缺陷㊂这些设计缺陷要想从根本上消除就必须对探测进行改进㊂表1㊀十号探测器扫描数据Table1㊀Scanning data of detector10通道号探测器号201509042015091020151010201511142015121420160114 P211011610911612440086934 Q181018316116921046407334 L211018921925130550027712 F161032838541243847849027 H161036638934842753298206 R151024525729731448658007 M141022927631036352008273 Q121023328330936959659036 K141019918121127455958508 K181029333235138964739747 N151021727934333255588621 P151029732739237159699220 P0510639712871780814810458㊀㊀旧型号的缓发中子探测器是由三氟化硼正比计数管㊁前置放大器和中间的连接电缆组成(如图1所示)㊂探测器直径大和探测器上连接的电缆㊁BNC接头过多的问题是通过维修无法解决,必须通过对探测器的重新选型才能从根本上解决存在的问题㊂3.1㊀探测器重新选型为了有效的解决探测器与探测管相互摩擦的问题,最有效的办法就是减少三氟化硼正比计数管的尺寸㊂但减少三氟化硼正比计数管尺寸必然会影响计数管探测灵敏区体积,进而影响计数管的有效探测效率㊂由圆柱形三氟化硼正比计数管探测效率计算公式可见,三氟化硼正比计数管的效率与探测器的半径r和单位体积中10B的原子数n有关㊂在相同的10B丰度下,三氟化硼气体压力P越大原子数n越多,所以在减少三氟化硼正比计数管尺寸的前提下,同时又保证计数管的探测效率尽量不受影响,就是增加计数管内三氟化硼气体的压力[3]㊂圆柱形三氟化硼正比计数管探测效率公式如下所示㊂η=VϕnσSϕ=πr2lϕnσ2rlϕ=π2rnσ(2)V=πr2l(3) s=2rl(4)式中:V为计数管有效的灵敏体积,单位m3;ϕ为中子注量率,单位n/(cm2㊃s);n为单位体积中10B的原子数;σ为反应截面,单位cm2;S为正比计数管剖面,单位cm2㊂旧型号三氟化硼正比计数管的有效半径为23.75mm,三氟化硼气体压力为93.325kPa,在中子注量率相同的情况下通过三氟化硼正比计数管的效率公式,可以推算出在保证达到旧型号三氟化硼正比计数管探测效率的前提下,计数管半径与三氟化硼气体压力的关系是p(n)=2216/r (n由三氟化硼正比计数管压力p代替[4],由于在温度相同的情况下气体的压力与组成气体的原子的原子量成恒定关系)㊂利用该关系推算了半径分别为20mm和17.5mm时计数管内三氟化硼气体的压力(如表2所示)㊂表2㊀新正比计数管半径与压力对照表Table2㊀Comparison of the radius and pressure ofnew proportional counter tube三氟化硼正比计数管半径/mm三氟化硼气体压力/kPa旧型号计数管23.74593.325新推算计数管120110.8新推算计数管217.5126.63第37卷第5期刘㊀洋等:破损燃料定位系统探测器缺陷分析及改进2023年10月㊀㊀经过市场调查和旧型号三氟化硼正比计数管的良好表现,最终选用与旧型号探测器相同厂家LND 公司LND203型正比计数管,该计数管的半径为17.5mm,内部气体压力为120kPa,与理论计算的 新推算计数管2 (见表2)参数最为接近㊂新旧型号三氟化硼正比计数管性能比较见表3㊂表3㊀新旧型号三氟化硼正比计数管性能对照表Table 3㊀Performance comparison table of new and old models of boron trifluoride proportional counter tubes 参数旧型号探测器新型LND203探测器材质铝铝有效体积/cm 3136.29113使用温度范围/ħ-50到100-50到100推荐工作电压/V 21501950最大坪斜/%11质量/g600400探测灵敏度(cps /nv)4040三氟化硼气体压力/kPa93.325120新型号的探测器在尺寸相对于旧型号探测器有效直径从原来的47.49mm 减小到34mm,保证新型探测器进出探测管时通畅无阻㊂具体尺寸如表4所示㊂表4㊀新旧型号三氟化硼正比计数管尺寸对比表Table 4㊀Comparison of dimensions between new andold models of boron trifluoride proportionalcounter tubes单位:mm 参数旧型号探测器新型LND203探测器探测器有效直径47.4934探测器有效长度311.15250探测器最大直径50.838探测器最大长度403.33503.2㊀前置放大器位置改进旧型号的探测器设计是三氟化硼正比计数管与前置放大器一体化设计,这导致整个探测器上接线和BNC 接头过多,当探测器上下升降运动时电缆受力BNC 接头容易松动引入噪声,并且当探测器长时间置于高温㊁高辐射探测管中时,前置放大器内的电子部件受温度影响也会产生温漂的问题[5]㊂为了减少探测器运动部分的电缆和BNC 接头数量,新式探测器采用了前置放大器与三氟化硼正比计数管分离式布置㊂将三氟化硼正比计数器与前置放大器之间的高压电缆延长,这样探测器的运动部分只有三氟化硼正比计数管,与之连接的电缆由拖链护套,减少BNC 接头的受力点,这样能有效减少噪声的引入点(如图5㊁图6所示)㊂另外新前置放大器安装在小车顶部的电气盘柜中环境温度比较适宜,且远离辐射源,这样能有效减少电子部件受高温度和高放射性损伤的影响㊂图5㊀新探测器原理图Fig.5㊀Schematic diagram of newdetector图6㊀新三氟化硼正比计数管照片Fig.6㊀Photo of new boron trifluoride proportional counter tube第37卷第5期南华大学学报(自然科学版)2023年10月3.3㊀伽马本底扣除—标定工具的研发由于三氟化硼正比计数管不仅能对中子测量计数,也能对γ射线产生计数从而对正常的中子测量产生干扰㊂但是中子所产生的脉冲高度大约为γ射线所产生的脉冲高度的100倍左右,因此通过脉冲高度甄别就可以有效减少γ本底的干扰㊂为了解决这一问题设计了一套专用的γ低能脉冲鉴别标定工具,该工具利用多道的原理,将三氟化硼正比计数管测得的所有计数按能量的大小从低到高进行分道排序并累积计数,通过多道分析软件就能很清晰直观地识别出低能γ产生脉冲能级(如图7所示)㊂选择合适的甄别点后通过调节后端单道分析仪的上下域值参数,就可以将γ本底方便地去除,且保留所有缓发中子所产生的高能峰㊂4㊀新旧型号探测器性能对比为了验证新探测器的整体性能,首先对新探测器的坪特性进行了检测,然后将新旧两种探测器放置在相同的中子场强下进行计数率和计数重复性比较,测试结果(如表5所示)㊂会发现新型探测器的坪长从1600V 到2000V,有400V 满足使用要求,最大坪斜小于1%,与旧探测器相同(如图8所示)㊂利用方差公式S =1Xðni =1(X i -X )2n -1计算重复性偏差,从重复性偏差结果来看,旧探测器会略优于新探测器,但新探测器的探测效率要比旧探测器高的多[6]㊂图7㊀标定工具分析谱图Fig.7㊀Calibration tool analysis spectrum表5㊀坪特性测试数据记录表Table 5㊀Record of test data for terrain characteristics高压/V 5006007008009001000110012001300源计数678374498088863686408725869486748586坪斜n /an /an /a0.05%0.97%0.36%0.23%n /an /a图8㊀坪特性曲线图Fig.8㊀Terrain characteristic curve㊀㊀通过对比,新型号探测器在外形尺寸缩小,探测器运动部分的电缆连接由拖链护套,减少了BNC 接头的数量㊂新探测器的计数率要好于旧探测器(如表6所示),但由于新探测器尺寸的减小,也会引起探测器的重复性的偏差略微升高,但是破损燃料定位系统的测量属于相对测量,通过对比正常运行无破损燃料时的缓发中子数量和燃料破损状态的缓发中子数量来确定燃料棒束破损与否,所以新探测器重复性偏差轻微升高不会影响对破损燃料的探测,且满足系统对探测器计数重复性偏差小于5%的要求㊂从性能对比可以看出新型探测器的整体性能优于旧探测器(如表7所示)㊂表6㊀新旧探测器计数率测试对比Table 6㊀Comparison of counting rate tests betweennew and old detectors序号新型探测器旧探测器133881295234361284第37卷第5期刘㊀洋等:破损燃料定位系统探测器缺陷分析及改进2023年10月㊀㊀续表序号新型探测器旧探测器333911300 434471365 538651320 637201326 735721349 835531411 935831378 1036901326 1133881312重复性偏差/% 4.46 2.91破损燃料定位系统在自动扫描过程中380条不可达区域取样仪表管线会存在振动互相破损㊂在过去的5年内,秦三厂破损燃料定位系统发生2次因取样仪表管磨损破裂氚水泄漏导致反应堆停堆的事件㊂通过对比新旧探测器在扫描存在破损燃料的通道效率可见(2013年旧探测器对H06通道破损燃料的扫描以及2022年新探测对通道破损燃料Q03通道扫描),新探测器经过两次的扫描基本可以定位破损燃料,旧探测器在扫描5次数据未明显升高(如表8所示),可见新探测器效率及响应明显高于旧探测器,同时减少系统全自动扫描次数,有效减降低了因自动扫描引起的取样仪表管振动磨损样品泄漏导致氚高停堆的风险,提高了破损燃料定位成功率㊂表7㊀新旧探测器性能对比Table7㊀Performance comparison of newand old detectors项目新探测器旧探测器尺寸小,机动性好大,机动性差布置分离式,环境影响小集成式,环境影响大接线少,仅一根高压线多,高压㊁信号㊁低压线效率高低近源重复性偏差/% 4.46 2.91表8㊀新旧探测器扫描结果对比Table8㊀Comparison of scanning results between new and old detectors通道探头/计数新型探头旧型探头第一次扫描新旧第二次扫描新旧第三次扫描新旧第四次扫描新旧第五次扫描新旧破料通道Q03H0611018971050488815874795未扫描895未扫描752相邻通道U08E07127385512608521315843未扫描854未扫描842相邻通道G05L11109156210615521032536未扫描560未扫描517相邻通道R09J04132592811438611185843未扫描807未扫描830相邻通道H08S07131180810298061003801未扫描761未扫描7315㊀结㊀论改进后的探测器和标定工具已经应用到了秦三厂现场,解决了一直存在的探测器与探测管磨擦的问题,同时减少了探测器上运动部分的电缆和BNC接头数量,有效的减少了噪声的引入点,且通过与标定工具的配合能够非常准确方便地排除γ本底和低能噪声对数据的影响,并通过现场实践,验证了新探测器在探测破损燃料的效率和响应速度优于旧探头㊂综上所述新探测器的综合性能要高于旧探测器,提高了破损燃料定位系统的可靠性㊂参考文献:[1]别业旺,张东辉,陈晓亮,等.钠冷快堆燃料破损定位方法综述[J].核科学与工程,2014,34(3):307-315.[2]丁洪林.核辐射探测器[M].哈尔滨:工程大学出版社,2010:4-11.[3]张明.3He中子计数管的机理及结构[J].核电子学与探测技术,2009,29(5):1170-1171.[4]AIZAWA K,FUJITA K,KAMIDE H,et.al.Development of failed fuel detection and location system in sodium-cooled large reactors(sampling method of failed fuels under the slit)[J].Transactions of the Japan society of mechanical engineers,Part B,2011,77(776):982-986.(下转第65页)第37卷第5期龙正熠等:附加式屋顶通风结构二维简化传热分析2023年10月4㊀结㊀论基于附加式遮阳构件,提出附加式屋顶通风结构,对该结构通风腔当量热阻R air进行了分析和计算,该当量热阻值的大小在一定程度上能够代表附加式屋顶通风结构热工性能的大小㊂1)研究了室外空气温度㊁太阳辐射强度㊁隔热材料对当量热阻R air的影响;通风腔间距为60mm时,在一定的室外空气温度下,通风腔当量热阻存在最大值R air,max,R air,max与室外空气温度t0㊁隔热材料导热热阻比值R/R0,及表面发射率ε的倒数均呈线性关系;在确定的结构下,当量热阻R air与太阳辐射强度存在指数关系㊂2)建立了以树脂瓦为隔热材料下,室外空气温度为24ħ~40ħ范围内,通风腔当量热阻R air 与太阳辐射强度I的计算模型,并采用该计算模型,依据典型年气象数据,对衡阳㊁重庆㊁贵阳㊁武汉及上海地区夏季时段内R air㊁R air,max的逐时值进行了计算和统计分析,结果表明所研究的地区中,贵阳地区的附加式屋顶通风隔热结构热工性能更好;各地区的R air计算值较小,建议使用材料导热热阻更大㊁表面发射率更低的隔热材料以获得更好的隔热效果㊂参考文献:[1]中国建筑节能协会.中国建筑能耗研究报告2020 [J].建筑节能(中英文),2021,49(2):1-6. [2]CHUA K J,CHOU S K.Energy performance of residential buildings in Singapore[J].Energy,2010,35(2):667-678.[3]薛佳薇,吴扬,苏宋颖,等.南方民宅屋顶铁皮棚对室内外热环境的影响[J].建筑节能,2016,44(11): 37-42.[4]ZHANG T T,TAN Y F,YANG H X,et al.The application of air layers in building envelopes:A review[J].Applied energy,2016,165:707-734.[5]SUSANTI L,HOMMA H,MATSUMOTO H.A naturally ventilated cavity roof as potential benefits for improving thermal environment and cooling load of a factory building [J].Energy and buildings,2011,43(1):211-218. [6]LI H,LI J C,XI C,et al.Experimental and numerical study on the thermal performance of ventilated roof composed with multiple phase change material(VR-MPCM)[J].En-ergy conversion and management,2020,213(6):112836.[7]柳晟,严天,徐新华.双层通风斜屋面动态热特性模拟分析[J].建筑科学,2021,37(10):117-121. 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核反应堆燃料组件的无损检测和修复

核反应堆燃料组件的无损检测和修复

核反应堆燃料组件的无损检测和修复许俊龙;马官兵;王贤彬;林戈;孔玉莹【摘要】燃料组件主要包括压水堆燃料组件和沸水堆燃料组件,两者采用结构类似的燃料棒.在反应堆内运行时,燃料组件会发生芯块肿胀、包壳破损、氧化层堆积、板弹簧硬化、组件变形等缺陷.啜吸技术可判断燃料组件是否存在破损,超声波技术可在不拆除燃料组件的情况下鉴别其中破损的燃料棒,涡流技术可对破损燃料棒的缺陷检查和氧化膜厚度测量,坏损燃料组件进行必要修复后可以继续投入使用.【期刊名称】《无损检测》【年(卷),期】2014(036)011【总页数】4页(P38-41)【关键词】燃料组件;无损检测;啜吸【作者】许俊龙;马官兵;王贤彬;林戈;孔玉莹【作者单位】中广核检测技术有限公司,苏州 215021;中广核检测技术有限公司,苏州 215021;中广核检测技术有限公司,苏州 215021;中广核检测技术有限公司,苏州215021;中广核检测技术有限公司,苏州 215021【正文语种】中文【中图分类】TG115.28燃料组件是核反应堆的能量源,是发生核裂变反应产生能量的核心部件。

20世纪70年代以来,核能发电技术逐步成熟,核反应堆的建设实现了标准化和商业化,燃料组件的研发和生产也逐步实现了标准化和系列化,这就对燃料组件的质量有了更高的要求。

进行燃料组件的无损检测可以为核燃料的堆内行为分析、性能提升、破损原因分析提供数据支撑,是燃料组件研发、测试的重要步骤,同时也是进行核燃料安全监测的主要方式。

1 燃料组件结构目前世界上在运核电站多属于轻水反应堆(包括压水堆和沸水堆),所生产的核燃料主要包括压水堆燃料组件和沸水堆燃料组件。

如图1(a)所示,压水堆燃料组件通常由14 根×14 根到18 根×18根的燃料棒按照一定的间隔装配而成。

燃料棒主要由锆合金包壳管和氧化铀芯块组成,内部装有压紧弹簧以限制燃料芯块的跳动,组装完成后充以高压氦气以减小入堆后冷却剂的压应力[1]。

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核电站燃料组件的破损及管理分析
发表时间:2020-02-27T17:06:16.353Z 来源:《建筑学研究前沿》2019年21期作者:曹鹏久章圣斌梁宗弢
[导读] 在核电站运行中,燃料组件的完整性对电站的经济性以及安全性有着至关重要的影响。

福建福清核电有限公司福建福清 350300
摘要:在核电站运行中,燃料组件的完整性对电站的经济性以及安全性有着至关重要的影响。

由于燃料组件所处环境的特殊性,很容易出现燃料棒破损的情况。

在本文中,将就压水堆核电站燃料组件的破损及管理策略进行一定的分析研究。

关键词:核电站;燃料组件;破损;管理
1 引言
燃料组件是构成反应堆的核心部件,是原子核裂变反应的主要场所。

裂变反应在产生巨大能量的同时,也会产生着大量的放射性物质。

正常情况下燃料包壳足够包容这些放射性物质,阻挡其泄漏到反应堆冷却剂中,从而避免对厂区内外部环境产生影响。

然而,在高燃耗、长循环、频繁调峰等工作需求下,燃料组件的破损不可能完全避免。

对此,开展组件包壳破损情况的监测,分析破损机理,做好组件破损情况的管理策略,对核电站的平稳安全运行有着重要的意义。

2 主要破损类型
在全球核电70多年的发展历程中,防止燃料组件包壳的破损一直是各国关注的重要课题。

经过长期的研究发现,燃料包壳发生破损主要有以下形式:
2.1 燃料棒弯曲变形
燃料棒的弯曲或变形是一种较为直观的破损形式。

对于燃料棒来说,如果在使用中受到碰撞或者应力影响,则将导致弯曲、变形情况的产生。

第一,压紧弹簧失效。

压紧弹簧主要起到是固定燃料组件的作用,若压紧弹簧在使用时发生疲劳破损,则将致使燃料组件在冷却剂的冲击下发生蹿动,从而因磨损碰撞使燃料棒出现弯曲或者变形情况;第二,操作不当。

在装卸料过程中,若燃料组件没有完全提升到位,而装卸料机此时横向移动,将会使燃料组件发生磕碰进而弯曲变形;第三,异物问题。

诸如燃料出厂时异物没有清理干净、在操作时落入燃料组件或压力容器中的小型工具、工作人员随身携带物以及堆芯内零部件的松动等均为异物的重要来源。

在堆芯运行时,在冷却剂冲击下会带动异物与燃料组件发生摩擦,而导致燃料包壳磨损,甚至破损。

2.2 燃料包壳变薄开裂
燃料组件破损最常见的形式是燃料包壳的变薄或开裂。

燃料组件在堆芯中处于高温、高压、高辐射和高腐蚀的环境。

在长期的辐照和腐蚀条件下,包壳变薄是不可避免的情况。

一般的燃料包壳变薄,在短时间内不会导致放射性泄露情况的发生,但如果包壳发生开裂,则将导致放射性物质泄漏到一回路中,导致其开裂原因主要有:
(1)内部芯块作用:在正常运行中,燃料芯块的内外侧位置具有较大的温度梯度,该情况的存在,使得燃料芯块发生肿胀变形。

当该芯块同包壳形成接触后,则将使包壳因此承受到较大的应力,进而导致裂缝问题的发生,即PCI效应(Pellet Clad Interaction)。

(2)外部压力影响:随着运行燃耗加深,燃料芯块密度不断增加、直径不断变小,进而使包壳同芯块间具有更大的空隙。

且在受到外部压力影响时,也将使包壳发生破裂问题。

(3)材料性能因素:一般来讲,燃料芯块抗拉性较差,并因此易发生径向裂缝。

而当堆芯功率发生变化时,裂缝也将随之张合,进而导致疲劳裂纹的出现。

因此,芯块材料性能也是影响燃料破损与否的一个重要原因。

3 燃料组件管理方式
在反应堆正常运行时,需要做好对燃料组件的在线检测工作。

通过该方式可以及时对燃料组件的破损情况以及完整性进行评估。

对于在线检测工作,目前主要的检测方式有两种:一是对一回路放化分析,即对冷却剂活度进行监测,二是对短寿命裂变产物缓发中子的注量率进行测量。

其中,检测冷却剂活跃度是实际工作当中经常应用到的一种方式。

通过对一回路总?、总?及?进行日常监督,对?谱的分析可得出一回路冷却剂放射性物质的种类和每种放射性物质的活度,初步判断堆内是否存在燃料组件破损现象。

一回路放化分析是核电厂日常监督工作的要求。

根据国内核电厂运行经验,冷却剂活度的监测是判断堆内是否存在燃料组件破损的有效手段,并能对燃料包壳破损大小提供一定参考,是在线检测燃料组件破损的必要手段之一。

当反应堆处于停堆大修状态时,也可以通过啜吸技术对燃料组件进行检测。

但该技术仅能够对燃料组件的破损情况进行检查,无法对具体发生破损的燃料棒进行确定。

而对于燃料棒破损情况的鉴别,目前主要应用的是超声以及外观检查这两种方法,分别用于燃料组件内部和外侧燃料棒的鉴别。

当发生破损情况的燃料棒鉴别完成后,则需要对其具体的破损原因与程度进行分析,以便有针对性的做好处理方案制定。

单根破损燃
料棒方面,需要在工作当中做好其具体破损部位的确定,在从燃料组件当中抽出后,通过目视、涡流检测等方式进行检测。

在这部分工作完成之后,需要能够积极做好其修复处理,使其能够正常工作。

具体的修复方法,即对破损燃料骨架与破损燃料棒进行替换,在经过修复处理后再次投入使用。

4 破损组件检测方法
4.1 啜吸技术
在核电站运行中,对燃料组件的检测的一般常采用啜吸技术,从而及时发现破损组件并进行修复处理。

啜吸技术又分为在线啜吸和离线啜吸,该技术主要应用在组件换料大修期间。

在大修当中,将燃料组件注入装卸料机套筒内进行啜吸,也可以将堆芯调出后运输到贮存水池当中,在贮存水池当中进行检测。

在此过程中,如燃料组件存在破损问题,裂变产物则将从存在破损的位置进入到密闭容器当中,之后,在对空气、容器水取样之后,对其进行放射性活度分析检测,以此即能够判定其中是否存在裂变产物,实现对组件是否存在皮损情况进行判断。

4.2 超声检测
超声检测技术可以不拆燃料组件就可以对燃料棒进行检查,能够对组件的破损燃料棒位进行准确的定位。

检查时超声波探头通过燃料棒的行间空隙,发出超声波在燃料棒包壳内传播,受包壳内介质(水或气体)的影响,超声波在包壳-水界面相对于包壳-气体界面透射率大大增加,因此破损燃料棒中返回的超声波强度会大大衰减,信号反映在示波器上,可明显区分燃料组件是否发生破损。

4.3 其它技术
除了上述检测方式外,在对燃料组件进行检测当中,还可使用到涡流检测以及外观检查这两种方式。

其中,涡流检测方面,则能够对燃料棒发生破损的位置进行确定,可视为超声检测的补充方式,检测精度高于超声。

但解体燃料组件存在一定风险,存在难度高、检测时间长等问题,因此不推荐使用涡流检测作为燃料组件破损定性判断的方法。

外观检查即是视频方式检查组件外侧的燃料棒,以此掌握外侧燃料棒存在缺陷信息。

可使用水下电视检查系统对燃料组件外围燃料棒的外观进行检查,主要检查燃料棒外观是否存在裂纹或破口。

此种检测方法主要针对燃料结构破损或异物造成燃料表面损伤较大的状况,能通过肉眼看出燃料外表面破损情况。

因此,可在燃料组件定性判断破损后再开展水下电视外观检查,作为破损原因分析的参考。

5 结束语
在上文中,我们对压水堆核电站燃料组件的破损及管理策略进行了一定的分析研究。

可以得知在实际工作开展中,为满足核电站安全运行的要求,燃料芯块和包壳材料的优良性能是基础;燃料组件的科学管理是关键,既要能有效避免燃料组件破损的发生,也要可以及时有效分析并制定处理策略,从而保证核电站第一道屏障的完整性,实现核电机组的安全平稳运行。

参考文献
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