核电站主回路系统主要设备的射线透照工艺
核燃料棒射线检测(9
核电站反应堆核燃料元件无损检测技术前言核电是现代清洁能源供应最重要组成之一。
核电燃料元件是反应堆的核心部件。
核电站靠核燃料在反应堆中进行核裂变释放能量进行转化发电。
裂变是利用热中子轰击铀—235原子核，铀—235吸收中子形成一个不稳定的铀—236，使其分裂成两个原子核（钡和氪）。
该钡和氪原子为裂变产物，能量E 为裂变能，其反应式为：()E N Kr Ba U N U +++→→+109736137562369210235922一个铀—235核裂变放出的平均总能量约为200MeV （兆电子伏），也就是说1公斤铀—235全部裂变产生的能量约相当于2700吨标准煤燃烧所产生的能量。
核燃料被制成精密的燃料元件（组件）在反应堆中使用。
由于反应堆安全运行的特殊要求，决定了燃料组件复杂的设计、精密的制造以及高可靠性的质量保证。
核燃料元件质量的好坏直接关系到反应堆的安全运行、经济性和可靠性。
对核燃料元件的质量要求极为苛刻，相应的对于产品质量检验的要求也极为严格，从原材料使用到核燃料元件制造和质量检验都可以进行追踪。
在核燃料元件质量检验中综合应用了多种无损检测方法：其中包括：射线检测、超声检测、涡流检测、渗透检测、泄漏检测和目视检测等。
核电站反应堆燃料棒焊缝X 射线照相检测技术1 燃料棒结构及焊缝质量要求1.1 燃料棒结构压水堆燃料棒由锆包壳管、锆上下端塞、弹簧、隔热块、UO 2芯块等组成。
在燃料棒生产中，将弹簧、隔热块、UO 2芯块装入锆包壳管后，经过对上、下端塞与包壳燃料组件是核反应堆中重要的核心部件，而组件中的燃料棒质量直接关系到核反应堆的安全运行，因此对焊缝质量要求很高。
例如大亚湾核电站燃料棒技术条件规定：焊缝熔深大于（包壳管壁厚）理论值的90%，内凹陷（气胀）使管壁减薄则剩余壁厚大于（包壳管壁厚）理论值的90%，焊缝内不允许有明显的局部缺陷（气孔、夹钨、夹杂等）。
宜宾核燃料元件厂生产线X 射线照相检测工艺对燃料棒的焊缝进行100%检测。
核电二厂回路系统射线检验探讨
核电二厂回路系统射线检验探讨核电厂二回路系统是实现热能转变为电能的系统。
核电厂的在役检验需要对整个常规岛二回路进行射线检验，介绍了蒸汽发生器和汽轮机之间的饱和蒸汽传输管道焊缝的射线检验过程，为相关电厂射线检验提供了参考。
标签：核电厂;射线;检验1检验范围1.1主要器材12观片灯应使MC3161规定的黑度的底片(单层底片或双层底片检查)能够读出。
13其它铅字码、胶布、秒表、切片刀、暗室红灯、放大镜等1.2 检验区域检验区域包括焊接金属和相邻两侧母材至少10 mm的区域。
1.3 技术要求射线源双壁单影;像质计放在胶片侧（贴“F”标记）;几何不清晰度≤0.3;洗片方法为手动槽洗,显影温度20±1℃,显影时间5 min,停显2 min,定影≥10 min且温度≥19℃,水洗至少30 min。
最后提交的射线底片要求曝光技术使用正确,双片黑度值为2.7~4.5, 单片黑度值为2~4.2(或4.5)，像质计使用正确并清晰可见正确孔径,标识正确,无影响评定的伪缺陷(如划痕、记号、水滴及污渍等)。
焊缝底片以Ⅰ级为验收标准。
2 焊缝的射线检验2.1准备工作2.1.1 测量准备确定焊缝编号为D114-MX-RT-01,测量管径和壁厚,RCCM级别为1级合格,测出直径168.3 mm，壁厚7.11 mm。
2.1.2 暗室准备打标机、暗盒、胶片、增感屏。
准备底片编号,放置在暗室预先打号机上, 用Agfa D4胶片，将其切成100×200 mm大小，将胶片左上角打标,然后放在准备好的增感屏内,再一同放在暗盒内,为防止其移动用胶布在暗盒封口处缠紧。
按以上做法准备5套胶片,暗室准备工作即告结束。
2.1.3 像质计选用3号不锈钢金属丝像质计，将其放置在胶片侧,并在像质计左上角贴上“F”铅字，要求可见12号丝像质计。
2.1.4 标记带准备一条长度为528mm的胶带，每隔52.8mm粘贴一个铅字，按从左到右的顺序分别粘贴“1”、“2”、“3”、“4”、“5”、“6”、“7”、“8”、“9”、“0”。
核电小径管对接焊缝的数字射线成像检测
焊接技术是核电设备建造过程中必不可少的关键技术之一，焊接质量是评定核电设备质量的重要指标，如何可靠、精准、高效地检测焊缝损伤是风险防控的重点。
在核电工程中，根据建造规范的要求，大量核级管道焊缝需要进行射线检测，但这种方法依赖于操作人员的水平和经验，存在环境污染、效率低、结果评判主观性强等问题。
为此，技术人员以核电厂辅助管道小径管典型结构对接焊缝为研究对象，开展了射线检测技术对比试验，分析数字射线成像检测技术应用于核电小径管检测的可行性。
小径管射线检测相关标准对比数字射线成像与胶片照相在射线透照原理上是一致的，不同点在于探测器对接收到信息的处理技术。
胶片照相是射线光子在胶片中形成潜影，通过暗室的处理，利用观片灯来观察；数字射线成像则是利用计算机软件控制探测器，实现射线光子到数字信号，再到数字图像的转换，最终在显示器上进行显示。
由于RCC-M 2007标准中无数字射线成像检测标准，而NB/T 47013.11-2015标准与RCC-M 2007标准同样是针对焊接缺陷的检测方法标准，同时考虑到NB/T 47013.11-2015和NB/T 47013.2-2015标准在透照方式和成像要求上一致，因此对RCC-M 2007和NB/T 47013.11-2015标准在透照方式、透照条件以及黑度要求和灵敏度要求等方面进行了分析对比，以确定研究对象的数字射线成像质量评价指标。
射线胶片照相图像质量评价的主要指标是图像灵敏度。
NB/T 47013.11-2015标准规定的技术等级分为AB级和B级，验收常用的技术等级为AB级，B级为特殊用途的验收等级，而RCC-M 2007中没有设定技术等级，因此分别按照试件对应的RCC-M 2007标准对线型像质计灵敏度的要求与NB/T 47013.11-2015标准中AB级的要求进行比较。
结果表明，就线型像质计表征的图像灵敏度指标而言，NB/T 47013.11-2015标准中AB级要求的技术等级不低于标准RCC-M 2007的要求，具体数据见表1（表中灵敏度用最小可见丝径表征）。
浅谈小径管的射线透照工艺
目录摘要： (2)前言： (3)1.椭圆成像透照布置的快速确定 (3)2.透照3次时相隔120°和60°的选择 (5)3.曝光参数修正 (6)4、厚壁小径管透照工艺分析 (7)4.1 大厚度比试件透照技术 (7)4.2 管电压 (7)4.3 曝光量 (8)4.4 象质计 (9)5.检测时机 (9)参考文献 (10)浅谈小径管的射线透照工艺摘要：在石油化工装置建设过程中，小径管射线检测的一次拍片成功率往往比较低。
本文介绍了一种快速且不易出错的透照布置方式和分析了2种透照方式的优劣及对透照工艺的优化，以提高小径管的一次拍片成功率。
根据不同的技术标准探讨厚壁小径管对焊接缝X射线探伤的透照工艺。
通过分析，选择出合适的透照工艺，以获得较好的底片质量。
关键字：小径管；透照；曝光参数；X射线探伤；工艺分析On the trail of radiographic tubeSummary:Petroleum chemical plant construction in the process, a film is often relatively low success rate of small diameter tubes ray detection. This paper presents a fast and less error-prone transillumination layout and analysis of the two kinds of ways transillumination transillumination merits and optimization of the process, in order to improve small-diameter tube success rate of a film.Explore the walled small diameter tubes welded seam transillumination technology X-ray detection techniques based on different criteria. By analysis, selection of suitable transillumination process, in order to obtain a better film quality.Keywords: small diameter tubes; transillumination; exposure parameters; X-ray detection; Process Analysis前言：目前在电站锅炉安装和检修中,小径管对接焊缝为数甚多,随着大容量(>1000t/h)、高参数(亚临界压力、540℃)电站锅炉的发展,面临着许多厚壁小径管对接焊缝的检验问题。
压水堆核电厂核岛主回路系统安装测量控制网布设工法
压水堆核电厂核岛主回路系统安装测量控制网布设工法压水堆核电厂是一种利用原子核反应释放的能量来产生电能的发电设备。
核电站主要由核岛、辅岛、外围设施等部分组成。
其中核岛是核电站的“心脏”，是核反应堆的核心，由核岛主回路系统、辅助系统、消防系统、放射性废物处理系统等组成。
核岛的建设和设计需要使用先进的技术和设备来保证安全可靠性、经济可行性和环境保护性。
核岛主回路系统是核反应堆的重要组成部分，它负责把核反应堆产生的核能转化为热能，再通过热交换器转化为电能。
压水堆核电厂的核岛主回路系统可以被视为关键部件，因为它的设计和建设是极为重要的。
在核岛主回路系统中，主要是安装了锅炉、汽轮机、发电机等设备。
为了确保这些设备的安全、可靠、有效的运行，必须采用先进的测量设备和控制系统对其进行实时监测和调控。
随着时代的发展，科技的进步，核电站的建设和设计也在不断地创新和改进。
为了更好地保障核岛主回路系统的安全和有效性，必须依靠现代化的测量设备和控制系统来检测和控制制造过程的作用。
因此，压水堆核电厂中的核岛主回路系统安装测量控制网布设工法至关重要。
核岛主回路系统的安装测量控制网布设工法，采用高精度测量仪器来进行测量，包括测量机器人、激光测量仪、摄像机、传感器等设备。
这些设备可以进行在线实时测量，并对测量结果进行分析和处理，从而实现对建立和优化核岛主回路系统的零部件的实时检测和控制。
在测量和控制方面，工程师们采用了先进的数字控制技术和CAD模型，以保证制造过程的准确性和质量控制的可重复性。
而在安装方面，该工法采用三维数字化模拟辅助设计和先进的安装和调整工具，以保证核岛主回路系统符合设计要求和安全标准。
针对特殊情况下处理工艺的要求，还选用了特殊的控制方法和工具，从而达到更理想的制造和加工效果。
核电站在进行核岛主回路系统的工艺安装时，还需要采取坚固、耐用、可靠的钢结构，并经过探伤检测，从而确保核岛主回路系统在各种特殊条件下的完整性、安全性和稳定性。
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核电站主回路系统主要设备的射线透照工艺华雄飞;毛羽飞;张铁辉;李金强;梅义俊;刘顺【摘要】Primary system of nuclear power station is the main examination object of radiographic testing in PSI/ ISI. Starting with radiography process in radiographic testing, radiography process and implementation of main equipment as steam generator （ SG ）, reactor pressure vessel （ RPV ）and pressurizer （ PRZ ） were introduced quite systematic in primary system of nuclear power station. Radiographic special tools used in each exposure were presented also. Based on the successful experience of pre-service inspection in Ling＇ao No. 3 and 4 nuclear power station, foundation is laid for the PSI/ISI later.%核电站主回路系统是核电站役前／在役检查的主要检测对象，从射线检测透照工艺入手，系统地介绍了核电站主回路系统主要设备蒸汽发生器SG、反应堆压力容器RPV以及稳压器PRZ的透照方式及实施方法，并对各透照中所使用的专用工具架做了介绍。
以岭澳核电站3，4号机组役前检查顺利完成的实际经验为依托，为以后役前／在役检查打下基础。
【期刊名称】《无损检测》【年(卷),期】2012(034)002【总页数】5页(P60-64)【关键词】核电站主回路系统;射线检验;蒸汽发生器;反应堆压力容器;稳压器【作者】华雄飞;毛羽飞;张铁辉;李金强;梅义俊;刘顺【作者单位】中广核检测技术有限公司,苏州215004;中广核检测技术有限公司,苏州215004;中广核检测技术有限公司,苏州215004;中广核检测技术有限公司,苏州215004;中广核检测技术有限公司,苏州215004;中广核检测技术有限公司,苏州215004【正文语种】中文【中图分类】TG115.28根据国家核安全法规HAF 0302《核电厂在役检查》的要求，核电站在投入运行前需进行一次全检查，即役前检查，其结果作为核电站设备在役检查的原始资料和比较依据。
核电站主回路系统由核反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和相应管道组成，是核电站役前／在役检查的主要检测对象。
射线检测法是指利用射线的穿透性对工件进行拍照，以胶片作为记录信息介质的无损检测方法，该方法对试件内部的宏观几何缺陷有很好的检测效果。
射线检测法是最基本、也是应用最为广泛的一种无损检测方法。
1 主回路系统主要设备的射线透照工艺核岛机械设备的役前射线检测主要针对其破坏可能导致核岛安全受到威胁的主回路系统的压力边界，包括反应堆压力容器安全端焊缝、蒸汽发生器水室和安全端连接异种钢焊缝、安全端和冷却剂管连接焊缝、稳压器上封头与筒体连接焊缝、波动管与下封头连接焊缝、上封头接管安全端焊缝等。
役前及在役射线检查中，普遍采用γ源进行透照以缩短曝光时间，从而减少工作人员在役检查时的受辐照剂量，同时也可更方便地对核岛内部部件进行透照。
1.1 蒸汽发生器（SG）蒸汽发生器SG是一回路冷却剂从反应堆获得的热能传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换设备，属于承受高压的部件，其下封头为球形封头，两侧分别设有冷却剂进、出口管嘴和两个人孔。
对水室和安全端异种钢焊缝、安全端与主管道焊缝均采用γ射线检查。
检测中使用专用SG工具架，如图1所示。
定位组件可连同输源管从人孔送入水室，到达接管与主管道的焊缝平面中心，支架一端固定在人孔法兰面上，另一端通过人孔处的手轮调节装置将互成120°的3组可收放支腿从收拢状态调节到张开状态从而定位在接管内，再将射线源通过工具架导入，对被检部位进行曝光。
此处的关键在于射线源的对中以及支腿的收放自如，难点在于工具架出现故障，如牵引支腿的钢丝绳断线后能将支腿自动收回而无需操作人员进入管道。
SG水室和安全端连接异种钢金属焊缝透照时，将源置于接管轴线和焊缝中心线交点处，垂直中心透照；SG水室和安全端连接异种钢金属焊缝预堆边透照时，源置于接管轴线和焊缝中心线交点向冷却剂管方向偏移L1处，进行倾斜中心透照，如图2（a）所示。
安全端和冷却剂管连接焊缝，即同种钢焊缝透照时，源置于接管轴线和焊缝中心线交点处，垂直中心透照；源置于接管轴线和焊缝中心线交点向异种钢焊缝方向偏移L2处，倾斜中心透照，如图2（b）所示。
图2中偏移距离L1和L2可分别按式（1）和（2）计算：式中L1为异种钢预堆边透照时源偏移距离，mm；L2为同种钢透照时源偏移距离，mm；φ1为蒸发器水室和安全端连接异种金属焊缝内径，mm；φ2为同种钢焊缝处内径，mm；δ为预堆边宽度，mm；t为管内焊缝宽度，mm；θ为焊缝坡口角。
岭澳核电站3，4号机组役前检查中蒸汽发生器焊缝射线检测采用192Ir源，尺寸采用3mm×3mm，进水端和出水端安全端焊缝检验均满足RCC－M对几何不清晰度不大于0.9mm的要求，像质计选用及摆放，增感屏、滤光板、背屏的选用，胶片图像质量及黑度等都需满足检测程序要求。
透照中，焊缝坡口角θ＝10°，则异种钢预堆边透照时源偏移距离L1＝57mm，同种钢透照时源偏移距离L2＝69mm。
1.2 反应堆压力容器（RPV）反应堆压力容器RPV固定和包容堆芯与堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内进行。
利用TENIS－G检查装置对反应堆压力容器管嘴与安全端异种金属焊缝及安全端与主管道连接焊缝进行γ射线检验，如图3所示。
检测前必需的各个工艺都需到位，几何不清晰度计算值满足RCC－M标准。
检测中将从CITEC公司引进的专用自动检测工具TENIS－G送入到管嘴指定待检部位，控制操作面板，对被检部位进行自动曝光检查。
图3 RPV检测示意图管嘴与安全端连接的异种钢金属焊缝透照时，将源置于接管轴线和焊缝中心线交点向安全端侧偏移，进水管偏离焊缝中心线L1处，出水管偏离焊缝中心线L2处，倾斜周向透照预堆边焊缝；源置于接管轴线和焊缝中心线交点处，垂直中心透照安全端侧焊缝。
安全端与主管道连接焊缝，即同种钢焊缝透照时，将源置于接管轴线和焊缝中心线交点处，垂直中心透照同种钢焊缝。
具体透照布置如图4。
岭澳核电站3，4号机组役前检查中反应堆压力容器焊缝射线检测采用192Ir源，尺寸采用3mm×3mm，焊缝检验均满足RCC－M对几何不清晰度不大于0.9mm 的要求，像质计选用及摆放，增感屏、滤光板、背屏的选用，胶片图像质量及黑度等都满足检测程序要求。
检测中检测人员操作及配合须熟练，动作稳定；难点在于该设备在水下作业，易受流体因素影响，且需保证断电时设备不至突然中断而导致脱落受损。
透照中，焊缝坡口角θ＝6°，同理根据式（1）和（2）算得进水管偏离焊缝中心线22mm处，出水管偏离焊缝中心线23mm处。
1.3 稳压器PRZ稳压器PRZ又称容积补偿器，其作用是补偿一回路系统冷却水温度变化引起回路水容积的变化和调节一回路系统冷却剂的工作压力。
1.3.1 稳压器接管安全端焊缝射线检验稳压器上封头泄压接管、安全阀接管、喷淋接管、下封头波动管安全端同管嘴连接焊缝进行γ射线检验。
透照时胶片和射线源位于工件外侧，使用专用工具架进行双壁单影透照，如图5所示。
图中焦距为最小要求值，可根据RCC－M要求的最大几何不清晰度算得。
计算几何不清晰度的公式为：式中Ug为几何不清晰度，mm；a为被检区内表面到胶片的距离，mm；F为源到胶片的距离，mm；d为源的厚度，mm。
图5 稳压器接管安全端焊缝透照示意图由式（3）可推得焦距为：岭澳核电站3，4号机组役前检查中，射线源采用192Ir，尺寸为3mm×3mm，上述几何不清晰度RCC－M要求不大于0.3mm，其中焊缝厚度依次为30，30，23.8，38mm，焦距的最小要求值分别为330，330，265，420mm。
1.3.2 稳压器筒体接管和封头连接焊缝射线检验稳压器上封头与筒体连接环焊缝，上封头人孔、泄压管嘴、喷淋管嘴、3个安全阀管嘴与封头连接焊缝及下封头与波动管管嘴连接焊缝进行γ射线检验。
透照时可分四次进行：（1）稳压器上封头与筒体连接环焊缝射线检验时，采用60Coγ射线源机，源放于上封头和筒体连接环焊缝横截面圆心处，使用专用工具架进行中心透照周向曝光。
（2）下封头与波动管连接焊缝射线检验时，使用自主设计的“钓鱼”工具架，射线源定位组件可插入电热元件第二层支撑板中心孔中，依靠该孔进行径向与轴向定位，确保位置的可靠性。
曝光时采用60Coγ射线源机，源机放在人孔外，源机与射线源定位装置之间通过输源管连接，源放于电加热器隔热板中心孔圆心下侧距离L处，采用偏心透照周向曝光。
（3）稳压器上封头人孔、泄压管嘴、喷淋管嘴、3个安全阀管嘴与上封头连接焊缝射线检验时，采用Co60γ射线源机，源放于上封头球心处，使用专用工具架进行中心透照全景曝光。
（4）由于人孔与上封头受工具架的限制，存在不可达区，对该道焊缝采用更换工具架安装角度进行二次曝光。
图6所示为岭澳核电站3，4号机组役前检查时的曝光示意图，60 Co源尺寸为小于等于5.27mm，几何不清晰度RCC－M要求不大于0.6mm，曝光时L要经式（3）验算满足几何不清晰度要求，还需考虑透照效率以及定位工具架的限制，现场L值采用100mm。
1.3.3 稳压器热套管射线检验稳压器的喷淋管嘴热套管和下封头波动管嘴热套管可进行γ射线检验。
（1）稳压器喷淋接管嘴热套管必须在喷淋管连接环的底片上核实该热套管的存在状态。
透照时必须把放射源放置在接管外的连接环一侧，与接管／预堆边焊熔合线成一定距离，使得γ射线入射角与对面焊缝／预堆边焊熔合线的平面呈θ′夹角，放射源至焊缝中心线的距离为L1，装有双层胶片的暗盒放在源的另一侧，具体透照布置如图7（a）。
图7 稳压器热套管曝光示意图（2）稳压器波动管接管嘴热套管必须在波动管连接环的底片上核实该热套管的检验孔的存在。
透照时必须把放射源放置在接管外，与接管／预堆边焊熔合线成一定距离，使得γ射线入射角与对面焊缝／预堆边焊熔合线的平面呈θ″夹角，放射源至焊缝中心线的距离为L2，装有双层胶片的暗盒放在源的另一侧，具体透照布置如图7（b）。