燃料转运容器组件破损检测技术研究

计算机技术应用
Computer Technology Application 今日自动化·2019.12
160　引言
国内外现有的乏燃料破损检测技术仅为测量Xe-133，此方法受限于Xe-133的半衰期（5.24d）影响，并且测量时间长（2 h以上），仅适用于核电厂换料期间乏燃料水池内的检测。

而乏燃料转运后Xe-133基本衰变完毕，检测燃料组件是否破损时，就需要监测Kr-85，对燃料组件进行破损检测可以对燃料的反应行为以及、破损原因、组件性能提升都能提供有利信息。

1 技术方案描述1.1 检测测量流程
燃料转运容器破损检测装置工作流程如图1所示。

过将谱仪所得出的结果与电离室结果相互进行对比，确保测量有效。

⑧根据环境浓度判定燃料运转容器是否存在破损的情况[1]。

1.2 工作流程
通过利用PLC技术将待注入的氦气或是氮气注入至燃料转运容器当中，通过对气泵以及电磁阀进行开关控制，确保气体在内部可以实现循环，气体首先进入到电离室当中进行数值的测量，若检测所得出放射性浓指所占比越高，就说明燃料组件出现破损情况，最后在通过利用多道分析器判定燃料组件气体中的放射性元素，来准确推断出燃料组件的损坏程度。

系统原理如图2所示。

燃料转运容器组件破损检测技术研究
关伟1，杨康2，夏永震2，齐宇虹2，王平2
（1.西安中核核仪器有限公司单位，西安 710061；2.中国核电工程有限公司，北京 100840）
摘要：燃料组件在反应堆当中进行时容易出现、包壳破损、芯块肿大、组件形变等其他问题情况的出现。

燃料转运容器组件破损检测是乏燃料后处理厂在接收核电厂运来组件时所必须的检测步骤，对该批接收组件的后续工艺、处理工序和流程具有重要的参考意义。

关键词：燃料；转运组件；破损检测技术中图分类号：TP273 文献标识码：A
文章编号：2095-6487（2019）12-0016-03
图1 燃料转运容器破损检测装置工作流程
由图1可知，对于燃料转运容器组件破损监测装来说，在检测工作进行前需要将待检测的气体进行冷却、过滤、富集。

具体步骤：①首先待测气体要通过冷凝器进行水汽分离作业，目的是将空气当中游离的水分子进行分离。

②接下来令注入的气体依次通过厚度为1 μm以及100 μm的过滤膜，保证注入气体中大于或等于1 μm的细小颗粒物可以附着在过滤膜之上。

③通过使用离子捕捉器将电离室筒壁上的电压加大，对注入气体中的带电离子进行抓捕。

④通过铅屏蔽来减小环境Y对检测数值结果的影响。

⑤利用kr-85探测仪对注入气体中的活度进行测量，接下来再对Kr-85的浓度进行计算。

⑥通过Y谱仪对注入气体里Kr-85的
的活度进行测量，接下来再对Kr-85的浓度进行计算。

⑦通
图2 系统原理
如图2所示，测试注入实验气体进入到燃料转运容器组件损坏检测系统当中，通过PLC对各个电磁阀门的控制来完成各个工作流程，并使用压力传感器和温度传感器对整个回路工作的流程状态进行实时检测，如图3，首先注入的气体进入至气体处理单元，再依次经过冷凝器、过滤器、干燥器以及电离子捕捉器，随后进入到测量电离室中，在测室室当中经过探测器γ和β检测后，将数值放大，滤波和整形过后，再依次分别进到多道分析仪以及β信号处理单元当中，并对相应的信号单元化处理，最后通过485通信以及网线的连接输送给主系统计算机，最后以数值的形式呈现在专业人员眼前[2]。

2019.12·今日自动化 17
2 技术方案设计
2.1 结构设计
燃料转运容器组件破损检测系统主要可以划分为两个部分，一种是铅室结构另一种为机柜及附属结构，探测器分别安装于PLC控制单元、铅室、工控机、信号处理单元、多道分析仪中。

燃料转运容器组件破损监测系统结构如图4所示。

部，利用支架进行固定安装，确保在不打开机柜的前提下就可以清晰方便的观察到测量数值。

铅室由Nal探测器以及电离室所组成，由于铅室重量和重量过大，因此通常摆放于机柜旁[3]。

2.2 机柜结构设计
机柜长度尺寸为1900×1200×800 mm，检测燃料转运容器破损装置都置于机柜当中。

如信号处理单元、PLC控制单元、气体处理单元等、计算机、多道分析仪等其他单元系统装置。

燃料转运容器组件破损监测系统机柜结构如图5
所示。

图3 工作流程图4 燃料转运容器组件破损监测系统结构
如图4所示，主要由铅室以及有机柜所构成，其中铅室和有机柜之间通过进、出气管以及信号线相互连接，PLC控制单元、工控机、气体处理单元、多道分析仪、线缆等装
置都集中在机柜当中，β信号处理仪通常被安放在机柜中
图5 燃料转运容器组件破损监测系统机柜结构
2.3 铅室结构设计
为了将材料对实验监测结果影响的最小化，因此需要在探测舱室以及探测器的周围设立铅屏蔽室，防止周围环境当中的宇宙射线和Y射线，屏蔽室的主要材料选用是铅，正是因为了铅自身拥有者极强的抗射线照射能力以及良好的抗腐蚀性，从而选用铅作为常用材料，含锑铅块通常被应用到锑室组装，并且选用不锈钢作为外面的保护壳，用镉-铜-铝（从外到内）浇铸得制的，铅块要保证每一块的重量以及体积保持相同。

铅室上方一般会安有吊环，可以运用吊车来进行移动，目的是为了由于重量较大，方便搬运工作。

如图6所示是组件破损监测系统铅室结构图，铅室内的检测器一般会呈L形放置。

燃料转运容器组件破损检测装置最为关键的部件是探测器，通常被装
置在铅室当中，由γ和β两种探测头构成。

图6 燃料转运容器组件破损监测系统铅室结构
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设计与制造
Design and manufacture 0　引言
输配电相关设计需要多个学科相互配合，其中对输配电线路智能导航巡检系统的相关设计是输配电设计的重点和关键环节之一，对其智能化和自动化的设计要结合项目实际进行。

1　空间数据模型
在进行输配电线路智能导航巡检系统研究的过程当中，首先需要的空间数据模型进行分析，输配电巡检系统涉及到的空间数据不仅包含线路设施数据，还包含辅助巡检路网数据。

一般来说，输配电线路整体分布较广，并且跨越较多地形复杂的区域，因此在进行空间数据模型建设
的过程当中存在一定难度。

现有的国内地图上所提供的导航地图在输配电线路方面的覆盖率很有限，因此为了切实提升当前巡检路径规划和到达引导问题需要在路网数量方面有所增加，及时对数据模型进行更新和升级，并且使新增数据与原有的路网数据相结合进行融合规划。

配电网线路设施的数据是当前安全巡检的主体数据，因此需要对设施数据模型进行分析和研究，从而能够在移动终端上进行高效访问，并且真正实现与专业设施管理GIS系统之间的数据交换。

1.1　导航数据模型
GIS数据包括很多类型，导航电子地图也是其中一种，
对输配电线路智能导航巡检系统设计的相关分析
刘计
（江苏中电科电力设计院，南京 210000）
摘要：文章主要分析当前输配电线路智能导航巡检系统设计相关内容，随着城市化建设的不断推进，通过传统人工地面巡视的方式难以满足当前输电线路巡检的实际需求。

因此基于当前巡检工作到达难、定位难、监督难、上报及时率低等问题推荐采用线路智能导航巡检系统有效提升人员设施的定位准确性，对巡检工作进行轨迹采集，及时解决电路运行过程当中的安全问题。

因此对输配电线路智能导航巡检系统的研究进行分析是非常必要的。

关键词：输配电线路；智能导航巡检；系统设计中图分类号：TM5 文献标识码：A
文章编号：2095-6487（2019）12-0018-02
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183 探测器实验要点
依据工程公司所制定的《燃料转运容器组件破损检测装置探测器选用报告》中的规定，在项目开展的进行前需要对探测器要求进行深入的研究分析。

接下来将提出对探测器所应具备的优点，通过对比分析法选用最为合适的探测器并将其应用到实际的工作当中。

测量标准：测量范围：3.7×102～3.7×108 Bq/m 3最低可探测限度：37 Bq/m 3测量误差：≤20%测量时间：＜30 min
在对γ探测器进行选用时还应保证其具有良好的探测效率、较高的分辨率以及探测器尺寸是否较大。

在对β探测器进行选用时还应注意以下几点。

（1）拥有较好的耐用能力
燃料转运装置当中难免不会出现具有一定腐蚀或是易沾污垢的气体，并且在进行水汽分离作业后，容易残留水气，即使在气体进行处理之后，但仍然无法保证对水汽100%的处理，因而结合实际情况应选择拥有耐用性良好的Kr-85。

（2）方便β值测量
燃料容器内大约拥有22个相关燃料部件，放射性气体
85Kr主要的发射性产物就是β射线，每个85Kr在经历衰变时
都会释放出251kew能量的β射线，所以选用的Kr-85探测器一定要方便对β的测量。

（3）拥有可升级潜力
为了增加装置技术指标的限度，因此就要加大探测器的测量效率，通过选用可更改集合条件的探测器，进行4π测量从而实现增加测量效率的目的，因此选用具有升级测量限度潜力的探测器是极为重要的。

4 结束语
检测设备主要是针对从核电站或是其他反应堆中发生过反应的燃料组件金信进行破损检测。

通过设计放射性气体以及放射性水的检测回路，保障了测量结果的可信性、准确性。

对燃料转运容器组件无损检测，可以及时准确的帮助使用人员了解到燃料运行后的质量情况，对于发生破损、形变的燃料组件，有针对性的进行修复改良，从此间接实现了资源再利用的目的，也大大降低了材料的浪费率，做好燃料转运容器组件破损检测工作，可以减小了工作安全隐患情况出现的几率，在未来燃料堆安全运行工作方面起到了至关重要的作用。

参考文献[1]
马敬,刘继连.田湾核电站乏燃料离堆贮存方案研究[J].科技和产业,2014,14(4):147-153.[2]
任宪常,何英勇,王欢,等.压水堆核电厂乏燃料转运系统工艺分析[J].起重运输机械,2014(4):106-110.[3]
洪哲,赵善桂,杨晓伟,等.乏燃料干式贮存技术比较分析[J].核安全,2016,15(4):75-81.。