廖昌斌，鄧志新，郝慶軍，龔雪瓊，周 政，石中華，崔建新

(1.中核武漢核電運(yùn)行技術(shù)股份有限公司 核電維修技術(shù)中心,湖北 武漢 430223;2.中核核電運(yùn)行管理有限公司,浙江 海鹽 314399)

核燃料組件是核電站的能量來源，長(zhǎng)期處于高溫、高壓、強(qiáng)輻射的工況，極易發(fā)生包殼破損危及核電站的安全運(yùn)行。因此，在核電站運(yùn)行期間需要對(duì)核燃料組件進(jìn)行燃料包殼完整性檢測(cè)。

離線啜吸檢測(cè)裝置能夠?qū)σ伤破茡p燃料組件進(jìn)行精確、定量的判定分析，為被檢組件能否入堆復(fù)用提供依據(jù)[1]。目前市場(chǎng)上有兩種離線啜吸檢測(cè)設(shè)備：加熱式和真空式[2]。加熱式離線啜吸設(shè)備開發(fā)較早，國(guó)內(nèi)外廠家均有成熟產(chǎn)品推出；真空離線啜吸設(shè)備是新一代離線啜檢測(cè)設(shè)備，美國(guó)的西屋公司、法國(guó)的阿琺海、REEL公司均有推出該類型的離線啜吸設(shè)備，而國(guó)內(nèi)尚無此類產(chǎn)品。為發(fā)展國(guó)內(nèi)核燃料探測(cè)技術(shù)，以離線啜吸為基礎(chǔ)研究開發(fā)核燃料組件破損泄漏監(jiān)測(cè)機(jī)器人，后續(xù)會(huì)將其制作成工程樣機(jī)進(jìn)行模擬試驗(yàn)及在核電廠進(jìn)行真實(shí)破損燃料組件的檢測(cè)試驗(yàn)。

1 系統(tǒng)原理及總體方案概述

1.1 離線啜吸原理

離線啜吸采用啜吸筒將待檢燃料組件與乏水池環(huán)境完全隔離，并通過壓力差促使裂變產(chǎn)物經(jīng)過破口向啜吸筒內(nèi)環(huán)境介質(zhì)中釋放[3]。然后對(duì)啜吸筒內(nèi)的介質(zhì)進(jìn)行核探測(cè)分析，檢測(cè)特征核素的放射性活度，利用檢測(cè)結(jié)果與本底放射性之比來判定燃料組件是否破損[4]。同時(shí)根據(jù)定量分析理論模型計(jì)算出燃料組件破口當(dāng)量值。

根據(jù)啜吸方法不同，離線啜吸檢測(cè)系統(tǒng)通常分為以下兩類[5-6]，加熱式離線啜吸系統(tǒng)和真空離線啜吸系統(tǒng)。通過前期調(diào)研發(fā)現(xiàn)真空離線啜吸檢測(cè)系統(tǒng)具有如下優(yōu)點(diǎn)：

(1)不需要對(duì)待檢燃料組件進(jìn)行加熱，而且在啜吸筒密封和雙啜吸筒回路互鎖等設(shè)計(jì)中考慮安全性因素，減小安全隱患。

(2)真空式離線啜吸設(shè)備通過真空泵快速制造負(fù)壓，可有效縮短單組組件檢測(cè)時(shí)間。

(3)現(xiàn)有離線啜吸設(shè)備體積龐大，固定在乏燃料水池邊。真空式離線啜吸設(shè)備可移動(dòng)，不安裝在現(xiàn)場(chǎng)，不占用現(xiàn)場(chǎng)空間。

1.2 真空離線啜吸原理驗(yàn)證

由于國(guó)內(nèi)相關(guān)研究資料稀缺，國(guó)外相關(guān)核心技術(shù)暫未對(duì)外公布，在前期預(yù)研時(shí)，針對(duì)乏燃料組件內(nèi)裂變氣體量少、破口小，相關(guān)試驗(yàn)資料稀缺等問題，搭建微小破口氣體擴(kuò)散特性研究實(shí)驗(yàn)臺(tái)架對(duì)其進(jìn)行前期探究實(shí)驗(yàn)，驗(yàn)證了真空離線啜吸的可行性。實(shí)驗(yàn)臺(tái)架由模擬單棒、恒溫箱、測(cè)量容器、氣體試驗(yàn)及收集回路和氣體檢測(cè)傳感器組成。

根據(jù)理想氣體狀態(tài)方程PV=nRT，不同氣體擴(kuò)散規(guī)律是相同的，因此實(shí)驗(yàn)采用六氟化硫(SF6)氣體模擬燃料包殼內(nèi)的放射性裂變氣體。將模擬單棒置于模擬啜吸筒的測(cè)量容器內(nèi)，利用與測(cè)量容器相連的真空泵模擬單棒外部制造負(fù)壓環(huán)境，促使模擬單棒內(nèi)的六氟化硫氣體從破口逸出，通過監(jiān)測(cè)記錄實(shí)驗(yàn)過程中的溫度、單棒內(nèi)氣體濃度、測(cè)量環(huán)境壓力變化、逸出的示蹤氣體濃度等參數(shù)來研究燃料單棒微小破口情況下的氣體擴(kuò)散，檢測(cè)試驗(yàn)回路如圖1所示。

圖1 氣體擴(kuò)散及檢測(cè)試驗(yàn)回路

通過實(shí)驗(yàn)與數(shù)據(jù)處理，得到不同大小破口在20 ℃的環(huán)景下真空度與泄漏量的關(guān)系，如圖2所示。當(dāng)真空度達(dá)到30 kPa時(shí)，真空離線啜吸可以檢測(cè)到20 μm的破口，驗(yàn)證了真空啜吸的可行性。

圖2 20 ℃時(shí)不同破口的真空度與抽取氣體中SF6含量對(duì)應(yīng)關(guān)系

1.3 系統(tǒng)總體方案概述

考慮核燃料組件破損泄漏監(jiān)測(cè)機(jī)器人存放及使用區(qū)域?yàn)榉θ剂蠌S房裝載井以及實(shí)地的接口條件，在滿足核素探測(cè)、可檢測(cè)泄漏當(dāng)量長(zhǎng)度等功能需求并考慮設(shè)備安全性和可靠性的前提下，將其設(shè)計(jì)為可移動(dòng)式機(jī)器人，采用模塊化設(shè)計(jì)，便于現(xiàn)場(chǎng)連接、吊裝與部署。

整個(gè)核燃料組件破損泄漏監(jiān)測(cè)機(jī)器人由主控柜、目標(biāo)放射性核素檢測(cè)單元、水置換單元、水下隔離密封裝置和水下攝像頭組成，通過氣、液及電纜管線連接，總體設(shè)計(jì)方案如圖3所示。

圖3 總體方案設(shè)計(jì)

(1)主控柜。為實(shí)現(xiàn)對(duì)整體系統(tǒng)的綜合控制，完成對(duì)其它單元的數(shù)據(jù)采集、數(shù)據(jù)分析、指令下達(dá)等，實(shí)現(xiàn)核燃料組件破損情況分析的功能，本系統(tǒng)將上位機(jī)、電控模塊、氣液模塊集裝在主控柜中，并通過相應(yīng)的氣液回路及通信電纜與其它單元相連接。同時(shí)為了保障系統(tǒng)安全，在控制系統(tǒng)開發(fā)過程中充分考慮操作人員出現(xiàn)誤操作的情況并允許高級(jí)權(quán)限操作人員在特殊情況下對(duì)系統(tǒng)進(jìn)行干預(yù)。

(2)目標(biāo)放射性核素檢測(cè)單元。目標(biāo)放射性核素檢測(cè)單元是用來檢測(cè)樣本氣體中Xe-133和Kr-85的放射性活度濃度。其主要是根據(jù)一種自主研發(fā)的同時(shí)配有塑料閃爍體和NaI閃爍體的復(fù)合探測(cè)器，可完成對(duì)β和γ射線的探測(cè)，再經(jīng)過分析得到核素放射性活度濃度。

(3)水置換單元。水置換單元的作用是為啜吸筒水置換工藝流程提供凈化水，降低檢測(cè)本底，減小對(duì)核素探測(cè)的影響?；诤嗬桑捎萌?jí)脫氣膜水路串聯(lián)設(shè)計(jì)，吹掃氣路并聯(lián)設(shè)計(jì)，完成對(duì)啜吸筒水中放射性氣體的脫除。

(4)水下隔離密封裝置。為實(shí)現(xiàn)在啜吸檢測(cè)過程中待檢測(cè)燃料組件的固定、隔離和密封，設(shè)計(jì)一套水下隔離密封裝置，其主要是采用密封蓋滑動(dòng)和氣囊充氣密封的方式來實(shí)現(xiàn)隔離功能。考慮到啜吸時(shí)啜吸筒內(nèi)溫度可能急劇上升以及控制系統(tǒng)失效啜吸筒蓋不能正常開啟的情況，在工程樣機(jī)研制時(shí)采取了各種措施來保障系統(tǒng)安全。

(5)水下攝像頭。水下攝像頭便于操作員監(jiān)控啜吸筒裝置的動(dòng)作、外部環(huán)境狀況以及吊裝燃料組件的狀態(tài)，保障操作安全性。

1.4 系統(tǒng)功能試驗(yàn)規(guī)劃

核燃料破損泄漏監(jiān)測(cè)機(jī)器人現(xiàn)場(chǎng)作業(yè)時(shí)，水下隔離密封裝置及燃料組件均處于水下環(huán)境，為保證泄漏監(jiān)測(cè)機(jī)器人更好適用于現(xiàn)場(chǎng)工作，已經(jīng)開始了工程樣機(jī)研制工作，并針對(duì)該樣機(jī)配置試驗(yàn)設(shè)施進(jìn)行水下隔離密封裝置的水下吊裝試驗(yàn)、水凈化系統(tǒng)的功能驗(yàn)證和密封蓋水下的開閉試驗(yàn)，水下隔離密封裝置、檢測(cè)系統(tǒng)和總體系統(tǒng)管路的密封性能試驗(yàn)。最后通過將該樣機(jī)應(yīng)用在核電站現(xiàn)場(chǎng)來進(jìn)行真實(shí)的破損燃料組件檢測(cè)試驗(yàn)，對(duì)整個(gè)方案進(jìn)行評(píng)估并起到示范性應(yīng)用的作用。

2 系統(tǒng)關(guān)鍵技術(shù)研究與實(shí)現(xiàn)

結(jié)合整個(gè)系統(tǒng)的功能需求，對(duì)現(xiàn)有技術(shù)進(jìn)行調(diào)研分析，發(fā)現(xiàn)下述問題：

(1)現(xiàn)有啜吸設(shè)備采用Xe-133作為目標(biāo)核素只適用出堆60 d內(nèi)的燃料組件；

(2)冗余式雙啜吸筒設(shè)計(jì)增加系統(tǒng)成本；

(3)現(xiàn)有啜吸設(shè)備僅能定性判斷燃料包殼是否發(fā)生破損；

(4)離線啜吸技術(shù)在組件隔離時(shí)會(huì)引入乏池水污染氣體樣本，影響檢測(cè)結(jié)果準(zhǔn)確性。

針對(duì)以上問題，在設(shè)計(jì)過程中進(jìn)行技術(shù)攻關(guān)，提出核素復(fù)合探測(cè)方法、雙啜吸筒交替檢測(cè)方法、燃料組件包殼破損定量分析方法、環(huán)境本底降低方法4項(xiàng)關(guān)鍵技術(shù)。

2.1 核素復(fù)合探測(cè)方法

本系統(tǒng)設(shè)計(jì)了針對(duì)于Xe-133和Kr-85兩種核素的的復(fù)合探測(cè)器，復(fù)合探測(cè)器配有塑料閃爍體和NaI閃爍體實(shí)現(xiàn)對(duì)β和γ射線的探測(cè)，其探測(cè)原理如圖4所示。

圖4 復(fù)合探測(cè)原理圖

針對(duì)出堆時(shí)間在60 d以內(nèi)的組件，通過檢測(cè)γ射線來識(shí)別并測(cè)量Xe-133的放射性活度濃度。通過光電轉(zhuǎn)換得到脈沖信號(hào)，再經(jīng)過γ譜分析得到目標(biāo)放射性核素Xe-133的活度濃度。

針對(duì)出堆60天以上的組件，通過檢測(cè)β射線來測(cè)量Kr-85的放射性活度濃度。經(jīng)過60 d的衰變，剩下的長(zhǎng)壽命放射性產(chǎn)物主要是Kr-85及部分Cs和I的同位素。利用折疊式微孔膜和活性炭，有效去除氣體中的氣溶膠及除Kr-85外的放射性核素，進(jìn)行Kr-85核素放射性活度測(cè)量。

2.2 雙啜吸筒交替檢測(cè)方法

核電站檢修期間要避免因離線啜吸設(shè)備故障影響整個(gè)檢修工期。為此設(shè)計(jì)了雙啜吸筒交替檢測(cè)模式。雖然雙啜吸筒設(shè)計(jì)在美國(guó)西屋公司的啜吸設(shè)備上已有體現(xiàn)，但西屋公司的雙啜吸筒為一開一備式冗余設(shè)計(jì)，即只有一個(gè)啜吸筒工作，另一個(gè)啜吸筒作為備份只在故障時(shí)工作。本系統(tǒng)的雙啜吸筒在正常情況下交替進(jìn)行檢測(cè)，當(dāng)有一個(gè)啜吸筒發(fā)生故障，另一個(gè)啜吸筒也能獨(dú)立完成檢測(cè)工作。預(yù)計(jì)在不考慮任務(wù)開始、結(jié)束的檢測(cè)回路氣沖洗和啜吸筒水沖洗步驟情況下，雙啜吸筒交替檢測(cè)模式，檢測(cè)一組燃料組件的平均時(shí)間約為68 min，而常規(guī)的單啜吸筒檢測(cè)模式檢測(cè)一組燃料組件的時(shí)間約為100 min(以上時(shí)間均加入組件吊裝時(shí)間)。雙啜吸筒交替檢測(cè)在進(jìn)行大批量燃料組件檢測(cè)時(shí)大概縮短30%的時(shí)間，因此本系統(tǒng)的雙啜吸筒交替檢測(cè)設(shè)計(jì)不僅達(dá)到了西屋公司雙啜吸筒設(shè)計(jì)目的，而且大幅提高大批量燃料組件檢測(cè)效率，縮短檢測(cè)時(shí)間。雙啜吸筒接入系統(tǒng)的管路示意圖如圖5所示。

圖5 雙啜吸筒接入系統(tǒng)的管路示意圖

2.3 燃料組件包殼破損定量分析方法

本系統(tǒng)設(shè)計(jì)了根據(jù)待測(cè)組件參數(shù)、檢測(cè)過程參數(shù)和目標(biāo)核素放射性濃度計(jì)算燃料組件破口當(dāng)量直徑的定量分析方法。能夠?qū)θ剂习鼩さ钠茡p情況做出更為精確的評(píng)估。

根據(jù)Booth模型，將UO2晶體等效為理想球體，燃料組件內(nèi)的芯塊晶體尺寸為常量，建立裂變氣體從晶胞釋放到包殼的模型。得到穩(wěn)態(tài)條件下，反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)燃料組件內(nèi)部的裂變氣體釋放份額[7-8]。根據(jù)內(nèi)外壓力平衡條件和理想氣體方程，可對(duì)組件在運(yùn)行和移動(dòng)過程中的內(nèi)部氣體狀態(tài)進(jìn)行求解，并作為氣體泄漏率預(yù)測(cè)的初始條件。

燃料組件入筒密封后，通過抽吸降低啜吸室氣體空間的壓力從而使組件內(nèi)的混合氣體泄放至啜吸筒中。根據(jù)熱力學(xué)原理中的動(dòng)量守恒和物質(zhì)守恒，結(jié)合破口處的表面張力，最終可導(dǎo)出發(fā)生氣體泄漏時(shí)組件內(nèi)混合氣體質(zhì)量、壓力、泄放速度和泄放時(shí)間之間的關(guān)系，建立裂變氣體泄漏模型。

基于該氣體泄漏模型，假設(shè)混合氣體為理想氣體，不同破口直徑下組件內(nèi)部剩余混合氣體的質(zhì)量隨時(shí)間的變化趨勢(shì)如圖6所示。

圖6 不同破口直徑下泄漏質(zhì)量隨時(shí)間的變化

假定破口的位置和當(dāng)量直徑并作為輸入?yún)?shù)，根據(jù)氣體泄漏模型計(jì)算燃料組件在整個(gè)泄放時(shí)間內(nèi)各個(gè)時(shí)刻的氣體泄放質(zhì)量和內(nèi)外壓力。判斷實(shí)際測(cè)得的氣體質(zhì)量與計(jì)算結(jié)果的差值，若差值在誤差范圍內(nèi)則輸出破口直徑，否則重新假設(shè)破口直徑作為輸入?yún)?shù)。循環(huán)更新破口的假定位置進(jìn)行迭代計(jì)算，可輸出破口在不同位置處對(duì)應(yīng)的破口當(dāng)量直徑范圍。目前放射性核素檢測(cè)單元對(duì)放射性元

素的檢測(cè)精度已經(jīng)達(dá)到10-9ppm，理論上能夠?qū)?0～530 um直徑范圍的破口進(jìn)行區(qū)分。

2.4 環(huán)境本底降低方法

由于各種環(huán)境因素，導(dǎo)致本底堆積，因此在目標(biāo)放射性核素探測(cè)前需要降本底。本系統(tǒng)通過優(yōu)化屏蔽鉛室結(jié)構(gòu)和布局、水置換單元置換啜吸筒內(nèi)水以及回路沖洗來降低檢測(cè)本底。

啜吸筒內(nèi)的水來源于乏水池，而啜吸會(huì)使水中溶解的各種放射性氣體逸出，導(dǎo)致在大量裂變氣體的池水本底條件下檢測(cè)微量的目標(biāo)核素難度較大。因此為去除目標(biāo)核素外的氣體，將廣泛應(yīng)用于飲料生產(chǎn)、半導(dǎo)體行業(yè)中用于脫除水中氧氣的脫氣膜移植到本系統(tǒng)中，并搭建水置換單元，如圖7所示[9-10]。最后將處理后的凈化水引入到密封的啜吸筒并置換啜吸筒內(nèi)浸沒待檢測(cè)燃料組件的乏燃料池水，從而降低檢測(cè)環(huán)境水介質(zhì)中本底。

圖7 水置換單元回路圖

3 系統(tǒng)安全及可靠性研究

3.1 安全性分析

本系統(tǒng)應(yīng)用在核電站，對(duì)系統(tǒng)的安全性要求極高。因此在系統(tǒng)和設(shè)備的設(shè)計(jì)、制造、檢查、包裝、運(yùn)輸過程中嚴(yán)格遵循國(guó)家的相關(guān)法律、法規(guī)及標(biāo)準(zhǔn)。充分考慮了各種安全風(fēng)險(xiǎn)并制定了相應(yīng)的應(yīng)對(duì)措施。

(1)啜吸筒內(nèi)溫度急劇升高的防范措施。針對(duì)壓力過低、衰變熱過高或排水量過大，可能導(dǎo)致啜吸筒內(nèi)溫度急劇升高使燃料組件產(chǎn)生安全風(fēng)險(xiǎn)的情況，設(shè)計(jì)了完備的應(yīng)急措施。當(dāng)上述風(fēng)險(xiǎn)發(fā)生時(shí)，不論啜吸檢測(cè)流程處在哪一步驟，會(huì)先打開啜吸筒上部閥門，使筒內(nèi)恢復(fù)常壓，若恢復(fù)常壓后啜吸筒內(nèi)溫度仍持續(xù)上升，再執(zhí)行啜吸筒緊急開蓋操作，讓乏燃料水池的池水進(jìn)入啜吸筒，浸沒燃料組件，達(dá)到降溫和抑制燃料組件反應(yīng)性的作用。

(2)系統(tǒng)失效情況下的開蓋功能。當(dāng)控制系統(tǒng)無法完成啜吸筒密封蓋開蓋功能時(shí)，有緊急開蓋功能。打開對(duì)應(yīng)密封蓋氣囊的緊急排氣手閥對(duì)密封氣囊泄壓，待密封氣囊壓力泄壓至大氣壓力后，拆開對(duì)應(yīng)驅(qū)動(dòng)缸連通大腔快插接頭，接入緊急快插接頭。然后打開緊急快插接頭處SAR氣源手閥，利用壓縮空氣打開密封蓋。

當(dāng)壓縮空氣無法打開密封蓋時(shí)，操作密封蓋控制回路泄壓，人工操作應(yīng)急長(zhǎng)桿將長(zhǎng)桿端部鉤子裝入密封蓋吊環(huán)孔內(nèi)，根據(jù)實(shí)際情況人力推或拉密封蓋進(jìn)行密封蓋開啟，燃料組件吊出后應(yīng)立即對(duì)水下隔離密封裝置進(jìn)行出水檢修作業(yè)。

(3)操作人員手動(dòng)操作模式下誤動(dòng)作。為防止操作人員手動(dòng)操作模式時(shí)，誤動(dòng)作引起的相關(guān)安全或操作風(fēng)險(xiǎn)，控制系統(tǒng)在每一個(gè)子流程按鈕點(diǎn)擊時(shí)都要確認(rèn)前一個(gè)子流程是否完成，只有前一個(gè)子流程結(jié)束，當(dāng)前子流程的按鈕才能被觸發(fā)并執(zhí)行當(dāng)前操作。

(4)特殊情況下軟件控制系統(tǒng)的高級(jí)控制。在特殊情況下，高級(jí)權(quán)限用戶可以解除軟件的流程互鎖功能，按需求執(zhí)行相關(guān)操作，包括檢測(cè)回路排氣沖洗、啜吸筒降本底和啜吸筒水沖洗流程。

3.2 可靠性分析

針對(duì)核電站運(yùn)行成本高、檢修工期短、工作量大的特點(diǎn)，在系統(tǒng)設(shè)計(jì)時(shí)就充分考慮了系統(tǒng)的可靠性。

(1)啜吸筒裝置的密封。為避免乏燃料池水影響放射性氣體檢測(cè)的準(zhǔn)確性，從而影響到整個(gè)系統(tǒng)的可靠運(yùn)行，啜吸筒裝置的密封極其重要。針對(duì)本系統(tǒng)所使用的啜吸筒，采取了大量措施來保證密封蓋與啜吸筒之間的密封，啜吸筒上的管路、傳感器等元件與啜吸筒的密封，以及啜吸筒本體制造的密封。

(2)雙啜吸筒設(shè)計(jì)。雙啜吸筒交替檢測(cè)的設(shè)計(jì)初衷仍是為了保證系統(tǒng)在單個(gè)啜吸筒故障時(shí)仍可以正常工作。

(3)雙啜吸筒回路互鎖。為避免啜吸筒A、B所在回路相互干擾而影響系統(tǒng)的正常運(yùn)行，在啜吸筒A、B相關(guān)的水路和氣路設(shè)置氣動(dòng)隔離閥，用手動(dòng)球閥關(guān)斷相關(guān)氣源，對(duì)在檢回路實(shí)現(xiàn)保護(hù)和隔離，同時(shí)避免誤操作的產(chǎn)生。

4 總結(jié)

針對(duì)國(guó)內(nèi)在真空式離線啜吸設(shè)備這一領(lǐng)域尚處于空白的情況，對(duì)核燃料組件破損泄漏監(jiān)測(cè)機(jī)器人進(jìn)行了設(shè)計(jì)研究，提出了核素復(fù)合探測(cè)方法、雙啜吸筒交替檢測(cè)模式、燃料組件包殼破損定量分析和環(huán)境本底降低方法這些關(guān)鍵技術(shù)，在設(shè)計(jì)過程中充分考慮了安全性和可靠性并通過試驗(yàn)驗(yàn)證了真空離線啜吸技術(shù)的可行性。該系統(tǒng)具有安全、可靠、高效的特點(diǎn)，通過工程樣機(jī)的功能性驗(yàn)證和現(xiàn)場(chǎng)試驗(yàn)后，未來將應(yīng)用于核電站中，對(duì)核電機(jī)組運(yùn)行過程中破損燃料組件的定量檢測(cè)具有重要意義。