王華才，王克江，殷振國，王 鑫，梁政強

（中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）

重水堆壓力管熱室內(nèi)直徑測量技術(shù)研究

王華才，王克江，殷振國，王 鑫，梁政強

（中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）

針對重水堆壓力管輻照后具有較強的放射性不能直接測量等問題，采用一種在十字定位基礎上的比較測量方法，在熱室內(nèi)建立一套可使用計算機遠程控制的壓力管內(nèi)徑測量系統(tǒng)。研究結(jié)果表明：該套測量系統(tǒng)可通過熱室外操作吊車和機械手實現(xiàn)壓力管的裝卡，系統(tǒng)的重復測量準確度在0.4μm以內(nèi)，絕對測量準確度在±3μm以內(nèi)，該套熱室內(nèi)測量系統(tǒng)符合壓力管內(nèi)徑測量的檢測要求，可進行輻照后壓力管尺寸測量工作。

重水堆；壓力管；熱室；內(nèi)徑測量；十字定位

0 引 言

壓力管是CANDU-6加壓重水堆核電站的核心部件，承載重水傳輸燃料棒束產(chǎn)生的熱能，受到中子輻照、高溫高壓和機械應力長期作用，這些會使壓力管的長度和直徑都發(fā)生變化[1-3]。為了評估壓力管在役期間的性能，加拿大核安全當局在役檢查標準[4]CAN/CSA-N285.4—2005《定期檢查核電站結(jié)構(gòu)件》規(guī)定：壓力管服役期間隔4年至6年需定期抽出10根壓力管進行體積及尺寸監(jiān)督檢查。

我國重水堆所用壓力管的材料為Zr-2.5Nb合金，內(nèi)徑為103.4mm，壁厚4.19mm，運行過程中的入口溫度266℃，出口溫度310℃，入口壓力為11.48 MPa，出口壓力為10.48MPa。輻照后壓力管具有較強的放射性，需在熱室內(nèi)完成壓力管的尺寸測量工作，傳統(tǒng)手工操作的機械式內(nèi)徑搖表已無法滿足檢測要求。國內(nèi)目前尚未見輻照后重水堆壓力管熱室內(nèi)尺寸測量技術(shù)的文獻報道，國外報道主要采用水浸超聲檢測技術(shù)，該技術(shù)具有自動化程度高，測量準確度高（可控制在±5μm以內(nèi)）等特點，但在熱室內(nèi)進行水浸超聲檢測會產(chǎn)生大量放射性廢液，將大大提高熱室檢驗成本[3]。

為此，按照壓力管的特點，設計了壓力管專用裝卡裝置，采用校對環(huán)規(guī)定標的比較測量方法[5]，建立一套在十字定位測量壓力管內(nèi)徑基礎上的測量系統(tǒng)。

1 測量方法

壓力管內(nèi)徑的測量要解決直徑瞄準與定位以及兩個瞄準點之間距離測量這兩個關(guān)鍵問題。十字形定位具有準確度高、穩(wěn)定性好的特點，其測量原理如圖1所示。從圖1可以看出，測量臂在機械定位臂的中垂線上，使測量臂瞄準直徑；測量臂測得的直徑變化通過機械杠桿傳遞給差動變壓器式微位移傳感器，從而得到直徑變化值；再采用比較測量法，采用微位移傳感器測量壓力管與標準校對環(huán)規(guī)的差值ΔD，通過已知標準件的直徑D0就可得出被測件的直徑D=D0+ΔD。壓力管內(nèi)徑測量過程中，主要依靠定位臂內(nèi)的壓緊彈簧實現(xiàn)測量臂在直徑方向的自由活動，以保證十字架的端點與側(cè)頭對面的固定點均與內(nèi)壁圓接觸；再利用微位移傳感器獲得直徑變化值，從而達到精確測量壓力內(nèi)徑的要求。

圖1 內(nèi)徑測量原理圖

參照加拿大標準CAN/CSA-N285.4—2005第12.2.4節(jié)尺寸測量參考試樣的規(guī)定，制備了3個校對環(huán)規(guī)用于內(nèi)徑測量系統(tǒng)標定，其示意圖如圖2所示。從圖中可以看出，各環(huán)規(guī)尺寸經(jīng)計量單位校準后分別為φ103.4489mm、φ103.3981mm、φ103.3479mm。

為實現(xiàn)熱室外利用計算機遠程控制完成內(nèi)徑測量，以及利用機械手和熱室吊車實現(xiàn)熱室內(nèi)壓力管裝卡，設計了如圖3所示的實驗裝置。該裝置主要由壓力管裝卡卡盤、內(nèi)徑測量架、壓力管支架、校對環(huán)規(guī)、內(nèi)徑測桿支架及多功能臺架等部分組成。該套內(nèi)徑測量裝置可實現(xiàn)自動校準、定位，被測壓力管可通過熱室外計算機軟件控制其做軸向及繞軸轉(zhuǎn)動，可測量1000mm長壓力管內(nèi)徑尺寸變化，其中壓力管夾盤裝夾一端測量盲區(qū)長度為20mm，另一端測量盲區(qū)長度為5mm。

圖2 定標用校對環(huán)規(guī)示意圖（單位:mm）

圖3 壓力管內(nèi)徑測量裝置示意圖

2 測量不確定度分析

2.1 不確定度的來源

由比較法測量的計算公式D=D0+ΔD，可知其測量誤差來源于兩個方面[6-8]，一是D0，一是待測件與標準件直徑之間差值ΔD，兩個分量互不相關(guān)。由此，該系統(tǒng)測量不確定度的來源具體包括：

1）校對環(huán)規(guī)尺寸所引起的不確定度分量uD；

2）測量臺架和二次儀表的不確定度分量uY，由下列不確定度分量組成：測頭軸向定位誤差所引起的不確定度分量uY1，位移傳感器測量所引起的不確定度分量uY2，數(shù)據(jù)采集和處理系統(tǒng)所引起的不確定度分量uY3，測量重復性估算引起的不確定度分量uY4，由誤差傳遞公式知：

測量合成不確定度為[6]

2.2 不確定度分量的評定

1）校對環(huán)規(guī)尺寸所引起的不確定度分量評定。校對環(huán)規(guī)引起的不確定度分量uD由具有法定資質(zhì)計量檢測機構(gòu)提供的校準證書給出，其給定的測量不確定度結(jié)果為uD=0.35μm。

2）測頭軸向定位誤差所引起的不確定度分量評定。測頭軸向定位誤差分析示意圖，如圖4所示。由于測頭軸向定位產(chǎn)生的誤差，故測量時得到的測量值E與管的實際值D之間的誤差引入的不確定度分量uY1為

在式（3）中D為校對環(huán)規(guī)內(nèi)徑，即D=103.35mm，從圖4中可知：

設a為尾架對中套直徑與內(nèi)徑測量架固定桿直徑之差，b為內(nèi)徑測頭與尾架對中套的距離。最大取a=1mm，b=1000mm，求得tanθ=a/b=0.001，由此得出uY1=0.1μm。

3）位移傳感器測量所引起的不確定度分量評定。位移傳感器測量所引起的最大不確定度分量uY2=1.3μm。

4）數(shù)據(jù)采集和處理系統(tǒng)所引起的不確定度分量評定。數(shù)據(jù)采集和處理系統(tǒng)誤差所引起的不確定度分量不超過0.5μm，取uY3=0.5μm。

5）測量重復性估算所引起的不確定度分量評定。測量重復性估算采用A類方法進行評定，采用內(nèi)徑測量裝置對校對環(huán)規(guī)直徑重復測量4次，測量結(jié)果見圖5，計算得出其最大標準不確定度分量uY4=0.4μm。

圖4 測頭軸向定位誤差分析

圖5 校對環(huán)規(guī)直徑重復測量4次的曲線

由式（1）計算uY可得出：

由式（2）計算出內(nèi)徑測量合成標準不確定度為

壓力管內(nèi)徑測量最終結(jié)果的不確定度為

3 實測結(jié)果

利用所設計的熱室內(nèi)壓力管內(nèi)徑測量系統(tǒng)，對經(jīng)具有法定資質(zhì)計量檢測機構(gòu)校準后的3個校對環(huán)規(guī)的內(nèi)徑尺寸進行了測量。測量過程中，首先從距內(nèi)徑為φ103.448 9 mm校對環(huán)規(guī)上端頭5 mm處確定為相對零位，再利用內(nèi)徑測量架對3個校對環(huán)規(guī)沿軸向進行掃描，掃描時校對環(huán)規(guī)前進速度為0.33mm/s，每前進2mm采集一個直徑值，實驗結(jié)果如圖6所示。

圖6 熱室壓力管內(nèi)徑測量系統(tǒng)校對環(huán)規(guī)標定示意圖

對圖6所示的采用內(nèi)徑測量裝置測量的內(nèi)徑值與計量單位給出的校準值進行了對比分析，分析結(jié)果如圖7所示。由圖7可以看出，測量結(jié)果與校準值的偏差在-0.1～2.9μm范圍內(nèi)。

圖7 校對環(huán)規(guī)測量值與標定值之間的偏差

4 結(jié)束語

本文結(jié)合十字定位和比較測量的方法成功實現(xiàn)了熱室內(nèi)測量輻照后壓力管的內(nèi)徑。該套測量系統(tǒng)采用十字定位方式和比較測量方法提高了定位和測量精度；通過在測量系統(tǒng)中將標準校對環(huán)規(guī)一起模塊化，實現(xiàn)了每次測量均可自動校準；且利用熱室外計算機程序控制，可實現(xiàn)壓力管的軸向全長移動及圓周方向任意角度旋轉(zhuǎn)操作，確保了壓力管內(nèi)徑測量數(shù)據(jù)的完整性、可靠性和可操作性，有效降低了工作人員的吸收劑量。實驗結(jié)果表明，該套測量系統(tǒng)的準確度可控制在±3μm以內(nèi)，重復測量準確度在0.4μm以內(nèi)；符合重水堆核電站輻照后壓力管內(nèi)徑測量的檢測要求，且該檢測設備和方法可推廣應用到帶有放射性工件的內(nèi)徑測量。

[1]Ross-Ross P A，Hunt C E L.The in-reactor creep of cold-worked Zircaloy-2 and Zirconium-2.5wt%niobium pressure tubes[J].Journal of Nuclear Materials，1968，26（1）：2-10.

[2]Wood D S，Watkins B.A creep limit approach to the design of Zircaloy-2 reactor pressure tubes at 275℃[J]. Journalof Nuclear Materials，1971，41（3）：327-332.

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[7]朱沙，楊杰斌，陳世超，等.數(shù)控機床在線測量大直徑技術(shù)研究[J].中國測試，2012，38（4）：13-16.

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Research on diameter measurement in pressure tube of heavy water reactor at hot cell

WANG Hua-cai，WANG Ke-jiang，YIN Zhen-guo，WANG Xin，LIANG Zheng-qiang
（Department of Reactor Engineering Research and Design，China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China）

Regarding with the strong radioactivity,post irradiated pressure tube can’t be measured directly.A comparative measurement method which was based on the cross orientation measurement method had been employed.An internal diameter measurement system of pressure tube controlled by computer was set up in a hot cell.The research results have proved that the measurement system can fix pressure tube through crane and manipulator.The repeatable accuracy and the absolute accuracy are within 0.4 μm and±3 μm，respectively.The measuring system meets the requirement of inner diameter measurement in the hot cell and can be applied to the inspection of irradiated pressure tubes.

heavy water reactor；pressure tube；hot cell；internal diameter measurement；cross orientation measurement

TL423；TL363；TL353+.11；TM930.12

：A

：1674-5124（2014）05-0014-03

10.11857/j.issn.1674-5124.2014.05.003

2013-11-01；

：2014-01-23

國防科技工業(yè)局核能開發(fā)科研項目（科工二司2009-1226）

王華才（1986-），男，安徽安慶市人，工程師，博士，主要從事反應堆材料輻照后檢驗研究。