Помощь студентам в учебе
РАЗРАБОТКА И ВНЕДРЕНИЕ АВТОМАТИЗИРОВАННЫХ КОМПЛЕКСОВ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
|
Введение 5
Глава 1. Научные и технические проблемы контроля параметров твэлов энергетических, исследовательских и промышленных реакторов 24
1.1 Твэл как объект контроля 24
1.2 Технологический процесс изготовления и контролируемые параметры
твэлов энергетических, исследовательских и промышленных реакторов 36
1.3 Проблемы реализации сплошного контроля параметров твэлов 53
1.4 Обоснование направлений диссертационных исследований 62
Глава 2. Методы и средства неразрушающего контроля параметров твэлов для реакторов различного назначения 64
2.1 Радиационные методы неразрушающего контроля 64
2.1.1 Абсорбционные методы измерения 65
2.1.2 Методы измерения с применением обратно рассеянного излучения.. ..70
2.1.3 Спектрометрические методы измерения 76
2.1.4. Томографические методы измерения 81
2.2 Ультразвуковые методы неразрушающего контроля 91
2.2.1 Эхо-импульсный метод ультразвукового контроля 92
2.2.2 Теневой метод ультразвукового контроля 95
2.2.3 Резонансный метод ультразвукового контроля 97
2.3 Оптические методы неразрушающего контроля 101
2.3.1 Теневой и дифракционный метод измерения 102
2.3.2 Интерференционный метод измерения 104
2.4 Электромагнитные методы неразрушающего контроля 107
2.4.1 Контроль дефектов внешнего вида поверхности твэла 109
2.4.2 Контроль содержания оксида гадолиния в твэле 112
2.5 Тепловые методы неразрушающего контроля 117
2.6 Выводы по главе 2 121
Глава 3. Принципы построения и разработки автоматизированных комплексов неразрушающего контроля параметров твэлов 123
3.1 Требования к неразрушающему контролю критических параметров
твэлов различного назначения 124
3.2 Основные принципы построения автоматизированных комплексов
неразрушающего контроля твэлов 126
3.2.1 Принцип системного подхода 127
3.2.2 Принцип обратной связи 133
3.2.3 Принцип многоканальности 139
3.2.4 Принцип многофункциональности 143
3.2.5 Принцип адаптивности 145
3.2.6 Принцип метрологической устойчивости 149
3.3 Выводы по главе 3 153
Глава 4. Алгоритмы функционирования автоматизированных комплексов неразрушающего контроля параметров твэлов 154
4.1 Алгоритм функционирования автоматизированного комплекса
неразрушающего контроля толщины оболочек и неравномерности поверхностной плотности топливного слоя твэлов промышленного реактора 155
4.2 Алгоритм радиометрического контроля сплошности топливного столба
твэлов типа ВВЭР 182
4.3 Алгоритм контроля геометрических размеров твэлов реактора ВВЭР...187
4.4 Алгоритм функционирования автоматизированного комплекса
геометрических размеров дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000 193
4.5 Алгоритм функционирования комплексного контроля дефектов внешнего
вида поверхности твэлов ВВЭР-1000 200
4.6 Выводы по главе 4 204
Глава 5. Автоматизированные комплексы неразрушающего контроля параметров твэлов 206
5.1 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля толщины оболочек и неравномерности поверхностной плотности твэлов типа МПК-3 207
5.2 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля
геометрических размеров твэлов реакторов типа ВВЭР 230
5.3 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля
геометрических размеров дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000 239
5.4 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля сплошности
топливного столба твэлов реактора типа ВВЭР-1000 251
5.5 Автоматизированные комплексы неразрушающего контроля дефектов
внешнего вида поверхности твэла ВВЭР-1000 256
5.5.1 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля дефектов
поверхности твэла ВВЭР-1000 типа «ВИТОК» 257
5.5.2 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля дефектов
внешнего вида поверхности твэлов ВВЭР-1000 типа «ПРОФИЛЬ» 262
5.6 Выводы по главе 5 267
6. Заключение 268
7. Список литературы 270
Приложения 280
Глава 1. Научные и технические проблемы контроля параметров твэлов энергетических, исследовательских и промышленных реакторов 24
1.1 Твэл как объект контроля 24
1.2 Технологический процесс изготовления и контролируемые параметры
твэлов энергетических, исследовательских и промышленных реакторов 36
1.3 Проблемы реализации сплошного контроля параметров твэлов 53
1.4 Обоснование направлений диссертационных исследований 62
Глава 2. Методы и средства неразрушающего контроля параметров твэлов для реакторов различного назначения 64
2.1 Радиационные методы неразрушающего контроля 64
2.1.1 Абсорбционные методы измерения 65
2.1.2 Методы измерения с применением обратно рассеянного излучения.. ..70
2.1.3 Спектрометрические методы измерения 76
2.1.4. Томографические методы измерения 81
2.2 Ультразвуковые методы неразрушающего контроля 91
2.2.1 Эхо-импульсный метод ультразвукового контроля 92
2.2.2 Теневой метод ультразвукового контроля 95
2.2.3 Резонансный метод ультразвукового контроля 97
2.3 Оптические методы неразрушающего контроля 101
2.3.1 Теневой и дифракционный метод измерения 102
2.3.2 Интерференционный метод измерения 104
2.4 Электромагнитные методы неразрушающего контроля 107
2.4.1 Контроль дефектов внешнего вида поверхности твэла 109
2.4.2 Контроль содержания оксида гадолиния в твэле 112
2.5 Тепловые методы неразрушающего контроля 117
2.6 Выводы по главе 2 121
Глава 3. Принципы построения и разработки автоматизированных комплексов неразрушающего контроля параметров твэлов 123
3.1 Требования к неразрушающему контролю критических параметров
твэлов различного назначения 124
3.2 Основные принципы построения автоматизированных комплексов
неразрушающего контроля твэлов 126
3.2.1 Принцип системного подхода 127
3.2.2 Принцип обратной связи 133
3.2.3 Принцип многоканальности 139
3.2.4 Принцип многофункциональности 143
3.2.5 Принцип адаптивности 145
3.2.6 Принцип метрологической устойчивости 149
3.3 Выводы по главе 3 153
Глава 4. Алгоритмы функционирования автоматизированных комплексов неразрушающего контроля параметров твэлов 154
4.1 Алгоритм функционирования автоматизированного комплекса
неразрушающего контроля толщины оболочек и неравномерности поверхностной плотности топливного слоя твэлов промышленного реактора 155
4.2 Алгоритм радиометрического контроля сплошности топливного столба
твэлов типа ВВЭР 182
4.3 Алгоритм контроля геометрических размеров твэлов реактора ВВЭР...187
4.4 Алгоритм функционирования автоматизированного комплекса
геометрических размеров дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000 193
4.5 Алгоритм функционирования комплексного контроля дефектов внешнего
вида поверхности твэлов ВВЭР-1000 200
4.6 Выводы по главе 4 204
Глава 5. Автоматизированные комплексы неразрушающего контроля параметров твэлов 206
5.1 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля толщины оболочек и неравномерности поверхностной плотности твэлов типа МПК-3 207
5.2 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля
геометрических размеров твэлов реакторов типа ВВЭР 230
5.3 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля
геометрических размеров дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000 239
5.4 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля сплошности
топливного столба твэлов реактора типа ВВЭР-1000 251
5.5 Автоматизированные комплексы неразрушающего контроля дефектов
внешнего вида поверхности твэла ВВЭР-1000 256
5.5.1 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля дефектов
поверхности твэла ВВЭР-1000 типа «ВИТОК» 257
5.5.2 Автоматизированный комплекс неразрушающего контроля дефектов
внешнего вида поверхности твэлов ВВЭР-1000 типа «ПРОФИЛЬ» 262
5.6 Выводы по главе 5 267
6. Заключение 268
7. Список литературы 270
Приложения 280
В настоящее время сложно представить какое-либо направление в деятельности без использования методов и средств неразрушающего контроля. Прежде всего, это промышленное производство материалов и изделий любого назначения. Далее можно отметить медицину, строительство, научные исследования и даже культуру, где с успехом используют методики неразрушающего контроля для определения подлинности произведений изобразительного искусства и нахождения слоёв старых фресок под нанесёнными на них поздних слоёв штукатурки и облицовки. История развития неразрушающего контроля занимает чуть более столетия. Принято считать, что она началась с открытия в 1895 году Конрадом Рентгеном, так называемых Х-лучей, впоследствии названных в честь открывателя рентгеновскими. Очень скоро их применение в медицине и промышленности вызвало развитие рентгеновской техники.
В 20-е годы прошлого столетия появились первые работы по ультразвуковой дефектоскопии, затем по электромагнитным и магнитным методам неразрушающего контроля. Появление большого числа различных радиоактивных изотопов и детекторов ионизирующего излучения, современной электронной и вычислительной техники привело быстрому развитию радиометрических методов неразрушающего контроля, в том числе методов радиационной интроскопии и томографии. Одним из самых перспективных методов неразрушающего контроля в настоящее время можно признать направление тепловой дефектоскопии или термографии, которое быстро начало развиваться с начала 80-ых годов прошлого века.
Широкое применение различных методов неразрушающего контроля нашло в атомной промышленности, как в сфере научных исследований, так и в области непосредственно промышленного производства. Учитывая, что производство ядерного топлива сложный технологический процесс, то 5
вполне понятно и разнообразие используемых методов и средств неразрушающего контроля. Особенно большое распространение получили радиационные методы, что соответствует специфике производства ядерного топлива.
Ядерное топливо представляет собой тепловыделяющие элементы (твэлы), собранные в специальные тепловыделяющие сборки (ТВС) различной конструкции в зависимости от типа реактора и его назначения. Ядерные реактора в основном подразделяется на три основные группы: энергетические, исследовательские и промышленные. Энергетические реактора предназначены для преобразования тепловой энергии, получаемой за счёт реакции деления тяжелых ядер (в основном это ядра урана-235 или урана-238), в электрическую энергию. Исследовательские реактора предназначены для получения высоких потоков нейтронов для дальнейшего их применения в различных исследованиях. Промышленные реактора предназначены для наработки различных изотопов, которые в дальнейшем используются в промышленности или медицине.
Очевидно, что ТВС различных реакторов существенно отличаются друг от друга по конструкции, применямым материалам и прежде всего обогащению урана. В энергетических ТВС применяется уран до 5% обогащения по урану-235, исследовательские ТВС уран имеет обогащение до 20% , промышленные ТВС могут иметь уран с обогащением выше 20%. Необходимость обеспечения качества ядерного топлива важнейшая задача разработчиков и изготовителей. Требования к качеству ядерного топлива постоянно возрастают в связи с необходимостью улучшения его безопасности и увеличением сроков его зксплуатации. Получение объективных данных о параметрах ядерного топлива и соответствие их требованиям конструкторской и технологической документации невозможно без применения методов и средств неразрушающего контроля. Сложность осуществления сплошного неразрушающего контроля критических параметров ядерного топлива для всех видов реакторов заключается в большом разнообразии конструкций твэлов и ТВС, а также в сложной технологии их изготовления.
Поэтому первоначально разрабатывались и внедрялись специализированные установки неразрушающего контроля с низким уровнем унификации измерительной техники и автоматизации. Это было приемлимо, когда выпуск твэлов и ТВС был практически единичным производством. Но в результате бурного развития ядерной энергетики и научных исследований возникла проблема развития автоматизированных комплексов неразрушающего контроля ядерного топлива в условиях его серийного производства. Появилась необходимость не только в отдельно расположенных установках контроля, а в автоматизированных комплексах неразрушающего контроля, встроенных в технологическую линию изготовления ядерного топлива, которые могут образовывать отдельные линии выходного контроля изделий. С этой целью была проведена большая научно-исследовательская работа по совершенствованию существующих методик неразрушающего контроля (НК) и по созданию ряда новых перспективных методик (НК).
Данному вопросу посвящены работы [1,2,3], где рассмотрен ряд новых методик неразрушающего контроля, реализованных в автоматизированных комплексах контроля. В работе [4] предлагается модульный агрегатный принцип построения автоматизированных комплексов неразрушающего контроля (АКНК) ядерного топлива. В этой работе была предпринята попытка сформировать единый подход к разработке и изготовлению АКНК ядерного топлива на основе модульного принципа построения их архитектуры. Сложный комплекс рассматривался как локальная система неразрушающего контроля (ЛСНК), которая могла состоять из ряда постов неразрушающего контроля (ПНК), которые в свою очередь состояли из унифицированных модулей различного назначения в зависимости от применяемых методик в данной системе. Особое внимание уделялось средствам сбора и обработки информации и вопросам магистральной передачи данных. На основе этих предложений был разработан руководящий технический материал (РТМ) обязательный к применению в атомной промышленности, который выпустил Всесоюзный научно-исследовательский институт радиационной техники (ВНИИРТ). В работе [5] сформулированы основные требования к базовым модулям агрегатного комплекса средств промышленного контроля твэлов АЭС. Большое внимание было уделено также выбору средств управляющей и вычислительной техники.
Предпочтение на данном этапе развития было отдано комплексу технических средств КТС ЛИУС, который успешно применялся в авиационной промышленности и был к тому времени достаточно развит для промышленного использования. Как альтернативный вариант рассматривалось применение микро-ЭВМ « Электроника-60» . Жесткие требования к ограничению использования перечня и номенклатуры технических средств помимо вопросов унификации и стандартизации преследовали собой цель, по возможности быть независимыми от импортной комплектации специального оборудования для промышленного контроля ядерного топлива из-за соображения поддержания обороноспособности страны.
И все же, практическая реализация требований РТМ не была осуществлена в атомной отрасли полностью по целому ряду причин. Во- первых, изготовление базовых модулей для информационно-измерительных и управляющих каналов в конструктивах КТС ЛИУС в необходимых для отрасли объемах не было налажено. Во-вторых, резко изменилась номенклатура требуемых модулей за счет расширения применяемых методик неразрушающего контроля параметров ядерного топлива, наряду с традиционными рентгеновскими и радиометрическими методиками всё шире стали применяться ультразвуковые, электромагнитные, оптические и тепловые методы.
Кроме этого, отечественная вычислительная техника полностью уступила свои позиции импортным микро-ЭВМ и персональным компьютерам. В дальнейшем с наступлением рыночных отношений в экономике страны централизованной политики в области создания АКНК контроля ядерного топлива более не пытались проводить.
В настоящий момент стоит остановиться на рассмотрении основных параметров ядерного топлива, которые подлежат контролю при изготовлении его в ходе технологического процесса. Эти параметры и требования к ним отражены в технических условиях на твэлы и ТВС ядерных реакторов. Основным объектом, который подвергается тщательному контролю, является тепловыделяюший элемент.
Твэл определяет конструкцию всей тепловыделяющей сборки и её технико-экономические характеристики. Твэлы реакторов всех видов в большинстве своём имеют трубчатую конфигурацию. Разница состоит в том, что для энергетических реакторов - это циркониевая труба, наполненная урановыми таблетками различного обогащения, а для исследовательских и промышленных реакторов - это трехслойная труба, полученная путем совместного прессования уранового сердечника и алюминиевой матрицы, где ураносодержащий топливный слой окружен алюминиевыми герметизирующими слоями.
Твэлы энергетических реакторов имеют следующие контролируемые параметры:
- длина топливного столба;
- масса топливного столба;
-сплошность топливного столба (зазоры между таблетками, положение фиксатора);
- обогащение топливного столба по урану -235;
- геометрические размеры твэла (длина, диаметр, непрямолинейность, несоосность);
- давление гелия внутри твэла;
- качество сварных швов, изготовленных контактно-стыковой или электронно-лучевой сваркой (непровар в корне шва, длина зоны проплавления, поры);
- герметичность твэла;
- внешний вид наружной поверхности твэла (отсутствие рисок, царапин, вмятин глубиной более 50мкм).
-загрязненность поверхности твэла ураном.
Твэлы исследовательских и промышленных реакторов имеют следующие контролируемые параметры:
- толщина наружной и внутренней оболочки;
- неравномерность распределения урана в топливном слое;
- «размазанность» края топливного слоя;
- наличие включений урана в холостые концы твэла;
- геометрические размеры твэла;
-внешний вид твэла.
Все вышеперечисленные параметры являются важными, некоторые даже критическими с точки зрения эксплуатационной надёжности реактора и его технико-экономических характеристик. В связи с этим, требования по вышеперечисленным параметрам указаны в соответствующих технических условиях и по ним определяется 100% (сплошной) контроль всех изготавливаемых твэлов. Осуществить сплошной контроль всех твэлов возможно только с помощью методов неразрушающего контроля различного вида. Специально разработанные для этих целей методики неразрушающего контроля должны быть реализованы в автоматизированных комплексах, встроенных в технологический процесс производства твэлов.
Поэтому, исследование и разработка оптимальных методов и средств неразрушающего контроля для создания и внедрения автоматизированных комплексов неразрушающего контроля ядерного топлива в процесс его производства является актуальной задачей современной атомной промышленности в условиях жесткой конкуренции на рынке.
Это подтверждается тем, что работы по этому направлению постоянно включаются в планы НИОКР топливной компании «ТВЭЛ» госкорпорации РОСАТОМ в разделах по совершенствованию технологии изготовления ядерного топлива и повышению его качества. Научные исследования и разработки в этой области ведутся и в таких известных компаниях как Westinhous (США), Areva (Франция), BNFL (Великобритания), и ряде других. Накоплен большой практический опыт работ в этой области рядом фирм, специализирующихся в этом направлении, среди них Intercontrole, General Electric, Siemens, Toshiba. В России большой вклад в развитие неразрушающего контроля ядерного топлива внесли такие организации как ВНИИТФА, ВНИИНМ им. Бочвара, КТИ НП СО РАН, МИФИ.
Цель работы заключается в научном обосновании, разработке и создании новых методик и автоматизированных комплексов неразрушающего контроля ядерного топлива для энергетических, исследовательских и промышленных реакторов, отличающихся высокой производительностью и достоверностью контроля, способных работать в составе технологических линий в реальных производственных условиях.
Задачами исследования являются:
- разработка и создание методик неразрушающего контроля критических параметров ядерного топлива для реакторов различного назначения;
- создание автоматизированных комплексов неразрушающего контроля ядерного топлива, реализующих предложенные методики, которые обеспечивают необходимую достоверность измерений, эксплуатационную надежность и производительность контроля;
- внедрение в промышленную эксплуатацию автоматизированных комплексов неразрушающего контроля параметров ядерного топлива, способных работать в составе технологических линий изготовления твэлов и осуществлять сплошной контроль качества изделий.
Объектом исследования являются:
- твэлы и ТВС энергетических, исследовательских и промышленных реакторов;
- комплектующие детали и материалы;
- технологический процесс производства.
Методы исследования.
В работе использовались:
- теневой и эхо-импульсный метод ультразвуковой дефектоскопии;
-гамма-абсорбционный и гамма-спектрометрический радиометрический метод;
- электронный альбедный радиометрический метод толщинометрии;
- интерференционный и дифракционный оптический метод размерного контроля;
- электромагнитный вихретоковый метод дефектоскопии;
- методы математической статистики и теории вероятности, обработки изображений и спектров;
- теория взаимодействия ионизирующего излучения с веществом, теория распространения оптического, электромагнитного, ультразвукового излучения в различных средах;
- метрологические нормы и стандарты.
Научная новизна:
- обоснован ряд методик и алгоритмов неразрушающего контроля параметров ядерного топлива, реализованных в автоматизированных комплексах неразрушающего контроля в составе технологических линий или производств по выпуску твэлов энергетических, исследовательских и промышленных реакторов;
- обоснованы основные принципы построения автоматизированных комплексов неразрушающего контроля параметров ядерного топлива для различных реакторов.
- внедрён автоматизированный комплекс контроля внешнего вида твэлов ВВЭР, состоящий из вихретоковой позиции определителя и разметчика дефектов и оптикоэлектронной позиции измерения глубины и раскрытия дефектов, что позволяет полностью устранить визуальный ручной контроль механических дефектов внешнего вида твэла и осуществить сплошной контроль изделий. За счёт этого повышается оперативность и достоверность контроля, а также снижается риск потери зрения персонала при выполнении напряженного визуального контроля;
- внедрён автоматизированный комплекс контроля геометрических размеров твэлов ВВЭР, который позволяет помимо измерения диаметра и длины твэла производить измерение прогиба твэла и его несоосности с верхней заглушкой. Производительность контроля может достигать до 8 метров в минуту;
- внедрён автоматизированный комплекс контроля геометрических размеров дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000 с производительностью контроля 15 минут на одну решётку.
-разработан и внедрён алгоритм активного контроля толщин оболочек твэлов промышленного реактора в составе автоматизированного комплекса, что позволяет повысить оперативность контроля, обеспечить стабильность метрологических характеристик измерительных каналов;
- разработан и внедрён алгоритм измерения зазоров и сколов таблеток топливного столба твэлов ВВЭР, реализованный в автоматизированном комплексе контроля сплошности топливного столба твэлов.
На защиту выносится:
1. Методика комплексного контроля внешнего вида поверхности твэла ВВЭР с использованием электромагнитного вихретокового метода обнаружения предполагаемых механических дефектов наружной поверхности твэла с фиксацией их координат и последующем контролем только твэлов с предполагаемыми дефектами интерференционным оптическим методом для точного измерения глубины и раскрытия дефектов и принятия решения об окончательной разбраковке изделий с дефектами, превышающими предельно допустимые размеры.
2. Автоматизированная линия контроля твэлов реактора типа ВВЭР, включающая автоматизированный комплекс контроля внешнего вида поверхности твэла, автоматизированный комплекс контроля геометрических размеров твэлов.
3. Автоматизированный комплекс контроля геометрических размеров дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000.
4. Методика и алгоритм активного контроля толщины оболочек твэлов промышленного реактора, и конструкция автоматизированного комплекса контроля параметров твэлов промышленного реактора для их реализации.
5. Методика и алгоритм измерения величины зазоров и сколов таблеток топливного столба твэлов ВВЭР, и конструкция автоматизированного комплекса контроля сплошности топливного столба твэлов ВВЭР для их реализации.
6. Результаты внедрения автоматизированных комплексов
неразрушающего контроля твэлов в технологическом процессе их производства.
Практическая значимость работы.
1. Созданные методики и автоматизированные комплексы для измерения и контроля критических параметров ядерного топлива для энергетических, исследовательских и промышленных реакторов позволили осуществить сплошной контроль твэлов на соответствие требованиям технических условий с высокой производительностью и необходимой точностью, обеспечивая тем самым высокое качество выпускаемого ядерного топлива, как для российских, так и для зарубежных потребителей.
2. Автоматизированные комплексы неразрушающего контроля внешнего вида поверхности твэла ВВЭР («ВИТОК», «ПРОФИЛЬ»), геометрических размеров «РАЗМЕР», сплошности топливного столба «КСИГ», а также автоматизированный комплекс контроля геометрических размеров дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000 «РЕШЁТКА» и автоматизированный комплекс контроля толщины слоёв твэлов промышленного реактора «МПК-3М» внедрены на ПАО « Новосибирский завод химконцентратов» г. Новосибирск.
Достоверность результатов обеспечена адекватным применением теории измерений, связанных с использованием ионизирующих излучений, электромагнитных и ультразвуковых полей, метрологических норм и стандартов, стандартных образцов и мер, стандартных измерительных приборов и подтверждается результатами метрологической аттестации и сравнительными испытаниями с разрушающими методами измерения и химического анализа.
Апробация работы. Основные результаты и положения работы докладывались на следующих конференциях: на 15-ой Всемирной конференции по неразрушающему контролю, Рим, 15-20 октября 2000г., на 8¬ой конференции по неразрушающему контролю, Барселона, 17-21 июня 2002г., на 16-ой Всемирной конференции по неразрушающему контролю, Монреаль, 30 августа-3 сентября 2004г., на научно-технической конференции « Ядерное топливо нового поколения для АЭС », г. Москва , 17-19 ноября 2010г., на конференции «Инновации в неразрушающем контроле SibTest», Алтайский край, 25-28 июля 2011г., на конференции « TopFuel 2012 », Manchester, UK, 2-6 Sebtember 2012.
Личный вклад автора. Основные исследования по теме диссертации выполнены лично автором, либо под его руководством и его участии. Часть исследований, выполненных автором, проводились совместно с его коллегами с Центральной научно-исследовательской лаборатории автоматики Новосибирского завода химконцентратов, а также со специалистами Конструкторско-технологического института научного приборостроения Сибирского отделения Академии наук, Всероссийского научно-исследовательского института технической физики и автоматики. Автором были сформулированы основные принципы и положения исследований по теме диссертации, он принимал непосредственное участие в разработке технических заданий, методик измерений, испытаний и метрологической аттестации, создании конструкции первичных преобразователей и стандартных образцов.
Публикации. По теме диссертации имеется 39 публикаций. В их числе 16 статей в журналах, входящих в перечень ВАК, 16 патентов РФ на изобретения, остальные работы в трудах перечисленных выше конференций.
Структура и объём работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы и приложений, имеет 281 страницу машинописного текста, в тексте приведен 81 рисунок. Список литературы составляет 109 наименований.
В 20-е годы прошлого столетия появились первые работы по ультразвуковой дефектоскопии, затем по электромагнитным и магнитным методам неразрушающего контроля. Появление большого числа различных радиоактивных изотопов и детекторов ионизирующего излучения, современной электронной и вычислительной техники привело быстрому развитию радиометрических методов неразрушающего контроля, в том числе методов радиационной интроскопии и томографии. Одним из самых перспективных методов неразрушающего контроля в настоящее время можно признать направление тепловой дефектоскопии или термографии, которое быстро начало развиваться с начала 80-ых годов прошлого века.
Широкое применение различных методов неразрушающего контроля нашло в атомной промышленности, как в сфере научных исследований, так и в области непосредственно промышленного производства. Учитывая, что производство ядерного топлива сложный технологический процесс, то 5
вполне понятно и разнообразие используемых методов и средств неразрушающего контроля. Особенно большое распространение получили радиационные методы, что соответствует специфике производства ядерного топлива.
Ядерное топливо представляет собой тепловыделяющие элементы (твэлы), собранные в специальные тепловыделяющие сборки (ТВС) различной конструкции в зависимости от типа реактора и его назначения. Ядерные реактора в основном подразделяется на три основные группы: энергетические, исследовательские и промышленные. Энергетические реактора предназначены для преобразования тепловой энергии, получаемой за счёт реакции деления тяжелых ядер (в основном это ядра урана-235 или урана-238), в электрическую энергию. Исследовательские реактора предназначены для получения высоких потоков нейтронов для дальнейшего их применения в различных исследованиях. Промышленные реактора предназначены для наработки различных изотопов, которые в дальнейшем используются в промышленности или медицине.
Очевидно, что ТВС различных реакторов существенно отличаются друг от друга по конструкции, применямым материалам и прежде всего обогащению урана. В энергетических ТВС применяется уран до 5% обогащения по урану-235, исследовательские ТВС уран имеет обогащение до 20% , промышленные ТВС могут иметь уран с обогащением выше 20%. Необходимость обеспечения качества ядерного топлива важнейшая задача разработчиков и изготовителей. Требования к качеству ядерного топлива постоянно возрастают в связи с необходимостью улучшения его безопасности и увеличением сроков его зксплуатации. Получение объективных данных о параметрах ядерного топлива и соответствие их требованиям конструкторской и технологической документации невозможно без применения методов и средств неразрушающего контроля. Сложность осуществления сплошного неразрушающего контроля критических параметров ядерного топлива для всех видов реакторов заключается в большом разнообразии конструкций твэлов и ТВС, а также в сложной технологии их изготовления.
Поэтому первоначально разрабатывались и внедрялись специализированные установки неразрушающего контроля с низким уровнем унификации измерительной техники и автоматизации. Это было приемлимо, когда выпуск твэлов и ТВС был практически единичным производством. Но в результате бурного развития ядерной энергетики и научных исследований возникла проблема развития автоматизированных комплексов неразрушающего контроля ядерного топлива в условиях его серийного производства. Появилась необходимость не только в отдельно расположенных установках контроля, а в автоматизированных комплексах неразрушающего контроля, встроенных в технологическую линию изготовления ядерного топлива, которые могут образовывать отдельные линии выходного контроля изделий. С этой целью была проведена большая научно-исследовательская работа по совершенствованию существующих методик неразрушающего контроля (НК) и по созданию ряда новых перспективных методик (НК).
Данному вопросу посвящены работы [1,2,3], где рассмотрен ряд новых методик неразрушающего контроля, реализованных в автоматизированных комплексах контроля. В работе [4] предлагается модульный агрегатный принцип построения автоматизированных комплексов неразрушающего контроля (АКНК) ядерного топлива. В этой работе была предпринята попытка сформировать единый подход к разработке и изготовлению АКНК ядерного топлива на основе модульного принципа построения их архитектуры. Сложный комплекс рассматривался как локальная система неразрушающего контроля (ЛСНК), которая могла состоять из ряда постов неразрушающего контроля (ПНК), которые в свою очередь состояли из унифицированных модулей различного назначения в зависимости от применяемых методик в данной системе. Особое внимание уделялось средствам сбора и обработки информации и вопросам магистральной передачи данных. На основе этих предложений был разработан руководящий технический материал (РТМ) обязательный к применению в атомной промышленности, который выпустил Всесоюзный научно-исследовательский институт радиационной техники (ВНИИРТ). В работе [5] сформулированы основные требования к базовым модулям агрегатного комплекса средств промышленного контроля твэлов АЭС. Большое внимание было уделено также выбору средств управляющей и вычислительной техники.
Предпочтение на данном этапе развития было отдано комплексу технических средств КТС ЛИУС, который успешно применялся в авиационной промышленности и был к тому времени достаточно развит для промышленного использования. Как альтернативный вариант рассматривалось применение микро-ЭВМ « Электроника-60» . Жесткие требования к ограничению использования перечня и номенклатуры технических средств помимо вопросов унификации и стандартизации преследовали собой цель, по возможности быть независимыми от импортной комплектации специального оборудования для промышленного контроля ядерного топлива из-за соображения поддержания обороноспособности страны.
И все же, практическая реализация требований РТМ не была осуществлена в атомной отрасли полностью по целому ряду причин. Во- первых, изготовление базовых модулей для информационно-измерительных и управляющих каналов в конструктивах КТС ЛИУС в необходимых для отрасли объемах не было налажено. Во-вторых, резко изменилась номенклатура требуемых модулей за счет расширения применяемых методик неразрушающего контроля параметров ядерного топлива, наряду с традиционными рентгеновскими и радиометрическими методиками всё шире стали применяться ультразвуковые, электромагнитные, оптические и тепловые методы.
Кроме этого, отечественная вычислительная техника полностью уступила свои позиции импортным микро-ЭВМ и персональным компьютерам. В дальнейшем с наступлением рыночных отношений в экономике страны централизованной политики в области создания АКНК контроля ядерного топлива более не пытались проводить.
В настоящий момент стоит остановиться на рассмотрении основных параметров ядерного топлива, которые подлежат контролю при изготовлении его в ходе технологического процесса. Эти параметры и требования к ним отражены в технических условиях на твэлы и ТВС ядерных реакторов. Основным объектом, который подвергается тщательному контролю, является тепловыделяюший элемент.
Твэл определяет конструкцию всей тепловыделяющей сборки и её технико-экономические характеристики. Твэлы реакторов всех видов в большинстве своём имеют трубчатую конфигурацию. Разница состоит в том, что для энергетических реакторов - это циркониевая труба, наполненная урановыми таблетками различного обогащения, а для исследовательских и промышленных реакторов - это трехслойная труба, полученная путем совместного прессования уранового сердечника и алюминиевой матрицы, где ураносодержащий топливный слой окружен алюминиевыми герметизирующими слоями.
Твэлы энергетических реакторов имеют следующие контролируемые параметры:
- длина топливного столба;
- масса топливного столба;
-сплошность топливного столба (зазоры между таблетками, положение фиксатора);
- обогащение топливного столба по урану -235;
- геометрические размеры твэла (длина, диаметр, непрямолинейность, несоосность);
- давление гелия внутри твэла;
- качество сварных швов, изготовленных контактно-стыковой или электронно-лучевой сваркой (непровар в корне шва, длина зоны проплавления, поры);
- герметичность твэла;
- внешний вид наружной поверхности твэла (отсутствие рисок, царапин, вмятин глубиной более 50мкм).
-загрязненность поверхности твэла ураном.
Твэлы исследовательских и промышленных реакторов имеют следующие контролируемые параметры:
- толщина наружной и внутренней оболочки;
- неравномерность распределения урана в топливном слое;
- «размазанность» края топливного слоя;
- наличие включений урана в холостые концы твэла;
- геометрические размеры твэла;
-внешний вид твэла.
Все вышеперечисленные параметры являются важными, некоторые даже критическими с точки зрения эксплуатационной надёжности реактора и его технико-экономических характеристик. В связи с этим, требования по вышеперечисленным параметрам указаны в соответствующих технических условиях и по ним определяется 100% (сплошной) контроль всех изготавливаемых твэлов. Осуществить сплошной контроль всех твэлов возможно только с помощью методов неразрушающего контроля различного вида. Специально разработанные для этих целей методики неразрушающего контроля должны быть реализованы в автоматизированных комплексах, встроенных в технологический процесс производства твэлов.
Поэтому, исследование и разработка оптимальных методов и средств неразрушающего контроля для создания и внедрения автоматизированных комплексов неразрушающего контроля ядерного топлива в процесс его производства является актуальной задачей современной атомной промышленности в условиях жесткой конкуренции на рынке.
Это подтверждается тем, что работы по этому направлению постоянно включаются в планы НИОКР топливной компании «ТВЭЛ» госкорпорации РОСАТОМ в разделах по совершенствованию технологии изготовления ядерного топлива и повышению его качества. Научные исследования и разработки в этой области ведутся и в таких известных компаниях как Westinhous (США), Areva (Франция), BNFL (Великобритания), и ряде других. Накоплен большой практический опыт работ в этой области рядом фирм, специализирующихся в этом направлении, среди них Intercontrole, General Electric, Siemens, Toshiba. В России большой вклад в развитие неразрушающего контроля ядерного топлива внесли такие организации как ВНИИТФА, ВНИИНМ им. Бочвара, КТИ НП СО РАН, МИФИ.
Цель работы заключается в научном обосновании, разработке и создании новых методик и автоматизированных комплексов неразрушающего контроля ядерного топлива для энергетических, исследовательских и промышленных реакторов, отличающихся высокой производительностью и достоверностью контроля, способных работать в составе технологических линий в реальных производственных условиях.
Задачами исследования являются:
- разработка и создание методик неразрушающего контроля критических параметров ядерного топлива для реакторов различного назначения;
- создание автоматизированных комплексов неразрушающего контроля ядерного топлива, реализующих предложенные методики, которые обеспечивают необходимую достоверность измерений, эксплуатационную надежность и производительность контроля;
- внедрение в промышленную эксплуатацию автоматизированных комплексов неразрушающего контроля параметров ядерного топлива, способных работать в составе технологических линий изготовления твэлов и осуществлять сплошной контроль качества изделий.
Объектом исследования являются:
- твэлы и ТВС энергетических, исследовательских и промышленных реакторов;
- комплектующие детали и материалы;
- технологический процесс производства.
Методы исследования.
В работе использовались:
- теневой и эхо-импульсный метод ультразвуковой дефектоскопии;
-гамма-абсорбционный и гамма-спектрометрический радиометрический метод;
- электронный альбедный радиометрический метод толщинометрии;
- интерференционный и дифракционный оптический метод размерного контроля;
- электромагнитный вихретоковый метод дефектоскопии;
- методы математической статистики и теории вероятности, обработки изображений и спектров;
- теория взаимодействия ионизирующего излучения с веществом, теория распространения оптического, электромагнитного, ультразвукового излучения в различных средах;
- метрологические нормы и стандарты.
Научная новизна:
- обоснован ряд методик и алгоритмов неразрушающего контроля параметров ядерного топлива, реализованных в автоматизированных комплексах неразрушающего контроля в составе технологических линий или производств по выпуску твэлов энергетических, исследовательских и промышленных реакторов;
- обоснованы основные принципы построения автоматизированных комплексов неразрушающего контроля параметров ядерного топлива для различных реакторов.
- внедрён автоматизированный комплекс контроля внешнего вида твэлов ВВЭР, состоящий из вихретоковой позиции определителя и разметчика дефектов и оптикоэлектронной позиции измерения глубины и раскрытия дефектов, что позволяет полностью устранить визуальный ручной контроль механических дефектов внешнего вида твэла и осуществить сплошной контроль изделий. За счёт этого повышается оперативность и достоверность контроля, а также снижается риск потери зрения персонала при выполнении напряженного визуального контроля;
- внедрён автоматизированный комплекс контроля геометрических размеров твэлов ВВЭР, который позволяет помимо измерения диаметра и длины твэла производить измерение прогиба твэла и его несоосности с верхней заглушкой. Производительность контроля может достигать до 8 метров в минуту;
- внедрён автоматизированный комплекс контроля геометрических размеров дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000 с производительностью контроля 15 минут на одну решётку.
-разработан и внедрён алгоритм активного контроля толщин оболочек твэлов промышленного реактора в составе автоматизированного комплекса, что позволяет повысить оперативность контроля, обеспечить стабильность метрологических характеристик измерительных каналов;
- разработан и внедрён алгоритм измерения зазоров и сколов таблеток топливного столба твэлов ВВЭР, реализованный в автоматизированном комплексе контроля сплошности топливного столба твэлов.
На защиту выносится:
1. Методика комплексного контроля внешнего вида поверхности твэла ВВЭР с использованием электромагнитного вихретокового метода обнаружения предполагаемых механических дефектов наружной поверхности твэла с фиксацией их координат и последующем контролем только твэлов с предполагаемыми дефектами интерференционным оптическим методом для точного измерения глубины и раскрытия дефектов и принятия решения об окончательной разбраковке изделий с дефектами, превышающими предельно допустимые размеры.
2. Автоматизированная линия контроля твэлов реактора типа ВВЭР, включающая автоматизированный комплекс контроля внешнего вида поверхности твэла, автоматизированный комплекс контроля геометрических размеров твэлов.
3. Автоматизированный комплекс контроля геометрических размеров дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000.
4. Методика и алгоритм активного контроля толщины оболочек твэлов промышленного реактора, и конструкция автоматизированного комплекса контроля параметров твэлов промышленного реактора для их реализации.
5. Методика и алгоритм измерения величины зазоров и сколов таблеток топливного столба твэлов ВВЭР, и конструкция автоматизированного комплекса контроля сплошности топливного столба твэлов ВВЭР для их реализации.
6. Результаты внедрения автоматизированных комплексов
неразрушающего контроля твэлов в технологическом процессе их производства.
Практическая значимость работы.
1. Созданные методики и автоматизированные комплексы для измерения и контроля критических параметров ядерного топлива для энергетических, исследовательских и промышленных реакторов позволили осуществить сплошной контроль твэлов на соответствие требованиям технических условий с высокой производительностью и необходимой точностью, обеспечивая тем самым высокое качество выпускаемого ядерного топлива, как для российских, так и для зарубежных потребителей.
2. Автоматизированные комплексы неразрушающего контроля внешнего вида поверхности твэла ВВЭР («ВИТОК», «ПРОФИЛЬ»), геометрических размеров «РАЗМЕР», сплошности топливного столба «КСИГ», а также автоматизированный комплекс контроля геометрических размеров дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000 «РЕШЁТКА» и автоматизированный комплекс контроля толщины слоёв твэлов промышленного реактора «МПК-3М» внедрены на ПАО « Новосибирский завод химконцентратов» г. Новосибирск.
Достоверность результатов обеспечена адекватным применением теории измерений, связанных с использованием ионизирующих излучений, электромагнитных и ультразвуковых полей, метрологических норм и стандартов, стандартных образцов и мер, стандартных измерительных приборов и подтверждается результатами метрологической аттестации и сравнительными испытаниями с разрушающими методами измерения и химического анализа.
Апробация работы. Основные результаты и положения работы докладывались на следующих конференциях: на 15-ой Всемирной конференции по неразрушающему контролю, Рим, 15-20 октября 2000г., на 8¬ой конференции по неразрушающему контролю, Барселона, 17-21 июня 2002г., на 16-ой Всемирной конференции по неразрушающему контролю, Монреаль, 30 августа-3 сентября 2004г., на научно-технической конференции « Ядерное топливо нового поколения для АЭС », г. Москва , 17-19 ноября 2010г., на конференции «Инновации в неразрушающем контроле SibTest», Алтайский край, 25-28 июля 2011г., на конференции « TopFuel 2012 », Manchester, UK, 2-6 Sebtember 2012.
Личный вклад автора. Основные исследования по теме диссертации выполнены лично автором, либо под его руководством и его участии. Часть исследований, выполненных автором, проводились совместно с его коллегами с Центральной научно-исследовательской лаборатории автоматики Новосибирского завода химконцентратов, а также со специалистами Конструкторско-технологического института научного приборостроения Сибирского отделения Академии наук, Всероссийского научно-исследовательского института технической физики и автоматики. Автором были сформулированы основные принципы и положения исследований по теме диссертации, он принимал непосредственное участие в разработке технических заданий, методик измерений, испытаний и метрологической аттестации, создании конструкции первичных преобразователей и стандартных образцов.
Публикации. По теме диссертации имеется 39 публикаций. В их числе 16 статей в журналах, входящих в перечень ВАК, 16 патентов РФ на изобретения, остальные работы в трудах перечисленных выше конференций.
Структура и объём работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы и приложений, имеет 281 страницу машинописного текста, в тексте приведен 81 рисунок. Список литературы составляет 109 наименований.
Проанализированы критические параметры ядерного топлива различных реакторов в зависимости от их конструкции и технологии изготовления и возможность их сплошного контроля в условиях промышленного производства.
2. Проведено исследование и обзор методов неразрушающего контроля критических параметров ядерного топлива для сплошного контроля в технологическом процессе его производства.
3. Сформулированы основные принципы построения автоматизированных комплексов неразрушающего контроля критических параметров ядерного топлива для сплошного контроля твэлов в технологическом процессе производства.
4. Разработана и практически реализована методика комплексного контроля внешнего вида наружной поверхности твэлов ВВЭР-1000 с использованием электромагнитного вихретокового метода обнаружения предполагаемых механических дефектов наружной поверхности твэла с фиксацией их координат с последующим контролем твэлов с предполагаемыми дефектами интерференционным оптическим методом для измерения глубины и раскрытия дефектов.
5. Разработана методика и алгоритм активного контроля толщины оболочек твэлов промышленного реактора.
6. Разработана методика и алгоритм измерения величины зазоров, сколов таблеток топливного столба твэлов ВВЭР, и конструкция автоматизированного комплекса контроля сплошности топливного столба твэлов ВВЭР.
7. Разработан и внедрён в промышленную эксплуатацию автоматизированный комплекс контроля толщины оболочек и неравномерности поверхностной плотности топливного слоя твэлов промышленного реактора типа МПК-3.
8. Внедрены в промышленную эксплуатацию автоматизированные комплексы «ВИТОК» и « ПРОФИЛЬ» для высокопроизводительного контроля дефектов наружной поверхности твэлов реактора ВВЭР-1000.
9. Внедрены в промышленную эксплуатацию в составе автоматированной линии выходного контроля твэлов ВВЭР-1000 автоматизированные комплекс неразрушающего контроля геометрических размеров типа «РАЗМЕР», автоматизированный комплекс контроля сплошности топливного столба « КСИГ-12», автоматизированные комплексы контроля давления гелия внутри твэла типа ДГТ-1 и УЗКД.
10. Внедрён в промышленную эксплуатацию автоматизированный комплекс контроля дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000 типа « РЕШЁТКА».
11. Внедрён в промышленную эксплуатацию рентгеновский томограф для контроля сварных швов твэлов ВВЭР-1000.
12. Автоматизированные комплексы неразрушающего контроля типа «РАЗМЕР», «ПРОФИЛЬ», « РЕШЁТКА» и рентгеновский томограф контроля сварных швов прошли государственные испытания определения типа измерений и внесены в Госреестр средств измерений РФ.
^.Автоматизированные комплексы наразрушающего контроля «МПК- 3», «РЕШЁТКА», « КСИГ-12», «ВИТОК-ПРОФИЛЬ» защищены патентами РФ.
14.В результате внедрения автоматизированных комплексов неразрушающего контроля параметров твэлов в технологический процесс производства ядерного топлива на АО «НЗХК» получен экономический эффект по методике расчета внедренных патентов в размере 200 млн. рублей, личный вклад автора составляет 50 млн. рублей.
2. Проведено исследование и обзор методов неразрушающего контроля критических параметров ядерного топлива для сплошного контроля в технологическом процессе его производства.
3. Сформулированы основные принципы построения автоматизированных комплексов неразрушающего контроля критических параметров ядерного топлива для сплошного контроля твэлов в технологическом процессе производства.
4. Разработана и практически реализована методика комплексного контроля внешнего вида наружной поверхности твэлов ВВЭР-1000 с использованием электромагнитного вихретокового метода обнаружения предполагаемых механических дефектов наружной поверхности твэла с фиксацией их координат с последующим контролем твэлов с предполагаемыми дефектами интерференционным оптическим методом для измерения глубины и раскрытия дефектов.
5. Разработана методика и алгоритм активного контроля толщины оболочек твэлов промышленного реактора.
6. Разработана методика и алгоритм измерения величины зазоров, сколов таблеток топливного столба твэлов ВВЭР, и конструкция автоматизированного комплекса контроля сплошности топливного столба твэлов ВВЭР.
7. Разработан и внедрён в промышленную эксплуатацию автоматизированный комплекс контроля толщины оболочек и неравномерности поверхностной плотности топливного слоя твэлов промышленного реактора типа МПК-3.
8. Внедрены в промышленную эксплуатацию автоматизированные комплексы «ВИТОК» и « ПРОФИЛЬ» для высокопроизводительного контроля дефектов наружной поверхности твэлов реактора ВВЭР-1000.
9. Внедрены в промышленную эксплуатацию в составе автоматированной линии выходного контроля твэлов ВВЭР-1000 автоматизированные комплекс неразрушающего контроля геометрических размеров типа «РАЗМЕР», автоматизированный комплекс контроля сплошности топливного столба « КСИГ-12», автоматизированные комплексы контроля давления гелия внутри твэла типа ДГТ-1 и УЗКД.
10. Внедрён в промышленную эксплуатацию автоматизированный комплекс контроля дистанционирующих решёток ТВС реактора ВВЭР-1000 типа « РЕШЁТКА».
11. Внедрён в промышленную эксплуатацию рентгеновский томограф для контроля сварных швов твэлов ВВЭР-1000.
12. Автоматизированные комплексы неразрушающего контроля типа «РАЗМЕР», «ПРОФИЛЬ», « РЕШЁТКА» и рентгеновский томограф контроля сварных швов прошли государственные испытания определения типа измерений и внесены в Госреестр средств измерений РФ.
^.Автоматизированные комплексы наразрушающего контроля «МПК- 3», «РЕШЁТКА», « КСИГ-12», «ВИТОК-ПРОФИЛЬ» защищены патентами РФ.
14.В результате внедрения автоматизированных комплексов неразрушающего контроля параметров твэлов в технологический процесс производства ядерного топлива на АО «НЗХК» получен экономический эффект по методике расчета внедренных патентов в размере 200 млн. рублей, личный вклад автора составляет 50 млн. рублей.