曹強,陳欣,葉琛
(1.上海交通大學 電子信息與電氣工程學院,上海 200240;2.國核電站運行服務技術有限公司 上海 200233)
核電站控制棒渦流檢測的仿真設計
曹強1,2,陳欣1,葉琛2
(1.上海交通大學 電子信息與電氣工程學院,上海200240;2.國核電站運行服務技術有限公司 上海200233)
核能發電以其高效、清潔成為了目前能源供應不可或缺的重要來源。控制棒作為控制核反應的核心設備,控制著核反應的啟停。由于在運行過程中,控制棒長期處于高溫高壓高輻射狀態,其薄壁不銹鋼包殼可能會產生磨損、腫脹等缺陷。本文針對上述可能產生的缺陷,對使用渦流檢測進行控制棒檢測做可行性分析,針對傳感器類型、檢測頻率、填充系數、缺陷響應、人工樣管等無損檢測參數進行討論,并且使用軟件對其檢測過程進行有限元仿真。
核能;控制棒;渦流檢測;有限元仿真
隨著社會的發展,人們對于環保意識的不斷提高,傳統火力發電的高污染高排放愈發不能適應環境保護的需求。酸雨霧霾規模的不斷擴大,更是逼迫著人類尋求更加清潔的能源,而太陽能、風能由于其轉換效率以及天氣因素,無法作為電力系統的基礎負荷,此時發展技術成熟、安全性高的核能發電成為了全球的目標。隨著福島核事故的事態進展,人類對于核安全的重視程度達到了空前,如何更好地控制核反應,成為了人們關注的焦點。
壓水堆核電站是以高溫高壓的硼酸水作為慢化劑及熱傳導物質,將鈾235發生核裂變反應時釋放出的熱量傳遞給汽輪機做功。其中鈾235的反應起停,是由銀銦鎘合金進行控制。銀銦鎘合金可以快速有效的吸收裂變的反應物中子,從而阻止核反應繼續進行。在實際核電站運行中,由于受到導向架的摩擦,控制棒表面會發生一定的磨損,該磨損會導致內部吸收體的裸露,影響核反應控制性。對控制棒的運行狀態進行檢測非常重要,國內外有使用水下電視、超聲波等方法[1-2]。而渦流檢測對金屬材料具有靈敏度高、可量化的特點,文中討論渦流檢測用于控制棒無損檢測的可行性。
電渦流檢測基本原理如圖1所示。在一個或多個銅制線圈組中通入交流電,電流的大小不變,方向呈周期性變化。將該組線圈靠近被測金屬工件,則在工件的表面及近表面會產生一定的電流,該感應電流就是渦流。當工件表面或近表面沒有缺陷時,渦流并不會發生變化,當有缺陷產生時,該渦流的大小會發生變化,通過次級線圈可以偵測到這種變化。通過比較原施加電壓和感應電壓之間的相位差與標準相位差的差值,該差值以阻抗Z的形式體現,其變化程度取決于線圈的外型尺寸(尺寸因子r)、線圈與工件的距離d、工件的電導率σ、磁導率μ以及檢測頻率f等[3]。

圖1 渦流檢測基本原理示意圖Fig.1 Basic principle of eddy-current inspection
渦流檢測是線圈不需與被測物件直接接觸,可進行遠程操作,適合于形狀規則的工件。同時運用渦流檢測,由于集膚效應的特點,電流集中于金屬工件的表面及近表面,適用于靠近表面的缺陷檢測。控制棒由24根規則排布的直徑9.7 mm的不銹鋼管組成,壁厚0.5 mm,長度約4 m。選用合適的渦流檢測頻率,兼顧透入深度和靈敏度之間的關系,并且研發合適的工裝,遠程行進檢測,可使工作人員盡可能遠離輻照。
渦流檢測對于表面和近表面的檢測靈敏度高,特別是控制棒表面的磨損、腫脹缺陷,此外可對大小不同的缺陷進行定量的評價。由于控制棒檢測通常在核電站維修期間進行,檢測時間窗口短,而使用渦流檢測可以非常方便的儲存數據和分析比較,便于后期的校核。
綜上所述,初期采用外傳過式差分線圈對控制棒進行渦流檢測,選擇合適的頻率、填充系數可以達到檢測速率高、漏檢率低、性能可靠的特點。
利用COMSOL多物理場仿真軟件對傳感器的參數進行理論計算[4]。
電磁渦流檢測中的電磁場屬于似穩態交流磁場,由于傳感器和被測對象都屬于高度對稱對象,所以原有三維電磁場問題可以轉化為二維軸對稱似穩交變電磁場問題[5]。求得了軸對稱平面的電磁場分布,即代表了整個空間分布[6]。使用軸對稱平面作為求解區域,簡化了有限元分析計算。在本文中,由于控制棒管材、檢測線圈、周圍水環境的結構都是呈軸對稱的,因此取其截面的一半來建模,由此,控制棒電渦流檢測系統的仿真模型可簡化為如圖2所示的二維模型。并且賦予電氣參數,如表1所示。

圖2 渦流傳感器簡化模型Fig.2 Simplified model of eddy current sensor
3.1激勵線圈的填充系數選擇
設計渦流傳感器需首先選擇傳感器的填充系數η,即管材外截面積與線圈截面積的比值,如公式(1)所示。

表1 模型中的電氣參數賦值Tab.1 Electrical parameter

式中,D為線圈組直徑(mm),d為待測工件直徑。
由于填充系數并非越高越好,過高的填充系數會導致控制棒在穿過傳感器時發生卡殼、減速等故障,引起控制棒的損壞。而低填充系數的傳感器雖然有良好的通過性,但對于缺陷的檢測靈敏度較低。通過有限元仿真軟件COMSOL,模擬3種不同填充系數(78%、70%、65%)如表2所示的傳感器電磁場能量及磁力線分布,觀察最適合的填充系數。由于控制棒的外徑為9.7 mm,可能發生的腫脹區域厚度約為0.5 mm,為了避免控制棒無法通過傳感器,選用的傳感器填充系數不應大于80%。

表2 不同填充系數的傳感器Tab.2 Different types of sensors
經過軟件仿真計算對比,如圖3所示,三種類型的傳感器在工件表面產生了大量的渦電流,引起這一現象的主要原因是集膚效應,即電流集中在工件外表的薄層,越靠近工件表面,電流密度越大,內部實際上電流較小。如圖3(c)中所示,過小的填充系數65%,其傳感器產生的磁力線大量集中在工件上表面,無法穿透0.5 mm壁厚的不銹鋼,這樣勢必會引起工件下表面的缺陷無法被偵測出。而70%與78%填充系數的傳感器,如圖3(a)(b)所示,越高的填充系數,帶來工件內部越均勻的磁力線分布,磁場密度與能量也越強,在選擇傳感器時應優先考慮型號A的傳感器。
3.2激勵線圈的頻率選擇
檢測頻率也是渦流檢測中的重要參數,直接影響了檢測的靈敏度,理論上如公式(2)所示,在待測工件不變的情況下,透入深度與檢測頻率呈反比,即檢測頻率越高,透入深度也就越低。

式中δ為有效透入深度(mm);f為檢測頻率(Hz);μ為磁導率(H/m);σ為電導率(S/m)。
選取60 kHz、600 kHz、6 000 kHz 3種檢測頻率進行有限元仿真,觀察不同頻率下的磁場分布情況。

圖3 各類型傳感器磁力線分布情況Fig.3 The magnetic distribution of different sensors

圖4 不同檢測頻率下磁力線分布情況Fig.4 Magnetic field distribution under different conditions of frequency detection
如圖4(a)所示,在60 kHz檢測頻率下,雖磁力線分布可以覆蓋整個工件,但分布稀疏,磁場能量較低。當檢測頻率提高到如圖4(c)所示的6 000 kHz時,磁力線密度大大增加,渦電流產生了明顯的集膚效應,大量聚集于工件的僅表面,使得工件內部的缺陷無法被偵測出。選擇600 kHz作為檢測頻率,磁力線在工件中分布均勻,能量密度較為集中,透入深度較為合理。
由于控制棒不屬于承壓設備,不適用于JB/T4730中對于人工缺陷的相關規定,所以根據缺陷形成的機理設計適用的人工缺陷[7]。
如圖5所示,在反應堆正常運行時,受到高溫高壓的硼酸水的沖擊,控制棒組件在堆芯內部會產生微振現象,反復與導向架進行摩擦,日積月累會產生磨損減薄。此外,當整個電站處于負荷跟隨運行狀態時,控制棒會隨著功率要求做上下布進運動,與導向架會產生不可避免的接觸,最終導致產生磨損[2]。而腫脹缺陷多發于局部磨損后,由于壁厚減薄無法抵擋內部芯塊的迅速膨脹,從而引起減薄出的腫脹。
由此可以看出,無論是磨損還是腫脹,缺陷都體現在局部的體積性金屬流失。由于導向架的厚度限制,缺陷的長度一般不超過10 mm。應設計有代表性的體積性缺陷作為人工缺陷。如圖6所示為典型人工缺陷,設計有20%及50%周向槽,用于模擬實際缺陷。

圖5 控制棒磨損機理Fig.5 Control rod wear mechanism

圖6 人工缺陷示意圖Fig.6 Artificial defects
使用CIVA軟件 (半有限元專業無損檢測仿真軟件),對人工缺陷進行渦流仿真[8]。軟件中模擬人工缺陷,關鍵參數選擇根據傳感器仿真結果得出,如表3和圖7所示。

表3 CIVA軟件參數設置Tab.3 Parameter settings of CIVA

圖7 CIVA軟件設置界面Fig.7 Parameter settings of CIVA
如圖8所示的仿真結果中可以看出,利薩如圖中所呈現的信號能夠有效反應缺陷相應,所設計的傳感器能夠有效得檢測出20%的壁厚減薄。

圖8 CIVA軟件仿真結果Fig.8 Results of CIVA
文中針對核電站控制棒組件的渦流檢測從技術角度進行了可行性分析,并得出了以下結論:
1)可用渦流檢測方法對核電站控制棒進行無損檢測,其具有檢測靈敏度高,檢測速度快的優勢。
2)傳感器宜選用外穿過式渦流探頭,檢測頻率為600 kHz左右,填充系數80%左右。
3)需設計合理的傳感器工裝與檢測臺架,配合整個檢測過程。
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The simulation design of eddy current inspection on the control rod of nuclear power plant
CAO Qiang1,2,CHEN Xin1,YE Chen2
(1.School of Electronic Information and Electrical Engineering,Shanghai Jiaotong University,Shanghai 200240,China;2.State Nuclear Power Plant Services Company,Shanghai 200233,China)
Nuclear power for its efficient,clean now become an important source of enenrgy supply.As a critical equipment,the control rod is used to start and stop the core.In the process of the reaction,because the control rod is in long-term radiation condition of high temperature and high pressure,the thin-wall stainless steel cladding may bring wear,swelling and other defects.This issue dissus eddy current inspection on the control rod.Dissus the types of sensors,the frequency of detection,the filling coefficient of the sensors,the corresponding defects,artificial tube.etc.Also do the finite element simulation of the inspection process using software.
nuclear power;control rod;eddy current inspection;finite element simulation
TN06
A
1674-6236(2016)03-0057-04
2015-03-16稿件編號:201503211
國家科技重大專項(2011ZX06001-003)
曹 強(1987—),男,上海人,碩士研究生,工程師。研究方向:電磁檢測、核電運行技術。