192Ir放射源在核电厂在役检查中的应用

李海涛 薛翔 丁光振

【摘 要】依据法国压水堆核电厂设计建造规范RCCM和在役检查规范RSEM，昌江I期核电厂1号机组完成第一次全面在役检查。从检测部件规格、焊缝的位置、放射源位置的确定、几何不清晰度的计算和透照方式等方面介绍了192Ir放射源射线检测在本次一回路系统和部件在役检查中的应用，为以后核电厂在役检查工作提供参考。

【关键词】192Ir；γ射线检测；核电厂；在役检查

中图分类号： TM623 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）08-0148-002

The Application of 192Ir Ray Radiation Source in Nuclear Power Plant In-service Inspection

LI Hai-tao XUE Xiang DING Guang-zhen

（Hainan Nuclear Power Corporation，Changjiang 572700，China）

【Abstract】According to French PWR nuclear power plant design and construction specification RCCM and in-service inspection specification RSEM， No. 1 Changjiang nuclear power plant I unit has completed the first comprehensive in-service inspection. The application of 192Ir ray radiation source being described in the loop detection systems and components in service inspection from the detection component specifications， weld location， radiation source location and geometric unsharpness calculation and arrangement， which provides reference for in-service inspection of nuclear power plant work.

【Key words】192Ir；γ-Ray detection；Nuclear power plant；In-service inspection

0 引言

根据国家核安全法规HAF0302《核电厂在役检查》的要求，在核电厂运行寿期内，须利用无损检测技术有计划地、系统地对一些机械承压系统和部件进行检查，跟踪已存在的缺陷，检测新产生的缺陷，并对其分析与评价，以保证到下一次检查前该缺陷不会使系统和部件的功能失效并一回路压力边界的完整性，保证核电厂安全经济运行，防止放射性物质泄露。此过程进行的这些检验称为“在役检查”。

对核电厂而言，最大的损失莫过于生产计划外的被迫停机，在役检查是核电厂安全重要物项监督的重要组成部分，它包括射线检测、超声检测、目视检测、磁粉检测、涡流检测等。射线检测是利用射线可穿透物质并因吸收和散射使其强度衰减的规律来发现缺陷的一种检测方法。射线检测是常用的体积缺陷检测方法，特别是对于应用奥氏体不锈钢材料等而超声波检查技术的灵敏度和信噪比难以达到程序要求的场合，在电站中应用比较广泛。下文介绍了以192Ir作放射源的射线检测技术在核电厂在役检查中几种常见的应用。

1 192Ir放射源的介绍

192Ir是人工放射性同位素，半衰期为74.2天[2]。GB/T 4730.2-2005 规定A级和AB级射线检测技术的192Ir放射源的透照厚度范围是20mm-100mm之间，B级射线检测技术的192Ir放射源的透照厚度范围是20mm-90mm之间。核电厂铱源检测一般采用AB级检测技术。

2 192Ir源在核电厂在役检查中的应用

放射源铱-192在核电厂第一次全面在役检查的应用主要为：反应堆压力容器进/出口接管焊缝、反应堆压力容器安注接管焊缝、蒸汽发生器一次侧进/出口安全端与主管道连接焊缝、稳压器波动管接管與安全端焊缝、稳压器安全端与上封头接管管座之间的焊缝、反应堆冷却剂系统辅助管道使用因子比较高的焊缝、化学容积控制系统接管热套管焊缝。

2.1 192Ir源在反应堆压力容器焊缝检测中的应用

反应堆压力容器焊缝检测在水位在14.7米期间进行。

2.1.1 检测部件焊缝位置、材料及管道规格

反应堆压力容器利用192Ir源做射线检测的焊缝共有12条，分别是：反应堆压力容器进、出水接管与安全端焊缝各2条，标识是A1/A2/A3/A4，材料是16MND5/Z2CND18-12N，进水接管规格，内径×壁厚（mm）Φ698.5×90，出水接管规格，内径×壁厚（mm）Φ736.6×92，反应堆压力容器进、出水安全端与进水主管道连接焊缝各2条，标识是B1/B2/B3/B4，材料是Z2CND18-12N/Z3CN20-09M，进水接管规格，内径×壁厚（mm）Φ698.5×77，出水接管规格，内径×壁厚（mm）Φ736.6×81；反应堆压力容器安注接管与安全端焊缝2条，标识是C1/C2，材料是16MND5/Z2CND18-12N，规格，内径×壁厚（mm）Φ222.2×25.4，反应堆压力容器安注接管安全端与安注管道连接焊缝2条，标识是D1/D2，材料是Z2CND18-12N/Z3CN20-09M，规格，内径×壁厚（mm）Φ222.2×25.4。

2.1.2 透照方式和放射源规格

反应堆压力容器12条焊缝均采用环缝内透方法，其中进、出水接管与安全端焊缝与进、出水安全端与进水主管道连接焊缝所用的192Ir源的焦点尺寸是Φ3×3（mm） ，安注接管安全端与安注管道连接焊缝所用的 192Ir源的焦点尺寸是Φ2×2（mm）。

2.1.3 焦距的计算和放射源位置确定

几何不清晰度是指由于X射线管焦点或γ射线源有一定尺寸，在透照工件时，使工件表面轮廓或工件中的缺陷在底片上的影像边缘所产生的一定宽度的半影，常用Ug表示，Ug数值计算公式如下。其中，df指放射源的高度尺寸，b指缺陷至胶片的距离，F指放射源至胶片的距离。

依据RCC-M规范，Ug≤Ugmax，当缺陷在靠近放射源侧的工件表面时取得。所以，透照焦距F=df×b∕Ug+b，F≥Fmin，存在最小值，当Ug=Ugmax时取得。根据规范要求，进、出水接管与安全端焊缝与进、出水安全端与进水主管道连接焊缝的几何不清晰度不超过0.8mm，安注接管安全端与安注管道连接焊缝的几何不清晰度不超过0.6mm，根据透照焦距的推导公式，计算可知，进、出水接管与安全端焊缝与进、出水安全端与进水主管道连接焊缝最小透照焦距分别为427.50mm、437.00 mm、365.75 mm、384.75 mm；安注接管安全端与安注管道连接焊缝最小透照焦距均为110.07 mm。

焊缝采用周向曝光方法，放射源位置如下图所示。

2.2 192Ir源在蒸汽发生器焊缝检测中的应用

蒸汽发生器的焊缝射线检测在水位标高8.55米低低水位期间进行。低低水位即水位的标高8.55m，一回路反应堆冷却剂系统和余热排出系统的水全部排空，这时可进行低低水位阀门的检修和余热排出系统的检修。

2.2.1 检测部件材料、规格与焊缝位置

每台蒸汽发生器利用192Ir源做射线检测的焊缝共有2条，分别是：蒸汽发生器一次侧进、出水接管安全端与主管道连接焊缝，标识是E1/E2。材料是Z2CND18-12N/Z3CN20-09M不锈钢，规格，外径×壁厚（mm）Φ979×97.5。

2.2.2 透照方式和放射源规格

每台蒸汽发生器2条焊缝均采用环缝内透方法，其中蒸汽发生器一次侧进、出水接管安全端与主管道连接焊缝所用的192Ir源的焦点尺寸是Φ3×2（mm）。

2.2.3 焦距的计算和放射源位置确定

根据规范要求，蒸汽发生器一次侧进、出水接管安全端与主管道连接焊缝的几何不清晰度不超过0.80mm，根据透照焦距的推导公式，计算可知，蒸汽发生器一次侧进、出水接管安全端与主管道连接焊缝最小透照焦距为341.25mm。

2.3 192Ir源在稳压器焊缝检测中的应用

稳压器的焊缝射线检测在水位标高8.55米低低水位期间进行。

2.3.1 检测部件材料、规格与焊缝位置

稳压器利用192Ir源做射线检测的焊缝共有6条，分别是：喷雾接管嘴安全端与喷雾接管管座之间的焊缝1条，标识是F1，材料是16MND5/Z2CND18-12N钢材，规格，外径×（接管壁厚+套管壁厚）（mm）Φ152×（24+4）；阀门接管嘴安全端与上封头阀门接管管座之间的焊缝4条，标识是F2-F5，材料是16MND5/Z2CND18-12N钢材，规格，外径×壁厚（mm）Φ190×30；波动管接管嘴安全端与波动管接管嘴管座之间的焊缝1条，标识是F6，材料是16MND5/Z2CND18-12N钢材，规格，外径×（接管壁厚+套管壁厚）（mm）Φ381×（38+4）。

2.3.2 透照方式和放射源规格

稳压器6条焊缝均采用双壁单影偏离焊缝中心透照方法，其中喷雾接管嘴安全端与喷雾接管管座之间的1条焊缝和阀门接管嘴安全端与上封头阀门接管管座之间的4条焊缝共5条所用的192Ir源的焦点尺寸是Φ2×2（mm），波动管接管嘴安全端与波动管接管嘴管座之间的1条焊缝所用的192Ir源的焦点尺寸是Φ3×3（mm）。

2.3.3 焦距的计算和放射源位置确定

根据规范要求，喷雾接管嘴安全端与喷雾接管管座之间的1条焊缝、阀门接管嘴安全端与上封头阀门接管管座之间的4条焊缝和波动管接管嘴安全端与波动管接管嘴管座之间的1条焊缝的几何不清晰度不超过0.30mm，根据透照焦距的推导公式，计算可知，喷雾接管嘴安全端与喷雾接管管座之间的焊缝最小透照焦距为184mm、阀门接管嘴安全端与上封头阀门接管管座之间的焊缝最小透照焦距为230mm、波动管接管嘴安全端与波动管接管嘴管座之间的焊缝最小透照焦距为418mm。

2.4 192Ir源在反应堆冷却剂系统辅助管道焊缝检测中的应用

反应堆冷却剂系统辅助管道的焊缝射线检测在水位标高8.55米低低水位期间进行。101大修抽取5条管道焊缝进行射线检验。

2.4.1 检测部件材料、规格与焊缝位置

利用192Ir源做抽检的射线检测的焊缝共有5条，分别为：材料均為Z2CND18-12钢材，规格，外径×壁厚 （mm）Φ273×25.4，2条；外径×壁厚 （mm）Φ89×11.13，1条；外径×壁厚 （mm）Φ168.3×18.26，2条。

2.4.2 透照方式和放射源规格

5条焊缝均采用双壁透照方法，共5条所用的 192Ir源的焦点尺寸是Φ2×2（mm），透照方式如下图所示。

2.4.3 焦距的计算和放射源位置确定

根据规范要求， 4条核辅助系统管道焊缝的几何不清晰度不超过0.30mm，根据透照焦距的推导公式，计算可知，外径×壁厚 （mm）Φ273×25.4管道的焊缝最小透照焦距为196mm，外径×壁厚 （mm）Φ89×11.13管道的焊缝最小透照焦距为86mm，外径×壁厚 （mm）Φ168.3×18.26管道的焊缝最小透照焦距为141mm。

3 总结

本文以反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器及核辅助系统焊缝的射线检测为例，从被检测焊缝对应的位置、焊缝两侧的管道材料与尺寸、所用放射源尺寸与位置介绍了192Ir放射源在核电厂中的应用。以海南昌江核电1号机组第一次全面在役检查顺利完成的实际工作为基础，为后续192Ir放射源在核电厂中的应用提供参考。

【参考文献】

[1]强天鹏.JB/T 4730.1～4730.6-2005《承压设备无损检测》学习指南[S]，北京：新华出版社，2005.

[2]汲长松.核辐射探测器及其实验技术手册[M].[第2版]. 北京：原子能出版社，2007：67.