【摘 要】核电厂需要定期对核岛关键设备如反应堆压力容器接管内圆角区域进行无损检验，从而发现可能存在的缺陷。ASME规范要求对接管内圆角区域实施超声检验，但由于接管内圆角区域结构复杂，且沿周向不断变化，超声检测实施难度较大，检测效率较低，按传统的方式对该区域实施超声检测困难较大。根据美国联邦法规10CFR50对ASME规范的补充要求规定：可采用高灵敏度的目视检验技术来代替超声检验执行容器接管内圆角区域的无损检验。本文结合法规的相关要求，介绍了反应堆压力容器接管内圆角增强型目视检验技术，并结合接管内圆角增强型目视检验检验系统开发的试验研究情况，得出使用特定的检验技术和检验系统，可满足反应堆压力容器接管内圆角检查的需求。
【关键词】核电厂；反应堆压力容器；接管内圆角；增强型目视检验
中图分类号： TM623 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）08-0152-003
Research on enhanced visual inspection technology of reactor
pressure vessels nozzle inner radius in nuclear power plant
WANG Yu-Chong LIU Xu WU Hua-feng
【Abstract】Nuclear power plants need to conduct regular non-destructive testing of the key island nuclear equipment， such as reactor pressure vessel nozzle inner radius， to identify possible defects. The ASME Code requires that ultrasonic testing be performed on the nozzle inner radius area but due to the complicated structure of the nozzle inner radius area and varying circumferences， it is more difficult to perform ultrasonic testing and lower the detection efficiency. Ultrasound is performed on the area in a conventional manner testing is more difficult. According to the supplementary requirements of the US federal regulation 10CFR50 on ASME specification， the non-destructive testing of the nozzle inner radius area should be replaced by a high-sensitivity visual inspection technique. Combining with the requirements of the relevant laws and regulations， this paper introduces the enhanced visual inspection technique of reactor pressure vessel nozzle inner radius， and combined with the experimental research on the development of enhanced visual inspection and inspection system to nozzle inner radius， it is concluded that the use of specific inspection technique and Inspection system to meet the needs of reactor pressure vessel nozzle inner radius inspection.
【Key words】Nuclear power plant； Reactor pressure vessels； Nozzle inner radius； Enhanced visual inspection
0 前言
核電厂反应堆压力容器长期处于高温、高压、高辐射环境下运行，而反应堆压力容器的接管内圆角存在高应力区域，在热应力以及压力波动等作用下，该区域容易出现应力腐蚀裂纹或堆焊层表面损伤。国外核电厂在核一级设备接管内圆角区域曾经发现过裂纹，国内某核电厂停堆大修时也在反应堆压力容器出口接管不锈钢堆焊层上发现深度1.27mm的表面损伤痕迹[1]。
反应堆压力容器接管内圆角区域由于结构与载荷复杂，且长期处于应力集中的工况，因而有必要定期进行检查、监督，确保核电厂一回路压力边界的完整性[2]。反应堆压力容器接管内圆角区在役检查阶段的无损检验，一般采取从接管内壁实施水下自动超声检查，但由于接管内圆角区域结构复杂，且沿周向不断变化，对超声检验设备运动轨迹及探头设计要求较高。在检查过程中需要实时对自动检查设备运动轨迹进行调整，超声检测实施难度较大，检测效率较低。按传统的方式对该区域实施超声检验困难较大，因此本文提出了对核电厂反应堆压力容器接管内圆角实施增强型目视检测的检验技术研究。
1 增强型目视检验技术分析
1.1 检验技术规范要求
1.1.1 ASME规范
ASME规范中（1998版和1999至2000补遗）XI卷详细地规定了接管内圆角的检验要求、方法和检验区域范围。其中B分卷IWB-2500要求对反应堆压力容器的接管内圆角进行超声检验，检验区域具体为接管母材往下12.7mm（不包括堆焊层厚度），接管过渡圆弧至容器壁厚，如图1.1中所示的M-N-O-P区域[3]。
图1.1 一回路主设备接管内圆角检验区域示意图
ASME的规范案例（2013版）N-702中：委员会认为对于反应堆压力容器接管内圆角的无损检验，可用VT-1的目视检验方法替代ASME规范中XI卷B分卷IWB-2500要求的超声检验方法[4]。
1.1.2 美国联邦法规
美国联邦法规10CFR50对ASME的相关规范进行了补充规定，其中对于XI卷B分卷IWB-2500要求的反应堆压力容器内圆角无损检验方法，10CFR50规定：当增强型目视的检验灵敏度至少能分辨出0.025mm宽的金属丝或裂纹时，可使用增强型目视检验方法来替代超声检验方法[5]。
1.1.3 美国核管会RG1.147导则
RG1.147导则中指出：当采用增强型目视检验代替超声检验时，验收标准按照ASME.XI卷IWB-3512.1执行，缺陷尺寸定量可采用估算法进行：取a/l=0.5来保守估算缺陷深度，根据测量的缺陷长度l来估算缺陷深度值a[6]（a为缺陷显示的最大自身高度）。
1.2 检验技术的难点
1.2.1 结构复杂
反应堆压力容器接管内圆角检查区域：是容器内壁与接管内壁相交而形成的一个结构复杂的“马鞍”面，且沿接管周向不断变化。因此需要检验装置能根据检查面的不断变化实时调整自身的运动轨迹来进行自动扫查，并实现精准定位。
1.2.2 扫查视角
在对反应堆压力容器接管内圆角区进行目视自动扫查时，由于接管内光照度低，水下摄像头在自带光源的辅助下，为了获得更佳的检验灵敏度，摄像头与被检表面的扫查视角选择尤为重要。
1.2.3 扫查速度
对于视频采集来说：扫查速度越快，所需的采集频率就越高。那么在对反应堆压力容器接管内圆角区进行增强型目视自动扫查时，此时的采集频率为定值，那么扫查速度越快图像的分辨率就越低。从而会导致检验灵敏度降低，影响检验质量。因此需确定合理的扫查速度范围，来保证检验质量。
2 增强型目视检验的实施方案
反应堆压力容器接管内圆角区的主要缺陷类型为腐蚀裂纹或堆焊层表面损伤，结合增强型目视检验技术要求所述：反应堆压力容器接管内圆角区可采用VT-1的目视检验类别进行目视检验，检验灵敏度至少能分辨出0.025mm宽的金属丝或裂纹，验收标准按照ASME.XI卷IWB-3512.1执行。
根据ASME规范规定的反应堆压力容器接管内圆角检验区域，增强型目视检验应选择从接管内壁检验的方式进行。在役检查时，由于反应堆压力容器接管位于高剂量区，通常采用多自由度机械手的专用检验装置携带摄像头进行自动扫查。扫查过程中，在视频采集分析电脑上观察摄像头采集传输的视频实时图像，发现缺陷显示需暂停扫查做好记录，当采集结束后再对缺陷显示进行分析。
2.1 检验装置
采用反应堆压力容器专用检查装置实施反应堆压力容器接管内圆角增强型目视检验。检验装置包括一套精密的六关节机械手和一套能实时三维显示和跟踪机械手运动的先进软件系统。针对反应堆压力容器接管内圆角增强型目视检验，采用上平臺机械手下挂的模式，将机械手运动至接管内侧实施视频检验，采用马鞍形的扫查轨迹对接管内圆角区域实施检验，扫查轨迹示意图如图2.1所示。
2.2 检验系统
检验系统主要包含：摄像头、视频控制器、视频采集分析电脑，其中摄像头采用大于等于2倍光学变焦，分辨率大于等于530线，自带光源和红外线激光模块的、视频控制器采用支持高清视频信号输入输出，摄像头云台控制，开关光源和红外线激光的、采集分析电脑装有视频采集分析软件的。
3 增强型目视检验技术的试验验证
分别在Jaeger测试表、分辨率试板（装有0.025mm宽的金属丝）和带缺陷的模拟体试块上开展测试实验，验证检验实施方案的可靠性和准确性。
3.1 检验系统试验
3.1.1 摄像头试验
在距Jaeger测试表610mm的距离范围内，照度大于50fc的条件下，分别选用大于等于530线、2倍光学变焦的摄像头和小于530线的定焦摄像头观测Jaeger测试表上J4字母，观测结果为只有选用大于等于530线、2倍光学变焦的摄像头才能够清晰分辨出Jaeger测试表上J4字母，满足VT-1检验类别的技术要求。
3.1.2 静态检验灵敏度试验
在VT-1检验类别的技术条件下，使用摄像系统观测分辨率试板上宽度为0.025mm的金属丝，验证检验系统是否能够清晰分辨出此金属丝。经过试验观测检验系统能够清晰的分辨出分辨率试板上宽度为0.025mm的金属丝，满足检验灵敏度的技术要求，详见图3.1。
3.1.3 动态检验灵敏度及扫查速度试验
为保证反应堆压力容器接管内圆角区增强型目视检验系统在检验过程中具有有效的检验灵敏度，需要对扫查轴的扫查速度进行测试并加以限制。适用的扫查速度范围需要通过检验系统在模拟体试块上进行试验测试。
将分辨率试板布置在模拟体试块内圆角区，摄像头与分辨率试板的距离为扫查时的最远距离。此时，摄像机扫过分辨率试板时相对线速度最大。调整摄像机，使分辨率试板位于图像正中央。调整检验装置的扫查速度，使摄像机匀速运动，运动过程中观察分辨率试板上0.025mm宽的金属丝，调整镜头焦距和聚焦，使摄像头经过试板时观察到的图像清晰可见，记录检验装置的扫查速度及摄像头镜头参数。记录完毕后，提高检验装置的扫查速度，重复上述步骤，测试更高运动速度下摄像头的分辨能力。
經过试验观测，当转速≤4.0°/s时，摄像头能够清楚分辨出分辨率试板上0.025mm宽的金属丝，满足检验灵敏度的技术要求。
3.1.4 摄像头与被检表面的水平夹角试验
将分辨率试板布置在模拟体内圆角区，调整摄像机与分辨率试板的角度，角度变换过程中观察分辨率试板上0.025mm宽的金属丝，发现当摄像头角度与试板的水平夹角小于30°时，摄像头无法清晰分辨出分辨率试板上0.025mm宽的金属丝；当摄像头角度与试板的水平夹角大于30°时，摄像头可以清晰分辨出分辨率试板上0.025mm宽的金属丝。
同时经过试验观测，当摄像头观测方向与分辨率试板上0.025mm宽的金属丝的布置方向一致时，不易分辨出金属丝。当摄像头观测方向与分辨率试板上0.025mm宽的金属丝的布置方向垂直时，容易分辨出金属丝。
3.2 缺陷测量及定位试验
3.2.1 缺陷测量试验
反应堆压力容器接管内圆角的增强型目视检验中发现缺陷显示一般采用对比法对其进行尺寸测量。首先选取两个摄像头激光点作为标准长度，抓取一副缺陷图，用视频软件中的测长功能测量出缺陷长度与标准长度两者的比例关系，从而计算出缺陷的长度值。
在反应堆压力容器接管内圆角模拟体试块上，缺陷反射体为轴向和周向表面开口裂纹，通过反应堆压力容器专用检查装置带动及摄像系统自身旋转与俯仰的调整，将摄像头对准接管内圆角模拟体的检验区域进行增强型目视检验。测试结果如表3.1所示：
试验结果表明：反应堆压力容器内圆角增强型目视检验系统可以发现反应堆压力容器接管内圆角模拟试块中的裂纹缺陷，并且可以对缺陷长度进行精准测量。
3.2.2 缺陷定位试验
在模拟试块上对所发现的轴向缺陷进行轴向定位精度测量和轴向重复定位精度测量；
在模拟试块上对所发现的周向缺陷进行周向定位精度测量和周向重复定位精度测量；
经测试，检验装置对于轴向缺陷的定位误差为-4mm，轴向重复定位误差为-2mm； 检验装置对于周向缺陷的定位误差为5mm，周向重复定位误差为2mm。
试验结果表明，反应堆压力容器内圆角增强型目视检验系统可以实现对反应堆压力容器接管内圆角模拟试块中缺陷的精准定位。
4 小结
通过实际试验验证结果可以得出，反应堆压力容器内圆角增强型目视检验的相关技术参数应满足以下几点：
1）摄像头参数
变焦：≥2倍光学变焦，分辨率：≥530线；
2）在610mm的距离范围内，检验系统应能够分辨出Jaeger测试表上J4字母；
3）检查系统应能清晰分辨出分辨率试板上宽度为0.025mm的金属丝或人工伤；
4）图像移动速度应不快于4.0°/s；
5）摄像头与受检对象表面所成视角不得小于30°；
6）摄像头观测方向与缺陷显示的走向方向垂直时，更容易检出缺陷；
7）检验装置应有足够的定位精度及重复定位精度。
通过以上论证和试验证明，反应堆压力容器接管内圆角区增强型目视检验技术能够满足检验规范技术要求，可应用于核电厂反应堆压力容器内圆角区检验。
【参考文献】
[1]孙学英，郑斌，藏峰刚.反应堆压力容器出口接管管嘴缺陷断裂力学分析[J].核动力工程，2009，30（4）：21-22.
[2]周路生，邹斌，常楠。核电厂接管内圆角超声检查技术[J]。无损检测，2014，1006-6656（2014）06-0010-04.
[3]ASME规范XI卷[S].1998版（1999至2000补遗）.
[4]ASME CODE CASE[S].2013版.
[5]NRC Regulations， 10CFR50.55a（2013）： Codes and Standards[S].
[6]NRC Regulatory Guide 1.147（2007）：In-service Inspection Code Case Acceptability，ASME Section XI，Division 1，Revision 16[S].