董亞超　劉青松　錢(qián)建華

(中科華核電技術(shù)研究院有限公司，廣東深圳，518124)

核電站救災(zāi)機(jī)器人特征性能及試驗(yàn)方法研究

董亞超劉青松錢(qián)建華

(中科華核電技術(shù)研究院有限公司，廣東深圳，518124)

本文介紹核電站典型事故環(huán)境條件,分析核電站救災(zāi)機(jī)器人的特征,提出核電站救災(zāi)機(jī)器人的性能試驗(yàn)方法，對(duì)促進(jìn)我國(guó)核電站救災(zāi)機(jī)器人開(kāi)發(fā)、提高核事故處理水平具有積極的意義。

機(jī)器人，核電站

1　引言

由于核輻射的存在，核電站事故發(fā)生后，防止核輻射擴(kuò)散，降低核輻射對(duì)自然和公眾的危害，是核電站事故救援的一個(gè)重要任務(wù)。2011年3月，日本福島核事故發(fā)生后，由于高輻射等原因，人員未及時(shí)到達(dá)現(xiàn)場(chǎng)，延誤了事故的救援，在后續(xù)事故處理中，自動(dòng)化救援裝備的應(yīng)用，特別是可遙控操作或自主作業(yè)的機(jī)器人在事故處理中發(fā)揮的作用，使人們認(rèn)識(shí)到救災(zāi)機(jī)器人在核電站事故中延緩核事故發(fā)展、控制核輻射擴(kuò)散等方面的重要性。福島核事故后，各國(guó)掀起了核電站救災(zāi)機(jī)器人研發(fā)的熱潮。

由于作業(yè)環(huán)境特殊，核電站救災(zāi)機(jī)器人具有區(qū)別于其他行業(yè)機(jī)器人的顯著特征，且如何驗(yàn)證機(jī)器人性能的可靠性，保證其在核電站事故環(huán)境中的適應(yīng)性，成為一個(gè)必須解決的問(wèn)題。

2　核電站典型事故環(huán)境分析

核電站事故包括設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故狀態(tài)和嚴(yán)重事故狀態(tài)兩類(lèi)。設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故狀態(tài)是指核電站按確定的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則采取了針對(duì)性措施的事故工況。嚴(yán)重事故狀態(tài)是指嚴(yán)重性超過(guò)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的核電站事故工況，包括造成堆芯嚴(yán)重?fù)p壞的狀態(tài)。設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故不會(huì)導(dǎo)致大量放射性物質(zhì)的外泄，嚴(yán)重事故可導(dǎo)致大量放射性核素向安全殼外釋放。嚴(yán)重事故過(guò)程一般可分為三個(gè)階段：堆芯熔化解體、壓力容器失效、安全殼失效。

以我國(guó)主要核電站機(jī)組類(lèi)型——二代加百萬(wàn)千瓦核電機(jī)組為例，在嚴(yán)重事故狀態(tài)下，反應(yīng)堆第一道屏障（燃料包殼）和第二道屏障（反應(yīng)堆一回路壓力邊界）可能出現(xiàn)破壞，反應(yīng)堆一回路冷卻劑可能大量外泄至安全殼，在幾十秒鐘內(nèi)，安全殼內(nèi)峰值壓力可達(dá)到約0.5MPa，溫度可以達(dá)到約186℃。隨后在正常啟動(dòng)噴淋系統(tǒng)等應(yīng)急設(shè)施的情況下，安全殼內(nèi)溫度和壓力逐漸下降，最終溫度穩(wěn)定在65℃左右。

由此可見(jiàn)，當(dāng)核電站發(fā)生嚴(yán)重事故，反應(yīng)堆一回路冷卻劑發(fā)生泄漏時(shí)，其典型事故環(huán)境可以分為核電站安全殼內(nèi)部和安全殼外部環(huán)境兩方面。

在安全殼內(nèi)部，事故環(huán)境主要具有以下特點(diǎn)：

1）多積水、多蒸汽、強(qiáng)輻射、能見(jiàn)度低；

2）空間狹小、布置復(fù)雜；

3）樓梯較陡、隔間門(mén)厚重；

4）部分事故區(qū)域存在混凝土或設(shè)備碎段，障礙物較多。

上述特點(diǎn)造成救災(zāi)機(jī)器人較難達(dá)到指定區(qū)域，為事故救援帶來(lái)困難。以上述日本福島核事故為例，當(dāng)?shù)卣鸷秃[襲擊福島核電站后，核電站廠外電源及應(yīng)急電源全部喪失，應(yīng)急設(shè)施失效，造成反應(yīng)堆一回路冷卻劑大量外泄，反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)彌漫大量高溫放射性蒸汽，地面淤積放射性污水，反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)障礙物較多，為事故處理和救援帶來(lái)困難。

在安全殼外部，事故環(huán)境具有以下特點(diǎn)：

1）放射性物質(zhì)外泄，造成周邊大氣、土地、水體帶有放射性；

2）短時(shí)間內(nèi)，高溫放射性氣體彌漫在核電站周?chē)?/p>

3）若該事故由地震等自然災(zāi)害或核電站爆炸引起，核電站廠區(qū)外部將存在較多障礙物。

以福島核電站事故為例，核事故發(fā)生后，由于氫爆等原因，造成安全殼破損，核電站廠房外，彌漫了大量放射性氣體，并有較多混凝土碎段，阻礙了事故的及時(shí)處理。

3　核電站救災(zāi)機(jī)器人特征分析

根據(jù)核電站核事故環(huán)境特點(diǎn)、核電站救災(zāi)機(jī)器人應(yīng)用經(jīng)驗(yàn)反饋和國(guó)內(nèi)外發(fā)展現(xiàn)狀，為滿足核電站事故處理要求，核電站救災(zāi)機(jī)器人及其關(guān)鍵系統(tǒng)應(yīng)具備如下特征[1]。

1）耐輻射能力高

核電站事故發(fā)生后，核心區(qū)及周邊區(qū)域往往為高輻射環(huán)境，帶電粒子和高能射線會(huì)引起救災(zāi)機(jī)器人內(nèi)部半導(dǎo)體器件、集成電路、電氣元件、光學(xué)元件的電離損傷或失效，從而導(dǎo)致救災(zāi)機(jī)器人系統(tǒng)性能退化或破壞。因此，核電站救災(zāi)機(jī)器人在關(guān)鍵部件選擇、輻射加固、輻射屏蔽方面需進(jìn)行特殊處理，提高整機(jī)耐輻射能力，滿足作業(yè)任務(wù)的要求[2]。

2）適應(yīng)高溫濕熱環(huán)境

救災(zāi)機(jī)器人雖然主要應(yīng)用在核電站事故再循環(huán)及后期事故處理階段，但反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)溫度仍有可能高達(dá)60℃，蒸汽彌漫，能見(jiàn)度低，會(huì)降低機(jī)器人視覺(jué)系統(tǒng)識(shí)別能力，對(duì)動(dòng)力供給系統(tǒng)中絕緣、傳動(dòng)機(jī)構(gòu)的連接、密封和潤(rùn)滑等造成危害。因此，核電站救災(zāi)機(jī)器人的密封結(jié)構(gòu)和材料、視覺(jué)照明和處理系統(tǒng)等應(yīng)進(jìn)行特殊設(shè)計(jì)，適應(yīng)高溫、濕熱環(huán)境。

3）運(yùn)動(dòng)感知系統(tǒng)適應(yīng)非結(jié)構(gòu)環(huán)境

核電站安全殼內(nèi)地理環(huán)境復(fù)雜，具有通道狹窄、陡峭坡壁、管網(wǎng)交錯(cuò)等特征。事故后非結(jié)構(gòu)化程度加劇，環(huán)境更為復(fù)雜，要求救災(zāi)機(jī)器人必須具備適應(yīng)復(fù)雜地理環(huán)境的靈活移動(dòng)和動(dòng)態(tài)平衡能力，以適應(yīng)非結(jié)構(gòu)化環(huán)境作業(yè)任務(wù)。所以，機(jī)器人一般采用履帶式或足式運(yùn)動(dòng)系統(tǒng)，以提高機(jī)器人越障能力，機(jī)器人本體安裝多種環(huán)境感知傳感器，使機(jī)器人具備一定自主能力，適應(yīng)非結(jié)構(gòu)化環(huán)境。

4）多任務(wù)協(xié)調(diào)執(zhí)行

核電站救災(zāi)機(jī)器人作業(yè)包括通道清障、抓取搬運(yùn)、水下切割、水下焊接、拆卸螺栓、打孔泄壓、堵漏、開(kāi)關(guān)閥門(mén)、水下異物撿拾等，作業(yè)任務(wù)多樣、負(fù)荷隨機(jī)多變、操作對(duì)象各異。故核電站救災(zāi)機(jī)器人執(zhí)行機(jī)構(gòu)應(yīng)采用模塊化設(shè)計(jì)，控制系統(tǒng)具備較高的兼容性，以便于實(shí)現(xiàn)多任務(wù)作業(yè)協(xié)調(diào)和切換。

5）有線和無(wú)線通信相結(jié)合

由于核電站安全殼等鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)對(duì)無(wú)線信號(hào)的屏蔽作用，在安全殼內(nèi)工作的機(jī)器人很難通過(guò)無(wú)線信號(hào)控制，根據(jù)福島核事故中Quince機(jī)器人的使用經(jīng)驗(yàn)，單純使用有纜控制，一旦出現(xiàn)控制電纜損壞或電纜纏繞，容易造成機(jī)器人故障。所以，新開(kāi)發(fā)的安全殼內(nèi)救災(zāi)機(jī)器人，大多采用有線和無(wú)線相結(jié)合的通信方式，將無(wú)線傳輸方式作為備用或延長(zhǎng)通信距離的手段，這種工作方式不僅增大了操作人員與輻射源的距離，而且提高了機(jī)器人信號(hào)傳輸?shù)目煽啃訹3]。

4　核電站救災(zāi)機(jī)器人試驗(yàn)方法

由于核電站救災(zāi)環(huán)境復(fù)雜和動(dòng)態(tài)多變，核事故中產(chǎn)生的各種帶電粒子和高能射線會(huì)造成機(jī)械構(gòu)造和電子器件的損傷失效，高溫、高濕、腐蝕環(huán)境易引起機(jī)械運(yùn)動(dòng)部件斷裂、韌性下降、密封和潤(rùn)滑失效，因此，建立虛擬、半物理和物理模擬環(huán)境，驗(yàn)證機(jī)器人在核事故環(huán)境下的適應(yīng)性，是保證核電站救災(zāi)機(jī)器人成功應(yīng)用的重要手段。

根據(jù)核電站救災(zāi)機(jī)器人作業(yè)環(huán)境和本身特征，其性能試驗(yàn)方法包括基于虛擬現(xiàn)實(shí)技術(shù)的三維仿真和典型環(huán)境模擬試驗(yàn)兩種。

基于虛擬現(xiàn)實(shí)技術(shù)的三維仿真，首先需建立核電站三維環(huán)境模型和機(jī)器人運(yùn)動(dòng)仿真模型，然后利用虛擬現(xiàn)實(shí)技術(shù)，實(shí)現(xiàn)機(jī)器人與三維作業(yè)環(huán)境的交互，模擬機(jī)器人作業(yè)過(guò)程，驗(yàn)證機(jī)器人狹小作業(yè)空間適應(yīng)能力以及控制系統(tǒng)性能。

典型環(huán)境模擬試驗(yàn)是指局部模擬機(jī)器人作業(yè)環(huán)境，完成救災(zāi)機(jī)器人關(guān)鍵部件、整機(jī)性能試驗(yàn)，包括輻射環(huán)境試驗(yàn)、水下環(huán)境試驗(yàn)、濕熱老化試驗(yàn)等。

1) 輻射環(huán)境試驗(yàn)

輻射環(huán)境試驗(yàn)可以驗(yàn)證核電站救災(zāi)機(jī)器人視覺(jué)系統(tǒng)、傳感器件、控制電路以及信號(hào)傳輸系統(tǒng)在強(qiáng)輻射環(huán)境中的性能和可靠性。其試驗(yàn)方法是：將機(jī)器人置于一定輻射強(qiáng)度的均勻場(chǎng)中，使關(guān)鍵系統(tǒng)或整機(jī)處于工作狀態(tài)，測(cè)試機(jī)器人輻射瞬時(shí)劑量和累積劑量?jī)煞矫娴哪洼椪罩笜?biāo)。

2) 事故后水下環(huán)境試驗(yàn)

事故后水下環(huán)境試驗(yàn)可以驗(yàn)證機(jī)器人動(dòng)力系統(tǒng)、密封系統(tǒng)和視覺(jué)系統(tǒng)的性能、整機(jī)環(huán)境適應(yīng)性以及性能隨工作時(shí)間變化的情況，確定機(jī)器人壽命。其試驗(yàn)方法是：建立模擬核電站事故后水池高溫、硼酸、多懸浮物以及惡劣光照條件的試驗(yàn)臺(tái)架，將機(jī)器人置于試驗(yàn)臺(tái)架中，進(jìn)行試驗(yàn)驗(yàn)證。

3） 濕熱老化試驗(yàn)

濕熱老化試驗(yàn)主要模擬安全殼內(nèi)部高溫蒸汽彌漫的環(huán)境，驗(yàn)證機(jī)器人視覺(jué)系統(tǒng)、密封等關(guān)鍵系統(tǒng)在高溫、濕熱環(huán)境中的適應(yīng)能力以及性能隨時(shí)間變化的情況，以確定機(jī)器人是否適合在事故后的核電站安全殼內(nèi)工作。其試驗(yàn)方法是：將機(jī)器人置于按照嚴(yán)重事故條件建立的濕熱老化箱中，使機(jī)器人處于工作狀態(tài)，驗(yàn)證關(guān)鍵系統(tǒng)和整機(jī)抗?jié)駸崂匣芰?。濕熱老化試?yàn)可采用加速試驗(yàn)的方法，以縮短試驗(yàn)時(shí)間。

5　結(jié)論

利用機(jī)器人代替工作人員在高放射區(qū)域完成指定任務(wù)，不僅可以提高核電站事故處理效率，遏制事故進(jìn)一步發(fā)展，降低事故造成的經(jīng)濟(jì)損失和社會(huì)、環(huán)境影響，而且能降低工作人員的受照劑量?；谶@兩方面的優(yōu)越性，核電站救災(zāi)機(jī)器人研發(fā)一直受到各國(guó)的重視，特別是2011年福島核事故，使人們更加充分認(rèn)識(shí)到機(jī)器人在核電站事故處理中的重要性和優(yōu)越性。

研究核電站救災(zāi)機(jī)器人的特征和性能試驗(yàn)方法，可以為實(shí)現(xiàn)我國(guó)核電站救災(zāi)機(jī)器人解決方案打下基礎(chǔ)，對(duì)增強(qiáng)公眾核電接受程度，提高我國(guó)核事故處理水平有積極的意義。

[1] 楊秀清,駱敏舟,梅濤.核環(huán)境下的機(jī)器人研究現(xiàn)狀與發(fā)展趨勢(shì)[J].機(jī)器人技術(shù)與應(yīng)用，2008(01)：31-39.

[2] 劉青松,張一心,向文元,等.核電站機(jī)器人技術(shù)應(yīng)用現(xiàn)狀及發(fā)展趨勢(shì)[J].機(jī)器人技術(shù)與應(yīng)用，2011(03)：12-16.

[3] Taylor Moore. Robots for nuclear power plants[R]. USA∶IAEA BULLETIN，1985∶31-38.