楊泰波，劉才學(xué)，羅 婷，簡(jiǎn) 捷

(中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院，四川成都610041)

基于中子噪聲分析的某核電廠(chǎng)堆芯吊籃梁型振動(dòng)特征研究

楊泰波，劉才學(xué)，羅 婷，簡(jiǎn) 捷

(中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院，四川成都610041)

研究了基于堆外電離室中子噪聲信號(hào)監(jiān)測(cè)壓水堆核電廠(chǎng)反應(yīng)堆吊籃的方法，通過(guò)計(jì)算電離室中子噪聲的互功率密度譜、相干和相位，分析得到了堆芯吊籃梁型振動(dòng)的頻率；利用該方法，計(jì)算獲得了某正常運(yùn)行狀態(tài)下壓水堆核電廠(chǎng)換料周期內(nèi)堆芯吊籃梁型振動(dòng)頻率和中子噪聲功率譜幅度的變化趨勢(shì)，結(jié)果說(shuō)明了在反應(yīng)堆正常運(yùn)行狀態(tài)下，隨著堆芯燃耗的增加，吊籃梁型振動(dòng)頻率發(fā)生了微小漂移，頻率變小，該頻率處中子噪聲功率譜幅度變大。

中子噪聲；吊籃梁型振動(dòng)；漂移

壓水堆核電廠(chǎng)反應(yīng)堆吊籃主要用于安裝并固定堆芯所需的燃料組件，是核電廠(chǎng)堆芯主設(shè)備之一，堆芯吊籃為上端簡(jiǎn)支的中長(zhǎng)圓柱殼結(jié)構(gòu)，堆芯吊籃主要振型有梁模態(tài)和殼模態(tài)。目前壓水堆核電廠(chǎng)無(wú)法直接測(cè)量堆芯吊籃的振動(dòng)，一般通過(guò)堆外電離室的中子噪聲信號(hào)間接監(jiān)測(cè)堆芯吊籃的振動(dòng)[1]，基于中子噪聲的堆內(nèi)構(gòu)件振動(dòng)分析技術(shù)應(yīng)用于壓水堆的核電廠(chǎng)，主要是通過(guò)利用堆外核測(cè)系統(tǒng)提供的中子噪聲信號(hào)，對(duì)堆芯吊籃的振動(dòng)情況進(jìn)行監(jiān)測(cè)與分析，以便及時(shí)發(fā)現(xiàn)堆芯的異常情況。

反應(yīng)堆堆外電離室的中子噪聲譜中，主要出現(xiàn)堆芯吊籃的梁式振型。堆芯吊籃梁式振動(dòng)是由于吊籃與壓力容器之間的固緊耦合發(fā)生了一定的松動(dòng)。資料表明，通過(guò)對(duì)臨界裝置堆芯吊籃激勵(lì)振動(dòng)引發(fā)中子噪聲的試驗(yàn)得到的功率譜密度進(jìn)行分析，證實(shí)了從中子噪聲功率譜密度中獲得吊籃振動(dòng)特性是可行的[2]。

本文研究基于壓水堆堆外電離室的中子噪聲信號(hào)分析堆芯吊籃梁型振動(dòng)的方法和過(guò)程，利用在役核電站的換料周期內(nèi)實(shí)際監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)，開(kāi)展堆芯吊籃梁型振動(dòng)特性研究，計(jì)算獲得堆芯吊籃梁型振動(dòng)頻率和功率譜幅度變化趨勢(shì)，為壓水堆核電廠(chǎng)堆芯吊籃的振動(dòng)監(jiān)測(cè)和診斷分析提供方法和參考數(shù)據(jù)，確保壓水堆核電廠(chǎng)反應(yīng)堆的可靠運(yùn)行。

1 基于中子噪聲監(jiān)測(cè)堆芯吊籃梁型振動(dòng)的原理

壓水堆核電站反應(yīng)堆吊籃的振動(dòng)監(jiān)測(cè)是基于中子輸運(yùn)到探測(cè)器時(shí)所形成的中子注量率的變化。堆芯吊籃的振動(dòng)引起結(jié)構(gòu)和中子探測(cè)器之間的水層厚度變化，其結(jié)果因水層厚度變化造成阻尼變化，使到達(dá)堆外探測(cè)器的中子注量率隨著這些結(jié)構(gòu)的振動(dòng)頻率(梁式振型)變得更大或更小。如圖1所示的基于中子噪聲監(jiān)測(cè)堆芯吊籃梁型振動(dòng)的原理，從位于堆芯直徑相對(duì)位置的兩個(gè)中子探測(cè)器出來(lái)的信號(hào)是強(qiáng)相關(guān)的(在梁型振型頻率處相干通常高于0.7)，并在堆芯吊籃的一階梁型模態(tài)頻率處呈反相。

圖1 基于中子噪聲監(jiān)測(cè)堆芯吊籃梁型振動(dòng)的原理Fig.1 Theory of Monitoring Core Barrel of PWR Based on Neutron Noise

2 中子噪聲信號(hào)分析計(jì)算方法[3]

(1)

x(t)的自譜Gxx(f)定義為：

Gxx(f)=E{|X(f)|2}

(2)

其含意是由x(t)的富氏變換模的平方計(jì)算得到的期望值(在整個(gè)時(shí)窗數(shù)上的平均值)。功率譜密度(PSD)的為：

(3)

它以(物理單位)2Hz-1表示。

歸一化功率譜密度(NPSD)表示歸一化的中子波動(dòng)的PSD。它以Hz-1表示。

代號(hào)為SB2中子電離室輸出的信號(hào)為y(t)。x(t)和y(t)之間的互譜為：

兩位女生進(jìn)去了，還不到五分鐘便一個(gè)個(gè)垂頭喪氣，耷拉著臉出來(lái)了。前面二個(gè)男生也進(jìn)去了，一個(gè)垂著頭出來(lái)了，一個(gè)趾高氣揚(yáng)地出來(lái)，望了望還在等著的殷明，露出一種蔑視的笑，走了。殷明看著他的這副表情，不禁緊張起來(lái)。輪到他了！

Gxy(f)=E{X(f)′Y(f)}

(4)

式中：X(f)*——X(f)的共軛復(fù)數(shù)。

互功率譜密度(CPSD)為：

(5)

相位函數(shù)Φ(f)是互譜的幅角，或：

Φ(f)=Arg·Gxy(f)

(6)

復(fù)相干函數(shù)Cxy(f)為：

(7)

用Γ2表示的相干函數(shù)為：

(8)

式中：其值在0和1之間。

單通道函數(shù)是建立在單信號(hào)(自譜)基礎(chǔ)上的。

交互通道函數(shù)是建立在兩個(gè)信號(hào)(互譜、相干和相位)基礎(chǔ)上的。

通過(guò)對(duì)中子噪聲的相干、相位和互譜的分析，識(shí)別堆芯吊籃梁型振動(dòng)的頻率和幅度，并對(duì)吊籃梁型特征信息的變化趨勢(shì)進(jìn)行分析，診斷堆芯吊籃的正常與異常振動(dòng)。

3 核電站監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)分析

核電廠(chǎng)堆內(nèi)構(gòu)件振動(dòng)監(jiān)測(cè)為定期監(jiān)測(cè)模式，中子噪聲信號(hào)的采集和分析是在無(wú)任何控制棒運(yùn)動(dòng)、無(wú)硼稀釋或加硼情緒情況下，且反應(yīng)堆達(dá)到滿(mǎn)功率穩(wěn)定運(yùn)行狀態(tài)時(shí)進(jìn)行。用于分析吊籃梁型振動(dòng)的中子噪聲信號(hào)包括四個(gè)呈90°角布置的中子電離室信號(hào)，在每個(gè)方向取上下兩段電離室信號(hào)。

3.1 吊籃梁型振動(dòng)模態(tài)分析方法

圖2～圖4是某壓水堆核電廠(chǎng)新?lián)Q料周期的前期，滿(mǎn)功率運(yùn)行時(shí)的中子噪聲信號(hào)分析結(jié)果，為減小噪聲的干擾，信號(hào)計(jì)算分析時(shí)進(jìn)行了64次平均。

圖2 NB1通道和NB2通道中子噪聲互功率譜Fig.2 Neutron Noise CPSD of Channel NB1 and NB2

圖3 NB1通道和NB2通道中子噪聲相關(guān)Fig.3 Neutron Noise Phase of Channel NB1 and NB2

圖4 NB1通道和NB2通道中子噪聲相位Fig.4 Neutron Noise coherent of Channel NB1 and NB2

圖2為堆外電離室NB1通道和NB2通道中子噪聲互功率譜，可知在8.4Hz處NB1通道和NB2通道的中子噪聲信號(hào)互功率譜為區(qū)域峰值，通過(guò)圖3中NB1通道和NB2通道中子噪聲相關(guān)性可知，在8.4Hz處，NB1通道和NB2通道中子噪聲信號(hào)的相干為0.9，兩通道的中子噪聲信號(hào)相關(guān)性強(qiáng)，說(shuō)明該頻率為對(duì)堆芯吊籃的固有振動(dòng)頻率，從圖4 NB1通道和NB2通道中子噪聲相位譜可知，頻率為8.4Hz處NB1通道和NB2通道中子噪聲信號(hào)的相位差為-172.9°，說(shuō)明在8.4Hz處，兩個(gè)相對(duì)通道中子噪聲信號(hào)的相位相反，由此可判斷該頻率為吊籃的梁式振型模態(tài)。

3.2 燃料期內(nèi)吊籃梁型振動(dòng)特征分析

利用上述方法，對(duì)某壓水堆核電站2012年1月開(kāi)始至2012年7月和2012年9月至2013年4月(8月份大修)的中子噪聲信號(hào)進(jìn)行分析，獲得堆芯吊籃梁型模態(tài)的頻率，并計(jì)算分析該頻率處中子噪聲的功率譜幅度，獲得燃料期內(nèi)吊籃梁型振動(dòng)頻率變化趨勢(shì)和功率譜幅度變化趨勢(shì)。

圖5 NB1通道中子噪聲功率譜Fig.5 Neutron Noise PSD of Channel NB1

由圖6和圖7燃料期內(nèi)吊籃梁型模態(tài)頻率趨勢(shì)可知，隨著反應(yīng)堆的運(yùn)行，吊籃梁型振動(dòng)的頻率變小，由燃料循環(huán)的初期8.4Hz到燃料循環(huán)末期的8Hz，說(shuō)明隨著堆芯燃耗的增加，吊籃梁型模態(tài)的頻率發(fā)生了微小漂移，屬于正常運(yùn)行狀態(tài)。

圖6 燃料期內(nèi)吊籃梁型振動(dòng)頻率趨勢(shì)圖(2012年1月開(kāi)始至2012年7月)Fig.6 Frequency Trending of Core Barrel Beam Vibration during Refueling Cycle(January 2012～July 2013)

圖7 燃料期內(nèi)吊籃梁型振動(dòng)頻率趨勢(shì)圖(2012年9月開(kāi)始至2013年4月)Fig.7 Frequency Trending of Core Barrel Beam Vibration during Refueling Cycle(September 2012～April 2013)

由圖8和圖9燃料期內(nèi)吊籃梁型振動(dòng)功率譜幅度變化趨勢(shì)圖可知，燃料期內(nèi)吊籃梁型模態(tài)功率譜幅度增大。2012年1月開(kāi)始至2012年7月的換料周期內(nèi)，功率譜幅度由-70.1dB增大到-66.7dB，換料后新?lián)Q料周期，2012年9月開(kāi)始至2013年4月，功率譜幅度由-69.2dB增大到-65.6db。說(shuō)明隨著堆芯燃耗的增加，壓水堆核電廠(chǎng)吊籃梁型振動(dòng)頻率處的功率譜幅度增大，吊籃的振動(dòng)處于正常狀態(tài)。

圖8 燃料期內(nèi)吊籃梁型振動(dòng)功率譜幅度趨勢(shì)圖(2012年1月開(kāi)始至2012年7月)Fig.8 CPSD Trending of Core Barrel Beam Vibration during Refueling Cycle(January 2012～July 2013)

圖9 燃料期內(nèi)吊籃梁型振動(dòng)功率譜幅度趨勢(shì)圖(2012年9月開(kāi)始至2013年4月)Fig.9 CPSD Trending of Core Barrel Beam Vibration during Refueling Cycle(September 2012～April 2013)

4 結(jié)論

本文研究基于中子噪聲分析壓水堆核電廠(chǎng)反應(yīng)堆吊籃的方法，并利用核電廠(chǎng)現(xiàn)場(chǎng)數(shù)據(jù)對(duì)吊籃在燃料周期內(nèi)吊籃的振動(dòng)趨勢(shì)進(jìn)行了分析，結(jié)論如下：

1.利用堆外電離室中子噪聲信號(hào)，分析獲得堆芯吊籃的梁型振動(dòng)模態(tài)，計(jì)算堆芯吊籃的梁型振動(dòng)的頻率；

2.反應(yīng)堆正常運(yùn)行狀態(tài)下，隨著堆芯燃耗的增加，吊籃梁型模態(tài)的頻率將發(fā)生微小漂移，頻率變小，該頻率處中子噪聲功率譜幅度變大；

3.基于中子噪聲分析技術(shù)能有效的對(duì)堆芯吊籃進(jìn)行振動(dòng)分析，識(shí)別堆芯吊籃的振動(dòng)狀態(tài)，為核電站安全、穩(wěn)定運(yùn)行提供依據(jù)。

[1] TurkcanE.On-Line Monitoring of A PWR for Plant Surveillance by Noise Analysis[J].Progress in Nuclear Energy，1985，15：365-378.

[2] 劉才學(xué)等.中子噪聲在核反應(yīng)堆吊籃振動(dòng)監(jiān)測(cè)中的應(yīng)用研究[J].核動(dòng)力工程，2006，27(1)：30-33.

[3] IEC 61502.Nuclear Power Plants-Pressurized Water Reactors-Vibration Monitoring of Internal Structures[S].International Electrotechnical Commission，1999-11.

Study on Character of Core Barrel Beam ModeVibration During PWR Refueling Cycle

YANG Tai-bo，LIU Cai-xue，LUO Ting，JIAN Jie

(Nuclear Power Institute of China，Chengdu，610041，China)

The method of monitoring core barrel of PWR is studied based on neutron noise which is from ex-core neutron detector.Through aclculating CPSD，coherent and phase of the relative channel ionization chamber，the frequency of core barrel beam mode vibration is obtaioned.With the method，we calculated the trends of core barrel beam vibration frequency and CPSD amplitude in PWR refueling cycle under normal operation state.The results illustrate that in the condition of normal operation of reactor，the core barrel beam vibration frequency turns out to drifts and decreases，and the magnitude of CPSD at this frequency along with corresponding the core burnup increasing.

Neutron Noise; Core Barrel Beam Vibration; Drift

2016-10-27

楊泰波(1986—)，男，四川廣漢人，助理研究員，碩士學(xué)位，現(xiàn)從事核反應(yīng)堆故障監(jiān)測(cè)與診斷技術(shù)研究與設(shè)備研發(fā)工作

TL48

A

0258-0918(2017)01-0042-06