第３７卷第５期 核科学与工程 Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｖｏ１．３７ ＮＯ．５ Ｏｃｔ．２０１７ ２０１７年 １Ｏ月 防城港核电站堆内中子通量测量 系统指套管碰磨分析 胡建荣 ，罗 婷 ，简 捷 ，刘才学 ，杨建东 ，李 振。 （１．中国核动力研究设计院，四川成都６１０２１３； ２．广西防城港核电有限公司，广西防城港５３８００１； ３．福建福清核电有限公司，福建福清３５０３１８） 摘要：防城港核电站１号机组主泵惰走试验期间，在对核电站松脱部件和振动监测系统１３路加速度通 道进行背景噪声例行检查时发现，通过松脱部件和振动监测系统的声音监听设备监测到，安装于反应堆 压力容器底部堆内中子通量测量系统导向管上通道有“哒哒哒”的异常信号。为找出异常信号源，利用 松脱部件监测系统声监测功能对压力容器底部监测到的异常信号进行分析，该信号不是由松脱部件产 生的信号。通过听音棒的辅助监听，最后综合分析得出该信号是由堆内中子通量测量系统指套管在管 道路径上碰磨引起。该事件的分析与解决，不仅解决了工程建设需要，对核安全局批准下一步工作开展 提供了支持依据，而且对通过松脱部件监测系统来开展由于流致振动引起的中子通量测量系统指套管 异常振动诊断有重大的实用价值。 关键词：核电站；堆内中子通量测量系统；松脱部件和振动监测系统；指套管；碰磨 中图分类号：ＴＨ１１３．ＴＬ４８ 文章标志码：Ａ 文章编号：０２５８－０９１８（２０１７）０５—０７５０—０６ Ｉｍｐａｃｔ Ａｎａｌｙｓｉｓ ｏｆ Ｔｈｉｍｂｌｅ Ｔｕｂｅ ｏｆ Ｎｅｕｔｒｏｎ Ｆｌｕｘ Ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ Ｓｙｓｔｅｍ Ｉｎ Ｆａｎｇ Ｃｈｅｎｇ Ｇａｎｇ Ｐｏｗｅｒ Ｓｔａｔｉｏｎ ＨＵ Ｊｉａｎ—ｒｏｎｇ ，ＬＵＯ Ｔｉｎｇ ，ＪＩＡＮ Ｊｉｅ ，ＬＩＵ Ｃａｉ—ｘｕｅ ，ＹＡＮＧ Ｊｉａｎ—ｄｏｎｇ。，ＬＩ Ｚｈｅｎ。 （１．Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ ｏｆ Ｃｈｉｎａ，Ｃｈｅｎｇ Ｄｕ ｏｆ Ｓｉ Ｃ．ｈｕａｎ Ｐｒｏｖ．６１０２１３，Ｃｈｉｎａ； ２．Ｇｕａｎｇ Ｘｉ Ｆａｎｇ Ｃｈｅｎｇ Ｇａｎｇ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｃｏｍｐａｎｙ，Ｌｉｍｉｔｅｄ．Ｆａｎｇ Ｃｈｅｎｇ Ｇａｎｇ ｏｆ Ｇｕａｎｇｘｉ Ｐｒｏｖ．５３８００１，Ｃｈｉｎａ ３．Ｆｕ Ｊｉａｎ Ｆｕ Ｏｉｎｇ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｃｏｍｐａｎｙ，Ｌｉｍｉｔｅｄ，Ｆｕ Ｑｉｎｇ ｏｆ Ｆｕｊｉａｎ Ｐｒｏｖ．３５０３１８，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｄｕｒｉｎｇ ｃｏａｓｔｄｏｗｎ ｔｅｓｔ ｏｆ ｍａｉｎ ｃｏｏｌａｎｔ ｐｕｍｐ ｏｆ Ｆａｎｇ Ｃｈｅｎｇ Ｇａｎｇ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ １＃ｕｎｉｔ，Ｂａｃｋｇｒｏｕｎｄ ｎｏｉｓｅ ｏｆ １ ３ ａｃｃｅｌｅｒａｔｉｏｎ ｃｈａｎｎｅｌｓ ｉｓ ｒｏｕｔｉｎｅ ｃｈｅｃｋｅｄ ｂｙ ｌｏｏｓｅ ｐａｒｔｓ ａｎｄ ｖｉｂｒａｔｉｏｎ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ．Ａｂｎｏｒｍａｌ ｓｉｇｎａｌ ｏｆ“ｄａｄａｄａ’’ｏｎ ｒｅａｃｔｏｒ ｖｅｓｓｅｌ ｂｏｔｔｏｍ ｉｓ ｍｏｎｉｔｏｒｅｄ ｂｙ ｓｏｕｎｄ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ ｏｆ ｌｏｏｓｅ ｐａｒｔｓ ａｎｄ ｖｉｂｒａｔｉｏｎ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ．Ｉｎ ｏｒｄｅｒ ｔｏ ｆｉｎｄ ｏｕｔ ｔｈｅ ａｂｎｏｒｍａｌ ｓｉｇｎａｌ ｓｏｕｒｃｅ，ｔｈｅ ａｂｎｏｒｍａｌ ｓｉｇｎａｌ ｏｆ ｔｈｅ ｒｅａｃｔｏｒ ｖｅｓｓｅｌ ｂｏｔｔｏｍ ｉｓ ａｎａｌｙｚｅｄ ｂｙ ｔｈｅ ｕｓｅ ｏｆ ｌｏｏｓｅ ｐａｒｔｓ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ ｏｆ 收稿日期：２０１６－１０ ３０ 作者简介：胡建荣（１９７５一），男，四川简阳人，副研究员，硕士，现主要从事反应堆故障诊断工作 ７５０ ａｃｏｕｓｔｉｃ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｆｕｎｃｔｉｏｎ．Ｔｈｅ ａｃｏｕｓｔｉｃ ｓｉｇｎａｌ ｉｓ ｎｏｔ ｐｒｏｄｕｃｅｄ ｂｙ ｌｏｏｓｅ ｐａｒｔｓ，ｔｈｅ ｓｉｇｎａｌ ｃｏｍｅ ｆｒｏｍ ｔｈｉｍｂｌｅ ｔｕｂｅ ｐｉｐｅｌｉｎｅ ｐａｔｈ ｉｍｐａｃｔ ｏｆ ｎｅｕｔｒｏｎ ｆｌｕｘ ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ ｓｙｓｔｅｍ ｂｙ ｔｈｅ ａｕｘｉｌｉａｒｙ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｏｆ ｌｉｓｔｅｎｉｎｇ ｒｏｄ ａｎｄ ｔｈｅ ｃｏｍｐｒｅｈｅｎｓｉｖｅ ａｎａｌｙｓｉｓ ｏｆ ｔｈｅ ａｃｏｕｓｔｉｃ ｓｉｇｎａ１．Ｂｙ ａｎａｌｙｓｉｓ ａｎｄ ｓｏｌｕｔｉｏｎ ｏｆ ｔｈｅ ｅｖｅｎｔ，ｎｏｔ ｏｎｌｙ ｔｏ ｓｏｌｖｅ ｔｈｅ ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ ｃｏｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎ ｎｅｅｄｓ，ｂｕｔ ａｌｓｏ ｔＯ ｐｒｏｖｉｄｅ ｓｕｐｐｏｒｔ ｆｏｒ ｔｈｅ ａｐｐｒｏｖａｌ ｏｆ ｔｈｅ ｎｅｘｔ ｓｔｅｐ ｗｏｒｋ ｂｙ Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ Ａｄｍｉｎｉｓｔｒａｔｉｏｎ．Ｉｔ ｉｓ ｏｆ ｇｒｅａｔ ｐｒａｃｔｉｃａｌ ｖａｌｕｅ ｔｏ ｃａｒｒｙ ｏｕｔ ｔｈｉｍｂｌｅ ｔｕｂｅ ａｂｎｏｒｍａｌ ｖｉｂｒａｔｉｏｎ ｄｉａｇｎｏｓｉｓ ｏｆ ｔｈｅ ｎｅｕｔｒｏｎ ｆｌｕｘ ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ ｓｙｓｔｅｍ ｄｕｅ ｔｏ ｆｌｏｗ ｉｎｄｕｃｅｄ ｖｉｂｒａｔｉｏｎ ｂｙ ｔｈｅ １ｏｏｓｅ ｐａｒｔｓ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：Ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｓｔａｔｉｏｎ；Ｎｅｕｔｒｏｎ ｆｌｕｘ ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ ｓｙｓｔｅｍ；Ｌｏｏｓｅ ｐａｒｔｓ ａｎｄ ｖｉｂｒａｔｉｏｎ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ；Ｔｈｉｍｂｌｅ ｔｕｂｅ；Ｉｍｐａｃｔ 防城港核电站１号机组主泵在惰走试验期 间，试验人员对松脱部件和振动监测系统ｌ－】 ］ （ＫＩＲ）的１３路加速度传感器通道进行背景噪 声检查时，通过声音监听设备发现ＡＣ１、ＡＣ２、 ＡＣ３通道发出连续的“哒哒哒”的异音，随后现 场检查了反应堆压力容器（ＲＰＶ）底部硬电缆 与导向管的绑扎固定情况，发现无异常，用听 分布是否与设计所期望的功率分布相符；监测 各燃料组件的燃耗；校准堆外核仪表；探测堆芯 是否偏离正常运行。 １ ２ ３ ４ ５ ６ ７ ８ ９ １０ １１ ｌ２ １３ １４ ｌ５ ｆ ｆ ｆ Ｉ ｆ｛ｆ【ｆ ｆ ｆ ｆ【ｆ Ｉ ２７０。 Ａ— Ｂ— 音棒对堆内中子通量测量系统导向管表面进 行逐一监听，超过一半的导向管上监听到“哒 哒哒”异音，且其中两根导向管上的异音比 ＫＩＲ系统上声音监听设备听到的更为明显， 部分导向管存在轻微晃动，其中４４号导向管 较为剧烈。 Ｃ— Ｄ— Ｅ— ■ Ｆ— Ｇ— Ｈ— Ｊ— Ｋ— Ｌ— Ｍ—— 在压水堆核电站中，松脱部件可能造成堆 内部件损坏或减弱部件材料的性能；也可能引 起部分流道堵塞，增加控制棒卡棒的风险，导致 燃料包壳破损。在国内外一些核电站中曾多次 发生该类严重事故 ］。为进一步分析异常声 音来源，判断是否是由松脱部件引起，避免不必 要的停堆，利用松脱部件监测系统安装于压力 容器底部堆内中子通量测量系统指套管上通道 Ｎ— Ｐ— Ｒ一 ■ ● 中子测量通道 图１堆内中子通量测量通道分布 Ｆｉｇ．１ Ｃｈａｎｎｅｌ ａｒｒａｎｇｅｍｅｎｔ ｏｆ ｎｅｕｔｒｏｎ ｆｌｕｘ ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ 堆内中子通量测量系统共有５０个燃料组 开展堆内中子通量测量系统及松脱部件监测系 统的相关分析。 件测量通道，每个测量通道都有特定的编号，堆 内中子通量测量通量分布见图１所示，每个中 子通量测量通道内插有可抽出的指套管，与驱动 电缆连接在一起的探测器在指套管内部移动，从 １堆内中子通量测量系统 １．１堆内中子通量测量系统组成 而达到在堆芯整个高度上逐点测量堆内中子通 量，其中可抽出指套管穿过下部堆内构件的仪表 堆内中子通量测量系统提供堆内中子通量 分布图（见图１），主要由指套管、导向管、手动 隔离阀、密封段、球检验阀、自动隔离阀、驱动装 置、传送装置、分配柜、计算机显示控制柜和探 测量管组件和堆芯支承板组件。导向管与指套 管、测量通道、探测器关系如图２所示。 １．２堆内中子通量测量原理 测器组成。其主要功能是检查燃耗对应的功率 探测器上有一微型裂变室，微型裂变室由 ７５１ 图２导向管与指套管、测量通道、探测器关系 Ｆｉｇ．２ Ｒｅｌａｔｉｏｎ ｏｆ ｔｈｉｍｂｌｅ ｔｕｂｅ，ｇｕｉｄｅ ｔｕｂｅ， ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ ｃｈａｎｎｅｌ ａｎｄ ｎｅｕｔｒｏｎ ｄｅｔｅｃｔｏｒ 焊接端塞、同芯包壳及测量体（灵敏体）三部分 组成。微型裂变室与导电及驱动两用的同轴电 缆相连接，微型裂变室外径４．７ ｍｍ，长６６ ｍｒｎ， 灵敏体长度为２７ ｍｍ。它的外壳、外电极以及 与之相连电缆的材料均为不锈钢，绝缘材料为 三氧化二铝（Ａ１ Ｏ。）。微型裂变室灵敏体内充 纯度为９９．９９９ ５ 的氩气，电极表面涂有一层 二氧化铀， Ｕ的丰度为９３ 。 热中子射入微型裂变室灵敏体内打在涂有 二氧化铀的电极上，使；； Ｕ核发生裂变。重的 带正电的裂变碎片使氩气电离，产生电子一正 离子对，电子和正离子在外加电磁场作用下向 两极漂移而形成脉冲，脉冲叠加起来，形成电 流。微型裂变室的输出平均电流工。为： ｊ ０一Ｓ ’ （１） 式中：Ｓ 为微型裂变室对热中子的灵敏度； 为测量区的热中子通量。 １．３指套管结构与功能 法国ＡＲＥＶＡ公司设计供货的堆内中子通量 测量系统指套管外径 ８．６ ｍｍ，内径 ５．２ ｍｍ，目 前国内除田湾核电站外，其他二代和二代加压水 堆核电站，均采用了该系统。指套管属于ＲＣＣ－ Ｍ二级承压设备，用于为中子测量通量探测器 提供从堆外进入堆芯的导向管道。指套管在堆 芯内一端密封，焊有子弹头型端塞，另一端焊有 密封法兰，开口，以便中子测量探测器插入，指套 ７５２ 管外表面与压力容器内冷却剂直接接触，是承受 外压的一回路压力边界。 指套管的破损会引起一回路冷却剂泄漏而 流人堆芯测量系统的连接管组件，不会直接造成 冷却剂泄漏流人反应堆厂房内；但在流致振动作 用下指套管断裂，形成内部脱落件将危及反应堆 安全，导致停机停堆而给核电厂造成重大损失。 ２松脱部件监测系统 ２．１松脱部件监测系统组成 松脱部件监测系统是通过安装在压力容器 和蒸汽发生器上的加速度通道在线监测核反应 堆压力容器和蒸汽发生器内可能出现的松动 件、脱落件和外来件，由压电式加速度传感器、 测量电缆、电荷转换器、电荷调理放大器及测量 机柜组成。其主要功能是实时监测压力容器、 蒸汽发生器及一回路内的松脱部件。 根据反应堆堆型及传感器安装位置的不 同，系统由１０、ｌ３、１６或２４个通道组成。加速 度传感器安装位置可安装在压力容器底部、顶 部、蒸汽发生器底部、蒸汽发生器中部、主泵、主 管段进出口处。图３为防城港核电站反应堆底 部三个通道组成的松脱部件监测系统，ＡＣ１、 ＡＣ２、ＡＣ３为加速度计，ＫＩＲＯ１１ＭＶ、ＫＩＲ０１２ＭＶ、 ＫＩＲＯ１３ＭＶ分别为ＡＣ１、ＡＣ２、ＡＣ３加速度计的 功能码，ＫＩＲＯ１１ＡＭ、ＫＩＲ０１２ＡＭ、ＫＩＲＯ１３ＡＭ为 三个电荷转换器的功能码，ＫＩＲＯ０１ＡＲ为松脱部 件监测系统机柜，机柜内部安装有电荷调理放大 器，信号调理放大器及松脱部件探测设备。电荷 调理放大器为电荷转换器提供恒定电流，并对电 荷信号进行调理放大；信号调理对接收到的信号 进行滤波，放大处理；松脱部件探测对信号进行 实时监测与分析。 加速度信号 图３松脱部件监测系统 Ｆｉｇ．３ Ｌｏｏｓｅ ｐａｒｔｓ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ ２．２松脱部件监测原理 松脱部件撞击信号主频率［７ （见图４）主要 发生在１～１Ｏ ｋＨｚ，相同质量物体，撞击主频率、 加速度值随速度的增加而增加；不同质量物体， 撞击主频在速度一定下随着质量增加而减小。 松脱部件监测系统设计时主要是监测频率介于 １～１０ ｋＨｚ的撞击信号，这类信号主要存在于回 路内松动件、脱落件撞击及旋转机械动静摩擦。 二二二二二图４松脱部件质量、速度、加速度与信号频率关系 Ｆｉｇ．４ Ｒｅｌａｔｉｏｎ ｏｆ ｍａｓｓ，ｖｅｌｏｃｉｔｙ，ａｃｃｅｌｅｒａｔｉｏｎ ｏｆ ｌｏｏｓｅ ｐａｒｔｓ ａｎｄ ｓｉｇｎａｌ ｆｒｅｑｕｅｎｃｙ 松脱部件监测对满足松脱件特征的信号进 行实时计算，图５为松脱部件监测原理图，当加 速度计探测到松脱信号时，通过高温电缆和低噪 声电缆传输至电荷转换器并通过调理放大器，经 信号调理至松脱部件探测设备进行信号分析，通 过公式（２）对探测到的加速度进行辐值计算，并 对加速度计信号进行频率分析计算。 。一 ｎ一 ｚ 式中：ａ为加速度（ｇ）；Ｖ为电压（Ｖ）；Ｓ为加速 度计灵敏度（ｐＣ／ｇ）；Ｃ为电荷转换器转换系数 （ｍＶ／ｐＣ）；Ａ为调理放大倍数。 ｌ００ 图５松脱部件监测原理 Ｆｉｇ．５ Ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｔｈｅｏｒｙ ｏｆ ｌｏｏｓｅ ｐａｒｔｓ ３导向管加速度测量通道 防城港核电站松脱部件监测系统压力容器 底部加速度安装位置位于堆内中子测量通道 （见图６）所示的Ｎ１２、Ｃ１２和Ｈ１的底部导向管 上，当安装在加速度附近位置处的指套管发生 碰磨时，会通过安装在压力容器底部堆内中子 通量测量通道上的加速度探测并通过电荷转换 器，电荷调理放大输出至松脱部件监测机柜。 一一．二一 ＡＣ１—Ｎ１２（５１。２０ ） ＡＣ２－Ｃ１２（３０８。４０１ ＡＣ３－ＨＩ（１８０。） 图６堆底加速度测量通道 Ｆｉｇ．６ Ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ ｃｈａｎｎｅｌ ｏｆ ａｃｃｅｌｅｒａｔｉｏｎ ｉｎ ｔｈｅ ｂｏｔｔｏｍ ｏｆ ｒｅａｃｔｏｒ ４ 信号分析 ＲＩＣ系统指套管碰磨信号经过指套管传递 到压力容器底部，再传导到安装在其他指套管 上的ＫＩＲ系统传感器上，利用松脱部件监测系 统压力容器底部导向管加速度测量通道对加速 度计信号进行采集并分析，其中测量通道由加 速度计、高温电缆、低噪声电缆、电荷转换器和 电荷调理放大器组成。 ４．１ 时域信号 图７是防城港核电站松脱部件监测系统 ＡＣ１、ＡＣ２、ＡＣ３和ＡＣＡ通道采集到的典型时域 信号，横坐标为时间，纵坐标为加速度辐值，其中 ＡＣＡ为安装压力容器顶部加速度测量通道。 ４．２频域分析 图８为对采集到的典型加速度信号进行的 频率分析，表１为对采集到的信号进行前十阶 主频率计算值。 ７５３ ＡＣ３ ０ ０６ ＡＣ１ ０ ８６ ０．８４ Ａ ００４ ０ ０２ …… ． 篝０ ８２ 届趔 器 鬻 。 居＿０ ０２ 一… ０ ００２ ０ ¨ ０ 圳 １０ ２０ ３０ ４０ ５０ ６０ ７０ ８０ ９０ １Ｏ０ ０ ｏ４ ０ １０ ２０ ３０ ４０ ５０ ６０ ７０ ８０ ９０ １Ｏ０ 时间／ｍｓ ＡＣ４ ００１６ …～一 ． 时间／ｍｓ Ｊ “Ｉ。山 Ｊ ． ……． ． 髫。叭 ０ ０１２ … … ＇ －ｒ … … 一～…” ０ １０ ２０ ３０ ４０ ５０ ６０ ７０ ８０ ９０ １Ｏ０ 譬０ Ｏ１ ０ ００８ ０ １０ ２０ ３０ ４０ ５０ ６０ ７０ ８０ ９０ １Ｏ０ 时间／ｍｓ 时间／ｍｓ 图７典型的时域信号 Ｆｉｇ．７ Ｔｙｐｉｃａｌ ｔｉｍｅ ｓｉｇｎａｌ 频谱图：ＡＣ１ Ｐｅａｋ＃１ ２ ３ ４ Ｈｚ Ｙ １５Ｏ ０ ０７９ ７ １７８ ０ １０２ ２１０ ０．１２３ ２４５ ０４７０ 频谱图：ＡＣ３ ０ Ｉ Ｐｅａｋ＃ｌ ２ ３ ４ ５ ６ ７ Ｈｚ ｌＯ０ ２０３ ２５０ ２７５ ３０３ ３１０ ３４４ Ｙ Ｏ ０．０７６ ２ ０ ０９１ ４ ０．０８ ３ ０ ０８ ２ ０ ０９７ ９ ０ ０７４ １ ０ ０８３ ６ ； １５ ６ ７ ８ ９ １０ ２５１ ２５４ ２９８ ４５６ ４５９ ４６９ ０ １４８ ０ １３４ Ｏ １６５ ０ １０３ Ｏ １０３ ０．１３８ ８ ３７３ ４０４ ４０６ ｉ ；００８７ ８ ０ ０８９ ８ ０ ０７６ ９ 趔 ５ ２ ， 辑 ４ 臻 ０ ９ ０ ０ ｉ ！甜 ！ ；， － ， 一＾ ０ ３ Ｏ 一Ｏ ５５ ＪｌＬ砒 ｌ 鹾 蕴 Ｌ上．Ｉ■ ｌＪＬ ＾－＾ 一＾ 蕊 １ｌ Ｏ 】 １ ０００ ２４４ ４３３ ６２２ ８１ｌ １ ０００ ５５ ２４４ ４３３ ６２２ ８１１ 频率／Ｈｚ 频率／Ｈｚ 频谱图：ＡＣＡ 频谱图：ＡＣ２ Ｐｅａｋ＃１ ２ Ｈｚ Ｙ １００ ０ ０７９ ２ １９１ ２４８ ２５０ ３２３ ３７３ ３８０ ０ １２６ ０ ０７１ ８ ０ １２３ ０ １０９ ０ ８５９ ０１４８ Ｏ ３ ０ Ｐｅａｋ＃１ Ｈｚ Ｙ １５Ｏ ０ ２００ ２ ３ ４ ５ ６ ７ ８ ９ ２ ３ ４ ５ ｌ８８ ０，０３６ ７ ２５０ ０ ２４４ ２８ｌ （ ０３５ ７ ３５０（ ０４６ ２ ６ ７ ８ ９ ｌ０ ； ｌ Ｉ ｊ ３７３ ０ １０３ ４５０ ００８５ Ｏ ６２０ ０ ０４１ ３ ７５０ ０ ０６０ ６ ８５０ ０ ０４９ ３ ； ３８８ ０ １８４ ４８１ ００７６ ７ ｌ０ ５１６ ０ ０８３ ９ ｌ ！ 染 ６ ●婵 ｌ ｉ ｉＯ ８ 。‘‘● 。 ０ ９ １ ９；１０ 上 ０ ５ …． １１ Ｉ— ｈＬＪＩ・‘ｕ ． ｌ０ ｕ— ８１１ １ ０ｏｏ Ｏ 函 ．． ２４４ ４３３ ６２２ ８１ｌ １ ＯＮ） ５５ ２４４ ４３３ ６２２ 频率／Ｈｚ 频率／Ｈｚ 图８典型的频率分析 Ｆｉｇ．８ Ａｎａｌｙｓｉｓ ｏｆ ｔｙｐｉｃａｌ ｆｒｅｑｕｅｎｃｙ ７５４ 表１信号频率（Ｈｚ）计算值 Ｔａｂｌｅ １ Ｃｏｍｐｕｔｉｎｇ ｖａｌｕｅ ｏｆ ｓｉｇｎａｌ ｆｒｅｑｕｅｎｃｙ（Ｈｚ） 通道 ＡＣ１ ＡＣ２ ＡＣ３ ＡＣ４ 一阶 １５Ｏ ｌＯＯ ｌＯＯ １５Ｏ 二阶 ｌ７８ ｌ９ｌ ２０３ ｌ８８ 三阶 ２ｌＯ ２４８ ２５０ ２５Ｏ 四阶 ２４５ ２５０ ２７５ ２８１ 五阶 ２５１ ３２３ ３０３ ３５Ｏ 六阶 ２５４ ３７３ ３ｌ０ ３７３ 七阶 ２９８ ３８０ ３４４ ４５０ 八阶 ４５６ ３８８ ３７３ ６２０ 九阶 ４５９ ４８１ ４Ｏ４ ７５０ 十阶 ４６９ ５ｌ６ ４０６ ８５Ｏ ５ 结论 通过松脱部件监测系统安装在压力容器底 部加速度测量通道采集的加速度信号进行分 析，得出： １．通过松脱部件监测系统声音监听设备 监听到的“哒哒哒”声是碰磨信号，不是典型的 脱落件引起的碰撞信号，撞击声是堆内中子通 量测量系统指套管在管道路径上碰磨引起，且 信号辐值较低； ２．通过对采集到的加速度信号分析得出 因流致振动导致的指套管与导向管、仪表测量 管碰磨信号主要频率介于１Ｏ０～１ ０００ Ｈｚ之 间，这类碰磨信号不能通过经过了滤波的松脱 部件监测系统进行有效监测； ３．指套管碰磨信号能通过未经滤波的松 脱部件监测系统声音监听设备进行实时监听； ４．监测到的指套管碰磨信号对其他装有 ＲＩＣ系统的压水堆核电站，对于分析是否是松 脱部件有一定的借鉴意义； ５．可利用现有的松脱部件监测系统安装 于压力容器底部加速度测量通道，并增加部 分测量通道开展堆内中子通量测量系统指套 管磨损的在线监测技术，并开展指套管的磨 损研究。 参考文献： ［１］刘才学，汪成元，郑武元，等．核电站松脱部件监测系统 研制ＥＪ］．核动力工程，２０１０，３１（１）：９７一ｌＯ１． ［２］盘世标，刘才学，何绍群，等．基于虚拟仪器的核电站松 脱部件监测系统［Ｊ］．核动力工程，２００８，２９（６）：１２５—１２７． ［３］刘才学，胡建荣，简捷，等．核电站松脱部件诊断方法 ［Ｐ］．中国．ＺＬ ２００８ １ ０１８３１０６．４，２０１１．０８．１７． Ｅ４３赵志德，何宏龙．反应堆下部堆内构件的损坏分析和修 复方案［Ｊ］．核电工程与技术．２００７，２：８－１１． ｒ－ｓ］李如源，杨璋，周亚平．田湾核电厂１号机组主泵松脱 部件报警事件诊断分析［Ｊ］．核动力工程．２０１１，３２（３）： ｌ２７一ｌ２９． ［６］何元峰．核电站松动部件的质量估计方法研究［Ｄ］．浙 江大学，２０１２． ［７］ ＡＳＭＥ ＯＭ—Ｓ／Ｇ Ｐａｒｔ １２．Ｌｏｏｓｅ Ｐａｒｔ Ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｉｎ Ｌｉｇｈｔ—Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔｓ［Ｓ］，２００７． ７５５
