基于中子噪声分析的某核电厂堆芯吊篮梁型振动特征研究

杨泰波，刘才学，罗 婷，简 捷

(中国核动力研究设计院，四川成都610041)

基于中子噪声分析的某核电厂堆芯吊篮梁型振动特征研究

杨泰波，刘才学，罗 婷，简 捷

(中国核动力研究设计院，四川成都610041)

研究了基于堆外电离室中子噪声信号监测压水堆核电厂反应堆吊篮的方法，通过计算电离室中子噪声的互功率密度谱、相干和相位，分析得到了堆芯吊篮梁型振动的频率；利用该方法，计算获得了某正常运行状态下压水堆核电厂换料周期内堆芯吊篮梁型振动频率和中子噪声功率谱幅度的变化趋势，结果说明了在反应堆正常运行状态下，随着堆芯燃耗的增加，吊篮梁型振动频率发生了微小漂移，频率变小，该频率处中子噪声功率谱幅度变大。

中子噪声；吊篮梁型振动；漂移

压水堆核电厂反应堆吊篮主要用于安装并固定堆芯所需的燃料组件，是核电厂堆芯主设备之一，堆芯吊篮为上端简支的中长圆柱壳结构，堆芯吊篮主要振型有梁模态和壳模态。目前压水堆核电厂无法直接测量堆芯吊篮的振动，一般通过堆外电离室的中子噪声信号间接监测堆芯吊篮的振动[1]，基于中子噪声的堆内构件振动分析技术应用于压水堆的核电厂，主要是通过利用堆外核测系统提供的中子噪声信号，对堆芯吊篮的振动情况进行监测与分析，以便及时发现堆芯的异常情况。

反应堆堆外电离室的中子噪声谱中，主要出现堆芯吊篮的梁式振型。堆芯吊篮梁式振动是由于吊篮与压力容器之间的固紧耦合发生了一定的松动。资料表明，通过对临界装置堆芯吊篮激励振动引发中子噪声的试验得到的功率谱密度进行分析，证实了从中子噪声功率谱密度中获得吊篮振动特性是可行的[2]。

本文研究基于压水堆堆外电离室的中子噪声信号分析堆芯吊篮梁型振动的方法和过程，利用在役核电站的换料周期内实际监测数据，开展堆芯吊篮梁型振动特性研究，计算获得堆芯吊篮梁型振动频率和功率谱幅度变化趋势，为压水堆核电厂堆芯吊篮的振动监测和诊断分析提供方法和参考数据，确保压水堆核电厂反应堆的可靠运行。

1 基于中子噪声监测堆芯吊篮梁型振动的原理

压水堆核电站反应堆吊篮的振动监测是基于中子输运到探测器时所形成的中子注量率的变化。堆芯吊篮的振动引起结构和中子探测器之间的水层厚度变化，其结果因水层厚度变化造成阻尼变化，使到达堆外探测器的中子注量率随着这些结构的振动频率(梁式振型)变得更大或更小。如图1所示的基于中子噪声监测堆芯吊篮梁型振动的原理，从位于堆芯直径相对位置的两个中子探测器出来的信号是强相关的(在梁型振型频率处相干通常高于0.7)，并在堆芯吊篮的一阶梁型模态频率处呈反相。

图1 基于中子噪声监测堆芯吊篮梁型振动的原理Fig.1 Theory of Monitoring Core Barrel of PWR Based on Neutron Noise

2 中子噪声信号分析计算方法[3]

(1)

x(t)的自谱Gxx(f)定义为：

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

(2)

其含意是由x(t)的富氏变换模的平方计算得到的期望值(在整个时窗数上的平均值)。功率谱密度(PSD)的为：

(3)

它以(物理单位)2Hz-1表示。

归一化功率谱密度(NPSD)表示归一化的中子波动的PSD。它以Hz-1表示。

代号为SB2中子电离室输出的信号为y(t)。x(t)和y(t)之间的互谱为：

两位女生进去了，还不到五分钟便一个个垂头丧气，耷拉着脸出来了。前面二个男生也进去了，一个垂着头出来了，一个趾高气扬地出来，望了望还在等着的殷明，露出一种蔑视的笑，走了。殷明看着他的这副表情，不禁紧张起来。轮到他了！

Gxy(f)=E{X(f)′Y(f)}

(4)

式中：X(f)*——X(f)的共轭复数。

互功率谱密度(CPSD)为：

(5)

相位函数Φ(f)是互谱的幅角，或：

Φ(f)=Arg·Gxy(f)

(6)

复相干函数Cxy(f)为：

(7)

用Γ2表示的相干函数为：

(8)

式中：其值在0和1之间。

单通道函数是建立在单信号(自谱)基础上的。

交互通道函数是建立在两个信号(互谱、相干和相位)基础上的。

通过对中子噪声的相干、相位和互谱的分析，识别堆芯吊篮梁型振动的频率和幅度，并对吊篮梁型特征信息的变化趋势进行分析，诊断堆芯吊篮的正常与异常振动。

3 核电站监测数据分析

核电厂堆内构件振动监测为定期监测模式，中子噪声信号的采集和分析是在无任何控制棒运动、无硼稀释或加硼情绪情况下，且反应堆达到满功率稳定运行状态时进行。用于分析吊篮梁型振动的中子噪声信号包括四个呈90°角布置的中子电离室信号，在每个方向取上下两段电离室信号。

3.1 吊篮梁型振动模态分析方法

图2～图4是某压水堆核电厂新换料周期的前期，满功率运行时的中子噪声信号分析结果，为减小噪声的干扰，信号计算分析时进行了64次平均。

图2 NB1通道和NB2通道中子噪声互功率谱Fig.2 Neutron Noise CPSD of Channel NB1 and NB2

图3 NB1通道和NB2通道中子噪声相关Fig.3 Neutron Noise Phase of Channel NB1 and NB2

图4 NB1通道和NB2通道中子噪声相位Fig.4 Neutron Noise coherent of Channel NB1 and NB2

图2为堆外电离室NB1通道和NB2通道中子噪声互功率谱，可知在8.4Hz处NB1通道和NB2通道的中子噪声信号互功率谱为区域峰值，通过图3中NB1通道和NB2通道中子噪声相关性可知，在8.4Hz处，NB1通道和NB2通道中子噪声信号的相干为0.9，两通道的中子噪声信号相关性强，说明该频率为对堆芯吊篮的固有振动频率，从图4 NB1通道和NB2通道中子噪声相位谱可知，频率为8.4Hz处NB1通道和NB2通道中子噪声信号的相位差为-172.9°，说明在8.4Hz处，两个相对通道中子噪声信号的相位相反，由此可判断该频率为吊篮的梁式振型模态。

3.2 燃料期内吊篮梁型振动特征分析

利用上述方法，对某压水堆核电站2012年1月开始至2012年7月和2012年9月至2013年4月(8月份大修)的中子噪声信号进行分析，获得堆芯吊篮梁型模态的频率，并计算分析该频率处中子噪声的功率谱幅度，获得燃料期内吊篮梁型振动频率变化趋势和功率谱幅度变化趋势。

图5 NB1通道中子噪声功率谱Fig.5 Neutron Noise PSD of Channel NB1

由图6和图7燃料期内吊篮梁型模态频率趋势可知，随着反应堆的运行，吊篮梁型振动的频率变小，由燃料循环的初期8.4Hz到燃料循环末期的8Hz，说明随着堆芯燃耗的增加，吊篮梁型模态的频率发生了微小漂移，属于正常运行状态。

图6 燃料期内吊篮梁型振动频率趋势图(2012年1月开始至2012年7月)Fig.6 Frequency Trending of Core Barrel Beam Vibration during Refueling Cycle(January 2012～July 2013)

图7 燃料期内吊篮梁型振动频率趋势图(2012年9月开始至2013年4月)Fig.7 Frequency Trending of Core Barrel Beam Vibration during Refueling Cycle(September 2012～April 2013)

由图8和图9燃料期内吊篮梁型振动功率谱幅度变化趋势图可知，燃料期内吊篮梁型模态功率谱幅度增大。2012年1月开始至2012年7月的换料周期内，功率谱幅度由-70.1dB增大到-66.7dB，换料后新换料周期，2012年9月开始至2013年4月，功率谱幅度由-69.2dB增大到-65.6db。说明随着堆芯燃耗的增加，压水堆核电厂吊篮梁型振动频率处的功率谱幅度增大，吊篮的振动处于正常状态。

图8 燃料期内吊篮梁型振动功率谱幅度趋势图(2012年1月开始至2012年7月)Fig.8 CPSD Trending of Core Barrel Beam Vibration during Refueling Cycle(January 2012～July 2013)

图9 燃料期内吊篮梁型振动功率谱幅度趋势图(2012年9月开始至2013年4月)Fig.9 CPSD Trending of Core Barrel Beam Vibration during Refueling Cycle(September 2012～April 2013)

4 结论

本文研究基于中子噪声分析压水堆核电厂反应堆吊篮的方法，并利用核电厂现场数据对吊篮在燃料周期内吊篮的振动趋势进行了分析，结论如下：

1.利用堆外电离室中子噪声信号，分析获得堆芯吊篮的梁型振动模态，计算堆芯吊篮的梁型振动的频率；

2.反应堆正常运行状态下，随着堆芯燃耗的增加，吊篮梁型模态的频率将发生微小漂移，频率变小，该频率处中子噪声功率谱幅度变大；

3.基于中子噪声分析技术能有效的对堆芯吊篮进行振动分析，识别堆芯吊篮的振动状态，为核电站安全、稳定运行提供依据。

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

[2] 刘才学等.中子噪声在核反应堆吊篮振动监测中的应用研究[J].核动力工程，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

杨泰波(1986—)，男，四川广汉人，助理研究员，硕士学位，现从事核反应堆故障监测与诊断技术研究与设备研发工作

TL48

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0258-0918(2017)01-0042-06