[发明专利]核反应堆压力容器安全端焊缝自动化检查设备及定位方法

说明书

技术领域

本发明涉及核电站反应堆压力容器在役/役前检查的检测设备领域，特别涉及对压力容器出水口和进水口管嘴部位检查设备及定位方法。

背景技术

核反应堆压力容器是核电站最为重要的部件之一，用来固定、支承和包容堆芯及所有堆内构件，是核电厂整个寿期内唯一不可更换的大型部件。核反应堆压力容器的质量是保证核动力系统正常、安全运行的关键。图16所示的核反应堆压力容器，其主体为一圆筒101，圆筒101上部通过螺栓组件连接有半球形上封头(图中未显示)、法兰102，圆筒101下部焊接有半球形下封头103，在圆筒筒体上径向间隔焊接有多个进水管嘴104和出水管嘴105，在进水管嘴104与出水管嘴105上分别焊接有一安全端106，安全端106再与主管道107相焊接。为确定核反应堆压力容器的质量，核电厂和核动力装置的检验规范和大纲中，对压力容器上的各焊缝及其它部位提出了无损检测的强制性要求，并指定分别在投入运行前和运行一定时间间隔后对压力容器实施役前和在役检查。役前和在役检查的结果为分析压力容器的状态提供了极其重要的依据。

对核反应堆压力容器各管嘴处的焊缝检测包括：管嘴外端与安全端连接处的焊缝检测(如图16中标识为1001位置)、安全端与主管道连接处的焊缝检测(图16中标识为1002位置)、管嘴与筒体连接焊缝检测(图中标识为1003的位置)。其中主管道与安全端连接处为同种金属焊接；而管嘴外端与安全端连接处为异种金属焊接。由于异种材料的焊接容易发生气孔、虚焊、未熔合或未焊透等缺陷，这些缺陷是发生安全事故的隐患，因此需要重点进行检查。

根据RCCM标准(Design and construction Rules for Mechanical components of PWR Nuclear islands，《压水堆核电站核岛机械设备设计与建造法则》)和RSEM标准(In-Service Inspection Rules for Mechanical components of PWR Nuclear islands，《压水堆核电站核岛机械设备在役检查规则》)的要求，通常对核反应堆压力容器的无损检测主要有超声检测技术、视频检测技术和射线检测技术。其中，对压力容器管嘴焊缝进行超声检测的设备，如美国专利US3780571和US4149932所公开的技术方案，其特点是由三个大型支撑腿将检查设备定位在压力容器的法兰面上，下端伸出一个行程很大的主立柱机构将检查工具架送到管嘴部位。这类设备的优点是设备自身的坐标系与压力容器坐标系之间定位容易，便于检查工具快速定位到待检部位；但是它存在设备体积庞大、占用核岛内资源(如场地和环吊)严重、安装和退出时间长等明显的缺点。此外，这类设备在压力容器内执行检查工作时，一般不允许其它设备并行进行检查工作，不利于压力容器检查时间窗口的整体优化。

同时，由于待检测区域为一基本呈圆柱形区域，超声探头是伸入至管嘴内部进行检查，对超声探头所反馈的扫查数据应与其扫查位置相应对，而现有设备，其固定在管嘴内具有一定的随机性，轴向、周向位置都与理想状况存在一定的偏差，这种偏差可能超出检查所允许的误差范围，从而使得检查结果的可靠性得不到保证，将产生一定的安全隐患。

发明内容

本发明目的是为了克服现有技术的不足而提供一种将能够精确固定在管嘴内且精确获取超声探头架相对于管嘴坐标系初始位置的检查设备及其定位方法。

为达到上述目的，本发明采用的技术方案是：一种核反应堆压力容器安全端焊缝自动化检查设备，包括

支架本体，所述的支架本体包括用于伸入至压力容器管嘴内的前端支撑模块、具有多根端面支杆用于定位在压力容器筒体壁上的后端支撑模块、连接在前端支撑模块与后端支撑模块之间的导轨组件；

扫查装置，其包括可滑动地设置在导轨组件上的固定盘、与固定盘同轴且相转动连接的转动盘、安装在转动盘上且沿转动盘周向分布的超声探头架，所述的超声探头架具有收缩和伸展两种状态；

它还包括安装在相对两根端面支杆上的用于检测端面支杆前端与筒体壁间距离的超声测距传感器、安装在后端支撑模块与导轨组件之间用于检测检查设备相对于压力容器管嘴坐标系X轴方向倾斜角的水平倾角计、安装在导轨组件上用于确定扫查装置相对于支架本体沿压力容器管嘴坐标系Y轴向初始位置的轴向接近开关以及安装在扫查装置上用于确定超声探头架相对于支架本体沿压力容器管嘴坐标系X方向初始位置的周向接近开关，所述的压力容器管嘴坐标系X轴定义为绕管嘴中心线的周向方向，Y轴定义为平行于管嘴中心线的轴向方向、Z轴定义为垂直于管嘴内表面的径向方向。