CN111098333A - 核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，步骤如下：评估核电站辐射环境确定机器人的辐射防护等级；确定机器人的试验逻辑设定、试验行进路线设定及试验工作时间设定；分析机器人的外、内部辐射剂量；确定机器人的外、内部及总耐辐射剂量；判断机器人内部各元器件的设计裕度是否满足耐辐射剂量的要求；当所有元器件的设计裕度都满足耐辐射剂量的要求时，确定机器人外壳的尺寸及结构；再次判断机器人的整体结构是否满足耐辐射要求，如果全部满足则完成机器人防辐射结构的设计，否则确定不满足要求的元器件，对该元器件进行更换、重新选型，及判断设计裕度是否满足耐辐射剂量要求。本发明可保证机器人在高辐射环境下正常工作。

Description

核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法
技术领域
本发明属于智能机器人技术领域，尤其涉及一种用于核电站的核仪表源试验智能机器人的辐射防护设计方法。
背景技术
伴随着核电工业的迅速发展，核电机器人技术得到了世界各国诸多研究人员的广泛重视。美国、英国及日本等国家早在上世纪40年代就已开始进行核电机器人的研究。而在经历了人类历史上最严重的核事故之一的切尔诺贝利核事故以及福岛核事故后，世界各国对核电站巡检及事故处理机器人有了重新的认识，并且投入了大量的精力开发相关产品。其中比较具有代表性的核电机器人有：美国ANL开发的M1遥控机械手；美国和俄罗斯共同研制的“pioneer”、德国EMSM系列机器人、法国FOSAR系列机器人、美国的SAMSIN系列机器人以及iRobot公司的Packbot和Warrior机器人等。日本千叶工业大学、国际救助系统研究机构和日本东北大学联合开发的Quince机器人的操作距离可达2km，其最高耐受剂量率达100Gy/h，续航时间可达5h，在福岛核电站的救援工作中Quince机器人发挥了积极作用。
虽然国内核电机器人的起步较晚，但随着近十几年来国家对核电机器人研发投入的加大，国内的核电机器人研发也取得了一定的成果。比如，北京航空航天大学研制了RT3-EOD、RAPTOR排爆机器人。东南大学与南京军区防化研究所合作研制了机械手臂伸展长度为1m、可爬行不大于45度楼梯的机器人等。
核电站调试期间核仪表需要使用中子源对探测器进行定性测试与验证，该试验具有高辐射性且试验空间有限。采用机器人替代工作人员进入辐照射环境中完成给定的测试任务，可以减轻核电从业人员的受伤害的概率和劳动强度。由于核电站是高放射性环境，同时其内部还存在高湿热、强酸碱腐蚀等恶劣物化环境，对机器人内部的电子器件极容易造成损伤，如果不对机器人内部的传感器及通信系统等电子器件采取有效的防护措施，机器人可能会出现电子器件因辐射损伤而无法正常工作的情况。
发明内容
为了克服现有技术的不足，本发明的目的在于提供一种核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法。
本发明的目的采用以下技术方案实现：
核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，所述核仪表源试验机器人包括机器人本体和设置于所述机器人本体外的外壳；
所述外壳为防辐射外壳，设计方法的步骤如下：
对核电站核仪表源的辐射环境进行评估分析，以确定核仪表源试验机器人需要具备的辐射防护等级；
根据核仪表源试验机器人的工作任务确定核仪表源试验机器人的试验逻辑设定、试验行进路线设定以及试验工作时间设定；
基于以上设定结果分析核仪表源试验机器人的外部辐射剂量以及内部辐射剂量；
根据辐射剂量分析结果确定核仪表源试验机器人的外部耐辐射剂量、内部器件耐辐射剂量以及总耐辐射剂量；
对核仪表源试验机器人内部的元器件，判断各元器件的设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量的要求，判断过程如下：对于某一元器件，如果其设计裕度不满足内部元器件耐辐射剂量的要求，则需更换该元器件，对元器件进行重新选型，确定用于替换的元器件后，重新判断该用于替换的元器件的设计裕度是否满足内部器件耐辐射剂量的要求，如果用于替换的元器件的设计裕度仍不满足内部器件耐辐射剂量的要求，则在该用于替换的元器件外增加局部防辐射外壳，然后返回上一步，重新确定内部元器件耐辐射剂量及总剂量，重复设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量要求的判断的过程，直至该元器件的设计裕度满足内部元器件耐辐射剂量的要求；
当核仪表源试验机器人内部的所有元器件的设计裕度都满足内部器件耐辐射剂量的要求时，则进一步分析核仪表源试验机器人的负荷和承重，确定核仪表源试验机器人外壳的尺寸及结构；
确定核仪表源试验机器人防辐射外壳的尺寸及结构后，再次判断核仪表源试验机器人的整体结构是否满足耐辐射要求，如果全部满足则完成核仪表源试验机器人防辐射结构的设计，如果不满足，则确定不满足要求的元器件，对该元器件进行更换及重新选型，确定用于替换的元器件后，重复进行元器件的设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量的要求的判断过程，直至机器人内部的所有元器件的设计裕度都满足内部器件耐辐射剂量的要求。
进一步的，判断机器人内部元器件的设计裕度是否满足内部器件耐辐射剂量要求的方法如下：对元器件进行辐照测试，通过元器件辐照前后的弯曲强度得到元器件的损伤系数，通过元器件辐照前后的玻璃化温度得到温度变化率，以及通过将元器件浸泡在碱性溶液前后的弯曲强度以确定弯曲强度的变化率，如果损伤系数、温度变化率及弯曲强度变化率中任意一个测试结果大于设定阈值，则认为该器件的设计裕度不满足内部器件耐辐射剂量要求。
进一步的，在元器件的设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量要求的判断过程，所增加的局部防辐射外壳为采用γ射线屏蔽材料制成的壳体。
进一步的，所述局部防辐射外壳还包括中子屏蔽层，所述中子屏蔽层位于γ射线屏蔽层外侧。
进一步的，对于机器人内部的元器件中具有发热性质的元器件，在其外围设置相变材料层。
进一步的，所述辐射屏蔽复合层包括中子屏蔽层和γ射线屏蔽层，所述γ射线屏蔽层位于辐射屏蔽复合层的内层，所述中子屏蔽层位于辐射屏蔽复合层的外层。
进一步的，所述γ射线屏蔽层由碳化硼和环氧树脂混合制成。
进一步的，所述碳化硼的含量为60wt％。
进一步的，所述中子屏蔽层由钨和环氧树脂混合制成。
进一步的，所述钨的含量为90wt％。
相比现有技术，本发明的有益效果在于：本发明对于核仪表源试验机器人的防辐射结构，提出了局部屏蔽与整体屏蔽相结合的方式，采用中子屏蔽层和γ射线屏蔽层组成机器人的外壳，建立了机器人的第一重辐射防护机制，提高集成电路内部的整体耐辐射性能，同时对于内部的敏感电子元器件，进行单独加强防护，实现机器人内部电路耐辐射性能的提升，让所有的器件都能满足同一辐射强度的要求，保证核电站仪表源试验机器人可以在高辐射环境下正常工作。
附图说明
图1为本发明实施例机器人壳体结构的示意图；
图2为图1中A部分的局部放大示意图；
图3为本发明方法的流程图。
具体实施方式
下面，结合具体实施方式，对本发明做进一步描述。
辐射屏蔽材料在医学、军事、核电及科研等领域具有广泛应用,如聚己烯、混凝土、石蜡及铅板等传统的辐射屏蔽材料常被用于建筑物的辐射屏蔽上。但这些传统的辐射屏蔽材料由于密度高、综合力学性能有限等原因不能很好地应用在机器人辐射屏蔽上，尤其无法满足机器人内部电子仪器的辐射屏蔽要求。
核仪表源试验机器人内部的电子元器件主要有中央控制单元、运动控制模块、信息处理模块、自主导航模块、电源管理模块及外围设备接口模块。当核仪表源试验机器人处于核电站的高放射性环境中时，中子及次级射线可能会对机器人内部的电子器件产生不良影响，例如射线及带电粒子会累积到电子器件表面，尤其是高能射线，会直接穿过机器人的外层壳体进入元器件内部，产生电离及激发效应，使得元器件的微观结构改变，最终使其失效。
为了避免以上情况的发生，本发明的基本思路是：为核仪表源试验机器人设计两层防辐射结构：一层是用于对机器人进行整体辐射屏蔽的防辐射外壳，一层是用于对机器人内部电子元器件进行局部辐射屏蔽的局部防辐射外壳，通过整体屏蔽+局部屏蔽的方式来实现良好的辐射屏蔽效果。
如图1和图2所示，核仪表源试验机器人包括机器人本体(未标号)和设置于机器人本体外的外壳1，电子元器件设置于机器人本体上，位于外壳1内。外壳1是由铅层1-1和位于铅层1-1内侧的高硼聚乙烯层1-2组成的壳体。为了增强外壳1的防辐射能力，在外壳1外设置有由中子屏蔽层和γ射线屏蔽层组成的辐射屏蔽复合层(未图示)，其中，γ射线屏蔽层位于辐射屏蔽复合层的内层，中子屏蔽层位于辐射屏蔽复合层的外层。本实施例的γ射线屏蔽层采用碳化硼制成，中子屏蔽层采用钨制成，更具体的，中子屏蔽层由钨和环氧树脂(AFG90-H)混合制成，其中钨的含量为90wt％，γ射线屏蔽层由碳化硼和环氧树脂(AFG90-H)混合制成，其中碳化硼的含量为60wt％。中子屏蔽层的厚度为2cm，γ射线屏蔽层的厚度为1cm。
中子屏蔽层对中子的屏蔽作用包括了快中子慢化成热中子和热中子被屏蔽层吸收两个过程：中子和中子屏蔽层中的原子核发生碰撞，经过非弹性散射释放出高能γ射线，中子能量降低后再发生弹性碰撞，最后中子被慢化吸收，在此过程中虽然会产生次级γ射线，但产生的次级γ射线较少，而外层中子屏蔽层将快中子慢化吸收后，降低了中子能量，中子再与内层的γ射线屏蔽层作用时，中子的平均能量已大大降低。中子屏蔽层同时还具有耐辐射、酸碱腐蚀及高湿热等性能。设置于机器人防辐射外壳外侧中子屏蔽层加上设置于机器人防辐射外壳内侧的γ射线屏蔽层建立起机器人的第一重辐射防护机制。
对于机器人内部的各电子元器件，如各模块/单元，由于在电路板上集成了各种芯片电路，耐辐射性能远低于其他的元器件，因此可采用增加局部防辐射外壳的方式来提高各模块/单元的耐辐照性能，局部防辐射外壳结构的设计与机器人的工作环境、工作任务、行进路径、工作时间相关。
下面结合图3，对本发明机器人防辐射结构设计方法做进一步说明，本方法包括以下步骤：
对核电站核仪表源的辐射环境进行评估分析，以确定机器人需要具备的辐射防护等级，包括耐辐射能力、耐高温湿热能力、抗腐蚀能力等；
根据机器人的工作任务确定机器人的试验逻辑设定、试验行进路线设定以及试验工作时间设定；
基于以上设定结果分析机器人的外部辐射剂量以及内部辐射剂量；
根据辐射剂量分析结果确定机器人外部耐辐射剂量、内部元器件耐辐射剂量以及总耐辐射剂量；机器人的内部、外部辐射剂量以及耐辐射剂量可通过核辐射检测设备、粒子强度仪与剂量仪等设备进行分析确定，分析方法为现有技术，此处不再赘述；
对机器人内部的元器件，判断各元器件的设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量的要求，判断过程如下：对于某一元器件来说，如果其设计裕度不满足内部元器件耐辐射剂量的要求，则需更换该元器件，对元器件进行重新选型，确定用于替换的元器件后，重新判断该用于替换的元器件的设计裕度是否满足内部器件耐辐射剂量的要求，如果用于替换的元器件的设计裕度仍不满足内部器件耐辐射剂量的要求，则在该用于替换的元器件外增加局部防辐射外壳，然后返回上一步，重新确定内部元器件耐辐射剂量及总剂量，重复设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量要求的判断的过程，直至该元器件的设计裕度满足内部元器件耐辐射剂量的要求；在判断过程中，如果元器件满足内部元器件耐辐射剂量的要求，则对下一个元器件进行判断；
当机器人内部的所有元器件的设计裕度都满足内部器件耐辐射剂量的要求时，则进一步分析机器人的负荷和承重，确定机器人防辐射外壳的尺寸及结构，根据机器人的负荷和承重确定机器人的外壳尺寸及结构为现有技术，不属于本发明的创新点，此处不做赘述；
在确定机器人防辐射外壳的尺寸及结构后，再次判断机器人的整体结构是否满足耐辐射剂量的要求，包括机器人防辐射外壳、内部元器件是否满足损伤系数、温度变化率、弯曲强度变化率、中子透射率等的要求，如果全部满足则完成机器人防辐射结构的设计，如果不满足，则查找原因，确定薄弱元器件，对该元器件进行更换、重新选型，确定替换的元器件后，继续进行元器件的设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量的判断步骤，直至机器人内部的所有元器件的设计裕度都满足内部器件耐辐射剂量的要求。
在前述步骤中，判断机器人内部元器件的设计裕度是否满足内部器件耐辐射剂量要求的方法如下：通过辐照测试元器件的力学性能，通过测试器件材料辐照前后的弯曲强度得到损伤系数，测试辐照前后玻璃化温度得到温度变化率，以及测试元器件在碱性溶液浸泡前后的弯曲强度确定弯曲强度变化率，如果损伤系数、温度变化率及弯曲强度变化率任意一个测试结果大于设定阈值，则认为该器件的设计裕度不满足耐辐射要求；进一步的，损伤系数的设定阈值可为3％，温度变化率的设定阈值可为1％，弯曲强度变化率的设定阈值可为10％，设定阈值的选取与机器人的工作环境相关，可根据经验设定其具体取值。
下面以核仪表源试验机器人中的电机驱动器为例，对其防辐射结构的设计过程进行说明：
在确定了机器人需要具备的辐射防护等级后，根据机器人的工作任务确定机器人的试验逻辑设定、机器人实验行进路线设定以及机器人试验工作时间设定，并分析出机器人的外部耐辐射剂量、内部器件耐辐射剂量及总耐辐射剂量；
对电动机驱动器进行辐照测试，并将电动机驱动器浸泡在碱性溶液中，判断电动机驱动器的设计裕度是否满足内部器件耐辐射剂量要求，如果辐照测试后电动机驱动器的损伤系数、温度变化率及弯曲强度变化率均在设定阈值范围内，则满足内部器件耐辐射剂量要求，如果有任意一个测试结果不在设定阈值范围内，则表明不满足内部器件耐辐射剂量要求，需用其他耐辐射性能更好的电动机驱动器进行替换，重新选型，如果所替换的电动机驱动器仍无法满足内部器件耐辐射剂量要求，则通过增加防辐射外壳的方式对电动机驱动器进行屏蔽设计，采用γ射线屏蔽材料制成壳体，包覆在电动机驱动器外，然后再次判断加了防辐射外壳的电动机驱动器是否满足内部器件耐辐射剂量要求，防辐射外壳的厚度可根据环境的辐射强度来确定。进一步的，在γ射线屏蔽材料外再设置一层中子屏蔽层，中子屏蔽层还可以起到绝热作用,防止外界热量进入到防辐射外壳内部。更进一步的，在电动机驱动器内发热元器件外还可以增加相变材料层，利用相变材料相变潜热及时将发热元器件运行时产生的热量吸收，防止电动机驱动器温度过高而发生失效，保证驱动器能在规定时间内正常运行。
采用本发明方法对核电站核仪表源试验机器人的防辐射结构进行设计，提高了核电站核仪表源试验智能机器人的辐射防护能力，使机器人能够完成中子源送检工作。
对于本领域的技术人员来说，可根据以上描述的技术方案以及构思，做出其它各种相应的改变以及变形，而所有的这些改变以及变形都应该属于本发明权利要求的保护范围之内。

Claims (10)

1.核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，所述核仪表源试验机器人包括机器人本体和设置于所述机器人本体外的外壳；
其特征在于：所述外壳的外侧设置有辐射屏蔽复合层，设计方法的步骤如下：
对核电站核仪表源的辐射环境进行评估分析，以确定核仪表源试验机器人需要具备的辐射防护等级；
根据核仪表源试验机器人的工作任务确定核仪表源试验机器人的试验逻辑设定、试验行进路线设定以及试验工作时间设定；
基于以上设定结果分析核仪表源试验机器人的外部辐射剂量以及内部辐射剂量；
根据辐射剂量分析结果确定核仪表源试验机器人的外部耐辐射剂量、内部器件耐辐射剂量以及总耐辐射剂量；
对核仪表源试验机器人内部的元器件，判断各元器件的设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量的要求，判断过程如下：对于某一元器件，如果其设计裕度不满足内部元器件耐辐射剂量的要求，则需更换该元器件，对元器件进行重新选型，确定用于替换的元器件后，重新判断该用于替换的元器件的设计裕度是否满足内部器件耐辐射剂量的要求，如果用于替换的元器件的设计裕度仍不满足内部器件耐辐射剂量的要求，则在该用于替换的元器件外增加局部防辐射外壳，然后返回上一步，重新确定内部元器件耐辐射剂量及总剂量，重复设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量要求的判断的过程，直至该元器件的设计裕度满足内部元器件耐辐射剂量的要求；
当核仪表源试验机器人内部的所有元器件的设计裕度都满足内部器件耐辐射剂量的要求时，则进一步分析核仪表源试验机器人的负荷和承重，确定核仪表源试验机器人外壳的尺寸及结构；
确定核仪表源试验机器人防辐射外壳的尺寸及结构后，再次判断核仪表源试验机器人的整体结构是否满足耐辐射要求，如果全部满足则完成核仪表源试验机器人防辐射结构的设计，如果不满足，则确定不满足要求的元器件，对该元器件进行更换及重新选型，确定用于替换的元器件后，重复进行元器件的设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量的要求的判断过程，直至机器人内部的所有元器件的设计裕度都满足内部器件耐辐射剂量的要求。
2.根据权利要求1所述的核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，其特征在于：判断机器人内部元器件的设计裕度是否满足内部器件耐辐射剂量要求的方法如下：对元器件进行辐照测试，通过元器件辐照前后的弯曲强度得到元器件的损伤系数，通过元器件辐照前后的玻璃化温度得到温度变化率，以及通过将元器件浸泡在碱性溶液前后的弯曲强度以确定弯曲强度的变化率，如果损伤系数、温度变化率及弯曲强度变化率中任意一个测试结果大于设定阈值，则认为该器件的设计裕度不满足内部器件耐辐射剂量要求。
3.根据权利要求1或2所述的核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，其特征在于：在元器件的设计裕度是否满足内部元器件耐辐射剂量要求的判断过程，所增加的局部防辐射外壳为采用γ射线屏蔽材料制成的壳体。
4.根据权利要求3所述的核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，其特征在于：所述局部防辐射外壳还包括中子屏蔽层，所述中子屏蔽层位于γ射线屏蔽层外侧。
5.根据权利要求1所述的核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，其特征在于：对于机器人内部的元器件中具有发热性质的元器件，在其外围设置相变材料层。
6.根据权利要求1所述的核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，其特征在于：所述辐射屏蔽复合层包括中子屏蔽层和γ射线屏蔽层，所述γ射线屏蔽层位于辐射屏蔽复合层的内层，所述中子屏蔽层位于辐射屏蔽复合层的外层。
7.根据权利要求6所述的核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，其特征在于：所述γ射线屏蔽层由碳化硼和环氧树脂混合制成。
8.根据权利要求7所述的核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，其特征在于：所述碳化硼的含量为60wt％。
9.根据权利要求6所述的核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，其特征在于：所述中子屏蔽层由钨和环氧树脂混合制成。
10.根据权利要求9所述的核仪表源试验机器人防辐射结构的设计方法，其特征在于：所述钨的含量为90wt％。
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