Патенты автора Амосов Сергей Витальевич (RU)
Способ ультразвукового контроля параметров формоизменения тепловыделяющих сборок ядерных реакторов // 2738751
Изобретение относится к технологии проведения ультразвукового контроля тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора ультразвуковым методом измерения геометрических параметров ТВС ядерного реактора и может быть использовано при проведении инспекции и ремонта отработавших ТВС, находящихся в воде, например в бассейне выдержки на атомных электростанциях. Способ включает размещение ультразвуковых датчиков, работающих в эхо-импульсном режиме, попарно так, чтобы их акустические оси были параллельны друг другу, напротив всех боковых граней тепловыделяющей сборки. Ультразвуковые датчики направлены в сторону граней и лежат в одной плоскости перпендикулярной продольной оси тепловыделяющей сборки. Поверхность боковой грани тепловыделяющей сборки расположена на расстоянии не более половины протяженности ближней зоны акустического поля для каждого находящегося напротив нее ультразвукового датчика. Производят непрерывное или дискретное перемещение одновременно всех ультразвуковых датчиков вдоль продольной оси тепловыделяющей сборки с измерением времени распространения ультразвуковых волн от ультразвуковых датчиков до боковых граней тепловыделяющей сборки и обратно и величины перемещения датчиков с последующим вычислением геометрических параметров тепловыделяющей сборки. Техническим результатом является повышение информативности способа измерения параметров формоизменения ТВС с возможностью высокоточного определения размера «под ключ», прогиба и угла скручивания ТВС, выполняемого за один проход. 4 ил.
Изобретение относится к технологии размещения и хранения отработавшего ядерного топлива и может быть использовано в хранилищах радиоактивных веществ. В заявленном способе предусмотрено размещение радиоактивных веществ (1) в заполненной жидкостью емкости (3), при этом внутреннюю полость емкости (2), ограниченную сверху крышкой (7), соединяют с окружающей емкость жидкой средой (10) компенсационным каналом (5) и газоотводной трубкой (8). Объем компенсационного канала выполняют превышающим увеличение объема жидкости в емкости за счет теплового расширения, а длину компенсационного канала с выходным отверстием (6) выбирают из условия превышения времени выхода за счет диффузии через компенсационный канал растворенных в жидкости радиоактивных веществ над временем хранения. Газоотводную трубку выполняют в форме, обеспечивающей газовый затвор (9) в ней при погружении в жидкую среду. При этом компенсационный канал и газоотводную трубку герметично соединяют с внутренней полостью емкости, содержащей жидкость (4). Техническим результатом является исключение попадания радиоактивной жидкости из емкости в окружающую ее жидкую среду бассейна, возможность осуществления отвода газов, образующихся в емкости при радиолизе, а также возможность обеспечения пополнения емкости жидкостью без участия персонала и создания специальных систем. 6 з.п. ф-лы, 4 ил.
