Способ радиационной диагностики оборудования ядерных установок

 

Способ радиационной диагностики оборудования ядерных установок, в котором для просвечивания объекта диагностики используется электромагнитное излучение диагностируемой реакторной установки, отличается тем, что в непрерывной последовательности и с фиксированной скоростью выделяются монохроматические лучи от большей длины волны луча к меньшей или наоборот, при этом средняя длина волны монохроматических лучей выбирается в соответствии с размерами предполагаемых дефектов, а в чувствительном элементе производится анализ результатов взаимодействия излучения с объектом диагностики только тех длин волн, скорость изменения которых соответствует скорости изменения длин волн монохроматических лучей, воздействующих на объект диагностики. Техническим результатом способа радиационной диагностики является возможность существенно повысить производительность и качество диагностики конструкционных элементов ядерных реакторов, особенно в части обнаружения трещин и инородных включений, за счет высокой мощности просвечивающего луча по сравнению с лучом от радиоизотопных источников. 1 ил.

Изобретение относится к измерительной технике и служит для диагностики состояния объектов, содержащих источники проникающих электромагнитных излучений, в т.ч. ядерных реакторов.

Известны способы радиационной диагностики, заключающиеся в излучении проникающих волн в объект диагностики с дальнейшим анализом результатов взаимодействия волн с объектом диагностики [1].

Недостатком указанных способов является громоздкость источников излучений и аппаратуры контроля, ограниченная чувствительность методов контроля, невозможность дистанционной диагностики, что важно при диагностике оборудования АЭС.

Наиболее близким к предлагаемому способу является способ, при котором в качестве проникающего излучения используются излучения стороннего радиоактивного источника, например изотопов, и имеется возможность дистанционной диагностики [2].

Недостатком способа является низкая разрешающая способность и громоздкость оборудования. Использование радиоизотопного способа в атомной энергетике затруднено вследствие наличия существенно более мощных источников радиационных излучений в зоне контроля. Это требует применения толстостенных защитных экранов для нейтрализации когерентных и сопутствующих излучений и усложняет применение способа в ядерных реакторах.

В предлагаемом способе для просвечивания используется электромагнитное излучение диагностируемой реакторной установки, из которого в непрерывной последовательности и с фиксированной скоростью выделяются монохроматические лучи от большей длины волны луча к меньшей или наоборот, при этом средняя длина волны монохроматических лучей выбирается в соответствии с размерами предполагаемых дефектов, а в чувствительном элементе производится анализ результатов взаимодействия излучения с объектом диагностики только тех длин волн, скорость изменения которых соответствует скорости изменения длин волн монохроматических лучей, воздействующих на объект диагностики.

На фиг. 1,а показана схема диагностики ядерной установки с использованием селективно поглощающего фильтра на принципе проходящих лучей. Внутриреакторное излучение 1 реакторной установки или ее элемента 2 с энергетическим спектром от 0,01 до 10,0 МэВ проходит через серию селективно поглощающих фильтров 3, частным случаем которых могут являются разные по толщине и плотности элементы конструкции реактора, последовательно, в порядке возрастания или убывания длины волны направляются на объект диагностики 4, затем на чувствительный элемент, который, как правило, содержит коллиматор 5 (камера Обскура 6) и детектор излучения или чувствительный к флуктуациям волн выбранной полосы спектра экран 7. В качестве фокусирующего изображение элемента могут использоваться также выпукло-вогнутые линзы или рефлекторы, которые широко используются в астрономических телескопах, работающих в широком диапазоне длин волн.

На фиг. 1,б показан принцип реализации способа с использованием фильтров - монохроматоров 3, работающих в отраженных лучах. Функцию фильтра-монохроматоров могут выполнять плоские пластины (например, из стекла) с тонким пленочным покрытием, толщина которого сопоставима с длиной волны селектируемого излучения. В данном случае фильтр (система фильтров) может быть установлен как изнутри (3), так и снаружи реакторной установки (3,а), а отраженные лучи условно монохроматического излучения направлены на требуемые участок объекта диагностики (участок АВ). При этом одним из способов плавного изменения длины волны селектируемого излучения является изменение угла падения реакторного излучения на поверхность фильтра путем поворота пластины.

В рамках классической физики известны качественные и количественные эффекты ослабления, дифракции и рассеяния электромагнитных волн различных типов и энергий на материалах, которые успешно используются в различного рода рентгеновских микроскопах, спектрометрах, нейтронной, гамма и рентгеновской радиографии. Известны принципы получения изображения внутренней структуры объектов в проникающих электромагнитных лучах и нейтронных лучах (рентгеновская оптика, нейтронография), в которых используются коллиматоры, камера Обскура, флюоресцирующие экраны и т.д.

Недостатком всех известных методов является необходимость подбора определенного типа источника монохроматического излучения практически под каждый вид объекта диагностики. Конструкция реактора, к примеру РБМК (Курская, Ленинградская, Смоленская АЭС), насчитывает сотни объектов диагностики, эффективные размеры которых составляют от 0,1 мкм (включения интерметаллидов в цирконии топливных каналов) до 10 м и более (корпус реактора), при этом каждый несет в себе источник радиационного излучения. Это существенно затрудняет процесс получения четкого изображения, например, с помощью эффектов рентгеновской оптики и визуализации. В предлагаемом способе для просвечивания элементов конструкций реактора используется электромагнитное излучение реакторной установки, в том числе излучение самих диагностируемых элементов, содержащее широкий спектр проникающих излучений. Как правило, четкое изображение в проникающих лучах получают за счет изоляции чувствительного экрана от посторонних излучений. В случае внутриреакторных измерений достигнуть требуемой степени изоляции экрана практически невозможно вследствие ограниченности геометрических размеров внутриреакторных трубопроводов. К примеру диаметр каналов регулирующих стержней реакторов ВВЭР составляет порядка 18 мм. Каналов реакторов РБМК - 80 мм. При таких размерах путей доставки оборудования к точке контроля толщина защитных экранов составит от 3 до 20 мм. Этого недостаточно для эффективного ослабления радиационного шума в чувствительном элементе. В предлагаемом способе достигается эффект выделения информации о состоянии объекта диагностики на фоне значительных помех. Плавное изменение длин волн просвечивающего излучения, например от 10 до 500 Ангстрем, позволяет по пороговому принципу зафиксировать границы (в интервале длин волн) взаимодействия излучения с дефектами, размеры которых находятся в заданном диапазоне длин волн. Например, фиксация в чувствительном элементе эффектов изменения интенсивности, интерференции и т. д. при длинах волн входящего излучения порядка 200 Ангстрем будет означать наличие дефектов или включений в объекте диагностики с эффективными размерами, сопоставимой с длиной волны величины. Для повышения эффективности компенсации помех дополнительно производится сопоставление скорости нарастания (убывания) эффекта взаимодействия излучения с дефектом в чувствительном элементе со скоростью изменения длины волны монохроматического излучения.

Особенностью диагностики оборудования АЭС является необходимость дистанционного контроля, особенно оборудования 1 контура, где персонал может находиться ограниченное время. Предлагаемый способ по сравнению с известными способами диагностики позволяет существенно повысить качество и производительность диагностики конструкций ядерных реакторов, особенно где это касается качественной оценки наличия-отсутствия трещин или инородных включений в конструкционных материалах, за счет высокой мощности просвечивающего луча по сравнению с лучом от радиоизотопных источников. Это существенно увеличивает соотношение сигнал-шум в чувствительном элементе и делает возможным осуществление дистанционного контроля. Для более эффективного выделения информационного сигнала предлагаемый способ допускает использование эффектов поляризации просвечивающего луча и использование чувствительных экранов, восприимчивых к лучам выбранной плоскости поляризации. В канальных реакторах способ позволит производить оценку состояния графитовой кладки без ее демонтажа. Существенным резервом в повышении информативности способа является возможность количественной оценки различного рода дефектов и микронерегулярностей конструкций за счет возможности визуализации изображений, использования эффектов дифракции и интерференции электромагнитных волн. Таким образом, предлагаемый способ решает проблему диагностики состояния конструкций реакторов, неразрешимую известными способами.

Источники информации 1. Приборы для неразрушающего контроля материалов и изделий. Справочник под ред. В.В Клюева. М.: Машиностроение. 1986, т. 1, с. 266-470.

2. Мадоян А.А., Канцедалов В.Г. Дистанционный контроль оборудования ТЭС и АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 66-81.

Формула изобретения

Способ радиационной диагностики оборудования ядерных установок, заключающийся в просвечивании объекта диагностики электромагнитным излучением и анализе результатов взаимодействия излучения с объектом диагностики в чувствительном элементе, отличающийся тем, что для просвечивания используется электромагнитное излучение диагностируемой реакторной установки, из которого в непрерывной последовательности и с фиксированной скоростью выделяются монохроматические лучи от большей длины волны луча к меньшей или наоборот, при этом средняя длина волны монохроматических лучей выбирается в соответствии с размерами предполагаемых дефектов, а в чувствительном элементе производится анализ результатов взаимодействия излучения с объектом диагностики только тех длин волн, скорость изменения которых соответствует скорости изменения длин волн монохроматических лучей, воздействующих на объект диагностики.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу для ультразвукового определения местоположения утечки, при котором измеренные в различных местах измерения вдоль измерительного участка уровни звука представляют на диаграмме в виде полос и при котором определяют точку пересечения двух уравнивающих прямых на этой диаграмме в виде полос для обозначения места утечки

Изобретение относится к способу для ультразвукового определения местоположения утечки, при котором измеренные в различных местах измерения вдоль измерительного участка уровни ультразвука представляют на диаграмме в виде полос и, при котором определяют точку пересечения двух прямых на этой диаграмме в виде полос для обозначения места утечки

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение при контроле сварного шва контактно-стыковой сварки заглушки к оболочке тепловыделяющего элемента преимущественно для ядерных реакторов ВВЭР, РБМК

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение на предприятиях изготовления тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и сборки их в тепловыделяющие сборки (ТВС) для ядерного реактора

Изобретение относится к неразрушающему контролю сварных соединений и предназначено, в частности, для контроля качества сварных швов тепловыделяющих элементов ядерных реакторов

Изобретение относится к области неразрушающего контроля тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов, изготовленных в виде трехслойных труб различного профиля и предназначено для автоматического измерения координат активного слоя, разметки границ твэлов, измерения равномерности распределения активного материала по всей площади слоя в процессе изготовления

Изобретение относится к техническим средствам системы внутриреакторного контроля и может быть использовано в устройствах определения уровня теплоносителя в реакторах, преимущественно в водо-водяных и кипящих реакторах

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением

Изобретение относится к аналитической химии, в частности определению общего водорода в таблетках из двуокиси урана
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек твэлов после длительного хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в воде в целях предотвращения загрязнения технологических сред или транспортного оборудования продуктами деления и топливной композицией, выходящих из разгерметизировавшихся твэлов

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях изготовления таблетированного ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных станций с реакторами типа РБМК и предназначено для контроля расхода теплоносителя в технологических каналах и распределительно-групповых коллекторах

Изобретение относится к измерительной технике и может быть использовано при определении уровня теплоносителя в реакторах

Изобретение относится к устройствам ядерной техники и может быть использовано в приводах регулирующих органов систем управления и защиты ядерных реакторов для контроля за положением и перемещением регулирующих органов

Изобретение относится к области поиска течей в изделиях, имеющих свободный объем, который перед герметизацией заполняется гелием
Наверх