Способ определения целостности оболочек облученных тепловыделяющих элементов



Способ определения целостности оболочек облученных тепловыделяющих элементов
Способ определения целостности оболочек облученных тепловыделяющих элементов
Способ определения целостности оболочек облученных тепловыделяющих элементов
Способ определения целостности оболочек облученных тепловыделяющих элементов

 


Владельцы патента RU 2410772:

Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU)

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при контроле состояния твэлов после облучения их в ядерном реакторе. Твэл размещают в юстирующем устройстве, нагревают локальный участок газосборника до температуры, обеспечивающей удаление конденсата цезия. Затем твэл охлаждают, измеряют в области газосборника интенсивность гамма-излучения радиоактивного изотопа Кr-85 и сравнивают ее с интенсивностью излучения эталонного твэла, на основании чего судят о состоянии контролируемого твэла. Технический результат - обеспечение большей достоверности определения целостности оболочек твэлов. 2 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при контроле состояния твэлов после облучения их в ядерном реакторе.

Известен способ определения целостности твэлов, основанный на проколе защитных оболочек с последующим манометрическим и масс-спектрометрическим определением количества и состава вышедшего газа, основанными компонентами которого является гелий, ксенон и криптон [Сулаберидзе Б.Ш., Самсонов Б.В., Кириллович А.П. и др. Исследование выхода газообразных продуктов деления под оболочку твэлов с компактной двуокисью урана: препринт: НИИАР-26(541). - Димитровград 1982].

Нарушение герметичности высокорадиоактивных объектов и сложность технического исполнения - основные недостатки этого способа, широко используемого как в нашей стране, так и за рубежом.

Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым техническим решением по наибольшему количеству существенных признаков, является способ определения целостности оболочек облученных твэлов, заключающийся в размещении твэла в юстирующем устройстве, определении в области газосборника интенсивности гамма-излучения радиоактивного изотопа криптона (Кr-85) и сравнения этой интенсивности с интенсивностью излучения эталонного твэла, на основании чего определяют состояние оболочки твэла [Горский В.В. Роль неразрушающего контроля в решении проблемы повышения выгорания ядерного топлива в реакторах PWR // Атомная техника за рубежом, 1983. № 1. с.11-19.].

Низкие чувствительность и точность - основные недостатки этого способа. Большая погрешность измерения интенсивности излучения Kr-85 связана с его малой удельной активностью и наличием в газосборниках твэлов фоновых гамма-излучателей - летучих изотопов цезия Cs-134 и Cs-137.

Малая удельная активность газообразного изотопа Kr-85 обусловлена незначительной концентрацией его в свободном объеме твэла и низким выходом гамма-квантов с энергией 514 кэВ на акт бета-распада (0,4%). Поскольку изотопы цезия на стенках газосборника находятся в конденсированном состоянии, а выход гамма-излучения с энергией 605, 661 и 796 кэВ составляет около 90%, активность их на единицу длины газосборника существенно (в 10-100 раз) выше. Высокая загрузка гамма-спектрометра, большой комптоновский пьедестал от излучения изотопов цезия не только ухудшают точность определения площади пика полного поглощения гамма-квантов изотопа Kr-85 с энергией 514 кэВ, но зачастую делают вообще невозможным его измерение.

Заявляемое техническое решение позволяет устранить указанные недостатки и обеспечивает достижение большей достоверности определения целостности оболочек твэлов из-за увеличения точности измерения интенсивности гамма-излучения изотопа Kr-85 в газосборнике.

Вышеуказанные недостатки устранены в способе определения целостности оболочек облученных твэлов, включающем размещение твэла в юстирующем устройстве, измерение в области газосборника интенсивности гамма-излучения радиоактивного изотопа Kr-85 и сравнение ее с интенсивностью излучения эталонного твэла, на основании чего судят о состоянии контролируемого твэла, нагревают контролируемый участок газосборника до температуры, обеспечивающей удаление конденсата цезия, затем охлаждают и измеряют интенсивность гамма-излучения изотопа Kr-85 на этом участке с последующим ее сравнением с эталонным.

Контролируемый участок газосборника нагревают до фиксированной температуры, не достигающей точек фазовых переходов материала оболочки твэла, затем охлаждают ниже температуры плавления криптона.

Проведенные исследования показали, что нагревание до температуры 400-600°С приводит к практически полному очищению от цезия участка газосборника твэла, на котором проводится измерение интенсивности излучения изотопа Kr-85 (фиг.1). Для отечественных твэлов реакторов на тепловых и быстрых нейтронах оптимальной является температура 600°С, которая существенно ниже точек фазовых переходов циркониевого сплава Э110 (цирконий - 1% ниобия) и нержавеющей стали (ЧС-68).

В твэлах с малым выгоранием или небольшим выходом ГПД из топлива существенное повышение точности измерения интенсивности излучения изотопа Kr-85 достигается путем охлаждения участка газосборника ниже точки плавления криптона. Физические свойства этого инертного газа таковы (см. табл.), что при температуре жидкого азота (-195,8°С) происходит быстрая конденсация криптона в твердой фазе на стенках охлаждаемого участка газосборника твэла.

Таблица
Точка плавления, °С Точка кипения, °С Количество газа в 1 дм3 конденсата, л
-157,3 -153,4 644

Погрешность измерения площади пика полного поглощения, расположенного на комптоновском фоне аппаратурного гамма-спектра, определяется из выражения

,

где С - относительное стандартное отклонение площади фотопика;

А - скорость счета гамма-линии;

В - скорость счета мешающего фона под пиком;

t - время измерения.

Поэтому как снижение уровня фона В, так и увеличение скорости счета полезного сигнала А приводит к повышению чувствительности и точности измерения интенсивности гамма-излучения изотопа Kr-85 в газосборнике твэла.

На фиг.1 представлены сканограммы интенсивности гамма-излучения Cs-137 с энергией 661 кэВ по длине газосборника твэла до (13) и после (14) нагрева его участка длиной 170 мм.

Фиг.2. иллюстрирует уменьшение комптоновского пьедестала, а следовательно, и снижение загрузки спектрометра, под пиком полного поглощения гамма-излучения Kr-85 после очистки газосборника от цезия. На фиг.2а показан спектр гамма-излучетелей на отметке 80 мм от низа твэла до нагрева, на фиг.2б - после нагрева.

На фиг.3. показаны спектры гамма-излучения в районе газосборника до (а) и после (б) локального охлаждения участка твэла реактора БОР-60 с выгоранием ~1% т.а.

Устройство, с помощью которого реализуется заявляемый способ, изображено на фиг.4, где:

1 - топливный сердечник твэла;

2 - защитная оболочка твэла;

3 - торцевые заглушки;

4 - юстирующее устройство;

5 - коллиматор;

6 - гамма-спектрометр;

7 - газосборник твэла;

8 - нагревательное устройство;

9 - конденсат криптона;

10 - корпус устройства охлаждения;

11 - узлы герметичности;

12 - хладагент (жидкий азот).

Устанавливают топливный сердечник 1 в защитной оболочке 2, герметизированной торцевыми заглушками 3, вертикально в юстирующем устройстве 4 напротив коллиматора 5 гамма-спектрометра 6, просматривающего участок газосборника ниже торцевой заглушки. Газосборник - свободный объем, предназначенный для компенсации давления ГПД, выходящих из топливного сердечника при эксплуатации твэлов. Наряду с ксеноном и криптоном в газосборник мигрируют летучие продукты, в частности изотопы Cs-134 и Cs-137.

Перед проведением измерений интенсивности гамма-излучения изотопа Kr-85 с помощью съемного нагревательного блока 8 нагревают газосборник 7 до температуры ниже точек фазовых переходов материала оболочки твэла (фиг.4а), для очистки его изотопов цезия, затем твэл помещают в устройство охлаждения и охлаждают (фиг.4б) до температуры ниже плавления криптона - (-157,3°С). Поскольку в массивной заглушке нейтронами активируются радиоактивные продукты (54Мn, 58Со, 60Со и т.п.), вносящие вклад в величину комптоновского фона, конденсацию и измерение скорости счета гамма-излучения 85Kr производят на некотором расстоянии (~100 мм) от торца газосборника твэла.

Повышение температуры на локальном участке газосборника может быть достигнуто с помощью омического, индукционного, СВЧ и т.п. нагрева. Для получения конденсата Kr-85 (9) используется устройство охлаждения, состоящее из корпуса 10, двух узлов герметичности 11 и хладагента 12, например жидкого азота. Узлы герметичности из белой вакуумной резины выдерживают сотни циклов замораживаний-размораживаний участка газосборника. При использовании устройства охлаждения с корпусом из прочного пенопласта для сохранения конденсата Kr-85 на время контрольных измерений достаточно 200 мл жидкого азота. Применение специального сосуда Дьюара существенно уменьшит расход хладагента на одно измерение.

1. Способ определения целостности оболочек облученных твэлов, включающий размещение твэла в юстирующем устройстве, измерение в области газосборника интенсивности гамма-излучения радиоактивного изотопа Кr-85 и сравнение ее с интенсивностью излучения эталонного твэла, на основании чего судят о состоянии контролируемого твэла, отличающийся тем, что контролируемый участок газосборника сначала нагревают до температуры, обеспечивающей удаление конденсата цезия, затем охлаждают и измеряют интенсивность гамма-излучения изотопа Кr-85 на этом локальном участке.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что нагревают до температуры, не достигающей точек фазовых переходов материала оболочки твэла.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что перед измерениями для конденсации газообразного изотопа Кr-85 охлаждают контролируемый участок газосборника твэла ниже температуры плавления криптона.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области контроля ядерных реакторов, а именно к способам контроля давления газа в тепловыделяющем элементе (ТВЭЛ) реактора. .

Изобретение относится к средствам для визуального контроля за дистанционно управляемым процессом погрузки-выгрузки или разделки отработанных тепловыделяющих сборок.

Изобретение относится к средствам для визуального контроля за дистанционно управляемым процессом погрузки-выгрузки или разделки отработанных тепловыделяющих сборок.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к технологии контроля герметичности тепловыделяющих элементов специальной геометрии (например, элементов стержневого типа с профилированной оболочкой) на стадии их производства.

Изобретение относится к средствам идентификации тепловыделяющих сборок (ТВС), в частности отработанных тепловыделяющих сборок, извлекаемых из ядерного реактора или водного бассейна-хранилища, и предназначенных для последующего хранения и переработки.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к управлению внутриреакторными процессами в исследовательских ядерных реакторах, активная зона которых сформирована из ТВС со стержневыми твэлами.

Изобретение относится к измерительной технике и может быть использовано при определении относительного коэффициента межканального массообмена в пучках круглых цилиндрических стержней с треугольной компоновкой.

Изобретение относится к области контроля ядерных реакторов, а именно к устройствам контроля давления газа в тепловыделяющем элементе (ТВЭЛе) реактора. .

Изобретение относится к измерительной технике. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к эксплуатации исследовательских ядерных реакторов с нейтронной ловушкой

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к области контроля теплоносителя в активной зоне реактора, и предназначено для контроля возникновения межканальной неустойчивости (регулярных пульсаций расхода) в активной зоне реактора в режиме реального времени и может быть использовано при управлении реакторами с водой под давлением

Изобретение относится к устройству таблетирования ядерного топлива, в частности топлива МОХ, и способу изготовления таблеток с использованием такого устройства

Изобретение относится к области контроля герметичности оборудования, разгерметизация которого сопровождается появлением водорода в контролируемой среде и может использоваться преимущественно на атомных энергетических установках с реакторами на быстрых нейтронах для контроля нарушения межконтурной плотности парогенераторов натрий-вода

Изобретение относится к средствам идентификации тепловыделяющих сборок, предпочтительно, отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС), сохраняемых в водном бассейне-хранилище и предназначенных для последующего хранения или переработки

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к области контроля теплоносителя в активной зоне реактора с водой под давлением, и предназначено для контроля возникновения межканальной неустойчивости (регулярных пульсаций расхода) в активной зоне в режиме реального времени

Изобретение относится к измерительной технике и предназначено для определения расхода теплоносителя в топливных каналах реактора большой мощности канального (РБМК)

Изобретение относится к способам измерения расхода воды в напорном тракте РБМК в различных режимах его эксплуатации

Изобретение относится к системам контроля и управления и может быть использовано для контроля и защиты активной зоны реакторов типа ВВЭР

Изобретение относится к ядерной энергетике и позволяет осуществлять контроль кипения и плотности теплоносителя в разных состояниях реактора
Наверх