Способ испытания трубчатых образцов на длительную прочность в неинструментованном канале ядерного реактора



 


Владельцы патента RU 2451349:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" (RU)

Изобретение относится к области исследования прочностных характеристик материалов. Способ испытания трубчатых образцов на длительную прочность в неинструментованном канале ядерного реактора включает следующие операции. В нагревательную печь помещают, по меньшей мере, один контрольный трубчатый образец, нагруженный давлением инертного газа, выдерживают его при заданной температуре в нагревательной печи до его разрушения и измеряют время до момента его разрушения. В ампулу одновременно помещают по одному трубчатому образцу, соответственно нагруженному и ненагруженному давлением инертного газа. Герметичную ампулу с обоими типами трубчатых образцов облучают в канале ядерного реактора. Облученные трубчатые образцы помещают в нагревательную печь и испытывают их до разрушения при тождественных реакторным давлениях и температурах. Измеряют время до момента разрушения трубчатых образцов первого и второго типов в нагревательной печи. Время до момента разрушения трубчатого образца в условиях реакторного облучения при заданных давлении и температуре определяют по соотношению, учитывающему измеренные в процессе осуществления способа времена. Изобретение позволяет повысить точность определения прочностных характеристик материалов. 1 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к области исследования прочностных характеристик материалов и может быть использовано при испытании оболочек твэлов ядерных реакторов.

Известен способ испытания на длительную прочность конструкционных материалов в канале ядерного реактора, заключающийся в том, что исследуемый образец, выполненный в виде тонкостенной трубки, заполняют газом под давлением, облучают, а после облучения определяют его целостность и измеряют диаметр (Gilbert E.R., Bates I.К. Dependence of irradiation creep on temperature and atom displacements in 20% cool worked - type 316 stainless steel. I. Nukl. Mater., 1977, vol.65, p.204-209).

Недостатками известного способа являются относительно низкая точность измерения времени до разрушения трубчатого образца, определяемая длительностью цикла облучения.

Наиболее близким к заявляемому решению является способ испытания трубчатых образцов на длительную прочность, заключающийся в том, что трубчатый образец заполняют газом под давлением, помещают в герметичную ампулу, которую облучают в активной зоне ядерного реактора, а разрушение трубчатого образца фиксируют в момент повышения давления в ампуле (Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М.: Атомиздат, 1973. - С.139).

Недостатком известного способа являются относительно низкая точность определения момента разрушения трубчатых образцов, длительность процесса их облучения в ядерном реакторе и необходимость использования сложных коммуникаций при измерении давления и температуры в нем, обусловленная сложностью доступа к трубчатому образцу в ядерном реакторе.

Задачей предложенного технического решения является устранение указанных недостатков, а именно повышение точности определения времени до момента разрушения трубчатого образца, сокращение времени его облучения в ядерном реакторе и упрощение процедуры измерения давления и температуры).

Для исключения указанных недостатков в способе испытания трубчатых образцов на длительную прочность в неинструментованном канале ядерного реактора, включающем размещение трубчатых образцов в ампулу, герметизацию ампулы и облучение ампулы с трубчатыми образцами в неинструментованном канале ядерного реактора, предлагается:

- сначала, по меньшей мере, один контрольный трубчатый образец, нагруженный давлением инертного газа, поместить в нагревательную печь, выдержать его при заданной температуре в нагревательной печи до его разрушения и измерить время до момента его разрушения;

- в ампулу одновременно поместить, по меньшей мере, по одному трубчатому образцу первого и второго типов, соответственно, нагруженному и ненагруженному давлением инертного газа;

- герметичную ампулу с трубчатыми образцами первого и второго типов облучать в неинструментованном канале ядерного реактора в течение времени микрокампании, которое меньше времени до момента разрушения трубчатого образца в нагревательной печи;

- ампулу с обоими типами трубчатых образцов после облучения извлечь из неинструментованного канала ядерного реактора;

- вскрыть ампулу и облученные трубчатые образцы извлечь из нее, поместить в нагревательную печь, испытывать до разрушения при тождественных реакторным давлениях и температурах;

- измерить время до момента разрушения облученных трубчатых образцов первого и второго типов в нагревательной печи;

- определять время до момента разрушения трубчатого образца в условиях реакторного облучения при заданных давлении и температуре по соотношению, учитывающему время до момента разрушения трубчатого образца в условиях реакторного облучения при заданных давлении и температуре, время облучения трубчатого образца в неинструментованном канале ядерного реактора, время до момента разрушения облученного трубчатого образца второго типа в нагревательной печи при тождественных реакторным давлении и температуре и время до момента разрушения облученного трубчатого образца первого типа в нагревательной печи при тождественных реакторным давлении и температуре.

В частном случае реализации способа предлагается облученные трубчатые образцы, нагруженные давлением инертного газа и извлеченные из неинструментованного канала ядерного реактора, проверить на герметичность.

При осуществлении способа испытания трубчатых образцов на длительную прочность в неинструментованном канале ядерного реактора выполняют следующие операции.

По меньшей мере, один контрольный трубчатый образец, нагруженный давлением инертного газа, помещают в нагревательную печь, выдерживают его при заданной температуре в нагревательной печи до его разрушения и измеряют время до момента его разрушения. Это позволяет оценить предельное время до разрушения трубчатого образца, облучаемого в ядерном реакторе.

В ампулу одновременно помещают, по меньшей мере, по одному трубчатому образцу первого и второго типов, соответственно нагруженному и ненагруженному давлением инертного газа.

Ампулу с образцами первого и второго типа герметизируют.

Ампулу с трубчатыми образцами первого и второго типов облучают в неинструментованном канале ядерного реактора в течение времени микрокампании, которое меньше времени до момента разрушения трубчатого образца в нагревательной печи.

Ампулу с обоими типами трубчатых образцов после облучения извлекают из неинструментованного канала ядерного реактора.

Вскрывают ампулу и облученные трубчатые образцы извлекают из нее, помещают в нагревательную печь, испытывают до разрушения при тождественных реакторным давлениях и температурах, измеряют время до момента разрушения трубчатых образцов первого и второго типов в нагревательной печи.

Определяют время до момента разрушения трубчатого образца в условиях реакторного облучения при заданных давлении и температуре по соотношению:

где

- время до момента разрушения трубчатого образца в условиях реакторного облучения при заданных давлении и температуре, ч;

- время облучения трубчатого образца в неинструментованном канале ядерного реактора, ч;

τр - время до момента разрушения трубчатого образца второго типа в нагревательной печи при тождественных реакторным давлении и температуре, ч;

τ1 - время до момента разрушения облученного трубчатого образца первого типа в нагревательной печи при тождественных реакторным давлении и температуре, ч.

Время до момента разрушения в условиях реакторного облучения трубчатых образцов определяется на основе использования закона о линейном суммировании повреждаемости, рассмотренном в книге [Лихачев Ю.И., Пупко В.Я. Прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975. Методы расчета на прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов». Москва, Энергоатомиздат, 1982].

В частном случае реализации способа облученные трубчатые образцы, нагруженные давлением инертного газа и извлеченные из неинструментованного канала ядерного реактора, проверяют на герметичность. Данная процедура позволяет исключить ошибку по определению времени до момента разрушения трубчатого образца, связанную с возможным неконтролируемым разрушением трубчатого образца первого типа в процессе облучения в ядерном реакторе.

Пример конкретного выполнения способа.

Способ испытания трубчатых образцов на длительную прочность в неинструментованном канале ядерного реактора включает следующие операции.

Трубчатые образцы выполнены из стали ЭП-823, имеют наружный диаметр 9 мм, толщину стенки - 0,5 мм и длину 150 мм.

Контрольный трубчатый образец, нагруженный давлением инертного газа, равным 7,8 МПа, помещают в нагревательную печь, выдерживают его в нагревательной печи при температуре 650°С до его разрушения и измеряют время до момента его разрушения. В данном случае измеренное время равно 2000 ч.

В ампулу одновременно помещают по одному трубчатому образцу первого и второго типов.

В трубчатом образце первого типа давление инертного газа равно 7,8 МПа, а трубчатый образец второго типа не нагружен давлением инертного газа.

Ампулу с трубчатыми образцами первого и второго типов облучают в неинструментованном канале ядерного реактора в течение 1200 ч, что соответствует продолжительности микрокампании в ядерном реакторе с быстрым спектром нейтронов.

Ампулу с обоими типами облученных трубчатых образцов извлекают из неинструментованного канала ядерного реактора.

Облученные трубчатые образцы первого и второго типов извлекают из ампулы, помещают в нагревательную печь, испытывают до разрушения при давлении 7,8 МПа и температуре 650°С и измеряют время до момента разрушения трубчатых образцов первого и второго типов в нагревательной печи. Установлено, что для трубчатого образца первого типа τ1=500 ч, а для трубчатого образца второго типа - τр=2000 ч.

В результате подстановки полученных ранее значений времени в соотношение (1) получили, что время до момента разрушения трубчатого образца в условиях реакторного облучения при заданных давлении и температуре составляет 1600 ч.

Проверка показала герметичность нагруженных инертным газом и извлеченных из ядерного реактора трубчатых образцов.

Технический результат предложенного решения состоит в повышении точности определения прочностных характеристик материалов и снижении себестоимости, и упрощении процедуры проведения их испытания.

1. Способ испытания трубчатых образцов на длительную прочность в неинструментованном канале ядерного реактора, включающий помещение трубчатых образцов в ампулу, герметизацию ампулы и облучение ампулы с трубчатыми образцами в неинструментованном канале ядерного реактора, отличающийся тем, что сначала, по меньшей мере, один контрольный трубчатый образец, нагруженный давлением инертного газа, помещают в нагревательную печь, выдерживают его при заданной температуре в нагревательной печи до его разрушения и измеряют время до момента его разрушения, затем в ампулу одновременно помещают, по меньшей мере, по одному трубчатому образцу первого и второго типов, соответственно нагруженному и ненагруженному давлением инертного газа, герметичную ампулу с трубчатыми образцами первого и второго типов облучают в неинструментованном канале ядерного реактора в течение времени микрокампании, которое меньше времени до момента разрушения образцового трубчатого образца в нагревательной печи, ампулу с обоими типами трубчатых образцов после облучения извлекают из неинструментованного канала ядерного реактора, вскрывают ампулу и облученные трубчатые образцы извлекают из нее, помещают в нагревательную печь, испытывают до разрушения при тождественных реакторным давлениях и температурах, измеряют время до момента разрушения облученных трубчатых образцов первого и второго типов в нагревательной печи и определяют время до момента разрушения трубчатого образца в условиях реакторного облучения при заданных давлении и температуре по соотношению

где - время до момента разрушения трубчатого образца в условиях реакторного облучения при заданных давлении и температуре, ч;
- время облучения трубчатого образца в неинструментованном канале ядерного реактора, ч;
τр - время до момента разрушения облученного трубчатого образца второго типа в нагревательной печи при тождественных реакторным давлении и температуре, ч;
τ1 - время до момента разрушения облученного трубчатого образца первого типа в нагревательной печи при тождественных реакторным давлении и температуре, ч.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что облученные трубчатые образцы, нагруженные давлением инертного газа и извлеченные из неинструментованного канала ядерного реактора, проверяют на герметичность.



 

Похожие патенты:

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

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

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

Изобретение относится к анализу ядерных материалов радиационными методами и предназначено для оперативного контроля массовой доли изотопа уран-235 в газовых потоках изотопно-разделительного уранового производства.

Изобретение относится к области эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. .

Изобретение относится к области проверки внешнего вида топливных стержней ядерного реактора в конце цикла изготовления. .

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению и контролю тепловыделяющих сборок (ТВС), преимущественно, для водо-водяного энергетического реактора.

Изобретение относится к области измерений ядерных излучений, конкретно для осуществления контроля выгорания в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) и может быть использовано при контроле выгорания топлива на предприятиях, хранящих или ведущих работы с ОЯТ с целью повышения производительности технологического цикла переработки ОЯТ за счет оптимальной комплектации.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и предназначено для использования при контроле плотности таблеток ядерного топлива

Изобретение относится к области реакторного материаловедения и может быть применено для реакторных испытаний конструкционных материалов ядерных реакторов. Изготавливают образец из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, один из которых полностью или частично находится внутри другого, создают давление газа в полости между элементами, герметизируют, размещают в ядерном реакторе и облучают. Технический результат - повышение информативности и достоверности результатов изменения свойств реакторных материалов при облучении в реакторе при различных типах напряженно-деформированного состояния. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Группа изобретений относится к устройству и способу измерения и корректировки отклонения от параллельности в стержне для ядерного топлива, в частности, отклонения от параллельности на конце, снабженном верхней заглушкой. Устройство, расположенное на стойке (4), содержит место (31) с горизонтальной осью (X) для размещения вышеуказанного топливного стержня; средство (20) для измерения отклонения от параллельности и средство (22) для корректирования вышеуказанного отклонения. Устройство содержит средство (14) позиционирования устройства относительно топливного стержня, состоящее из двух параллельных опор, расположенных на расстоянии друга от друга, при этом каждая из них поддерживает конец вышеуказанного топливного стержня. Опоры выполнены в виде двух подковообразных частей (16.1. 16.2), внутренние концы которых предназначены для опирания на топливный стержень и отстоят друг от друга на заданном расстоянии так, чтобы обеспечить перекрывание опоры стойки, на которую опирается конец с верхней заглушкой топливного стержня, и которая имеет толщину, по существу, равную расстоянию между двумя подковообразными частями (16.1, 16.2). Также устройство содержит средство (32) для удерживания топливного стержня, выполненное с возможностью обеспечения вращения топливного стержня вокруг его продольной оси, которое расположено между средством (14) позиционирования и средствами измерения и корректирования. Средство (32) содержит нижний захват (34) и верхний захват (36), для захватывания топливного стержня, при этом нижний захват (34) образует базу для измерения отклонения от параллельности. Технический результат - обеспечение измерения отклонения от параллельности во время корректирования вышеуказанного отклонения. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 15 ил.

Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. Имитатор твэла содержит оболочку, в которой размещен столб таблеток натурного топлива с центральным отверстием, и расположенный с зазором в отверстиях таблеток электрический нагреватель. Нагреватель выполнен в виде трубки из тугоплавкого материала, на наружной поверхности которой сформирован переменный по длине нагревателя микрорельеф, обеспечивающий оптически переменные свойства по длине поверхности, соответствующие моделируемому профилю температуры. Снаружи с зазором коаксиально оболочке установлена экранирующая труба из тугоплавкого материала, на внутренней и внешней поверхностях которой также сформирован переменный микрорельеф, обеспечивающий оптически переменные свойства по длине нагревателя. Технический результат - повышение точности моделирования теплового состояния исследуемых тепловыделяющих элементов за счет получения таких же, как и в натурных условиях, уровней температуры, тепловых потоков и профилей температуры. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к ампульным облучательным устройствам для реакторных исследований свойств тепловыделяющих элементов (твэлов). Устройство содержит оболочку с герметизирующими торцевыми крышками, внутри которой расположена, по крайней мере, одна капсула с исследуемыми образцами, помещенными в негерметичную тонкостенную оболочку из тугоплавкого материала. Капсула соединена с газовыми магистралями, обеспечивающими возможность проточной вентиляции рабочей полости капсулы. На выходе каждой магистрали установлены заглушки для временной герметизации капсулы, выполненные в виде втулок с осевыми отверстиями, заполненными легкоплавким материалом. В одной из магистралей расположены термометрические датчики, при этом чувствительный элемент каждого датчика введен в рабочую полость капсулы. Технический результат - возможность измерять температуру исследуемых образцов в ходе эксперимента, проводить анализ ГПД, выделяющихся при ядерном распаде в процессе проведения эксперимента, простые с конструктивной и технологической точки зрения механизмы временной герметизации рабочей полости капсулы. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к средствам контроля ядерного топлива, выполненного в виде таблеток цилиндрической формы. Устройство для автоматизированного контроля поверхностных и объемных дефектов керамического ядерного топлива содержит трансформатор оптического изображения, каналы оптической и тепловизионной регистрации, источники подсветки, систему ввода в контролируемое изделие импульсного теплового потока и селектор, обеспечивающий синхронную регистрацию как оптического, так и тепловизионного изображений. Техническим результатом является получение достоверных результатов о наличии или отсутствии дефектов в контролируемых изделиях и, следовательно, надежная селекция дефектных и бездефектных изделий. 3 н. и 4 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области испытаний материалов, в частности, к испытаниям на коррозионную стойкость и водородостойкость циркониевых сплавов, разрабатываемых и используемых в качестве материалов элементов активной зоны легководных ядерных реакторов, в условиях, приближенных к реакторным. В заявленном способе в процессе выдержки образцов циркониевых сплавов в пароводяной среде в температурном диапазоне активной зоны легководного реактора создают газоразрядную плазму в парах воды, после чего облучают образованными при этом положительно заряженными ионами водорода образцы путем подачи на них отрицательного электрического потенциала относительно плазмы. Техническим результатом является приближение условий испытаний образцов циркониевых сплавов в пароводяной среде к условиям активной зоны легководного реактора, что позволяет повысить достоверность прогнозируемой картины поведения исследуемых циркониевых сплавов в активной зоне легководного реактора в процессе его работы, составленной на основе результатов данных испытаний. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к средствам контроля тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Способ включает определение давления гелия под оболочкой (11) тепловыделяющего элемента после его герметизации, при котором удерживают тепловыделяющий элемент (1) на позиции измерения, осуществляют локальный импульсный нагрев тепловыделяющего элемента в области компенсационного объема (8), регистрируют временную зависимость температуры участков оболочки в месте нагрева (10) и на противоположной стороне оболочки, по ней оценивают давление гелия и состояние тепловыделяющего элемента. Перед локальным нагревом тепловыделяющий элемент выдерживают до выравнивания его температуры с температурой окружающей среды, а после завершения контроля создают температуру окружающей среды ниже 0°C, перед локальным нагревом тепловыделяющий элемент выдерживают до выравнивания его температуры с новой температурой окружающей среды, далее повторяют цикл нагрев-измерения и сравнивают полученные временные зависимости давлений при разных температурах с калибровочными зависимостями для разных давлений гелия и разными уровнями содержания воздуха в нем. Технический результат заключается в обеспечении дополнительной возможности неразрушающего контроля ТВЭЛ. 1 ил.

Заявленное изобретение относится к способу проверки тепловыделяющих элементов. Способ включает определение давления гелия под оболочкой (9) тепловыделяющего элемента после его герметизации, при котором удерживают тепловыделяющий элемент (1) на позиции измерения в течение всего времени контроля, осуществляют локальный импульсный нагрев тепловыделяющего элемента в области (4) компенсационного объема, регистрируют временную зависимость температуры участков оболочки в месте нагрева (10) и на удаленном от места нагрева участке (12) оболочки в течение всего времени контроля. Далее по ней оценивают давление гелия и состояние тепловыделяющею элемента. Перед локальным нагревом по всему периметру части оболочки в области компенсационного объема обеспечивают исключение теплопередачи. Удаленный участок выбирают на другой стороне области компенсационного объема, далее тепловыделяющий элемент выдерживают до выравнивания его температуры с температурой окружающей среды. Затем создают температуру окружающей среды ниже 0°C, перед локальным нагревом тепловыделяющий элемент выдерживают до выравнивания его температуры с новой температурой окружающей среды, повторяют цикл нагрев-измерения с исключением теплопередачи по телу оболочки от места нагрева к удаленному участку. Техническим результатом является возможность проверки ТВЭЛа с одной стороны оболочки. 1 ил.
Наверх