Способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива аэс



Способ контроля безопасности бассейнов выдержки хранилищ отработавшего ядерного топлива аэс

 


Владельцы патента RU 2488181:

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива и может быть использовано для расчетно-экспериментального определения и контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС. Технический результат - повышение ядерной безопасности бассейнов выдержки за счет повышения достоверности определения и постоянного контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов. Способ контроля безопасности бассейнов выдержки заключается в том, что расчетным путем выбирают область БВ с максимальными размножающими свойствами, проводят модельный и реальный импульсный эксперимент. Для этого помещают в данной области импульсный источник нейтронов (ИНГ) и детектор нейтронов, определяют поток нейтронов во времени после импульса ИНГ как число отсчетов детектора nτ(t), вычисляют постоянные спада. На основании сопоставления измеренного значения постоянной спада α с ее рассчитанным предельным значением αпр осуществляют контроль безопасности. При этом за постоянно контролируемую характеристику безопасности БВ принимают текущую величину эффективного коэффициента размножения, а в качестве характеристики размножающих свойств берут эффективную плотность источников нейтронов в данной области. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива на объектах использования атомной энергии и может быть использовано для расчетно-экспериментального определения и контроля эффективного коэффициента размножения (Кэфф) бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС).

Основным экспериментальным методом при исследовании коэффициента размножения Кэфф хранилищ ядерного топлива можно считать импульсный нейтронный метод в разных модификациях (Ю.А.Казанский, Е.С.Матусевич. Экспериментальные методы физики реакторов. М., Энергоатомиздат, 1984, стр.104). В случае «α-метода», по измеренной постоянной спада (α, 1/с) потока нейтронов после импульса источника нейтронов и рассчитанным значениям времени генерации мгновенных (Λ, с) и доли запаздывающих (βэфф) нейтронов, вычисляют реактивность (ρ), которая по определению связана с Кэфф:

ρ/βэфф=1+α·Λ/βэфф,

ρ=(1-Кэфф)/Кэфф

Также известен способ контроля безопасности бассейнов выдержки ХОЯТ Ленинградской АЭС. (Методика контроля подкритичности хранилищ отработавшего ядерного топлива Ленинградской АЭС с помощью установки УИП-06. РДЭО 0613-2005. Концерн «Росэнергоатом», Москва, 2005).

Контроль безопасности осуществляют на основе сопоставления измеренного значения постоянной спада α с рассчитанным предельным значением постоянной спада αпр.

Расчетные и измеренные значения получают следующим образом.

Расчетным путем определяют области бассейна выдержки с наибольшими размножающими свойствами, для этих областей расчетом определяют Кэфф при постулируемых проектных и запроектных авариях;

Под размножающими свойствами среды понимают свойства, характеризующие способность среды к поддержанию цепной реакции деления ядер, например, эффективная объемная плотность делящихся ядер, или эффективная плотность источников нейтронов деления.

В указанных областях расчетом определяют граничную глубину выгорания топлива, при которой Кэфф≤0.95 в постулируемых аварийных ситуациях; моделируя импульсный эксперимент в данной области БВ, определяют расчетную постоянную спада нейтронного потока αпр при найденной выше граничной глубине выгорания. При проведении (и моделировании) импульсного эксперимента импульсный источник нейтронов (в эксперименте - импульсный нейтронный генератора, ИНГ) помещают в исследуемой области хранилища. Нейтронный детектор (его расчетную модель) размешают на некотором расстоянии от источника - там, где требуется определить постоянную спада потока нейтронов. В этом месте измеряют поток нейтронов во времени после импульса источника как количество отсчетов детектора нейтронов nτ(t) в заданном малом интервале времени τ. Математически обработав полученную зависимость потока нейтронов от времени, вычисляют постоянную спада потока нейтронов в выбранной области хранилища, находящегося в заданных условиях; измеряют в эксперименте постоянную спада нейтронного потока в ряде точек исследуемого фрагмента БВ хранилища нейтронным детектором с использованием ИНГ и осуществляют контроль подкритичности на основе сопоставления измеренных значений постоянной спада α с рассчитанным предельным ее значением αпр (условие безопасности - min|α|>|αпр|).

Этот способ не предполагает прямой оценки безопасности хранилища по максимальным полученным значениям Кэфф (или минимальной подкритичности 1 - Кэфф) реального БВ, что определено нормативными документами (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии, НП-061-05. М., 2005) по обеспечению безопасности. Степень безопасности БВ определяется через постоянную спада нейтронного потока в некоторой области БВ, а не через Кэфф или подкритичность, как заявлено в работе, обсуждавшейся выше.

Постоянного контроля величин, характеризующих безопасность - Кэфф, подкритичности, постоянной спада потока нейтронов - в описанной методике не ведется. А импульсный эксперимент и используемый в методике расчет хранилища не могут быть достаточно частыми из-за сложности их реализации.

Введение постоянного нейтронно-физического контроля - естественное условие повышения безопасности эксплуатации ХОЯТ.

Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является повышение ядерной безопасности бассейнов выдержки в хранилищах отработавшего ядерного топлива АЭС за счет повышения достоверности определения и постоянного контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов.

Для достижения указанного результата предложен способ контроля безопасности бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС, заключающийся в том, что предварительно рассчитывают нейтронно-физические характеристики БВ, выбирают область БВ с максимальными размножающими свойствами, проводят модельный и реальный импульсный эксперимент, помещая в данной области импульсный источник нейтронов (ИНГ) и детектор нейтронов и, определяя поток нейтронов во времени после импульса ИНГ как число отсчетов детектора nτ(t), вычисляют по этой зависимости постоянные спада, и осуществляют контроль безопасности на основании сопоставления измеренного значения постоянной спада α с рассчитанным предельным значением постоянной спада αпр, отличающийся тем, что за постоянно контролируемую характеристику безопасности БВ принимают текущую величину эффективного коэффициента размножения

Кэффi(t)=1-[1-(Кэфф)макс]·[Ni0/Ni(t)], где

эфф)макс - максимальная расчетно-экспериментальная величина эффективного коэффициента размножения,

Ni0 - начальное (расчетное и экспериментальное) значение скорости счета i-го детектора нейтронов в БВ, 1/с,

Ni(t) - текущее значение скорости счета i-го детектора нейтронов, 1/с,

при этом измеряют поток нейтронов, по крайней мере, 4 симметрично расположенными в БВ детекторами нейтронов, в том числе в области с максимальными размножающими свойствами.

Кроме того, в качестве характеристики размножающих свойств принимают эффективную плотность источников нейтронов деления в данной области.

Кроме того, в качестве нейтронно-физических характеристик БВ принимают эффективный коэффициент размножения Кэфф, относительные распределения размножающих свойств и стационарного потока нейтронов n(r) (отн. ед.) по радиусу и высоте БВ, теоретическую постоянную спада α0 (1/с) после импульса нейтронов, время генерации мгновенных нейтронов Λ (с), долю запаздывающих нейтронов βэфф.

Для оценки Кэфф БВ ХОЯТ по результатам импульсного эксперимента настоящий способ использует допущение, что при некоторых условиях, уточняемых в расчете, можно измерить сигнал нейтронного детектора после импульса ИНГ в виде, достаточно близком к получаемому из уравнений «точечной» модели нейтронной кинетики с импульсным источником:

F ( t ) = Q e α t , α < 0,                              ( 1 )

где Q - величина, пропорциональная мощности нейтронного импульса, α - постоянная спада потока мгновенных нейтронов.

Вклад запаздывающих нейтронов и нейтронов внутреннего источника (спонтанное деление и (α,n)-реакция) учитываются как практически постоянный во времени фон.

В рамках точечной модели кинетики имеет место связь постоянной спада потока мгновенных нейтронов с эффективным коэффициентом размножения через параметры времени генерации мгновенных и доли запаздывающих нейтронов:

К э ф ф = 1/(1- β эфф - Λ α )                        (2)

Импульсный эксперимент с использованием ИНГ должен проводиться в наиболее потенциально опасной области БВ с максимумом размножающих свойств и плотности источников нейтронов деления. Координаты этой области (ячейки) в плоскости БВ X-Y и по высоте ячейки с топливной сборкой находятся из условно-критического расчета на Кэфф. В этом месте, как показывают расчеты, находится и максимум значений постоянной спада αр(ri), получаемый при моделировании экспериментов с ИНГ.

Для дополнительной экспериментальной оценки степени достоверности расчетных результатов, уточнения мест расположения ИНГ и детектора нейтронов в ходе импульсного эксперимента и мест расположения детекторов системы постоянного контроля, необходимо измерить распределение потока нейтронов по высоте БВ в предполагаемом месте проведения импульсного эксперимента. При этом получаются данные как об абсолютной величине сигнала детектора (потока нейтронов), так и о форме относительного нейтронного распределения. Измерения могут быть проведены и в предполагаемых местах постоянного контроля потока нейтронов.

Условия проведения импульсного эксперимента - расположение детектора в БВ (ri), расстояние «детектор-мишень ИНГ», временные параметры измерений по импульсному методу - подбираются с учетом результатов выше перечисленных расчетов и измерений нейтронных распределений и расчетного моделирования импульсного эксперимента. В ходе эксперимента эти условия и параметры уточняются. При этом измеряют количество отсчетов нейтронного детектора, зарегистрированных на последовательных временных интервалах (каналах временного анализатора) после импульса нейтронов ИНГ. Частота импульсов ИНГ ~10 Гц при длительности импульса ~1 мкс и выходе нейтронов ~107…108 нейтр./имп. Ширина каналов анализатора 10 мкс, их количество ~1000. Импульсы ИНГ повторяют (до нескольких десятков тысяч пусков) - для набора приемлемой статистики счета в каналах анализатора: от ~102 отсчетов в конце временного спектра, до ~104 - в его максимуме. По методу наименьших квадратов для соотношения (1) определяют постоянную αи(ri) во временной области экспоненциального спада потока нейтронов. Относительная статистическая погрешность постоянной спада в одном эксперименте должна быть, как правило, 1%. Измерения можно провести в нескольких местах БВ для подтверждения максимума постоянной спада в выбранной по расчету области бассейна.

Предлагаемый способ контроля выполнения условия безопасности эксплуатации хранилища основан на консервативном подходе к основной характеристике - Кэфф. Выполнив выше указанные расчеты и импульсный нейтронный эксперимент, можно получить ряд значений: Кэффр; Кэфф0); КэффΣ·min[αи(ri)/(αр(ri]); Кэфф(max{αи(ri);αp(ri}). При этом расчетные и экспериментальные значения «локальной» постоянной спада αp(ri) и αи(ri) определяются как размножающими свойствами среды в области БВ, выбранной для исследования, так и пространственно-временными условиями измерений и расчетов (геометрия, время после импульса). Сопоставляемые значения αp(ri) и αи(ri) следует рассматривать в близких пространственно-временных условиях, а также при относительно наиболее слабой зависимости от времени и координаты (приближение к выполнению условия (1)). Тогда их отношение дает возможность поправки на рассогласование расчетных и экспериментальных результатов для постоянной спада.

Исходя из основного условия обеспечения ядерной безопасности хранилища ОЯТ - Кэфф≤0.95 [4] (Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии, НП-061-05. М., 2005), проверяется выполнение этого условия для всех полученных расчетно-экспериментальных оценок Кэфф, характеризующих как БВ в целом, так и его область с наибольшими размножающими свойствами. Выбирается максимальная из полученных оценка - (Кэфф)max. Нарушение условия безопасности для этой оценки требует дополнительного анализа полученных результатов и, как крайнюю меру, изменений в загрузке БВ.

В выбранных по результатам расчетов, измерений и из соображений симметрии местах БВ - с максимальными размножающими свойствами и потоком нейтронов - устанавливают детекторы системы непрерывного измерения нейтронного потока (не менее 4-х делекторов в каждом БВ), соединенные линиями связи с аппаратурой измерительно-вычислительных каналов. При этом, после калибровки, в качестве выходной информации но каждому каналу система дает значения сигналов детекторов N,o и введенное значение (Кэфф)max. Т.о., используя известную формулу обратного умножения для числа нейтронов в размножающей системе с собственным источником, получают возможность постоянного во времени контроля значения Кэффi но непрерывно измеряемой величине сигнала каждого детектора Ni - в предположении постоянства в данных точках хранилища эффективной интенсивности источника нейтронов:

К эффi ( t ) = 1 [ 1 ( К эфф ) max ] [ N i 0 / N i ( t ) ] . ( 3 )

Организуется создание, хранение и чтение архивных файлов с показаниями каналов системы во времени.

Система контроля включает предупредительно-аварийную сигнализацию по превышению заданных уставок - предельных значений Кэфф и возрастания его текущего значения ΔКэфф - при изменении сигналов детекторов.

С течением времени по определенному регламенту проводятся расчетно-экспериментальные работы для корректировки - по (Кэфф)max - показаний измерительных каналов с учетом изменений в свойствах загрузки БВ.

На чертеже показаны распределения потока нейтронов по высоте 4-го БВ ХОЯТ Смоленской АЭС, измеренное как скорость счета нейтронной камеры и рассчитанное по программе STEPAN-ХОЯТ в задаче с источником. В таблице показаны некоторые результаты расчетов и импульсных измерений применительно к тому же БВ. Экспериментальное (αиi) и расчетное (αpi) значения константы спада относятся к месту расположения детектора нейтронов на 75 см ниже верхнего уровня топлива в БВ. Относительные погрешности расчетных параметров (βэфф=0.0063, Λ=0.00032 с) приняты равными 10%.

Таблица
Параметр
α, 1/с Кэфф
α0 αΣ αpi αиi Кэффр Кэфф0) КэффΣ) Кэффpi) Кэффиi)
4421 4550 5235 4813±80 0.3970 0.415 0.408 0.375 0.395±0.034

Таким образом предложение позволяет повысить безопасность ядерноопасного объекта за счет расчетно-экспериментального определения эффективного коэффициента размножения при нескольких методиках оценки его величины и постоянного во времени аппаратурного контроля этой величины.

1. Способ контроля безопасности бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС, заключающийся в том, что предварительно рассчитывают нейтронно-физические характеристики БВ, выбирают область БВ с максимальными размножающими свойствами, проводят реальный и модельный импульсный эксперимент, помещая в данной области импульсный источник нейтронов (ИНГ) и детектор нейтронов и, определяя поток нейтронов во времени после импульса ИНГ как число отсчетов детектора nτ(t), вычисляют по этой зависимости постоянные спада, и осуществляют контроль безопасности на основании сопоставления измеренного значения постоянной спада α с рассчитанным предельным значением постоянной спада αпр, отличающийся тем, что за постоянно контролируемую характеристику безопасности БВ принимают текущую величину эффективного коэффициента размножения
Кэффi(t)=1-[1-(Кэфф)max]·[Ni0/Ni(t)], где
эфф)max - максимальная расчетно-экспериментальная величина эффективного коэффициента размножения,
Ni0 - начальное (расчетное и экспериментальное) значение скорости счета i-го детектора нейтронов в БВ, 1/с,
Ni(t) - текущее значение скорости счета i-го детектора нейтронов, 1/с,
при этом измеряют поток нейтронов, по крайней мере, 4 симметрично расположенными в БВ детекторами нейтронов, в том числе в области с максимальными размножающими свойствами.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве характеристики размножающих свойств принимают эффективную плотность источников нейтронов деления в данной области.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве нейтронно-физических характеристик БВ принимают эффективный коэффициент размножения Кэфф, относительные распределения размножающих свойств и стационарного потока нейтронов n(r) по радиусу и высоте БВ, теоретическую постоянную спада α0 (1/с) после импульса нейтронов, время генерации мгновенных нейтронов Λ (с), долю запаздывающих нейтронов βэфф.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение при изготовлении стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) с таблетированным керамическим ядерным топливом.

Изобретение относится к анализу и оценке безопасности технологических процессов и может быть использовано для имитационной калибровки измерительных каналов системы управления разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) ядерного реактора.

Изобретение относится к способу создания «смешанных карт активной зоны ядерного реактора» и к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа.

Изобретение относится к области реакторных измерений, а именно к способу измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр.

Изобретение относится к технике реакторных измерений, а именно к устройствам для измерений реактивности реактора - реактиметрам. .

Изобретение относится к способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок атомных электростанций. .

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 ядерной энергетике, в частности к исследованиям тепловых режимов активных зон ядерных реакторов, например, при эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР, систем внутриреакторного контроля, для обеспечения контроля за полем энерговыделения в реакторе типа ВВЭР, и может быть использовано в атомной энергетике при расчете мощности активной зоны, реактивности и в качестве дополнительного сигнала для срабатывания защиты активной зоны.

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР.

Изобретение относится к области исследования прочностных характеристик материалов. .
Изобретение относится к работе и безопасности ядерных реакторов с водным теплоносителем, а именно к способу организации водно-химического режима водного теплоносителя энергетических установок

Изобретение относится к металлургии и может быть использовано при изготовлении крупногабаритных обечаек корпусов реакторов типа ВВЭР-1000. Изготавливают цельнокованую заготовку длиной не менее длины обечайки с учетом технологических припусков. Толщина стенки заготовки превышает толщину стенки обечайки не менее чем в два раза. Со стороны внутренней поверхности заготовки из припуска по толщине отбирают пробы для механических испытаний. Отбор проб производят на расстоянии от торцов заготовки не менее ее толщины. Вырезают образцы проб для механических испытаний при расположении их продольных осей на расстоянии от внутренней поверхности заготовки не менее чем 1/3 T, и не более чем 1/2 Т, где Т - толщина заготовки. С внутренней стороны заготовки вырезают кольца для производственного контрольного сварного соединения. В результате обеспечивается повышение надежности и срока службы корпуса реактора за счет применения для изготовления его активной зоны цельнокованой заготовки, позволяющей вынести сварные швы за пределы зоны интенсивного облучения, оказывающего негативное влияние на механические свойства металла и его сопротивление хрупкому разрушению. 4 ил., 1 табл.

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.

Изобретение относится к устройству измерения уровня заполнения в резервуаре для жидкости, в частности в напорном резервуаре ядерной технической установки, содержащему по меньшей мере один термоэлемент. Устройство содержит выполненный по типу кабеля с минеральной изоляцией термоэлемент (8), при этом термоэлемент (8) по меньшей мере частично расположен в выходящей из резервуара для жидкости напорной трубе (10). В устройстве предусмотрена спаянная на частичном участке с термоэлементом (8) трубчатая гильза (26), которая окружает термоэлемент (8), предусмотрено действующее в качестве барьера давления уплотнительное устройство (2). Уплотнительное устройство (2) имеет соединительный элемент (31) с окружающей трубчатую гильзу (26) и опирающейся на трубчатую гильзу (26) средней частью, а также выступающий по сторонам, охватывающий напорную трубу (10) соединительный участок (32) на стороне высокого давления. Расположенный на стороне высокого давления соединительный участок (32) соединен через свинчиваемое соединение (36) с напорной трубой (10), и напорная труба (10) за счет кольцевого зазора (42) расположена на расстоянии от трубчатой гильзы (26) и термоэлемента (8). Технический результат - обеспечение надежности указания уровня заполнения. 9 з.п. ф-лы, 2 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 физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения эффективности одного или групп стержней регулирования реакторных установок (РУ) в случаях, когда по условиям эксплуатации РУ необходимо обеспечить метрологическую аттестацию этих измерений в режимах доброса. Эффективность стержней регулирования определяется по изменениям реактивности РУ, которые происходят в результате их перемещения. Выводят РУ в стационарное, критическое состояние. Измеряют полное число нейтронов РУ n(t) как скорость счета детектора нейтронов во времени v(t) непрерывно, с интервалом дискретности Δt. Изменяют мощность РУ путем сброса исследуемых стержней регулирования. Вычисляют реактивность после сброса из уравнений баланса нейтронов по результатам измерений v(t), которые используют с поправкой посредством умножения значения скорости счета детектора v(t) на коэффициент δk. Этот коэффициент больше или меньше 1, k - номер группы сброшенных стержней. Технический результат - повышение точности определения эффективности стержней регулирования за счет минимизации характерных методических погрешностей определений реактивности. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способам диагностики активной зоны ядерного реактора. В способе тестирования подкритических физических свойств активной зоны используется ванадиевый самоприводной контрольно-измерительный прибор активной зоны в канальной сборке для измерения распределения мощности. Это позволяет убедиться в соответствии распределения расчетному. Сигналы, полученные от детекторных элементов активной зоны, суммируют, пока относительная погрешность не меньше заданного уровня. Затем измеренное распределение мощности сравнивается с расчетным распределением мощности для данного положения стержня или перепада температур. Если измеренное распределение мощности находится в пределах указанной погрешности к расчетному распределению мощности, то ожидается, что активная зона будет вести себя так, как предсказано. Технический результат - повышение безопасности процесса вывода реактора на рабочую мощность. 7 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к технике эксплуатации уран-графитового ядерного реактора и может быть использовано при неразрушающем контроле состояния технологических каналов и графитовой кладки активной зоны реактора типа РБМК. В графитовой кладке создают электрический ток, регистрируют создаваемое им магнитное поле во внутренних полостях канальных труб технологического канала и по совокупности измерений судят о техническом состоянии графитовой кладки. Электрический ток в графитовой кладке создают с помощью источника, включенного в электрическую цепь, частью которой является графитовая кладка. Электрическая цепь содержит источник, соединенный через электроды с внутренней поверхностью труб технологических каналов, верхнюю и нижнюю плиты, а также включенные между ними трубы, электрически соединенные с блоками окружающей их графитовой кладки. При искривлении графитовых колонн они электрически замыкаются, а возникающие при этом токи утечки регистрируются по создаваемому ими магнитному полю. Техническим результатом изобретения является обеспечение возможности экспресс контроля для выявления искривленных графитовых колонн и обнаружения в них опасных трещин не только без извлечения из графитовой кладки технологического канала, но и при минимальном объеме выгрузки топлива из технологических каналов. 6 з.п. ф-лы, 15 ил.

Изобретение относится к средствам контроля ядерных энергетических установок. Прибор (100) включает модуль (110) датчика, соединенный с рабочими фланцами (104, 106). Модуль (110) датчика включает в себя опорный трубопровод (120) с резьбами (122) опорного трубопровода. Электронная схема (126) соединяется с соединителем (128), который включает в себя ключ (133), который выравнивается с контактами схемы возбуждения соединителя (128). Экран (134) для защиты от теплового и ядерного излучения содержит электронную схему (126) и кольцо (136) противоударной защиты. Соединитель (128) крепится внутри кольца противоударной защиты. Экран (134) для защиты от теплового и ядерного излучения имеет резьбы (237) для выравнивания вращением ключа (133) относительно рабочего фланца. Технический результат - упрощение монтажа прибора в установке. 16 з.п. ф-лы, 18 ил.
Наверх