Способ испытаний материалов в ядерном реакторе

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 области реакторного материаловедения и может быть применено для реакторных испытаний конструкционных материалов ядерных реакторов.

Известен способ испытания материалов на длительную прочность в канале ядерного реактора: патент на изобретение №93013102 (1995.07.20, авторы: Попов В.В., Потапов Ю.В.). Способ относится к исследованиям прочностных характеристик материалов, в частности испытаниям тонкостенных трубчатых образцов, нагруженных внутренним давлением, и может быть использован при испытании оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов в условиях облучения. Способ позволяет повысить точность определения времени до разрушения образца в условиях облучения в неинструментованном канале реактора. Сущность изобретения: исследуемый образец, выполненный в виде тонкостенной трубки, нагружают газом под давлением, помещают в вакуумированную ампулу, устанавливают в реактор таким образом, что часть ампулы с образцом находится в активной зоне, а часть - вне активной зоны, и облучают до разрушения образца, причем время до разрушения образца определяют сравнением величин относительных деформаций необлученной части ампулы и ампулы-аналога, испытанной вне реактора при тождественных параметрах нагружения. Данный способ позволяет получить прочностные характеристики исследуемого материала через заведомо известные свойства другого материала. Недостатком способа является реализация напряженно-деформированного состояния испытываемого материала под действием напряжений только одного типа - растягивающих напряжений. Указанный недостаток обусловлен конструктивными свойствами устройства для реализации данного способа.

Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является способ, описанный в литературе: "Stress state dependence of in-reactor creep and swelling. Part 2: Experimental Results". M.M. Hall Jr., J.E. Flinn // Journal of nuclear materials, 2010. V.396. P.119-129. В данной работе описан способ испытания образцов из стали 304 на внутриреакторную ползучесть и распухание. Приведены конструктивные схемы устройств, используемых для нагружения образцов и задания различных типов напряженно-деформированного состояния материала. Указанный способ испытаний позволяет реализовать одноосное растяжение, одноосное сжатие, двухосное растяжение, двухосное сжатие и окружное растяжение. Однако недостатком данного способа испытаний является невозможность реализовать одновременно воздействие на материал как растягивающих, так и сжимающих напряжений. Указанный недостаток обусловлен конструкцией устройств, разработанных для реализации описанного способа испытаний материалов.

Целью заявляемого изобретения является повышение информативности и достоверности результатов изменения свойств реакторных материалов при облучении в реакторе при различных типах напряженно-деформированного состояния.

Поставленная цель достигается тем, что в способе испытания материалов в ядерном реакторе, включающем нагружение исследуемого образца газом под давлением и размещение его в ядерном реакторе, 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.

Минимальный зазор между элементами составляет не менее 0,1 мм. Технологически сложно обеспечить меньший зазор, возможны перекосы, что может привести к недостоверным результатам.

Толщина стенок трубчатых элементов не превышает величины зазора между элементами - условие тонкостенности трубчатого образца.

Герметизацию составного трубчатого образца выполняют с помощью концевых деталей, приваривая их к обоим торцам внутреннего и наружного элементов способом аргонодуговой сварки под давлением.

Внутренний объем составного образца между внутренним и внешним элементом заполняют инертным газом (аргон, гелий) под давлением, обеспечивающим требуемый уровень напряжений в трубчатых конструктивных элементах.

Использование составного образца, состоящего из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, внутреннего, находящегося под действием сжимающих напряжений и внешнего, находящегося под действием растягивающих напряжений, позволяет при одинаковых температурно-дозовых условиях реакторного облучения реализовать одновременно два принципиально различных типа напряженно-деформированного состояния испытываемого конструкционного материала.

После проведения реакторных испытаний проводят измерения геометрических размеров трубчатых конструктивных элементов для определения величины их деформации.

Новым существенным признаком заявляемого способа является изготовление такого образца, что создана возможность реализовать в одном образце одновременно двух принципиально различных типов напряженно-деформированного состояния испытываемого конструкционного материала под действием растягивающих и сжимающих напряжений при одинаковых температурно-дозовых условиях реакторного облучения.

В патентной и технической литературе отсутствуют сведения о применении аналогичного способа испытания и устройствах, обладающих данным существенным признаком, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение не известно из уровня техники и обладает новизной, а также не следует явным образом из уровня техники, т.е. обладает изобретательским уровнем.

Предлагаемый способ обеспечивает технический эффект и может быть осуществлен с помощью известных в технике средств. Следовательно, он обладает промышленной применимостью.

Заявляемый способ технически реализуют с помощью изготовленного устройства, изображенного на прилагаемом чертеже, где:

1 - внутренний трубчатый элемент;

2 - внешний трубчатый элемент;

3 - нижняя кольцевая пробка;

4 - верхняя кольцевая пробка;

5 - технологическая заглушка.

Изобретение иллюстрируется следующим примером. Для реализации заявленного способа испытания материала в ядерном реакторе БОР-60 были изготовлены составные трубчатые образцы. Для заготовок использовали трубу из стали Х18Н10Т в аустенизированном состоянии диаметром 10,2 мм с толщиной стенки 0,5 мм. Трубу для внутренней части образцов перетягивали на прокатном станке из исходной трубы 10,2×0,5 мм на размер 6,03×0,55. После перетяжки трубы проводили совместную термообработку труб большого и малого диаметров: аустенизацию при температуре 1050°С в течение 30 минут с дальнейшим охлаждением с печью. Таким образом, добились однотипного структурного состояния металла труб.

Изготовлены 8 образцов, по два на каждый уровень давления - 0, 25, 70 и 100 атм. Образцы заполнялись аргоном и герметизировались с помощью аргонно-дуговой сварки в условиях избыточного давления с последующем проведением испытаний на герметичность. Все изготовленные образцы оказались герметичными.

Образцы были размещены в реакторе и испытаны при температурах (420-450)°С до повреждающих доз 15 и 30 сна. После проведения реакторных испытаний были проведены измерения геометрических размеров трубчатых конструктивных элементов для определения величины их деформации.

1. Способ испытания материалов в ядерном реакторе, при котором исследуемый образец нагружают газом под давлением и размещают его в ядерном реакторе, отличающийся тем, что 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.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что минимальный зазор между элементами составляет не менее 0,1 мм.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что толщина стенок трубчатых элементов не превышает величину зазора между элементами.



 

Похожие патенты:

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 исследования прочностных характеристик материалов. .

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. .

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.

Изобретение относится к дожиганию водорода, входящего в состав газовой среды. Дожигатель состоит из корпуса, имеющего отверстия для подвода и отвода газовой среды, и наполнителя в форме оксида висмута Bi2O3 и/или оксида свинца, размещенного в корпусе. Дожигатель может применяться в ядерной реакторной установке. Технический результат - получение дожигателя водорода, не загрязняющего газовую среду, в частности защитный газ реактора, примесями, вредными для элементов установки и/или теплоносителя, например свинцово-висмутового; удаление из газовой среды, прошедшей через дожигатель, паров воды, образовавшихся в результате дожигания водорода. 3 н. и 11 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано при изготовлении таблеток ядерного топлива. Предложенное устройство содержит бункер 1 с пресс-порошком, который соединен вертикальной засыпной трубой 2 с устройством 3 прессования таблеток. Вблизи устройства 3 прессования с противоположных сторон трубы 2 установлены источник 4 гамма-излучения (при достаточном количестве пресс-порошка для регистрации может быть использовано его собственное гамма-излучение) и блок 5 детектирования, который соединен с блоком регистрации, включающим преобразователь 6 сигнала и электронный графический регистратор 7, последовательно соединенные линиями 8 связи. Блок регистрации выполнен с возможностью передачи сигнала в систему управления работой устройства прессования для регулировки подачи пресс-порошка или его остановки. Технический результат - своевременность отслеживания снижения плотности пресс-порошка и остановки прессования с целью недопущения производства топливных таблеток с неправильной геометрией и пониженной плотностью. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Предлагаемое изобретение относится к способам определения совместимости различных видов ядерного топлива и конструкционных материалов. Способ испытания на совместимость порошка ядерного топлива с материалом оболочки твэла заключается в отжиге диффузионной пары порошка ядерного топлива и оболочки твэла. Из материала оболочки твэла изготавливают тигель с полированной внутренней поверхностью, а также крышку, после чего в него запрессовывают порошок испытуемого ядерного топлива с имитаторами продуктов деления и проводят герметизацию тигля в инертной газовой среде с последующим отжигом в диапазоне температур 600-1000°C. Для испытания использует порошки сплавов урана или мононитрида урана крупностью 10-20 мкм. Для изготовления тигля и крышки используют коррозионно-стойкую сталь или сплавы циркония, а в качестве имитаторов химически активных продуктов деления йод и/или цезий, и/или теллур. Технический результат - надежный контакт (адгезия) топливного и конструкционного материалов, что повышает надежность и информативность диффузионных испытаний. 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

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.

Наверх