Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе



Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе

 


Владельцы патента RU 2510537:

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

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для генерации радиационных дефектов и проведения радиационных испытаний, в частности испытаний при исследовании влияния облучения на механические свойства, зависимости деформации радиационного формоизменения и радиационно-термической ползучести образцов исследуемых материалов в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе, включающее корпус, содержит клапан и гильзу с отверстием, в которой расположена кассета с закрепленными в ней образцами материалов. Клапан закреплен с возможностью продольного перемещения, причем при перемещении вверх закрывает отверстие, и открывает при перемещении вниз. Технический результат - ускорение проведения испытаний, упрощение конструкции при повышении пожарной безопасности. 7 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для генерации радиационных дефектов и проведения радиационных испытаний, в частности испытаний при исследовании влияния облучения на механические свойства, зависимости деформации радиационного формоизменения и радиационно-термической ползучести образцов исследуемых материалов в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым.

В технической литературе: Голованов В.Н., Шамардин В.К., Прохоров В.И., и др. «Исследования конструкционных материалов в БОР-60 и перспективы развития работ» // Атомная энергия, 2001. Т.91, вып.5, С.389-400., сборник «Исследовательские реакторы института и их экспериментальные возможности» // НИИАР, 1992. описаны конструкции облучательных устройств, для исследований важнейших радиационных явлений в материалах различных классов, выполненных либо в виде специальных образцов, либо оболочечных труб и чехлов тепловыделяющих сборок.

Для получения требуемой температуры образцов при облучении конструкционных материалов в РУ БОР-60 использовали один из трех типов облучательных устройств:

- ампулы с протоком теплоносителя без подогрева или с подогревом за счет γ-разогрева вольфрамовых стержней, а также с использованием тепловыделяющих элементов;

- герметичные ампулы, заполненные инертным газом, причем достижение температуры образцов производится за счет γ-разогрева металлических блоков, размещенных с зазором с оболочкой ампулы;

- герметичные ампулы, заполненные натрием, оболочка которых содержит теплоизолирующий зазор.

Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является конструкция ампульной сборки «Fusion-2» для облучения сплавов ванадия, которая описана в статье Голованов В.Н., Шамардин В.К., Прохоров В.И., и др. «Исследования конструкционных материалов в БОР-60 и перспективы развития работ» // Атомная энергия, 2001. Т.91, вып.5, С.389-400.

Эта конструкция состоит их трех независимых ампул: верхней, средней и нижней. Все три ампулы размещаются в стандартном корпусе для БОР-60 с размером 44×1 мм «под ключ» с теплоизолирующим газовым зазором для предотвращения теплового влияния соседних сборок. Верхняя ампула предназначена для облучения при 700°C, средняя - 600°C и нижняя - 450°C. В верхней и нижней ампулах располагаются по три кассеты с образцами высотой около 26 мм каждая. В средней, основной, ампуле размещаются шесть кассет.

Каждая ампула состоит из наружного и внутреннего контейнеров, изготовленных из нержавеющей стали или жаропрочного сплава типа инконель - 625 и обеспечивающих расчетный газовый зазор. Внутренний контейнер заполняется натрием для выравнивания температуры образцов внутри ампулы, в которой размещаются шесть капсул из молибденового сплава типа TZM: три из них большого диаметра (12-14 мм) и три малого (7 мм) для экономии экспериментального объема. Образцы в каждой из капсул находятся в среде 7Li

Недостатками прототипа являются:

Отсутствие непосредственного доступа к образцам, размещенным в герметичной ампуле, после извлечения из ядерного реактора для проведения измерений.

Длительный по времени процесс, включающий в себя разгерметизацию ампул в условиях радиационно-защитной камеры, удаление из внутренней полости натрия и извлечение образцов для проведения измерений, и еще более длительные последующие операции по сборке ампул, заполнению натрием и их герметизации, значительно превышает период планового останова ядерного реактора.

Высокая пожароопасность при заполнении ампулы натрием, а также при его извлечении, которая может привести к недопустимому нарушению требований температурного режима образцов материалов.

Указанные недостатки обусловлены герметичной конструкцией ампул и наличием в них металла-теплопроводника в твердой фазе после извлечения из ядерного реактора.

Заявляемое техническое решение позволяет повысить производительность проведения испытаний, значительно упростить конструкцию при повышении безопасности.

Поставленная цель достигается тем, что устройство для испытания материалов в ядерном реакторе, включающее корпус, содержит клапан и гильзу с отверстием, в которой расположена кассета с закрепленными в ней образцами материалов, а клапан закреплен с возможностью продольного перемещения, причем при погружении в ядерный реактор под действием выталкивающей силы клапан перемещается вверх, закрывая отверстие в дне гильзы, и открывает его, при извлечении из ядерного реактора под действием силы тяжести перемещаясь вниз.

В стенках гильзы может быть выполнена полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции внутренней полости гильзы с непроточным теплоносителем, а величина газового зазора по высоте гильзы может быть переменной.

Клапан может быть выполнен полым и заполнен газом. А между корпусом и клапаном, при недостаточном воздействии выталкивающей силы для продольного перемещения вверх, дополнительно установлена пружина.

Корпус содержит отверстия для направленного потока теплоносителя ядерного реактора, который охлаждает наружные поверхности гильзы. При этом во внутренней полости гильзы содержится непроточный теплоноситель, температура которого, а значит и температура образцов в кассете, определяется теплопередачей в зависимости от толщины стенки гильзы, либо от величины газового зазора в полости стенки гильзы с учетом энерговыделения в элементах конструкции.

В стенках корпуса выполнена полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции с целью снижения влияния подогрева от соседних тепловыделяющих сборок ядерного реактора

Корпус выполнен разъемным для извлечения образцов и проведения измерений в радиационно-защитной камере с последующей сборкой и установкой в ячейку активной зоны ядерного реактора для продолжения реакторных испытаний.

Наличие гильзы, дно которой содержит отверстие, и ее стенки могут иметь полость, заполненную газом, для обеспечения термоизоляции, а величина газового зазора этой полости по высоте гильзы может быть переменной, позволяет заполнить внутреннюю полость гильзы теплоносителем при загрузке устройства в реактор и слить при извлечении из него, при этом, обеспечив заданную температуру внутренней полости гильзы в процессе проведения реакторных испытаний, упростить конструкцию и значительно сократить процессы извлечения образцов для измерений и сборки устройства для дальнейших испытаний в пределах планового останова реактора при повышении безопасности.

Наличие клапана позволяет закрывать отверстие в дне гильзы под действием выталкивающей силы в теплоносителе при загрузке в ядерный реактор и при проведении реакторных испытаний, обеспечивая при этом отсутствие расхода теплоносителя во внутренней полости гильзы, а также открытие отверстия в дне гильзы под действием силы тяжести для слива теплоносителя из внутренней полости гильзы при извлечении из реактора.

Наличие в корпусе отверстий для направленного потока теплоносителя ядерного реактора, который охлаждает наружные поверхности гильзы, позволяет поддерживать температурный баланс в элементах конструкции, а следовательно заданную температуру образцов.

Наличие в стенках корпуса полости, заполненной газом, позволяет предотвратить влияние неравномерного температурного поля внешней среды на стабильное и равномерное распределение температуры в образцах.

Наличие разъемного соединения в корпусе позволяет многократно использовать устройство, а также извлекать образцы с целью проведения измерений.

Предложенное устройство позволяет упростить конструкцию и значительно сократить процессы извлечения образцов для измерений и сборки устройства для дальнейших испытаний в пределах планового останова реактора, тем самым повысить производительность проведения испытаний при повышении безопасности.

Новыми существенными признаками являются форма исполнения узлов и деталей устройства для испытания материалов в ядерном реакторе и их взаимное расположение:

- гильза, стенки которой могут иметь полость, заполненную газом, для обеспечения термоизоляции, а величина газового зазора этой полости по высоте гильзы может быть переменной, кроме того, ее дно содержит отверстие;

- клапан, который может быть выполнен полым и заполнен газом, для закрытия отверстия в дне гильзы при загрузке в ядерный реактор и открытия при извлечении из него.

Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной.

Предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, опубликованной в научной и технической литературе, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию изобретательский уровень.

Перечень фигур графического изображения:

на чертеже рис.1 изображен продольный разрез устройства для испытания материалов в ядерном реакторе при загрузке в реактор и в процессе проведения реакторных испытаний;

на чертеже рис.2 изображен продольный разрез устройства при извлечении из реактора.

Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит корпус 1, гильзу 2, и клапан 3. Между корпусом 1 и клапаном 3 установлена пружина 4. Корпус 1 выполнен разъемным и содержит отверстия (на чертеже не показано) для направленного потока теплоносителя, а в его стенках выполнена полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции. В гильзе 2 расположена кассета 5 с закрепленными в ней образцами материалов. В стенке гильзы 2 выполнена полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции, а в дне гильзы 2 имеется отверстие 6, которое закрываться клапаном 3 при загрузке в ядерный реактор, и открывается при извлечении из него. Клапан 3 выполнен полым и заполнен газом.

Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе работает следующим образом.

В исходном состоянии клапан 3 под действием силы тяжести находится в нижнем положении и отверстие 6 в дне гильзы 2 открыто. При загрузке в ядерный реактор теплоноситель заполняет внутренние полости устройства через отверстия в корпусе 1. Под действием выталкивающей силы в теплоносителе клапан 3 перемещается вверх и закрывает отверстие 6 в дне гильзы 2. При использовании устройства в ядерном реакторе с теплоносителем низкой плотности, например с натрием, для увеличения усилия закрытия отверстия 6 в дне гильзы 2 клапаном 3 между корпусом 1 и клапаном 3 может быть установлена пружина 4. При работе реактора, в потоке теплоносителя создается перепад давления по высоте клапана 3, который дополнительно увеличивает усилие закрытия отверстия 6 в дне гильзы 2. В процессе проведения реакторных испытаний поток теплоносителя первого контура реактора контактирует с наружной поверхностью гильзы 2. При этом во внутренней полости гильзы 2 содержится непроточный теплоноситель, температура которого, а значит и температура образцов в кассете 5, определяется расчетным способом в зависимости от толщины стенки гильзы 2, либо от величины газового зазора в полости стенки гильзы 2 с учетом энерговыделения в элементах конструкции, подогрева от соседних тепловыделяющих сборок, с использованием экспериментального значения расхода теплоносителя через внутреннюю полость изделия, а также с учетом условий работы реактора. Для снижения влияния подогрева от соседних тепловыделяющих сборок в стенках корпуса 1 выполнена полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции. При плановых остановах реактора устройство извлекается из реактора и транспортируется в радиационно-защитную камеру. В процессе извлечения устройства из реактора клапан 3 под действием силы тяжести перемещается вниз, при этом отверстие 6 в дне гильзы 2 открывается и теплоноситель сливается из ее внутренней полости. В радиационно-защитной камере устройство разбирается с соблюдением предусмотренных процедур. После проведения измерений образцов устройство собирается и устанавливается в ячейку активной зоны реактора для продолжения реакторных испытаний.

1. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе, включающее корпус, содержит клапан и гильзу с отверстием, в которой расположена кассета с закрепленными в ней образцами материалов, а клапан закреплен с возможностью продольного перемещения, причем при перемещении вверх закрывает отверстие и открывает при перемещении вниз.

2. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что в стенках гильзы выполнена полость, заполненная газом.

3. Устройство по п.2, характеризующееся тем, что величина газового зазора по высоте гильзы может быть переменной.

4. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что клапан выполнен полым и заполнен газом.

5. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что для продольного перемещения между корпусом и клапаном дополнительно установлена пружина.

6. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что корпус содержит отверстия для направленного потока теплоносителя.

7. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что в стенках корпуса выполнена полость, заполненная газом.

8. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что корпус выполнен разъемным.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к контейнерам и компонентам контейнеров для транспортировки, поддержки и/или хранения радиоактивных материалов, таких как облученное ядерное топливо.

Изобретение относится к атомному машиностроению и может быть использовано при проектировании подъемно-транспортного оборудования для перегрузки тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе.

Изобретение относится к машиностроению и может быть использовано для объектов использования атомной энергии, в том числе при замене ядерного топлива (перезарядке реакторов) на судах с атомной паропроизводящей установкой.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при контроле положения элементов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах. .

Изобретение относится к машиностроению и может быть использовано в копирующих герметичных манипуляторах. .

Изобретение относится к области уплотнительной техники, касается, в частности, уплотнений цилиндрических поверхностей соединений, работающих при изменяющихся температуре и давлении, и может быть использовано, например, в тепловыделяющих сборках ядерных реакторов для уплотнения технологических каналов канальных ядерных реакторов.

Изобретение относится к области уплотнительной техники, касается, в частности, цилиндрических поверхностей соединений, работающих при изменяющихся температуре и давлении, и может быть использовано, например, в тепловыделяющих сборках ядерных реакторов для уплотнения технологических каналов канальных ядерных реакторов.

Изобретение относится к области уплотнительной техники, касается, в частности, уплотнений цилиндрических поверхностей соединений, работающих при изменяющихся температуре и давлении, и может быть использован, например, в тепловыделяющих сборках ядерных реакторов для уплотнения технологических каналов канальных ядерных реакторов.

Изобретение относится к элементам ядерного реактора, в частности управляющим элементам с вытянутым в длину элементным ящиком, который имеет поперечное сечение в форме правильного многоугольника и в котором на одном конце вставлена хвостовая часть элемента с вытянутым в длину центральным телом, расположенным неподвижно внутри элементного ящика с радиальным зазором от этого элементного ящика, а также с гильзой из активного, в частности поглощающего нейтроны материала, которая расположена с возможностью перемещения в продольном направлении элементного ящика, окружает центральное тело в промежуточном пространстве между центральным телом и элементным ящиком и содержит ввод в радиальном направлении.

Предметом изобретения является сервомотор с силовой установкой, который может быть использован, например, на атомных станциях. Технический результат заключается в получении возможности быстро и эффективно получать доступ к различным составляющим сервомотора, в особенности к силовой установке и устройству определения позиции, при этом сохраняя возможность запускать систему ручного управления сервомотора. Сервомотор содержит силовую установку, способную приводить в движение механический элемент, устройство определения позиции механического элемента и устройство ручного управления механическим элементом. Устройство ручного управления расположено внутри так называемой главной оболочки. Указанное устройство запускается при помощи пускающих в ход средств, расположенных вне главной оболочки. Главная оболочка, кроме того, присоединена к силовой установке и к устройству определения позиции. 8 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к средствам ремонта ядерных энергетических установок. Устройство для восстановления поврежденного места в находящейся под водой зоне стенки емкости или резервуара, в частности в зоне стенки резервуара установки ядерного реактора, включает в себя выполненную с возможностью установки вдоль боковой стенки (12) на расстоянии от нее и с возможностью фиксации на ней направляющую систему (6). На рельсы направляющей системы (6) устанавливается, по меньшей мере, один проведенный по ней и выполненный с возможностью перемещения в продольном направлении (5) направляющей системы (6) первый суппорт (20). На нем располагается установленный с возможностью смещения приемный элемент (30) для выполненной с возможностью наложения на имеющую поврежденное место (21) зону стенки клеящей поверхностью восстановительной накладки (22). На первом суппорте (20) располагается, по меньшей мере, один выполненный с возможностью установки на боковую стенку (12) и подсоединенный к всасывающему трубопроводу присос. Технический результат - эффективность устранения течи. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 8 ил.
Наверх