Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе



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

 


Владельцы патента RU 2524683:

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

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для проведения радиационных испытаний материалов при заданной температуре в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит корпус, в верхней внутренней части которого расположена кассета с образцами материалов, а в нижней - кассета с твэлами, причем кассета с твэлами закреплена в корпусе с возможностью продольного перемещения. Технический результат - возможность регулировать и поддерживать температуру образцов. 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для проведения радиационных испытаний материалов при заданной температуре 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 ТВС.

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 негерметичного экспериментального пакета с нагревателем и тепловой изоляцией, основанной на разделении потока теплоносителя, которая описана в статье Б.В.Самсонов, В.Н.Шулимов, В.В.Крутикова, С.В.Середкин, Р.Р.Мельдер «Разработка экспериментальных облучательных устройств для проведения материаловедческих испытаний в реакторе БОР-60». Н.-т.сборник «Вопросы атомной науки и техники», серия: «Радиационное материаловедение, методика и техника облучения». Выпуск 5, Димитровград, НИИАР, 1975 г. Эта конструкция состоит из корпуса, топливного нагревателя, экспериментального объема с образцами, тепловой изоляции. Корпус по габаритам и конфигурации полностью повторяет корпус штатного рабочего пакета. Он служит для размещения основных конструктивных узлов и организации циркуляции теплоносителя с заданной скоростью. Нагреватель является основным источником тепла для обеспечения заданного температурного режима облучения. Натрий, проходя через нагреватель, подогревается до нужной температуры. Затем, омывая образцы, нагревает их до собственной температуры. Для изготовления твэлов нагревателя может быть использовано ядерное топливо различных композиций. Нагреватель в виде пучка твэлов с окисным топливом высокого обогащения по 235U (90%) с длиной активной части 100 мм выделяет ~80 кВт мощности. Однако из-за выгорания делящегося изотопа такой нагреватель имеет недостаток. Расчеты показывают, что за 200 эфф. сут выгорание 235U достигает 6%. Соответственно, снижается мощность и температура натрия на выходе из нагревателя. Весьма перспективным для изготовления твэлов нагревателя является топливо, содержащее смесь изотопов 239Рu и 238U. Подобрав определенное соотношение изотопов в композиции, можно получить коэффициент воспроизводства, равный 1, и сохранить тем самым мощность нагревателя неизменной. В настоящее время изготовлен и успешно работает нагреватель с окисным топливом (UO2) с обогащением по 235U 90%. Он состоит из 37 твэлов. Длина активной части элемента составляет 100 мм. Дистанционирование твэлов и их крепление в решетке сохранено таким, как это выполнено в рабочей топливной сборке.

Недостатками прототипа являются следующие.

По мере выгорания ядерного топлива в твэлах уменьшается мощность, а следовательно, тепловыделение, поэтому температура образцов постепенно снижается. Такая конструкция может быть использована только для краткосрочных облучений, либо необходимо периодически заменять слабо выгоревшие твэлы на твэлы со свежим ядерным топливом, что экономически не рационально.

Отсутствие возможности изменения энерговыделения в твэлах для корректировки температуры образцов, используя результаты предварительного экспериментального определения температуры образцов.

Однократное использование конструкции для облучения образцов при определенной заданной температуре.

Указанные недостатки обусловлены тем, что крепление твэлов выполнено неподвижно относительно корпуса, как это выполнено в рабочей топливной сборке.

Заявляемое техническое решение позволяет использовать его при различных заданных температурах облучения образцов и периодически регулировать энерговыделение в твэлах, тем самым поддерживать температуру образцов в заданном диапазоне, а также существенно повысить срок эксплуатации, при этом используя доступные топливные композиции твэлов.

Поставленная цель достигается тем, что устройство для испытания материалов в ядерном реакторе, включающее корпус, в верхней внутренней части которого расположена кассета с образцами материалов, а в нижней - кассета с твэлами, причем кассета с твэлами закреплена в корпусе с возможностью продольного перемещения.

Кассета с образцами материалов и кассета с твэлами могут быть закреплены между собой с помощью винтовой пары, причем кассета с образцами материалов неподвижна в корпусе, а кассета с твэлами имеет возможность продольного перемещения, при этом изменяя энерговыделение в твэлах для корректировки температуры образцов. Кассета с образцами материалов и кассета с твэлами могут быть закреплены между собой с возможностью продольного перемещения относительно корпуса с помощью винтовой пары.

В корпусе может быть установлена дросселирующая шайба для уменьшения расхода теплоносителя через отверстие в ней для нагрева теплоносителя до нужной температуры.

Число и размеры твэлов, расход теплоносителя через отверстие в дросселирующей шайбе, а также обогащение ядерного топлива подбираются из условия обеспечения требуемого нагрева теплоносителя.

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

Корпус содержит отверстия для направленного потока теплоносителя ядерного реактора, который нагревается твэлами и охлаждает до заданной температуры образцы с учетом энерговыделения в элементах конструкции.

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.

При использовании в инструментованной ячейке реактора корпус выполнен удлиненным, а в верхней части корпуса установлен привод перемещения кассеты с твэлами, а также в корпусе дополнительно размещены термопары для контроля температуры теплоносителя.

Наличие кассеты с твэлами, закрепленной в корпусе с возможностью продольного перемещения, а именно с помощью винтовой пары между неподвижной кассетой с образцами материалов и кассетой с твэлами либо между корпусом и соединенными между собой кассетами, причем число и размеры твэлов, расход теплоносителя через устройство, а также обогащение ядерного топлива подбираются из условия обеспечения требуемого нагрева теплоносителя, позволяет изменять энерговыделение в твэлах для корректировки температуры образцов.

Наличие дросселирующей шайбы в корпусе позволяет уменьшить расход теплоносителя через отверстие в ней для нагрева теплоносителя до нужной температуры.

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

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

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

Наличие удлиненного корпуса, в котором размещены термопары для контроля температуры теплоносителя, а в верхней его части установлен привод перемещения кассеты с твэлами, позволяет использовать устройство в инструментованной ячейке реактора.

Предложенное устройство позволяет использовать его при различных заданных температурах облучения образцов и периодически регулировать энерговыделение в твэлах, тем самым поддерживать температуру образцов в заданном диапазоне, а также существенно повысить срок эксплуатации, при этом используя доступные топливные композиции твэлов, применив в устройстве кассету с твэлами, закрепленную в корпусе с возможностью продольного перемещения. А именно, с помощью винтовой пары между неподвижной кассетой с образцами материалов и кассетой с твэлами, либо между корпусом и соединенными между собой кассетами. Причем число и размеры твэлов, расход теплоносителя через отверстие в дросселирующей шайбе, а также обогащение ядерного топлива подбираются из условия обеспечения требуемого нагрева теплоносителя.

Новыми существенными признаками являются форма исполнения узлов и деталей устройства для испытания материалов в ядерном реакторе и их взаимное расположение: кассета с твэлами, закрепленная в корпусе с возможностью продольного перемещения, а именно с помощью винтовой пары между неподвижной кассетой с образцами материалов и кассетой с твэлами либо между корпусом и соединенными между собой кассетами.

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 рисунков

На рис.1 изображен продольный разрез устройства для испытания материалов в ядерном реакторе с подвижной кассетой с твэлами.

На рис.2 изображен продольный разрез устройства для испытания материалов в ядерном реакторе с подвижными соединенными между собой кассетами.

На рис.3 изображен продольный разрез устройства для испытания материалов в ядерном реакторе при использовании в инструментованной ячейке реактора.

Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит корпус 1, кассету с твэлами 2 и кассету с образцами 3. Перемещение кассеты с твэлами 2 производится винтовой парой 4. Корпус 1 выполнен разъемным и содержит отверстия 5 для направленного потока теплоносителя, а в его стенках выполнена полость 6, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции. Кроме того, в корпусе закреплена дросселирующая шайба 7 с отверстием 8. При использовании в инструментованной ячейке реактора в верхней части корпуса установлен привод 9 перемещения кассеты с твэлами, а также в корпусе дополнительно размещены термопары 10 для контроля температуры теплоносителя и образцов.

Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе работает следующим образом.

В процессе проведения реакторных испытаний поток теплоносителя первого контура реактора, через отверстия 5 попадает во внутреннюю полость корпуса 1 и образует поток, который контактирует с наружной поверхностью кассеты с твэлами 2. Теплоноситель, проходя через кассету с твэлами 2, подогревается и затем, контактируя с кассетой с образцами материалов 3, поддерживает их температурный баланс. Кассета с образцами материалов 3 и кассета с твэлами 2 закреплены между собой с помощью винтовой пары 4, причем положение кассеты с твэлами 2 относительно кассеты с образцами материалов 3 установлено в соответствии с расчетным энерговыделением в твэлах, относительно высоты активной зоны реактора при неподвижной кассете с образцами материалов 3 для достижения заданной температуры образцов. В верхней части корпуса теплоноситель через боковые отверстия 5 в головке выходит из внутренней полости устройства. При этом температура образцов в кассете 3 определяется расчетным способом с учетом энерговыделения в элементах конструкции, подогрева от соседних ТВС, с использованием экспериментального значения расхода теплоносителя через внутреннюю полость изделия, а также с учетом условий работы реактора. Для создания необходимого расхода теплоносителя, соответствующего значению теплофизического расчета, в корпусе 1 закреплена дросселирующая шайба 7 с отверстием 8. Для снижения влияния подогрева от соседних ТВС в стенках корпуса 1 выполнена полость 6, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции. При плановых остановах реактора устройство извлекается из реактора и транспортируется в радиационно-защитную камеру. В радиационно-защитной камере устройство разбирается с соблюдением предусмотренных процедур. С помощью винтовой пары 4 кассету с твэлами 2 перемещают на расчетное расстояние, соответствующее компенсации выгорания ядерного топлива в твэлах за отработанный период и увеличения энерговыделения для восстановления мощности. После проведения измерений образцов устройство собирается и устанавливается в ячейку активной зоны реактора для продолжения реакторных испытаний. В дальнейшем устройство можно использовать при других температурных условиях облучения образцов, для этого расчетным способом для достижения необходимого энерговыделения в твэлах определяют их расположение относительно высоты активной зоны реактора с учетом выгорания ядерного топлива в твэлах за отработанный период. Непосредственное поддержание заданной температуры в процессе проведения реакторных испытаний осуществляется в инструментованной ячейке реактора устройством с удлиненным корпусом, в верхней части которого установлен привод 9 перемещения кассеты с твэлами 3, а внутри корпуса дополнительно размещены термопары 10 для контроля температуры образцов и теплоносителя. В этой конструкции в зависимости от регистрации температуры термопарами 10 привод 9 посредством винтовой пары 4 автоматически перемещает кассету с твэлами 3, при этом изменяя энерговыделение в твэлах для восстановления мощности. Применив конструкцию устройства с удлиненным корпусом 1 для инструментованной ячейки реактора, проводится предварительное экспериментальное определение положения кассеты с твэлами 3 по значениям регистрации температуры образцов термопарами 10, используя привод 9 и винтовую пару 4. Тем самым отрегулировать необходимое энерговыделение в твэлах для достижения заданной температуры образцов. А затем, используя другой корпус 1, установить устройство в другую ячейку реактора для проведения реакторных испытаний.

Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе позволяет использовать его при различных заданных температурах облучения образцов и периодически регулировать энерговыделение в твэлах, тем самым поддерживать температуру образцов в заданном диапазоне, а также существенно повысить срок эксплуатации, при этом используя доступные топливные композиции твэлов.

1. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе, включающее корпус, в верхней внутренней части которого расположена кассета с образцами материалов, а в нижней - кассета с твэлами, причем кассета с твэлами закреплена в корпусе с возможностью продольного перемещения.

2. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что кассета с образцами материалов и кассета с твэлами закреплены между собой с помощью винтовой пары, причем кассета с образцами материалов неподвижна в корпусе, а кассета с твэлами имеет возможность продольного перемещения.

3. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что кассета с образцами материалов и кассета с твэлами закреплены между собой с возможностью продольного перемещения относительно корпуса с помощью винтовой пары.

4. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что в корпусе установлена дросселирующая шайба для регулирования расхода теплоносителя.

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

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

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

8. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что для использования в инструментованной ячейке реактора корпус выполнен удлиненным, а в верхней части корпуса установлен привод перемещения кассеты с твэлами, а также в корпусе дополнительно размещены термопары для контроля температуры.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к облучательным устройствам и тепловыделяющим сборкам для реакторных испытаний топливных образцов, а также модельных твэлов в исследовательском реакторе, и может быть использовано при разработке и обосновании конструкций твэла для энергетических реакторов.

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.

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.

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.

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.

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.

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

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 области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов экспериментальным моделированием тепловых и гидродинамических процессов при различных режимах работы реактора, в том числе аварийных. Имитатор твэла содержит оболочку, в которой размещен столб таблеток натурного топлива с центральным отверстием и расположенный с зазором в отверстиях таблеток электрический нагреватель, снабженный верхним и нижним токоподводами. Между таблетками установлены кольцевые центрирующие дистанционаторы из высокотемпературного электроизоляционного материала с тем же, что и у топливных таблеток внешним диаметром. Диаметр центрального отверстия дистанционаторов и расстояние между ними определяют из двух соотношений, учитывающих диаметры нагревателя, отверстий таблеток; коэффициенты линейного расширения материалов нагревателя, таблеток и дистанционаторов; температуру нагревателя; коэффициент, характеризующий способ заделки концов нагревателя. Предлагаемый имитатор позволяет обеспечить полноту моделирования процессов в тепловыделяющих элементах реакторов на имитаторах с теми же размерами, что и натурные твэлы, при использовании натурных топливных материалов и тех же, что и в реальных условиях испытаний твэлов, температур. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов при прогнозировании и оценке работоспособности облучаемых корпусов реакторов ВВЭР-1000. В способе прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов образцы из стали корпуса облучают потоком быстрых нейтронов с высокой плотностью до дозы облучения, соответствующей дозе облучения реального корпуса реактора за отдаленное время, превышающее проектный срок службы. Определяют сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением, к которому для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля ≥1,5% добавляют составляющую, обусловленную различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов. Определяют уровень зернограничных сегрегаций в необлученных образцах и экстраполяцией - на отдаленный срок эксплуатации реактора. Определяют общий сдвиг критической температуры хрупкости, и по его величине судят о ресурсе корпуса. Технический результат - повышение точности прогнозирования сдвига критической температуры хрупкости материалов. 2 ил.

Изобретение относится к устройству контроля ядерных реакторов, которые осуществляют преобразование плотности потока тепловых нейтронов (ППТН) и потока гамма-квантов в выходные электрические сигналы на всех режимах работы реакторной установки. Заявленное устройство включает источник быстрых нейтронов (ИБН), контейнер безопасного хранения ИБН, канал для перемещения ИБН между контейнером и ионизационной камерой, съемный механизм перемещения ИБН. Контроль коэффициента преобразования осуществляется в период заглушения работы реактора, при этом ИБН установлен около ионизационной камеры, путем сравнения величины сигнала от ИБН с паспортными данными, полученными при изготовлении ПИК от такого же ИБН. В период работы ядерного реактора ИБН находится в контейнере безопасного хранения ПИК. Предусмотрен вариант устройства, в котором для контроля нескольких ПИК используется один ИБН и один механизм его перемещения. Техническим результатом является возможность контролировать стабильность коэффициента преобразования ППТН в электрические сигналы при длительной (более 30 лет) эксплуатации, а также возможность контроля целостности цепей и стабильности работы системы управления и защиты ядерного реактора, что существенно повышает надежность работы реактора. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления и клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса. Технический результат - повышение надежности тепловыделяющего модуля, увеличение кампании реактора. 17 з.п. ф-лы, 204 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение средней скорости изменения количества материала и потока в ячейке, определение обновленного количества материала в ячейке на основании средней скорости изменения и корректировку обновленного количества материала в ячейке не некое количество. Технический результат - возможность управления бегущей волной деления. 2 н. и 28 з.п. ф-лы, 22 ил.
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Способ включает размещение детектора, подключенного к счетному каналу реактиметра, в зоне радиоактивного излучения и определение и регулировку показаний проверяемого счетного канала. В качестве показаний счетного канала используют вычисляемую реактиметром реактивность, а в качестве детектора используют урановую камеру деления, контролирующую нейтронный поток в ядерном реакторе. Для калибровки выводят реактор на уровень мощности, соответствующий скорости счета 106÷107 имп./с, стабилизируют мощность и перемещают регулирующий мощность реактора орган управления из одного положения в другое в направлении, соответствующем снижению мощности, при этом контролируют значение вычисляемой реактиметром реактивности. В случае отклонения во времени этого значения изменяют второй и третий уровни дискриминации. Повторяют операции перемещения органа управления и соответствующую корректировку уровней дискриминации до тех пор, пока будет исключено отклонение реактивности во времени от значения, установившегося после перемещения органа управления. Технический результат - повышение точности калибровки, упрощение процесса калибровки и сокращение времени на ее проведение.

Изобретение относится к области измерения температуры и может быть использовано при контроле качества монтажа термоэлектрических преобразователей на выходе из тепловыделяющих сборок водо-водяных энергетических реакторов. Способ контроля качества монтажа внутриреакторных термодатчиков включает ввод термодатчика в канал термоконтроля, содержащий наконечник меньшего диаметра с посадочным гнездом и нагрев чувствительного элемента путем пропускания через термоэлектроды импульса электрического тока. Длительность нагрева выбирают не больше чем показатель тепловой инерции термодатчика. Регистрируют термограмму расхолаживания. При вводе термодатчика создают дополнительное термосопротивление между его рабочим концом и посадочным гнездом путем фиксации рабочего конца в положении «недосыл» до посадочного гнезда. Регистрацию показаний термодатчика ведут как в процессе нагрева, так и в процессе последующего самопроизвольного охлаждения чувствительного элемента, при этом осуществляют «досыл» рабочего конца до посадочного гнезда. Технический результат - получение достоверных данных о качестве монтажа внутриреакторных термодатчиков. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области обеспечения надежности и безопасности атомных электростанций. Технический результат - возможность осуществления текущей диагностики технического состояния объекта контроля в части оценки целостности металла. Система содержит датчики контроля параметров целостности металла, деформации, давления, температуры, ускорения, перемещения и расчетный модуль. Все датчики соединены каналами связи с модулем сбора и первичной обработки данных, связанным с блоком хранения и передачи данных с установленным на нем программным обеспечением, позволяющим осуществлять дистанционно в автоматическом режиме управление системой. Расчетный модуль включает трехмерную конечно-элементную модель и выполнен с возможностью сопоставления данных мониторинга образования и развития дефектов эксплуатационной повреждаемости оборудования атомной электростанции в режиме реального времени с текущим состоянием оборудования и эксплуатационными режимами его работы. Расчетное ядро трехмерной конечно-элементной модели выполнено с возможностью калибровки по данным измерений, полученных дополнительно с контрольных датчиков, установленных в критических зонах. Контрольные датчики параметров целостности металла, деформации, температуры выполнены высокотемпературными. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к диагностике технического состояния систем контроля технологических процессов. Предложен способ проверки работоспособности системы контроля течи трубопровода, который включает воспроизведение системой параметров эталонного имитатора измеряемых системой физических величин, сравнение воспроизведенных параметров с заданными параметрами эталонного имитатора и выработку заключения о работоспособности системы. Параметры эталонного имитатора течи задают перед каждой проверкой работоспособности системы в виде величин массового расхода и местоположения течи. Рассчитывают временной и температурный режимы теплового воздействия на каждый первичный преобразователь температуры системы при течи с заданными эталонным имитатором параметрами. Проводят тепловое воздействие на каждый первичный преобразователь температуры с соблюдением рассчитанных временного и температурного режимов. Регистрируют воспроизведенные системой параметры эталонного имитатора. Сравнивают их с заданными параметрами эталонного имитатора течи и признают систему работоспособной при условии совпадения указанных параметров в пределах допустимых нормированных погрешностей. Технический результат- повышение достоверности и точности диагностики. 2 табл.
Наверх