Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора



Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2526856:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") (RU)

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 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.

Известна конструкция имитатора ТВЭЛ, состоящая из трубчатого корпуса (оболочки) диаметром 9,1 мм из сплава циркония Э110, концевых элементов (пробок) и размещенных внутри корпуса таблеток из диоксида урана. Имитатор размещается вертикально внутри соосного с ним трубчатого нагревателя [Сборник докладов VIII Российской конференции по реакторному материаловедению; Димитровград, 21-25 мая 2007 г., с 21-40]. Внешнее по отношению к имитатору размещение нагревателя позволяет проводить испытания элементов конструкции ТВЭЛ с геометрией, точно соответствующей геометрии натурных изделий, и с натурными таблетками ядерного топлива.

Недостатком известной конструкции является невозможность проведения корректного моделирования тепловых процессов и напряженного состояния топлива и оболочек, так как направление тепловых потоков и градиентов температуры при внешнем нагревателе противоположны натурным.

Известен имитатор тепловыделяющего элемента [A.c. SU 1 264 754, МПК G21C 17/06, опубл. 27.09.1999// С.М. Балашов и др.//], включающий оболочку и размещенный внутри нее трубчатый нагреватель. Между оболочкой и нагревателем размещен электроизолирующий материал - порошок периклаза (MgO).

Недостаток известного имитатора - невозможность полного моделирования теплового и гидродинамического состояний, химического взаимодействия, так как конструкция не предусматривает размещение в корпусе имитатора таблеток из натурного топлива. Теплофизические свойства и элементный состав заполняющего полость имитатора электроизоляционного порошка существенно отличаются от свойств материала таблеток.

Известен также имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора, содержащий оболочку, топливный столб в виде таблеток натурного топлива из диоксида урана, внутренний стержневой нагреватель, расположенный с зазором в канале, образованном центральными отверстиями таблеток, и токоподводящие узлы [Гонтарь A.C., Гриднев A.A. и др. Диоксид урана с управляемой перестройкой структуры в составе твэла термоэмиссионного реактора-преобразователя. Международная конференция «Ядерная энергетика в космосе», Москва - Подольск, 1-3 марта 2005 г., сборник докладов, т.2, с.267 - 270]. По совокупности существенных признаков данный имитатор наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Данная конструкция обеспечивает предварительный прогрев таблеток натурного топлива с целью дальнейшего их нагрева путем прямого пропускания через таблетки электрического тока.

Недостатком известного имитатора является невозможность полноты моделирования теплового и гидродинамического состояния топливного столба и оболочки. Для полного моделирования процессов имитатор должен обеспечивать геометрические пропорции и форму, которые определяют степень подобия тепловых и гидродинамических условий на поверхности оболочки, а также те же что и у натурных твэлов теплофизические свойства и энерговыделение в материалах. В известном имитаторе не выдерживается характерное для натурных твэлов соотношение между длиной и диаметром. Длина топливного столба из таблеток натурного диаметра в устройстве, принятом за прототип, составляет 60 мм, тогда как у натурных твэлов длина топливного столба превышает метр. Количество таблеток диоксида урана в топливном столбе имитатора той же длины что и твэл более 100. Обеспечить в таком случае равномерный нагрев топливного столба прямым пропусканием через него тока невозможно из-за большого количества контактов между таблетками, где высока вероятность перегрева. Моделирование профиля температуры по длине твэла при прямом пропускании тока также невозможно.

Необходимые для моделирования теплового и гидродинамического состояния уровни температуры, профили температуры по длине и энерговыделение могут быть обеспечены использованием центрального стержневого нагревателя. Однако при больших длинах нагревателя и малых зазорах между нагревателем и таблетками (0,5-1,5 мм), между таблетками и металлической оболочкой (0,065 мм для твэла ВВЭР) из-за возможного искривления нагревателя при повышении температуры велика вероятность касания токопроводящего стержня с таблетками и таблеток с оболочкой. С ростом температуры UO2 теряет электроизоляционные свойства. Например, для обеспечения на оболочке температуры в 1200°C, что требуется условиями испытаний при проектной аварии, температура нагревателя должна составлять ~ 2000°C, а таблеток диоксида урана 1400-1600°C. Удельное электросопротивление UO2 при таком нагреве снижается на три порядка - с 1 Ом•м до 10-3 Ом•м [Кржижановский P.E., Штерн З.Ю. Теплофизические свойства неметаллических материалов, Л., «Энергия», 1973], тогда как сопротивление нагревателя возрастает. Поскольку толщина топливной таблетки мала (~ 2 мм в ТВЭЛ ВВЭР), электрическое сопротивление промежутка нагреватель-оболочка при касании стержнем таблетки становится сопоставимым с сопротивлением нагревателя, длина которого может превышать несколько метров.

Касание токоведущим стержнем таблетки приводит к электрическому пробою и разрушению имитатора.

Таким образом, основным недостатком известной конструкции является ограничение по температуре при моделировании процессов с натурным материалом (диоксидом урана) и натурными размерами имитатора при исследованиях поведения твэлов на различных режимах работы реактора, в том числе аварийных.

Еще большие ограничения по температуре должны устанавливаться при модельных испытаниях твэлов с перспективными топливными композициями, у которых электропроводность выше, чем у диоксида урана.

Задача, на решение которой направлено изобретение, и обеспечиваемый им технический результат - полнота 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.

Решение поставленной задачи и обеспечиваемый изобретением технический результат достигаются тем, что в имитаторе твэла, содержащем оболочку с размещенным внутри соосно оболочке топливным столбом из таблеток натурного топлива, в центральных отверстиях которых установлен стержневой нагреватель, снабженный токоподводами, согласно изобретению между таблетками установлены кольцевые центрирующие дистанционаторы из высокотемпературного электроизоляционного материала с тем же, что и у топливных таблеток внешним диаметром и с диаметром центрального отверстия, определяемого из соотношения:

( 1 + α T Т ) 1 + α Д Т d Т > d Д > d Н ( 1 + α Н Т ) ( 1 + α Д Т ) ( 1 ) ,

при этом расстояние между соседними центрирующими дистанционаторами не превышает величину, равную:

0.25 1 K π d H α H T ( 2 ) , где

dН, dТ, dД - соответственно диаметры нагревателя, отверстий таблеток, отверстий центрирующих дистанционаторов;

αН, αТ, αД - соответственно коэффициенты линейного расширения материалов нагревателя, таблеток и дистанционаторов;

Т - температура нагревателя;

К - коэффициент, характеризующий способ заделки концов нагревателя.

Соблюдение условий, представляемых выражениями (1) и (2), позволяет проводить моделирование на имитаторах с таблетками не только из диоксида урана, но и из токопроводящих топливных композиций, таких как нитрид урана.

В качестве материала кольцевых центрирующих дистанционаторов может быть использован оксид бериллия. Данный материал обладает высокими электроизоляционными свойствами и с высокой надежностью обеспечивает постоянство зазора между нагревателем и топливным столбом.

Увеличение расстояния между дистанционаторами (уменьшение коэффициента К) может быть достигнуто установкой гибкого элемента на одном из токоподводов.

Выражение (1), устанавливающее границы для диаметра отверстия центрирующих дистанционаторов, позволяет учесть различие в изменениях диаметров нагревателя и отверстий в таблетках и дистационаторах с ростом температуры и не допустить превышения диаметра отверстий в дистационаторах над диаметром отверстий в таблетках, когда возможно касание нагревателя с материалом таблеток.

Причина касания токоведущего стержня (нагревателя) таблеток, приводящего к электрическому пробою и разрушению имитатора, - изгиб стержня. Изгиб может появляться как следствие провисания стержня при недостаточно строгой вертикальности имитатора (при длинах нагревателя более 1 м отклонение от вертикали не должно превышать долей градуса), так и как следствие появления осевой нагрузки Р из-за ограничения свободного удлинения стержня при тепловом расширении.

Назначение центрирующих дистанционаторов - не допустить изгиба, приводящего к касанию с топливными таблетками.

Выражение (2) для определения необходимого расстояния между соседними дистанционаторами получено из решения задачи об устойчивости сжатого стержня (задача Эйлера). Первая критическая сила, при которой стержень начинает изгибаться, запишется как:

P K = π 2 E J L 2 ( 3 ) ,

где E - зависящий от температуры модуль упругости материала, L - длина стержня, J - момент инерции стержня при изгибе, равный для стержня с сечением в виде круга π d H 4 64 .

Осевая нагрузка Р, действующая на стержень, для сохранения его прямолинейной формы не должна превышать Ркр. При жесткой заделке концов нагревателя осевая нагрузка, вызванная нагревом стержня, определяется выражением:

P = ε E F = Δ L L E F ( 4 ) ,

где ε - осевая деформация стержня, площадь сечения стержня F = π d H 2 4 , тепловое удлинение стержня ΔL=LαHТ. Тогда P=αHTEF.

Из условия Ркр≥Р можно получить:

π 2 E J α H T E F L 2 и л и d H 2 16 π 2 α H T L 2 ( 5 )

Выражение (5) позволяет определить допустимую длину стержня (расстояние между точками крепления) для наиболее сложного случая, когда жесткая заделка концов не позволяет стержню свободно удлиняться при нагреве. Применяемые методы - установка сильфонных развязок или гибких токоподводов - снижают осевую нагрузку, но полностью ее не устраняют.

Влияние способа заделки концов нагревателя учитывается введением в выражение (5) коэффициента К. Значение К равно единице для случая жесткой заделки концов, для других вариантов заделки К определяется как отношение суммы действующих на стержень осевых сил, вызванных сопротивлением упругих элементов (гибкого токоподвода или сильфона), тепловым расширением токоподводов и корпуса к рассчитанной по формуле Р=αHTEF силе, возникающей в стержне при жесткой заделке концов:

P У + Р Д Р К Р ( 6 ) .

Сила сопротивления РУ определяется расчетным путем или экспериментально: измеряется осевая сила на стержень с упругим элементом, необходимая для такого же удлинения, что и при нагреве. Дополнительная сила РД на стержень, связанная с тепловым расширением лежащих на одной оси с нагревателем составных токоподводов, рассчитывается как сумма сил от каждой части токоподвода с учетом материала и геометрии этой части. Тепловое расширение корпуса имитатора (оболочки), в котором размещен нагреватель, снижает нагрузку на нагреватель. Сила РК, вызванная удлинением корпуса, в выражении (6) имеет отрицательный знак, она рассчитывается по температуре, коэффициенту теплового расширения и модулю упругости материала оболочки.

Окончательно выражение для определения максимально допустимой длины стержня между элементами его крепления запишется как:

L = 0.25 1 K π d H α H T ( 7 ) .

Электроизоляционные дистанционаторы с отверстием, диаметр которых меньше диаметра отверстий в таблетках, выполняют роль промежуточных опор - креплений, препятствующих изгибу стержня.

Сущность заявленного технического решения поясняется чертежом, на котором изображена конструкция имитатора твэла.

Имитатор состоит из оболочки 1, стержневого нагревателя 2, топливных таблеток 3, кольцевых центрирующих дистанционаторов 4, верхнего токоподвода 5 и нижнего составного токоподвода 6, снабженного гибким элементом в виде токоподводящего жгута 7 в изоляционных бусах 8, гермовводов 9, 10.

Нагреватель 2, представляющий собой стержень круглого сечения, установлен внутри оболочки 1 соосно последней. Между оболочкой 1 и нагревателем 2 размещен столб из топливных таблеток 3 - цилиндров с осевым отверстием для размещения нагревателя. Через промежутки, рассчитанные с помощью выражения, приведенного в формуле изобретения, установлены центрирующие дистанционаторы 4. Нагреватель 1, выполненный из вольфрама, соединен сваркой с молибденовыми частями и далее - резьбовыми соединениями с медными частями верхнего токоподвода 5 и нижнего составного токоподвода 6. Последовательно с нижним токоподводом установлен гибкий токоподводящий жгут 7 из медной проволоки, помещенной в электроизоляционные керамические бусы 8. Подсоединения токоподводов к источнику питания осуществлено через гермовводы 9, 10.

Имитатор работает следующим образом. Один или несколько имитаторов, моделирующих тепловыделяющую сборку, устанавливаются вертикально в герметичном канале. От источника питания через токоподводы 5, 6 и нагреватель 2 пропускается ток. Материал и диаметры токоподводов подбираются таким образом, чтобы основное тепловыделение приходилось на нагреватель, где соосно с нагревателем размещены топливные таблетки. Тепловой поток от нагревателя поступает на исследуемые элементы - таблетки топлива, оболочку, обеспечивая заданные по условиям испытаний уровни и радиальные градиенты температуры.

Установленные между таблетками через рассчитанные расстояния центрирующие дистанционаторы из высокотемпературного электроизоляционного материала ограничивают перемещения нагревателя поперек его оси, связанные с возможной потерей устойчивости и изгибом, и не допускают контакта токоведущего стержня с топливными таблетками, приводящего к электрическому пробою.

Для проведения исследований деформационного и коррозионного поведения тепловыделяющих элементов в таких условиях необходим имитатор, воспроизводящий геометрические размеры натурных твэлов и использующий те же материалы, что и в натурных твэлах.

Пример 1

В качестве первого примера конкретного осуществления может быть рассмотрен имитатор твэла реактора ВВЭР, предназначенный для моделирования проектных аварийных ситуаций, связанных с разрывом трубопровода теплоносителя. Условия испытания: температура оболочки 1200, агрессивная среда с наружной стороны оболочки (перегретый водяной пар), давление внутри оболочки до 60 атм.

Оболочка имитатора выполнена из сплава Э110, наружный и внутренний диаметры соответственно 9.13 и 7.73 мм. Топливные таблетки имитатора - из необлученного диоксида урана. Диаметр таблеток 7.6 мм, высота - 11 мм, диаметр центрального отверстия - 4.2 мм. Высота стержневого нагревателя из вольфрама - 1275 мм, столба топливных таблеток - 1200 мм. Длина оболочки, в которой размещается нагреватель с токоподводами, гибким токопроводящим жгутом в бусах из окиси алюминия - 2000 мм. Общая длина имитатора - 2100 мм.

Для нагревателя диаметром 3 мм геометрия отверстия в центрирующих дистанционаторах из окиси бериллия при предполагаемой температуре нагревателя 2000°C определяется условием:

( 1 + α T Т ) 1 + α Д Т d Т > d Д > d Н ( 1 + α Н Т ) ( 1 + α Д Т ) ,

или рассчитанным по значениям коэффициентов линейного расширения и максимальной температуре, принятой одинаковой для дистанционаторов, таблеток и нагревателя (2000°C), условием 4.1>dД>3.

Высота дистанционатора выбирается из условия достаточной прочности при сжатии силой, равной весу топливного столба с центрирующими дистанционаторами (~ 0.4 кг на 1 м столба), так как конструкция имитатора позволяет топливному столбу свободно удлиняться при нагреве. Для рассматриваемого случая высота дистанционатора 3 мм, диаметр отверстия 3.2 мм.

Расстояние между дистанционаторами l и количество дистанционаторов n, размещаемых в имитаторе, вычисляется по формуле:

l = L n = 0.25 1 К π d Н α Н Т

Для рассматриваемого примера l = 1.275 n = 0.25 1 К 3.14 3 10 3 7 10 6 2 10 3 ~ 0.02 К

При жесткой заделке концов нагревателя (К=1) расстояние между соседними центрирующими дистанционаторами ~ 20 мм; количество центрирующих дистанционаторов - 65.

Установка гибкого элемента позволяет уменьшить количество дистанционаторов, увеличить расстояние между ними. Экспериментально определенное значение коэффициента К для токоподводов с гибким жгутом с бусами составляет 0.12; в этом случае l=57.5 мм, n=22. Значение К при установке дополнительного гибкого элемента, обеспечивающего относительно свободное удлинение корпуса имитатора при нагреве, равно 0.036; и в этом случае расстояние между центрирующими дистанционаторами ~105 мм, их количество 12.

Пример 2

Оболочка имитатора выполнена из специальной стали ЭП823, наружный и внутренний диаметры 9.1 мм и 8.1 мм. Топливные таблетки имитатора - из топливной композиции из нитрида урана. Диаметр таблеток 8.0 мм, высота - 11 мм, диаметр центрального отверстия - 4.2 мм. Высота стержневого нагревателя из вольфрама - 600 мм, столба топливных таблеток - 580 мм. Длина оболочки, в которой размещается нагреватель с токоподводами, гибким токопроводящим жгутом в бусах из окиси алюминия - 1100 мм. Общая длина имитатора - 1200 мм.

Расчеты, определяющие количество дистанционаторов по длине нагревателя, для примера 2 аналогичны расчетам, приведенным выше для примера 1.

Установка в имитаторе центрирующих дистанционаторов из высокотемпературного электроизоляционного материала с обоснованными размерами и расстоянием между ними позволяет повысить достоверность результатов испытаний ТВЭЛ за счет использования натурных топливных материалов и исключить разрушение имитаторов при высоких температурах.

1. Имитатор тепловыделяющего элемента ядерного реактора, содержащий 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, отличающийся тем, что между таблетками установлены кольцевые центрирующие дистанционаторы из высокотемпературного электроизоляционного материала с тем же, что и у топливных таблеток внешним диаметром и с диаметром центрального отверстия, определяемого из соотношения:
,
при этом расстояние между соседними центрирующими дистанционаторами не превышает величину, равную:
, где
dН, dТ, dД - соответственно диаметры нагревателя, отверстий таблеток, отверстий центрирующих дистанционаторов;
αН, αТ, αД - соответственно коэффициенты линейного расширения материалов нагревателя, таблеток и дистанционаторов;
Т - температура нагревателя;
К - коэффициент, характеризующий способ заделки концов нагревателя.

2. Имитатор по п.1, отличающийся тем, что таблетки выполнены из токопроводящей топливной композиции.

3. Имитатор по п.1, отличающийся тем, что центрирующие дистанционаторы выполнены из оксида бериллия.

4. Имитатор по п.1, отличающийся тем, что нижний токоподвод снабжен гибким элементом в виде токоподводящего жгута, помещенного в электроизоляционные керамические бусы.



 

Похожие патенты:

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.

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 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