Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000



Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000
Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000

 


Владельцы патента RU 2534045:

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

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 методам испытаний конструкционных материалов преимущественно при прогнозировании и оценке работоспособности облучаемых конструктивных элементов в атомной технике, облучаемых конструктивных элементов корпусов реакторов ВВЭР.

Радиационное охрупчивание является основным процессом, лимитирующим срок службы корпусов атомных энергетических реакторов, изготовляемых из малолегированных углеродистых сталей, для которых характерным является переход из вязкого в хрупкое состояние при определенной температуре. Под действием нейтронного облучения происходит сдвиг критической температуры хрупкости (ТK) в область более высокой температуры, что повышает вероятность хрупкого разрушения корпуса. Эффект радиационного охрупчивания исследуется уже в течение многих лет, получены эмпирические уравнения, описывающие кинетику охрупчивания в зависимости от параметров дозы облучения (флюенс) и содержания легирующих и примесных элементов. Установлено, что наиболее сильно влияющими на охрупчивание сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 химическими элементами являются никель и фосфор, а также марганец. Однако накопленная база данных по исследованию образцов-свидетелей, облучаемых в каналах для образцов-свидетелей в корпусах действующих реакторов с заданным коэффициентом опережения по набранному флюенсу, по сравнению со стенкой корпуса реактора не более 2.5, не позволяет осуществить долгосрочное прогнозирование поведения материалов корпусов реакторов на длительные сроки.

В настоящее время стоит задача прогнозирования и оценки работоспособности находящихся в эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ) для установления возможности продления срока службы, что требует своевременного получения информации о деградации свойств корпусных сталей в расчете на увеличенный срок их службы.

В патентной публикации JP 57197446 [1] описывается метод прогнозирования водородного охрупчивания металлов, который может быть применен и для возникновения охрупчивания, обусловленного воздействием других факторов. Его условно можно отнести к так называемым «пилотным» или методу «свидетелей». Суть заключается в том, что образец материала подвергают воздействию охрупчивающего фактора и периодически проводят соответствующие исследования его состояния.

В результате может быть построена кривая увеличения хрупкости от времени, которая позволит прогнозировать состояние реальных изделий из металла, работающих в условиях, эквивалентных условиям, в которых находился образец.

Недостатком известного способа является то, что прогноз основан на измерении состояния материала, без учета прогноза развития физического фактора, вызывающего охрупчивание материала.

Известен способ определения сдвига температуры хрупко-вязкого перехода, заключающийся в том, что испытанию подвергают образцы в исходном состоянии и после эксплуатации регистрируют параметры, характеризующие состояние материала образцов, и определяют сдвиги температуры хрупко-вязкого перехода. В качестве режима эксплуатации используют облучение быстрыми нейтронами, в качестве параметров регистрируют микротвердость материалов, оценивают изменение микротвердости и с его учетом определяют сдвиги температур хрупко-вязкого перехода (RU 1667493 [2]). Недостатком известного способа является то, что он обеспечивает только определение сдвига температуры хрупко-вязкого перехода и не предполагает прогнозирования состояния материала, с учетом изменения величины физического фактора, вызывающего охрупчивание материала.

Известен способ прогноза остаточного ресурса неразрушающим контролем при проведении экспертизы промышленной безопасности металла диагностируемого оборудования (RU [2267776 [3]). Сущность способа заключается в том, что экспертиза промышленной безопасности металла диагностируемого объекта проводится методом спектрального анализа в трех наиболее информативных частотных диапазонах: fмс=17,8255881÷50,20 Гц; fмр=81,67956689÷433,89 Гц; fсд-о=1899,668736÷2674,256228 Гц. При этом для определения прогноза остаточного ресурса и текущих физико-механических параметров используется коэффициент перехода

k ρ = [ ρ * э к в i ρ * э к в э т ] / [ ρ * э к в э т ρ * э к в i ] ,

корректность которого обеспечивается взвешиванием спектральных полос оконной функцией Хэмминга, позволяющей одновременно устанавливать:

ρ * э к в э т - эквивалентный эталонный угол трения структурных неоднородностей естественных шероховатостей с учетом деградации на момент диагностики по одной из максимальных амплитуд частотных резонансов явно выраженной на общем фоне зон эталонных значений;

ρ * э к в i - эквивалентный угол трения структурных неоднородностей естественных шероховатостей на момент диагностики с учетом деградации по максимальным амплитудам частотных резонансов;

ρ * э к в д - эквивалентный угол трения структурных неоднородностей естественных шероховатостей на момент полной деградации.

Известный способ при его реализации для прогноза остаточного ресурса корпусов ядерных реакторов вызывает определенные трудности, поскольку для его осуществления требуется знание эталонных значений исследуемого материала, должно быть учтено наличие сварных швов в конструкции изделия (анизотропия свойств), устанавливается угол трения адсорбировавшейся влаги на адсорбенте (в данном случае на корпусе реактора), величину которого получить затруднительно.

Наиболее близким к заявляемому является известный способ оценки склонности конструкционных материалов к низкотемпературному радиационному охрупчиванию, который предназначен для прогнозирования и оценки работоспособности конструктивных элементов (SU 1549303 [4]). Способ реализуется следующим образом. Испытуемый образец устанавливают в захватах испытательной машины, нагревают его до температуры облучения и, поддерживая ее постоянной, нагружают образец до достижения в нем максимальной равномерной деформации. После чего фиксируют нагрузку путем выключения привода испытательной машины и охлаждают образец до появления в нем хрупкой трещины, начало развития которой определяют по уменьшению фиксированной нагрузки. Измеряют температуру образца в этот момент и принимают ее значение за критическую температуру хрупкости (TK) облученного материала. Затем сравнивают значения этой температуры с известным значением TK необлученного материала и судят о склонности материала к низкотемпературному радиационному охрупчиванию. Недостатком известного способа является невысокая точность и невозможность прогнозирования степени охрупчивания на длительный промежуток времени.

Заявляемый способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 направлен на повышение точности прогнозирования сдвига критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, соответствующих временам эксплуатации, превышающим предусмотренные проектом.

Указанный результат достигается тем, что способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 предусматривает, что 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 (ΔTF), к которому для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля ≥1,5% добавляют составляющую ΔТФлакс, обусловленную различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов и равную 0,25ΔТF, затем определяют уровень зернограничных сегрегации в необлученных образцах и по известным кинетическим уравнениям накопления сегрегации экстраполяцией определяют уровень зернограничных сегрегации на отдаленный срок эксплуатации реактора, после чего по известной корреляции между уровнем зернограничной сегрегаций и сдвигом критической температуры хрупкости определяют составляющую ΔТT, обусловленную протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре, определяют общий сдвиг критической температуры хрупкости (ΔТK), лимитирующий ресурс корпуса реактора в отдаленном периоде как сумму сдвигов ΔТK=ΔТF+ΔТФлакс+ΔТT, и по его величине судят о ресурсе корпуса.

Единственной возможностью прогнозирования состояния наноструктуры, соответствующей увеличенному сроку службы ЯЭУ, является ускоренное облучение (облучение с высоким флаксом (высокой плотностью потока быстрых нейтронов)) материалов до высоких значений флюенсов быстрых нейтронов.

При этом необходимо определять количественные характеристики наноструктуры, которые гарантируют заданный уровень свойств на весь срок эксплуатации, поскольку именно состояние наноструктуры материалов ответственно за изменение их служебных характеристик.

Выявлено 2 механизма радиационного охрупчивания сталей корпусов реакторов типа ВВЭР: упрочняющий и неупрочняющий. Упрочняющий механизм обусловлен образованием в сталях радиационных дефектов - дислокационных петель и преципитатов. Все они являются препятствиями - барьерами для движения дислокации. К неупрочняющим механизмам охрупчивания относятся образование сегрегации примесей (в первую очередь, фосфора) на границах зерен и межфазных границах (выделение/матрица) - явление обратимой отпускной хрупкости.

Проведенные исследования структуры и механических свойств образцов-свидетелей сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, облученных до сопоставимых значений флюенсов быстрых нейтронов (Е≥0.5 МэВ) с различной плотностью потока: в составе образцов-свидетелей (облученных с малым флаксом), а также в исследовательском реакторе (облученных с высоким флаксом) показали наличие эффекта флакса (меньший темп радиационного охрупчивания сталей, облученных с большим флаксом) для сталей с содержанием никеля ≥1.5%. При этом было показано, что эффект флакса связан, главным образом, с различиями в кинетике накопления зернограничных сегрегаций при разных скоростях облучения (различных флаксах), а также с некоторым вкладом упрочняющего механизма, поскольку плотность радиационно-индуцированных преципитатов, ответственных за упрочнение материала, зависит не только от величины флюенса быстрых нейтронов, накопленного при эксплуатации реактора, но и от плотности потока быстрых нейтронов.

В связи с этим для прогнозирования ресурса корпусов ректоров на длительный срок, превосходящий проектный ресурс корпуса реактора в 2 и более раз (до 60 и более лет), по результатам ускоренных испытаний необходимо учесть вклад в эффект флакса составляющей, обусловленной образованием сегрегации примесей, которые будут накоплены за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора под воздействием рабочей температуры и добавку, связанную с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов.

Составляющую, обусловленную упрочнением за счет образования упрочняющих элементов структуры - преципитатов и дислокации, можно определить непосредственно по результатам механических испытаний ускоренно облученных (с большим флаксом) образцов. Тогда суммарный сдвиг ТK, определяющий радиационное охрупчивание за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора, будет определяться:

ΔTK=ΔTF+ΔТФлакс+ΔTT,, где

ΔTF - составляющая, обусловленная нейтронным облучением при рабочей температуре,

ΔТФлакс - добавка, обусловленная различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов,

ΔTT - составляющая, обусловленная образованием сегрегации примесей при рабочей температуре за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора.

При этом составляющая ΔTF, которая учитывает радиационное упрочнение, определяется непосредственно по механическим испытаниям ускоренно облученных образцов, составляющая ΔТФлакс, различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов, принимается равной 0,25 ΔTF по результатам сравнения сдвигов критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля ≥1,5%, облученных ускоренно и неускоренно. Для определения вклада ΔTT в суммарный сдвиг критической температуры хрупкости необходимо провести процедуру, предлагаемую в рамках данной заявки.

Сущность заявляемого способа прогнозирования степени охрупчивания теплостойких сталей поясняется примерами реализации и графическими материалами.

На фиг.1 представлена экспериментальная зависимость уровня зернограничных сегрегаций фосфора в образцах-свидетелях, подвергавшихся воздействию рабочих температур в течение различного времени. На фиг.2 представлен график зависимости TK от уровня межзеренных сегрегаций на экспериментальных образцах, подвергшихся воздействию рабочих температур в течение различного времени.

Пример 1

В самом общем случае способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 реализуется следующим образом. Образцы-свидетели из материала данного корпуса реактора, ресурс которого необходимо прогнозировать на отдаленный срок, облучают ускоренно до флюенса, соответствующего заданному отдаленному сроку эксплуатации реактора. Определяют экспериментальным путем сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением (ΔTF). Прибавляют к сдвигу критической температуры хрупкости, обусловленному облучением (ΔTF), добавку ΔТФлакс, связанную с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при ускоренном и неускоренном облучениях. Затем экспериментальным путем определяют уровень зернограничных сегрегаций фосфора в необлученных образцах.

С использованием кинетических уравнений накопления сегрегаций примесей, полученных расчетным путем на основе имеющихся экспериментальных результатов для данной стали, экстраполяцией определяют уровень зернограничных сегрегаций на заданный отдаленный срок эксплуатации реактора.

Используя известную корреляцию между уровнем зернограничной сегрегации и сдвигом критической температуры, полученную экспериментально для данной стали, определяют составляющую ΔTT, обусловленную протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре.

Общий сдвиг критической температуры хрупкости, который будет наблюдаться за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора ΔTK, определяют как сумму сдвигов ΔTF, ΔТФлакс и ΔTT. Полученное значение сдвига TK сравнивают с предельно допустимым сдвигом TK, заданным генеральным конструктором изделия. После этого делается вывод о возможности эксплуатации изделия на продленный ресурс.

Пример 2

Способ прогнозирования ресурсоспособности облучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000, изготовленных из стали с содержанием никеля ≥1,5%, осуществлялся следующим образом. Были взяты 24 необлученных образца-свидетеля, по составу и структуре аналогичных материалу облучаемых элементов корпуса реактора, ресурсоспособность которого прогнозируется. В исследовательском реакторе были ускоренно облучены 12 образцов до флюенса 75×1022 м-2, соответствующего 60 и более годам эксплуатации корпуса реактора, за время 9000 ч при плотности потока быстрых нейтронов (флаксе) 1×1016 м-2 с-1 МВт-1.

Затем были изготовлены 24 образца Шарли размером 10×10×55 мм (12 образцов в необлученном состоянии и 12 образцов, ускоренно облученных в реакторе ИР-8).

После этого все образцы были испытаны на ударный изгиб по известной методике с определением критической температуры хрупкости, которые составили минус 9°C и минус 56°C соответственно для облученного и необлученного состояний. ΔTF определяли как разницу между TK для облученного и необлученного состояний, и она составила 47°C.

С помощью метода ОЭС по известной методике для необлученных образцов определялся уровень зернограничной сегрегации фосфора, который составил 12 ат.%. Это значение использовалось в качестве исходных данных для построения кривой по кинетическому уравнению (например, МакЛина) (фиг.1). По этой кривой определялся уровень зернограничной сегрегации в материале за 60 и более лет эксплуатации реактора (525000 ч), который составит 21,5 ат.%.

На основании экспериментальной калибровочной зависимости сдвига ΔTT от зернограничной концентрации фосфора, представленной на фиг.2, был определен сдвиг ΔTT, обусловленный накоплением зернограничной сегрегации фосфора за время предполагаемой эксплуатации реактора 60 и более лет, который составил 31°C.

Результирующий сдвиг TK определяли как сумму сдвига, обусловленного облучением, определенного по результатам механических испытаний ускоренно облученных образцов (ΔTF), с учетом эффекта флакса ΔТФлакс, обусловленного различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов и сдвига, обусловленного образованием зернограничной сегрегации фосфора за время предполагаемой эксплуатации корпуса при рабочей температуре (ΔTT).

На основании полученного значения сдвига TK с учетом исходной температуры хрупкости, разброса свойств по элементу корпуса реактора и существующей нормативной документации генеральный конструктор изделия может сделать вывод о конечной температуре хрупкости на окончание предполагаемого периода эксплуатации и о возможности эксплуатации облучаемых элементов корпуса реактора до этого срока.

Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, в соответствии с которым образцы из стали корпуса облучают потоком быстрых нейтронов до дозы облучения, соответствующей дозе облучения реального корпуса реактора за отдаленное время, превышающее проектный срок службы, определяют сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением (ΔTF), к которому для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля ≥ 1,5% добавляют составляющую ΔТФлакс, обусловленную различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов и равную 0,25 ΔTF, затем определяют уровень зернограничных сегрегаций в необлученных образцах и по кинетическому уравнению МакЛина накопления сегрегаций экстраполяцией определяют уровень зернограничных сегрегаций на отдаленный срок эксплуатации реактора, после чего на основании экспериментальной калибровочной зависимости между уровнем зернограничной сегрегации и сдвигом критической температуры хрупкости определяют составляющую ΔTT, обусловленную протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре, определяют общий сдвиг критической температуры хрупкости (ΔTK), лимитирующий ресурс корпуса реактора в отдаленном периоде как сумму сдвигов ΔTK=ΔTF+ΔТФлакс+ΔТT, и по его величине судят о ресурсе корпуса.



 

Похожие патенты:

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.

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 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