Способ испытаний циркониевых сплавов в пароводяной среде


 


Владельцы патента RU 2550347:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) (RU)

Изобретение относится к области испытаний материалов, в частности, к испытаниям на коррозионную стойкость и водородостойкость циркониевых сплавов, разрабатываемых и используемых в качестве материалов элементов активной зоны легководных ядерных реакторов, в условиях, приближенных к реакторным. В заявленном способе в процессе выдержки образцов циркониевых сплавов в пароводяной среде в температурном диапазоне активной зоны легководного реактора создают газоразрядную плазму в парах воды, после чего облучают образованными при этом положительно заряженными ионами водорода образцы путем подачи на них отрицательного электрического потенциала относительно плазмы. Техническим результатом является приближение условий испытаний образцов циркониевых сплавов в пароводяной среде к условиям активной зоны легководного реактора, что позволяет повысить достоверность прогнозируемой картины поведения исследуемых циркониевых сплавов в активной зоне легководного реактора в процессе его работы, составленной на основе результатов данных испытаний. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к области испытаний материалов, в частности к испытаниям на коррозионную стойкость и водородостойкость циркониевых сплавов, разрабатываемых и используемых в качестве материалов элементов активной зоны легководных ядерных реакторов, в условиях, приближенных к реакторным. Изобретение может быть использовано для дореакторных испытаний циркониевых сплавов и для исследования процессов их взаимодействия с пароводяной средой в активной зоне легководного реактора, включая изучение захвата ионов водорода различных энергий и доз облучения в циркониевые сплавы в пароводяной среде при повышенной температуре и влияния ионного облучения на коррозию циркониевых сплавов в данной среде.

Известен способ коррозионно-термических испытаний длинномерных нефрагментированных ТВЭЛов, в том числе с оболочками из циркониевых сплавов (SU 1783383 A1, G01N 17/00, G01N 3/18), в котором участки испытуемого ТВЭЛа, помещенного в кварцевую камеру, подвергают воздействию нагрева, воды и водяного пара под давлением.

Данный способ характеризуется крайне низкой производительностью испытаний в связи с необходимостью последовательного проведения испытаний каждого ТВЭЛа в отдельности и невозможностью одновременного испытания образцов различных циркониевых сплавов. Кроме того, способ характеризуется неоправданно большим расходом дорогостоящих материалов ТВЭЛов.

Наиболее близким к изобретению является способ определения коррозионной стойкости циркониевых сплавов для ядерных реакторов (JPH 01250736 A, G01N 17/00, G21C 17/06). Способ заключается в нагреве и выдержке образцов из циркониевых сплавов в пароводяной среде в различных температурных режимах: при температуре в диапазоне 300-400°C - температурном диапазоне активной зоны легководного ядерного реактора; при температуре в диапазоне 490-530°C для ускоренного определения склонности циркониевого сплава к нодулярной коррозии.

Общим недостатком обоих способов-аналогов является то, что они не позволяют достаточно полно моделировать процессы воздействия агрессивной среды на циркониевые сплавы в активной зоне реактора, поскольку не включают в себя воздействие на циркониевые сплавы ионов водорода, которое происходит в процессе работы реактора за счет частиц, рождающихся в результате радиолиза воды.

Данный недостаток существенно уменьшает возможность использования получаемой данным способом информации для выработки заключений о поведении исследуемых циркониевых сплавов в активной зоне легководного реактора в процессе его работы.

Техническим результатом изобретения является приближение условий испытаний образцов циркониевых сплавов в пароводяной среде к условиям активной зоны легководного реактора, что позволяет повысить достоверность прогнозируемой картины поведения исследуемых циркониевых сплавов в активной зоне легководного реактора в процессе его работы, составленной на основе результатов данных испытаний.

Технический результат достигается тем, что в предлагаемом способе, включающем в себя выдержку образцов циркониевых сплавов в пароводяной среде в температурном диапазоне активной зоны легководного реактора, согласно изобретению, в процессе выдержки образцов в пароводяной среде создают газоразрядную плазму в парах воды, после чего облучают образованными при этом положительно заряженными ионами водорода образцы путем подачи на них отрицательного электрического потенциала относительно плазмы.

В частном случае, для обеспечения возможности равномерного по поверхности и контролируемого по интенсивности облучения образцов ионами водорода образцы облучают положительно заряженными ионами водорода плазмы тлеющего разряда в парах воды. В режиме диффузного горения тлеющий разряд позволяет получить равномерно распределенную плотность тока положительных ионов по поверхности электрода, находящегося под отрицательным электрическим потенциалом относительно плазмы.

В частном случае облучения образцов положительно заряженными ионами водорода плазмы тлеющего разряда в парах воды для обеспечения стабильного диффузного горения тлеющего разряда в процессе облучения образцов в пароводяной среде создают турбулентные потоки пара. Создание турбулентного потока пара в области разряда приводит к интенсификации конвективного теплообмена, что позволяет предотвратить развитие тепловых неустойчивостей в плазме и за счет этого исключить возможность возникновения искровых пробоев, превращающих процесс облучения в неконтролируемый.

Пример конкретной реализации способа

На фиг.1 представлена схема устройства для реализации предлагаемого способа, где 1 - испытательная камера, 2 - бойлер с водой, 3 - перегреватель пара, 4 - конденсатор пара, 5 - исследуемые образцы циркониевых сплавов, 6 - анод, 7 - термопарный датчик температуры.

Способ реализуется следующим образом. Образцы 5 сплава Э110 помещают в испытательную камеру 1. В бойлере 2 нагревают воду до температуры кипения. Пар при температуре 100°С поступает в испытательную камеру 1. В испытательной камере 1 пар нагревают до температуры 400°C с помощью перегревателя пара 3. Температуру пара в испытательной камере 1 контролируют с помощью термопарного датчика 7. Давление пара в испытательной камере 1 близко к атмосферному. Между образцами 5, являющимися катодами, и анодом 6, расположенными на расстоянии 0.5 см друг от друга, подают разность потенциалов, равную 15 кВ. В результате происходит пробой газового промежутка между ними и образование в нем плазмы тлеющего разряда в парах воды. Образцы 5, являясь катодами, находятся под отрицательным потенциалом относительно плазмы и облучаются положительно заряженными ионами водорода. Ток разряда ~7-8 мА, плотность потока ионов на образцы ~2×1016 см-2 сек-1. За время облучения 15 мин набирается доза облучения, равная 1.7×1019 см-2, что соответствует расчетной дозе облучения быстрыми протонами деталей в активной зоне легководного реактора при флюенсе нейтронов 1022 см-2. Перегретый пар, проходя через испытательную камеру 1, попадает в конденсатор пара 4 - участок трубопровода, охлаждаемый водой. В конденсаторе пара 4 пар охлаждается, конденсируется и образовавшаяся вода стекает обратно в бойлер, замыкая тем самым пароводяной цикл.

Таким образом, из вышеуказанного следует, что предлагаемый способ позволяет приблизить условия испытаний образцов циркониевых сплавов в пароводяной среде к условиям активной зоны легководного реактора, поскольку включает в себя облучение циркониевых сплавов ионами водорода, которое происходит в процессе работы реактора за счет частиц, рождающихся в результате радиолиза воды. Тем самым, использование данного способа позволяет повысить достоверность прогнозируемой картины поведения исследуемых циркониевых сплавов в активной зоне легководного реактора в процессе его работы, составленной на основе результатов внереакторных испытаний.

1. Способ испытаний циркониевых сплавов в пароводяной среде, включающий в себя выдержку образцов циркониевых сплавов в пароводяной среде в температурном диапазоне активной зоны легководного реактора, отличающийся тем, что в процессе выдержки образцов в пароводяной среде создают газоразрядную плазму в парах воды, после чего облучают образованными при этом положительно заряженными ионами водорода образцы путем подачи на них отрицательного электрического потенциала относительно плазмы.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что образцы облучают положительно заряженными ионами водорода плазмы тлеющего разряда в парах воды.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что в процессе облучения образцов положительно заряженными ионами водорода плазмы тлеющего разряда в пароводяной среде создают турбулентные потоки пара.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к средствам контроля ядерного топлива, выполненного в виде таблеток цилиндрической формы. Устройство для автоматизированного контроля поверхностных и объемных дефектов керамического ядерного топлива содержит трансформатор оптического изображения, каналы оптической и тепловизионной регистрации, источники подсветки, систему ввода в контролируемое изделие импульсного теплового потока и селектор, обеспечивающий синхронную регистрацию как оптического, так и тепловизионного изображений.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к ампульным облучательным устройствам для реакторных исследований свойств тепловыделяющих элементов (твэлов).

Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов.

Группа изобретений относится к устройству и способу измерения и корректировки отклонения от параллельности в стержне для ядерного топлива, в частности, отклонения от параллельности на конце, снабженном верхней заглушкой.

Изобретение относится к области реакторного материаловедения и может быть применено для реакторных испытаний конструкционных материалов ядерных реакторов. Изготавливают образец из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, один из которых полностью или частично находится внутри другого, создают давление газа в полости между элементами, герметизируют, размещают в ядерном реакторе и облучают.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и предназначено для использования при контроле плотности таблеток ядерного топлива.

Изобретение относится к области исследования прочностных характеристик материалов. .

Изобретение относится к устройству таблетирования ядерного топлива, в частности топлива МОХ, и способу изготовления таблеток с использованием такого устройства. .

Изобретение относится к области контроля ядерных реакторов, а именно к способам контроля давления газа в тепловыделяющем элементе (ТВЭЛ) реактора. .

Изобретение относится к средствам контроля тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Способ включает определение давления гелия под оболочкой (11) тепловыделяющего элемента после его герметизации, при котором удерживают тепловыделяющий элемент (1) на позиции измерения, осуществляют локальный импульсный нагрев тепловыделяющего элемента в области компенсационного объема (8), регистрируют временную зависимость температуры участков оболочки в месте нагрева (10) и на противоположной стороне оболочки, по ней оценивают давление гелия и состояние тепловыделяющего элемента. Перед локальным нагревом тепловыделяющий элемент выдерживают до выравнивания его температуры с температурой окружающей среды, а после завершения контроля создают температуру окружающей среды ниже 0°C, перед локальным нагревом тепловыделяющий элемент выдерживают до выравнивания его температуры с новой температурой окружающей среды, далее повторяют цикл нагрев-измерения и сравнивают полученные временные зависимости давлений при разных температурах с калибровочными зависимостями для разных давлений гелия и разными уровнями содержания воздуха в нем. Технический результат заключается в обеспечении дополнительной возможности неразрушающего контроля ТВЭЛ. 1 ил.

Заявленное изобретение относится к способу проверки тепловыделяющих элементов. Способ включает определение давления гелия под оболочкой (9) тепловыделяющего элемента после его герметизации, при котором удерживают тепловыделяющий элемент (1) на позиции измерения в течение всего времени контроля, осуществляют локальный импульсный нагрев тепловыделяющего элемента в области (4) компенсационного объема, регистрируют временную зависимость температуры участков оболочки в месте нагрева (10) и на удаленном от места нагрева участке (12) оболочки в течение всего времени контроля. Далее по ней оценивают давление гелия и состояние тепловыделяющею элемента. Перед локальным нагревом по всему периметру части оболочки в области компенсационного объема обеспечивают исключение теплопередачи. Удаленный участок выбирают на другой стороне области компенсационного объема, далее тепловыделяющий элемент выдерживают до выравнивания его температуры с температурой окружающей среды. Затем создают температуру окружающей среды ниже 0°C, перед локальным нагревом тепловыделяющий элемент выдерживают до выравнивания его температуры с новой температурой окружающей среды, повторяют цикл нагрев-измерения с исключением теплопередачи по телу оболочки от места нагрева к удаленному участку. Техническим результатом является возможность проверки ТВЭЛа с одной стороны оболочки. 1 ил.

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

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

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

Изобретение относится к электрическим нагревателям, предпочтительным применением которых является электрическое моделирование ядерных топливных стержней, предназначенных для соединения в сборки в силовых реакторах. Устройство (1) нагрева жидкости (Liq) с увеличенным тепловым потоком содержит трубчатый резистор (2), питаемый постоянным током, который может нагревать жидкость за счет теплопроводности через охватывающий его с прямым механическим контактом электроизоляционный и теплопроводящий промежуточный элемент (6, 22), при этом комплекс трубчатый резистор/промежуточный элемент окружен оболочкой (7), предназначенной для погружения в нагреваемую жидкость, по меньшей мере, на части своей длины. Устройство обеспечивает создание равномерного теплового потока, надежно в работе и имеет большой срок службы. 3 н. и 17 з.п. ф-лы, 3 ил.
Наверх