Устройство для обнаружения дефектных тепловыделяющих сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к средствам обнаружения поврежденных тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Устройство содержит цилиндрический корпус c перфорацией 2 в нижней части, верхний торец которого загерметизирован с отверстием для прохода барботажной трубки 3 для подачи в корпус 1 сверху-вниз газа-носителя. В корпусе 1 также установлена цилиндрическая пробка, состоящая из двух коаксиально расположенных и плотно прилегающих своими боковыми поверхностями друг к другу частей. Внутренняя часть 4 пробки представляет собой цилиндр с каналом для прохода барботажной трубки 3. Внешняя часть 5 пробки выполнена в виде втулки. На наружных поверхностях частей 4 и 5 пробки выполнено, по крайней мере, по одному винтовому каналу 6 и 7 соответственно. Между верхним торцом пробки и заглушкой образована верхняя полость 8, а между нижним торцом пробки и нижним краем корпуса 1 - нижняя полость 9. В корпусе 1 выше перфорации 2 выполнены отверстия 10 для выхода газа. Датчики активности газообразных продуктов деления детектора излучения 11 установлены в области верхней полости 8. Технический результат - повышение точности обнаружения дефектных ТВС. 1 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для обнаружения поврежденных тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем.

В ядерных реакторах тепловыделяющие элементы (твэлы) в ТВС работают в напряженных температурных и гидродинамических условиях, что может вызвать образование дефектов в оболочке твэлов. Через эти дефекты продукты деления (инертные радиоактивные газы, например Cr и Xe) поступают в первый контур теплоносителя реактора. Эффективным идентификатором наличия негерметичных твэлов во время работы реактора является контроль за изменением концентрации продуктов деления в теплоносителе реакторной установки, так как в данном случае теплоноситель является газосборником газообразных продуктов деления, выделяющихся из дефектных твэл. Выполняя извлечение из теплоносителя растворенных газов (дегазацию) и измеряя активность извлеченных газов, можно сделать вывод об их концентрации в теплоносителе и, следовательно, о степени разгерметизации твэлов.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к заявляемому изобретению является устройство для обнаружения дефектных тепловыделяющих сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащее цилиндрический корпус, в нижней части которого выполнена перфорация, а верхний торец загерметизирован заглушкой с отверстием для прохода барботажной трубки внутрь корпуса с зазором относительно его внутренней поверхности, и датчики измерения активности газообразных продуктов деления (авторское свидетельство SU №343629, опубл. 21.06.78, МПК G21C 17/06).

Для обнаружения дефектных ТВС устройство вертикально погружают нижней частью в теплоноситель ядерного реактора, пропускают через барботажную трубку сверху вниз газ-носитель, который, проходя через теплоноситель, захватывает из него растворенные газообразные продукты деления и, двигаясь вверх по кольцевому зазору между барботажной трубкой и внутренней поверхностью трубы, поступает по шлангам в измерительную емкость, где с помощью датчиков измерения активности газов оценивают герметичность твэлов.

Главным недостатком вышеуказанного устройства является то обстоятельство, что оно может применяться только на остановленном реакторе и не позволяет оперативно отслеживать герметичность твэл, что в конечном итоге негативно отражается на безопасности ядерных реакторов. Кроме того, при значительной длине соединительных трубопроводов короткоживущие продукты деления могут распадаться, не доходя до измерительной емкости, а на внутренней поверхности шлангов будут накапливаться радиоактивные элементы. Еще одним недостатком данного устройства является то, что для возвращения отобранного газа в реакторное пространство требуется дополнительное оборудование.

Задачей, на решение которой направлено изобретение, является повышение безопасности, надежности и экономичности эксплуатации ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.

Техническим результатом изобретения является повышение точности измерений обнаружения дефектных ТВС при одновременном повышении радиационной безопасности за счет защиты от нейтронного облучения, сокращения коммуникаций и материалоемкости устройства.

Технический результат достигается тем, что устройство для обнаружения дефектных тепловыделяющих сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащее цилиндрический корпус, в нижней части которого выполнена перфорация, а верхний торец загерметизирован заглушкой с отверстием для прохода барботажной трубки внутрь корпуса с зазором относительно его внутренней поверхности, и датчики измерения активности газообразных продуктов деления, в корпусе дополнительно установлена защищающая от нейтронного излучения цилиндрическая пробка из двух коаксиально расположенных частей - внутренней - с каналом для прохода барботажной трубки - и внешней, причем пробка расположена с образованием верхней полости - между верхним торцом пробки и заглушкой - и нижней полости - между нижним торцом пробки и нижним краем корпуса, а на наружных поверхностях каждой из частей пробки выполнен, по крайней мере, один винтовой канал для движения газа, при этом канал внутренней части пробки сообщен с верхней и нижней полостью корпуса, а канал внешней части пробки - с верхней полостью и с отверстиями, выполненными в корпусе выше перфорации, при этом датчики активности установлены в области верхней полости корпуса.

Вышеуказанные существенные признаки изобретения обеспечивают снижение количества составляющих элементов устройства, обеспечивая его компактность, радиационную безопасность и возможность проведения оценки активности отобранного газа в максимально короткое время после его выхода из теплоносителя.

Сущность изобретения поясняется чертежом (фиг. 1), на котором изображено устройство для обнаружения дефектных ТВС ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем.

Устройство содержит цилиндрический корпус 1, например, в виде трубы, в нижней части которого выполнена перфорация 2 и верхний торец которого загерметизирован заглушкой с отверстием, через которое внутрь корпуса 1 с зазором относительно его внутренней поверхности проходит барботажная трубка 3 для подачи в корпус 1 сверху вниз газа-носителя. В корпусе 1 также установлена защищающая от нейтронного излучения цилиндрическая пробка, состоящая из двух коаксиально расположенных и плотно прилегающих своими боковыми поверхностями друг к другу частей - внутренней 4 и внешней 5. Внутренняя часть 4 пробки представляет собой цилиндр с каналом для прохода барботажной трубки 3. Внешняя часть 5 пробки выполнена в виде втулки. На наружных поверхностях частей 4 и 5 пробки выполнено, по крайней мере, по одному винтовому каналу 6 и 7 соответственно. Между верхним торцом пробки и заглушкой образована верхняя полость 8, а между нижним торцом пробки и нижним краем корпуса 1 - нижняя полость 9. В корпусе 1 выше перфорации 2 выполнены отверстия 10 для выхода газа. Датчики активности газообразных продуктов деления детектора излучения 11 установлены в области верхней полости 8.

Устройство работает следующим образом.

Корпус 1 закрепляют в канале, проходящем через крышку реактора, таким образом, чтобы верхняя полость 8 была расположена за пределами реактора, нижний его конец с перфорацией 2 и конец барботажной трубки 3 располагались под уровнем теплоносителя, а отверстия 10 - над уровнем теплоносителя.

Через барботажную трубку 3 сверху вниз подают газ-носитель, например аргон, под давлением, достаточным для образования на ее нижнем конце пузырьков. Пузырьки, достигнув отрывного диаметра на нижнем конце барботажной трубки 3, попадают в нижнюю полость 9. При непрерывном барботировании возникает непрерывное подъемное течение теплоносителя в нижней полости 9 в направлении перфорации 2, расположенной ниже уровня теплоносителя, который через нее поступает обратно в бак реактора. Получаемое таким образом непрерывное течение приводит к эффекту всасывания теплоносителя, окружающего устройство контроля, в нижнюю полость 9. По мере подъема газожидкостной смеси происходит выход растворенных газов из теплоносителя в пузырьки газа-носителя. Газ-носитель вместе с захваченными из теплоносителя газообразными продуктами деления поступает в подъемный винтовой канал 6 внутренней части 4 пробки. Винтовая форма каналов 6 и 7 внутренней и внешней частей 4 и 5 пробки соответственно препятствует прохождению ионизирующего излучения из активной зоны реактора за пределы корпуса реактора, обеспечивая, тем самым, радиационную безопасность и возможность проведения контроля на работающем реакторе. Кроме этого газ, проходя по винтовому каналу 6, очищается от аэрозольных частиц, которые, будучи радиоактивными, в случае их попадания в верхнюю полость 8, представляющую собой, по сути, измерительную емкость, могли бы внести помехи в работу датчиков активности детектора излучения 11. Поступивший в верхнюю полость 8 по винтовому каналу 6 внутренней части 4 пробки газ контролируют с помощью датчиков активности детектора излучения 11, установленных в области (рядом с ней или вплотную) верхней полости 8. Превышение измеряемых активностей над нормой свидетельствует о появлении в области размещения устройства негерметичного твэла и позволяет измерять активность газа сразу после его выхода из теплоносителя. Оценка активности газообразных продуктов деления в максимально короткое время после их выхода из теплоносителя значительно повышает точность измерения. Из верхней полости 8 газ затем попадает в опускной канал 7 внешней части 5 пробки и через отверстие 10, сообщенное с каналом 7, выходит в газовую полость реактора. Отсутствие шлангов с отложенными на их внутренних поверхностях радиоактивными элементами, а также отсутствие необходимости специальной очистки и выдержки газа для снижения уровня его радиоактивности после прохождения газа через измерительную емкость делает устройство радиационно безопасным и компактным.

Устройство для обнаружения дефектных тепловыделяющих сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащее цилиндрический корпус, в нижней части которого выполнена перфорация, а верхний торец загерметизирован заглушкой с отверстием для прохода барботажной трубки внутрь корпуса с зазором относительно его внутренней поверхности, и датчики измерения активности газообразных продуктов деления, отличающееся тем, что в корпусе дополнительно установлена защищающая от нейтронного излучения цилиндрическая пробка из двух коаксиально расположенных частей - внутренней - с каналом для прохода барботажной трубки - и внешней, причем пробка расположена с образованием верхней полости - между верхним торцом пробки и заглушкой - и нижней полости - между нижним торцом пробки и нижним краем корпуса, а на наружных поверхностях каждой из частей пробки выполнен, по крайней мере, один винтовой канал для движения газа, при этом канал внутренней части пробки сообщен с верхней и нижней полостью корпуса, а канал внешней части пробки - с верхней полостью и с отверстиями, выполненными в корпусе выше перфорации, при этом датчики активности установлены в области верхней полости корпуса.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для использования в конструкциях дистанционирующих и перемешивающих решеток тепловыделяющих сборок (ТВС) энергетических ядерных реакторов.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторах типа ВВЭР (PWR) и кипящих реакторах типа ВК (BWR). Предложена конструктивная схема ТВС со стержневыми твэлами, расположенными наклонно к вертикальной оси и образующими конусные и щелевые коллекторы для организации поперечного течения теплоносителя.

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее реализации предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.

Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного реактора деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления, клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса, и керамическую трубную решетку для отвода тепла.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора, преимущественно на быстрых нейтронах. Корпус тепловыделяющей сборки с продольной осью (X) содержит первый (4) и второй (6) трубчатые сегменты, выполненные из металлического материала и образующие продольные концы корпуса сборки.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов. В изобретении используются гидравлические усилия, действующие на ячейки дистанционирующих решеток со стороны потока теплоносителя, для дополнительного поджатия пуклевок ячеек к твэльным оболочкам. Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки содержит фигурные ячейки, на которых пуклевки выполнены таким образом, что внешняя поверхность ячеек в районе пуклевок направлена навстречу потоку теплоносителя.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции сборок (ТВС) тепловыделяющих элементов (твэлов), в частности для высокоэнергонапряженных активных зон исследовательских реакторов, и может быть использовано как в водоводяных реакторах, так и в парогенерирующих установках с ядерным топливом.

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты. .

Изобретение относится к области ядерной техники. .

Изобретение относится к конструкции и монтажу тепловыделяющей сборки 10 для ядерного реактора на быстрых нейтронах (РРБН) и в частности для РРБН, использующего в качестве теплоносителя жидкий металл, например натрий.

Изобретение относится к области реакторных измерений, а именно к способу измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр.

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано для измерения подкритичности реакторов атомных станций. .
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к способам защиты активной зоны реактора ВВЭР по локальным параметрам. .

Изобретение относится к способам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора и направлено на повышение безопасности эксплуатации ядерных реакторов.

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к контролю герметичности оболочек твэлов по активности продуктов деления в теплоносителе. .

Изобретение относится к измерительной технике, предназначено для комплексного обследования технического состояния элементов системы управления и защиты ядерных реакторов, в частности стержней.

Изобретение относится к области измерительной техники и может быть использовано в устройствах для бесконтактного измерения давления в сосудах, например, давления внутри тепловыделяющих элементов ядерных реакторов.

Изобретение относится к области радиохимического анализа. .

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих элементов для энергетических ядерных реакторов.

Изобретение относится к устройствам для контроля за физическими параметрами ядерного реактора, в частности для контроля за оперативным запасом реактивности (ОЗР) на стержнях СУЗ ядерного реактора.

Изобретение относится к области ядерной техники. Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие элементы, которые установлены в каркасе, состоящем из направляющих труб, дистанционирующих решеток и хвостовика. Сборка содержит цанговый фиксатор, который установлен внутри хвостовика, и механизм управления фиксатором. Механизм управления состоит из головки и распорной втулки, которые кинематически соединены тягами. Тяги размещены внутри направляющих труб. Головка выполнена в виде втулки с внутренней проточкой. Распорная втулка расположена внутри цангового фиксатора с возможностью взаимодействия с ним. Техническим результатом настоящего изобретения является повышение надежности фиксации тепловыделяющей сборки в опорной конструкции активной зоны при одновременном упрощении работ по закреплению и извлечению сборки из активной зоны. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к средствам обнаружения поврежденных тепловыделяющих сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Устройство содержит цилиндрический корпус c перфорацией 2 в нижней части, верхний торец которого загерметизирован с отверстием для прохода барботажной трубки 3 для подачи в корпус 1 сверху-вниз газа-носителя. В корпусе 1 также установлена цилиндрическая пробка, состоящая из двух коаксиально расположенных и плотно прилегающих своими боковыми поверхностями друг к другу частей. Внутренняя часть 4 пробки представляет собой цилиндр с каналом для прохода барботажной трубки 3. Внешняя часть 5 пробки выполнена в виде втулки. На наружных поверхностях частей 4 и 5 пробки выполнено, по крайней мере, по одному винтовому каналу 6 и 7 соответственно. Между верхним торцом пробки и заглушкой образована верхняя полость 8, а между нижним торцом пробки и нижним краем корпуса 1 - нижняя полость 9. В корпусе 1 выше перфорации 2 выполнены отверстия 10 для выхода газа. Датчики активности газообразных продуктов деления детектора излучения 11 установлены в области верхней полости 8. Технический результат - повышение точности обнаружения дефектных ТВС. 1 ил.

Наверх