Установка для определения выхода летучих веществ из тяжелого жидкометаллического теплоносителя в газовую среду

Изобретение относится к области ядерной энергетики, к радиационному анализу материалов. Установка для определения выхода летучих веществ из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду содержит петлю циркуляции газа, включающую емкость с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней - патрубки подвода и отвода газа, холодильник, расходомер и компрессор для прокачки газа. Установка дополнительно снабжена циркуляционным насосом для теплоносителя. Емкость в нижней части снабжена патрубками подвода и отвода теплоносителя. Патрубки соединены соответственно с выходом и входом циркуляционного насоса с формированием петли циркуляции теплоносителя. Петля циркуляции теплоносителя снабжена контейнером с исследуемым веществом, датчиком активности кислорода, массообменником, фильтром и нагревательными элементами для упомянутых элементов петли циркуляции теплоносителя, а петля циркуляции газа снабжена барботером и адсорбером, расположенными после холодильника. Изобретение позволяет повысить точность исследований. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а более точно к радиационному анализу материалов.

Эксплуатация ядерных энергетических установок (ЯЭУ), использующих в качестве теплоносителя тяжелые металлы (свинец, свинец-висмут) сопровождается присутствием в газовом объеме этих установок радионуклидов в аэрозольной и паровой форме. Среди этих радионуклидов могут быть как продукты активации примесей теплоносителя и продуктов коррозии конструкционных материалов, так и продукты деления ядерного топлива, попадающие в теплоноситель при разгерметизации твэлов. Для обоснования безопасности реакторной установки (РУ) важно получить экспериментальные данные об уровнях активности среды газового объема РУ по основным радионуклидам, в числе которых для установок со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителями рассматривается 210Ро. В проекте РУ должна быть предусмотрена радиационная защита и локализующие системы, учитывающие активность газовой среды и находящегося в этой среде оборудования, для чего также требуются экспериментально подтвержденные данные.

Для получения данных о значениях активностей нуклидов в газовом объеме и на поверхностях оборудования газового объема необходимо воссоздать условия переноса нуклидов из теплоносителя в газовую среду, подобные условиям в проектируемой РУ. Для этого создают специальные экспериментальные установки.

Наиболее близкой по совокупности существенных признаков является установка для определения выхода летучих веществ из тяжелого жидкометаллического теплоносителя, содержащая петлю циркуляции газа, включающую емкость с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней выполнены патрубки подвода и отвода газа, фильтр для осаждения аэрозолей, холодильник, расходомер и компрессор для прокачки газа («Исследование свинцовых аэрозолей применительно к очистке газового контура реактора БРЕСТ-ОД-300», Мельников В.П., Мартынов П.Н. и др., доклад на конференции «Ядерные реакторы на быстрых нейтронах», стр. 54, Обнинск, 2003).

Известная установка работает следующим образом. Непосредственно в емкости за счет нагревательных элементов осуществляют разогрев жидкометаллического теплоносителя, например свинца, до заданной температуры. Петлю циркуляции заполняют газом. Включают компрессор и таким образом организовывают циркуляцию газа по контуру. Необходимый расход газа устанавливают за счет расходомера. С поверхности свинца в газовый объем емкости испаряются вещества (нуклиды), растворенные в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе, а также сам теплоноситель. Газ, выходящий из емкости, проходит фильтр для осаждения аэрозолей, затем - холодильник, где охлаждается до определенных температур, далее - через расходомер, компрессор и поступает обратно в емкость, где петля циркуляции теплоносителя замыкается. Дисперсный состав и концентрацию аэрозолей в газовом контуре определяют с помощью лазерного спектрометра.

В известной лабораторной установке приближенно имитируются реальные условия только газового объема. Воспроизводится, главным образом, испарение теплоносителя, тогда как для примесных нуклидов возможен только диффузный процесс выхода к поверхности раздела фаз за счет различных скоростей приповерхностного течения расплава. Отсутствие циркуляции теплоносителя не позволяет поддерживать его качество идентичным качеству теплоносителя в РУ. Кроме того, известная установка позволяет изучать только нерадиоактивные аэрозоли.

Недостатком известной установки является отсутствие условий, имитирующих реальные условия течения теплоносителя, что отрицательно сказывается на точности исследований выхода летучих веществ их жидкометаллического теплоносителя в газовый объем.

Задачей настоящего изобретения является повышение точности исследований.

Техническим результатом изобретения является вариативность скоростей приповерхностного течения расплава в лабораторной установке при одновременном поддержании его качества и расширение номенклатуры исследуемых веществ, выходящих из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду.

Технический результат достигается за счет того, что установка для определения выхода летучих веществ из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду, содержащая петлю циркуляции газа, включающую емкость с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней - патрубки подвода и отвода газа, фильтр для осаждения аэрозолей, холодильник, расходомер, компрессор для прокачки газа и трубку для подачи газа в петлю циркуляции газа, согласно изобретению установка дополнительно снабжена циркуляционным насосом для теплоносителя, в нижней части емкости выполнены патрубки подвода и отвода теплоносителя, которые соответственно соединены с выходом и входом циркуляционного насоса с формированием петли циркуляции теплоносителя, при этом петля циркуляции теплоносителя дополнительно снабжена контейнером для размещения в нем исследуемого вещества, фильтром для удаления твердых частиц, массообменником, датчиком активности кислорода и нагревательными элементами, размещенными на оборудовании петли циркуляции теплоносителя, а петля циркуляции газа - барботером и адсорбером, расположенными последовательно после холодильника.

Кроме того, вся установка может быть помещена в герметичный защитный бокс, обеспечивающий радиационную защиту.

Сущность изобретения поясняется на фиг. 1, где показана установка для определения выхода летучих веществ из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду (принципиальные схемы). Установка содержит емкость 1 с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней - патрубки подвода и отвода газа, фильтр 2 для удержания аэрозолей, холодильник 3, барботер 4, адсорбер 5, расходомер 6, компрессор 7 для прокачки газа. Последовательно соединенное между собой оборудование по газу формирует петлю циркуляции газа. При эксплуатации лабораторной установки с целью приближения ее работы к реальным условиям, а именно обеспечения перемешивания теплоносителя в емкости 1, установка дополнительно снабжена циркуляционным насосом теплоносителя 8, а в нижней части емкости 1 выполнены патрубки подвода и отвода теплоносителя. Вход и выход насоса теплоносителя 8 соединен с патрубком отвода и подвода теплоносителя емкости 1 соответственно, формируя, тем самым, петлю циркуляции теплоносителя. В реальных условиях эксплуатации реактора теплоноситель нуждается в поддержании определенной концентрации кислорода и чистоты. Для поддержания концентрации кислорода петля циркуляции теплоносителя снабжена последовательно расположенными датчиком активности кислорода 9 и массообменником 10. Датчик 9 нужен для получения информации о текущем содержании кислорода в теплоносителе, а массообменник 10 - для повышения содержания кислорода в случае его недостаточного уровня. Для очистки теплоносителя от твердых частиц в петлю циркуляции теплоносителя устанавливают фильтр 11.

Все оборудование петли циркуляции теплоносителя снабжено нагревательными элементами для поддержания теплоносителя в жидком состоянии. Для контроля за расходом теплоносителя устанавливают расходомер 12. Изучаемые радионуклиды в концентрированном виде поступают в циркулирующий теплоноситель из контейнера 13. Для защиты обслуживающего персонала вся установка может быть помещена в герметичный защитный бокс 14.

Для выполнения экспериментальных работ установку с помощью нагревательных элементов прогревают, вакуумируют и заполняют газом и теплоносителем. Включают насос теплоносителя 8 и обеспечивают циркуляцию теплоносителя по контуру, и - следовательно, приповерхностное течение и перемешивание расплава. Различные скорости теплоносителя моделируют, регулируя расход теплоносителя насосом 8. Датчиком 9 замеряют концентрацию кислорода в теплоносителе и в случае его недостаточного уровня повышают, нагревая массообменник 10 электронагревательными элементами. Исследуемые радиоактивные вещества из контейнера 13 равномерно размешиваются в проходящем через него теплоносителе и, поступая с потоком теплоносителя к поверхности раздела фаз в емкости 1, частично испаряются и захватываются газом. Газ, содержащий радионуклиды, поступает на фильтр 2, где задерживаются частицы аэрозолей, затем в холодильник 3, на котором происходит осаждение конденсируемых веществ. Несконденсированные вещества уже в виде пара задерживаются в адсорбере 4 и барботере 5. Очищенный таким образом газ по трубам поступает снова в емкость 1, где снова захватывает испаряющиеся из расплава свинца радионуклиды. Таким образом, замыкается циркуляция газа. Для определения выхода летучих веществ необходимо знать уровень активности осевших радионуклидов на элементах 2, 3, 4, 5 газового контура, для чего их (элементы контура) подвергают исследованию радиохимическими методами (например, посредством гамма-спектрометра). Выход летучих веществ определяют как отношение уровня активности осевших радионуклидов к уровню активности загружаемых в контейнер 13 радионуклидов. Полученные данные используются для создания соответствующих характеристикам газовой среды локализующих и обеспечивающих радиационную безопасность систем.

1. Установка для определения выхода летучих веществ из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду, содержащая петлю циркуляции газа, включающую емкость с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней - патрубки подвода и отвода газа, холодильник, расходомер и компрессор для прокачки газа, отличающаяся тем, что установка дополнительно снабжена циркуляционным насосом для теплоносителя, емкость в нижней части снабжена патрубками подвода и отвода теплоносителя, которые соединены соответственно с выходом и входом циркуляционного насоса с формированием петли циркуляции теплоносителя, при этом петля циркуляции теплоносителя снабжена контейнером с исследуемым веществом, датчиком активности кислорода, массообменником, фильтром и нагревательными элементами для упомянутых элементов петли циркуляции теплоносителя, а петля циркуляции газа снабжена барботером и адсорбером, расположенными после холодильника.

2. Установка по п. 1, отличающаяся тем, что она помещена в герметичный защитный бокс.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области методов и средств обеспечения радиационной, химической и взрывопожарной безопасности подводных лодок. Способ предаварийного, аварийного и поставарийного контроля источников опасности в герметичных обитаемых объектах заключается в том, что предварительно выполняют описание объекта контроля.

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.

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.

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.
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.

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.

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.

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.

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.

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 контрольно-измерительной технике и может быть использовано в производстве ядерного топлива, в частности, для обнаружения дефектов (контроля) внешнего вида топливных таблеток. В заявленном способе обнаружения поверхностных дефектов цилиндрических объектов контролируемый цилиндрический объект перемещают через позицию контроля, где освещают боковую поверхность объекта N пучками света, которые формируют на контролируемой поверхности N световых полос, образующих замкнутую по периметру объекта световую полосу. Световые полосы располагаются в одной плоскости, перпендикулярной продольной оси объекта и лежащей под углом α к направлениям освещения. Изображения полос регистрируются N матричными фотоприемниками, оптические оси которых лежат в плоскости световых полос. В аналитическом устройстве по отклонениям положения изображений полос от номинального положения определяют наличие дефектов поверхности и принимают решение о годности объекта по критериям: глубина, длина и площадь дефектов. Технический результат - повышение производительности контроля поверхности цилиндрических объектов. 3 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к внутриреакторным средствам контроля параметров ядерного реактора. Автономная встроенная внутризонная измерительная сборка в канале для контроля уровней температуры и излучения вокруг сборки ядерного топлива передает выходные сигналы беспроводным способом на удаленный пункт. Внутризонная измерительная сборка в канале активируется кратковременным облучением внутри активной зоны реактора и остается активной после удаления тепловыделяющей сборки из активной зоны реактора. Технический результат – непрерывное обеспечение возможности удаленного контроля без внешнего источника энергии тепловыделяющей сборки, когда она переносится в удаленный пункт или хранится там. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 12 ил.

Изобретение относится к герметизации трещины в стенке бассейна атомной электростанции, а именно способу герметизации шва и мобильному роботу, оснащенному размотчиком клейкой ленты, который содержит головку, прижимающую клейкую ленту к стенке. Для осуществления герметизации шва управляют множеством отсасывающих систем робота, содержащих присоски, причем указанное множество отсасывающих систем содержит первую отсасывающую систему и по меньшей мере вторую отсасывающую систему. При этом размотчик механически интегрирован с первой отсасывающей системой, выполненной с возможностью перемещения относительно второй отсасывающей системы для регулирования положения головки размотчика и клейкой ленты, которую наносят на шов. И управляют перемещением первой отсасывающей системы относительно второй отсасывающей системы. При этом клейкую ленту размотчика наносят на шов при перемещении первой отсасывающей системы относительно второй отсасывающей системы. Изобретение позволяет наклеивать ленту в труднодоступных местах, на острых краях и при этом на протяженных участках. 3 н. и 11 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора. Система содержит интерфейс моделирования для определения стандартизированных данных моделирования абстрактной модели ядерного реактора, преобразования этих данных в данные моделирования ядерного реактора, определяющие модель ядерного реактора, симулятор, включающий множество модулей симулятора, включающих модуль нейтронного симулятора, модуль симулятора выгорания топлива, модуль термогидравлического симулятора и модуль симулятора характеристик материала, причем симулятор связан с интерфейсом моделирования и сконфигурирован для генерирования данных симуляции для интерфейса моделирования, причем интерфейс моделирования сконфигурирован для избирательной и итерационной посылки данных моделирования ядерного реактора в выбранные модули симулятора для формирования данных симуляции ядерного реактора, приема данных симуляции ядерного реактора, анализа и обновления данных моделирования и данных симуляции для их сохранения, стандартизации обновленных данных моделирования ядерного реактора, базу данных, связанную с интерфейсом моделирования и сконфигурированную для приема стандартизированных данных. 28 з.п. ф-лы, 40 ил., 3 табл.

Изобретение относится к способу контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных ядерных энергетических установок. В заявленном способе ОТВС помещают в герметичный пенал, заполненный газовым теплоносителем, нагревают пенал с ОТВС и прокачивают газовый теплоноситель с отходящими из ОТВС радиоактивными газами и парами остаточной влаги по замкнутому циркуляционному контуру последовательно через аэрозольный фильтр, селективный к йоду фильтр, барботер, заполненный раствором щелочи, и измерительную камеру. Отделяют радионуклиды 137Cs на аэрозольном фильтре, 129I - на селективном фильтре, 14С и остатки 129I - в щелочном растворе барботера. Далее проводят бета-радиометрические измерения 85Kr в газовом теплоносителе, сравнивают измеренные значения активности радионуклидов 85Kr с установленными критериями отбраковки дефектных твэлов отработавших тепловыделяющих сборок и определяют герметичность оболочек твэлов ОТВС. Техническим результатом является повышение точности определения объемной бета-активности 85Kr в газовом теплоносителе нагретой ОТВС. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 2 пр.

Изобретение относится к способу контроля графитовой кладки реактора РБМК. В заявленном способе осуществляют обследование выборочного числа ячеек реактора путем измерения в них величины стрелы прогиба канала, сравнивают ее с предельно-допустимым значением и принимают решения о продолжении эксплуатации реактора. На стадии эксплуатации, соответствующей ускоренному формоизменению кладки, проводят обследование ячеек, расположенных по правилу внутри кольца (19-21)-го рядов, а также внутри кольца (13-15)-го рядов от центра реактора. По полученным данным выявляют местоположение областей ячеек с наибольшими величинами стрелы прогиба. Проводят обследование ячеек этих областей, после чего определяют срок до проведения следующего обследования или до останова реактора на ремонт. При этом обеспечивают выполнение правила, состоящего в том, чтобы любой луч, проведенный из центра реактора, пересекал хотя бы одну обследуемую ячейку в каждом из колец. Техническим результатом является повышение своевременности и точности идентификация ячейки с максимальной величиной стрелы прогиба при одновременном сокращении числа обследуемых ячеек. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива, к способам определения и контроля подкритичности бассейнов выдержки. Способ контроля подкритичности отработавшего ядерного топлива заключается в создании расчетной модели хранилища и определении фрагмента хранилища с максимальными размножающими свойствами, численно решая условно-критическое уравнение. Для центра tизм выделенного интервала выполняют расчетное моделирование. Определяют расстояние r0 между источником и детектором, при котором минимальное значение декремента затухания равно асимптотическому значению декремента затухания α0. По минимуму данной зависимости определяют экспериментальное значение α0. Подкритичность контролируют по количественному значению реактивности ρ. Изобретение позволяет повысить ядерную безопасность бассейнов выдержки путем повышения достоверности контроля подкритичности за счет прямого измерения асимптотического значения декремента затухания и определения количественного значения величины реактивности. 6 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов). Способ измерения концентрации гелия в твэле включает подачу твэла в установку на позицию измерения. Проводят локальный импульсный нагрев участка оболочки твэла, измерение временных температурных зависимостей и определяют концентрации гелия в твэле. Перед подачей контролируемого твэла в установку измеряют температуру воздуха в установке, после размещения твэла на позицию измерения измеряют температуру оболочки твэла, измеряют временные температурные зависимости стандартных образцов, измерения проводят при всех сочетаниях допускаемых нижних и верхних значений температуры воздуха в установке и температуры оболочки твэла. Из совокупности результатов измерений со стандартными образцами и контролируемым твэлом определяют концентрацию гелия по соответствующей формуле. Изобретение позволяет повысить качество изготовления твэлов за счет возможности реализовать сплошной контроль содержания гелия в твэлах. 1 ил.
Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов, преимущественно для прогнозирования ресурсоспособности сталей, работающих в зонах нейтронного облучения объектов атомной техники. Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей включает изготовление образцов, определение их твердости в исходном состоянии и после облучения быстрыми нейтронами, определение сдвига температуры хрупко-вязкого перехода, причем изготавливают образцы стали с переменной концентрацией одного из компонентов по одному из габаритов образца, их макротвердость в точках с одинаковой концентрацией изменяемого компонента определяют методом Бринелля, а сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода ΔТк для каждой точки определяют по формуле: ΔТк=А+В(ΔНВ)2, где ΔНВ=НВОБ-НВИ, НВОБ - твердость стали после облучения, МПа, НВИ - твердость стали в исходном состоянии, МПа, А=100°C, В=0,00012°C/(МПа)2. Изобретение позволяет снизить трудоемкость и время определения сдвига критической температуры хрупкости при разработке сталей для корпусов реакторов типа ВВЭР. 5 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к устройствам для контроля внешнего вида цилиндрических изделий и, в частности, может быть использовано в производстве ядерного топлива. Устройство для обнаружения дефектов на образующей поверхности цилиндрических изделий содержит последовательно установленные на транспортерах узел формирования столба изделия, узел линейного перемещения изделий, узел контроля образующих изделий и узел разбраковки изделий. Узел формирования столба изделий содержит блок упоров и отсекатель, в состав каждого входят по два пневмоцилиндра. Узел линейного перемещения изделий содержит раму, с помощью которой осуществляется перемещение столба изделий на валы осмотра. Узел контроля образующих изделий содержит средство для формирования излучения видимого спектра, средство освещения контролируемых изделий, средство регистрации и передачи изображения в аналитическое устройство и связанное с ним средство сдува бракованных изделий. Узел разбраковки изделий содержит средство сдува бракованных изделий, с помощью которого забракованное изделие сбрасывается в емкость для брака. Изобретение позволяет синхронизировать вращение изделий и средство для формирования излучения видимого спектра. 8 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, к радиационному анализу материалов. Установка для определения выхода летучих веществ из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду содержит петлю циркуляции газа, включающую емкость с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней - патрубки подвода и отвода газа, холодильник, расходомер и компрессор для прокачки газа. Установка дополнительно снабжена циркуляционным насосом для теплоносителя. Емкость в нижней части снабжена патрубками подвода и отвода теплоносителя. Патрубки соединены соответственно с выходом и входом циркуляционного насоса с формированием петли циркуляции теплоносителя. Петля циркуляции теплоносителя снабжена контейнером с исследуемым веществом, датчиком активности кислорода, массообменником, фильтром и нагревательными элементами для упомянутых элементов петли циркуляции теплоносителя, а петля циркуляции газа снабжена барботером и адсорбером, расположенными после холодильника. Изобретение позволяет повысить точность исследований. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Наверх