Внутризонная измерительная сборка в канале

Авторы патента:

КИСТЛЕР Дэниел П. (US)

КАРВАЯЛ Йорге В. (US)

ХЕЙБЕЛ Майкл Д. (US)

G21H1/04 - элементы, использующие вторичное излучение, вызываемое альфа-, бета-, или гамма-излучениями (разрядные трубки H01J 40/00,H01J 47/00)

G21C17/00 - Контроль; проверка (измерение вообще G01)

Владельцы патента RU 2609154:

Вестингхаус Электрик Компани ЛЛС (US)

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.

ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

Данная заявка, согласно разделу 35 § 119(e) Кодекса законов США, испрашивает приоритет предварительной заявки США № 61/542,941 от 4 октября 2011 под названием POWER SUPPLY ELEMENT FOR IN-CORE ELECTRONICS («Элемент электропитания для внутризонного электронного оборудования»).

ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

1. ОБЛАСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Настоящее изобретение относится в общем к сборке ядерного топлива, имеющей внутризонную измерительную сборку в канале, которая измеряет температуру и радиационную обстановку вокруг тепловыделяющей сборки; и, более конкретно, к такой внутризонной измерительной сборке в канале, которая является автономной и может беспроводным способом передавать контрольную информацию об излучении и температуре на удаленный пункт.

2. УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

Во многих системах ядерных реакторах современного уровня техники используются внутризонные датчики для измерения радиоактивности внутри активной зоны на нескольких высотах по оси. Такие датчики используются для измерения радиального и аксиального распределения мощности в активной зоне реактора. Эта измерительная информация о распределении мощности используется для определения того, работает ли реактор в пределах распределения плотности энерговыделения. Обычный внутризонный детектор, используемый для выполнения данной функции, представляет собой автономный детектор, который вырабатывает электрический ток, пропорциональный количеству происходящих вокруг детектора распадов. Такой тип детекторов не требует для выработки тока внешнего источника электропитания и обычно называется автономным детектором, более подробно он описан в патенте США № 5,745,538 от 28 апреля 1998, переуступленном правопреемнику настоящего изобретения. На фигуре 1 дана схема механизмов, вырабатывающих электрический ток I(t), в элементе 10 автономного детектора. В качестве эмиттерного элемента 12 используется чувствительный к нейтронам материал, такой как ванадий, испускающий электроны в ответ на облучение нейтронами. Обычно автономные детекторы группируют в измерительные сборки в канале. Типичная внутризонная измерительная сборка в канале показана на фиг. 2. Уровень сигнала, созданного по существу неразрушающим чувствительным к нейтронам эмиттером 12, показанным на фиг. 1, низок, однако единичный чувствительный к нейтронам эмиттерный элемент длиной во всю активную зону обеспечивает адекватный сигнал без сложных и дорогих устройств обработки сигналов. Доли от сигнала от полной длины, созданного единичным чувствительным к нейтронам эмиттерным элементом, относящиеся к различным аксиальным областям активной зоны, определяются пропорциональным распределением сигнала, созданного разными длинами гамма-чувствительных элементов 14, которые задают аксиальные области активной зоны и показаны на фиг. 2. Устанавливают соотношения между распределенными сигналами, что позволяет исключить влияние многих эффектов запаздывающего гамма-излучения продуктов распада. Внутризонные измерительные сборки в канале также содержат термопару 18 для измерения температуры теплоносителя, выходящего из тепловыделяющих сборок. Выходные электрические сигналы от автономных детекторных элементов и от термопары в каждой внутризонной измерительной сборке в канале в активной зоне реактора поступают на электрический соединитель 20 и посылаются на достаточно удаленный от реактора пункт для окончательной обработки и использования для получения измеренного распределения мощности в активной зоне.

Фиг. 3 показывает пример системы контроля активной зоны, в настоящее время предлагаемой на продажу компанией Westinghouse Electric Company LLC, Cranberry, PA, под торговым названием WINCISE™, которая включает в себя фиксированные внутризонные измерительные сборки 16 в канале внутри измерительных каналов тепловыделяющих сборок в активной зоне для измерения распределения мощности в активной зоне. Кабельная сеть 22 продолжается от измерительных сборок 16 в канале через герметизирующий изолирующий столик 24 к отдельной камере 26 обработки, где сигналы нормируются, переводятся в цифровой формат, усиливаются и передаются через герметизирующие стенки 28 на компьютерную рабочую станцию 30, где их можно дальше обрабатывать и отображать. Сигналы термопары от внутризонных измерительных сборок в канале также передаются на модуль 32 холодного спая, который передает сигналы о неэффективности охлаждения активной зоны на монитор 34, передающий информацию компьютеру 36 электростанции, также соединенному с рабочей станцией 30. Из-за опасной среды внутри герметизирующих стенок 28 камеру 26 обработки сигналов необходимо разместить на значительном удалении от активной зоны, и сигнал должен передаваться от детекторов 16 на камеру 26 обработки сигналов по специально сконструированным кабелям, которые очень дороги, а их большая протяженность снижает отношение сигнал/шум. К сожалению, такая большая протяженность кабелей оказалась необходимой, потому что электронику для обработки сигналов необходимо защищать от среды с высокой радиоактивностью, окружающей область активной зоны.

В прежних конструкциях ядерных реакторов внутризонные детекторы входили в корпус реактора с нижнего полусферического конца и входили в измерительную систему тепловыделяющей сборки с нижнего хвостовика тепловыделяющей сборки. По меньшей мере в некоторых конструкциях ядерных реакторов последнего поколения, таких как ядерный реактор AP1000, доступ к системе внутризонного контроля осуществляется с верха корпуса реактора, что означает, что во время перегрузки топлива все кабели внутризонного контроля должны быть удалены перед осуществлением доступа к топливу. Беспроводной внутризонный монитор, который является автономным в тепловыделяющих сборках и беспроводным способом передает обработанные сигналы в точку, удаленную от корпуса реактора, позволил бы получить непосредственный доступ к топливу без необходимости длительного и дорогого процесса отсоединения, извлечения и хранения кабелей внутризонного контроля для получения доступа к тепловыделяющим сборкам и восстановления этих соединений после завершения процесса перегрузки топлива. Таким образом, беспроводной альтернативный вариант позволит выиграть дни в критическом пути останова для перегруза топлива. Беспроводная система также позволит контролировать каждую тепловыделяющую сборку, что значительно увеличит количество доступной информации о распределении мощности в активной зоне.

Однако беспроводная система требует, чтобы электронные компоненты находились внутри или вблизи активной зоны реактора, где полупроводниковая электроника очень быстро вышла бы из строя из-за гамма- и нейтронного излучения и высоких температур. Известно, что вакуумные лампы являются устойчивыми к радиации, однако их размеры и потребление тока до сих пор делали их неприменимыми на практике. Последние разработки в области микроэлектроники позволили уменьшить размеры вакуумных ламп до размеров компонентов интегральных схем и значительно сократить потребности в передаваемой мощности. Такая система описана в заявке на патент США, регистрационный номер 12/986,242 (патентный поверенный NSD 2010-009), под названием «Wireless In-core Neutron Monitor» («Беспроводной внутризонный регистратор нейтронов»), от 7 января 2011. Основным источником электропитания электрооборудования для передачи сигналов согласно варианту осуществления, описанному в указанной выше патентной заявке, является перезаряжаемая батарея, показанная как часть иллюстративного источника электропитания. Зарядка батареи осуществляется с использованием электрической мощности, которая производится специализированным элементом питания автономного детектора, который находится внутри источника электропитания, так что радиоактивное излучение в реакторе является источником предельной мощности питания устройства и может продолжаться до тех пор, пока специализированный элемент питания автономного детектора подвергается интенсивному радиоактивному излучению, имеющему место внутри активной зоны. Было бы дополнительным преимуществом, если бы внутризонная измерительная сборка в канале оставалась активной в тепловыделяющей сборке даже после удаления тепловыделяющей сборки из активной зоны реактора, чтобы состояние тепловыделяющей сборки можно было непрерывно контролировать в бассейне-хранилище отработавшего топлива, в контейнере для отработавшего топлива или при транспортировке к окончательному месту хранения, чтобы убедиться в отсутствии критичности и отсутствии повышения температуры до значения, которое может нарушить целостность тепловыделяющей сборки.

Таким образом, задачей настоящего изобретения является обеспечение внутризонной измерительной сборки в канале, которую можно удаленно контролировать беспроводным способом после ее удаления из активной зоны ядерного реактора.

Дополнительно, задачей настоящего изобретения является разработать источник питания для электрооборудования в активной зоне ядерного реактора, который, за счет нейтронной трансмутации или продуктов деления в источнике питания вырабатывает энергию для создания электрического тока, достаточного для поддержания беспроводной передачи сигналов о контролируемых излучении и температуре на удаленный пункт.

Кроме того, задачей настоящего изобретения является обеспечение такого источника питания, который вырабатывает по существу измеримый ток только после облучения, в основном в результате взаимодействия с гамма-излучением, образующимся при делении внутри активной зоны ядерного реактора.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Эти и другие задачи решает источник питания блока электрооборудования в активной зоне ядерного реактора, который не вырабатывает по существу измеримого тока, способного снабжать энергией внутризонный блок электрооборудования, до тех пор, пока он не будет облучен внешним источником излучения, и который продолжает вырабатывать энергию, достаточную для снабжения блока электропитания, и после облучения внешним источником излучения. Источник питания включает в себя автономный элемент питания, содержащий материал, который вырабатывает по существу измеримый ток только после облучения внешним источником излучения и продолжает вырабатывать по существу измеримый ток после отключения от внешнего источника излучения. Элемент источника питания герметично изолирован внутри корпуса источника питания, чтобы изолировать его от потока теплоносителя внутри активной зоны ядерного реактора. Желательно, чтобы элемент автономного источника питания вырабатывал по существу измеримый ток за счет дополнительного излучения, возникающего из-за нейтронной трансмутации или продуктов деления материала, находящегося внутри элемента источника питания, вслед за облучением внешним источником после удаления из внешнего источника излучения. Предпочтительно внешним источником излучения является излучение, происходящее в активной зоне реактора. Желательно, чтобы элемент автономного источника содержал материал, который вырабатывает по существу измеримый ток только после облучения в первую очередь в результате взаимодействия с гамма-излучением, образующимся при делении внутри активной зоны ядерного реактора.

В одном варианте осуществления элемент автономного источника питания содержит электрический провод, покрытый по существу по окружности муфтой из кобальта-59, которая по существу по окружности заключена в платиновую оболочку. Предпочтительно платиновая оболочка по окружности заключена внутри стальной внешней оболочки, а между ними проложена электрическая изоляция. Желательно, чтобы изоляция была из оксида алюминия. В другом предпочтительном варианте осуществления электрический провод в источнике питания покрыт кобальтом-59, который, в свою очередь, покрыт платиной.

Эти и другие задачи решаются, кроме того, сборкой ядерного топлива, имеющей автономную внутризонную измерительную сборку в канале, которая активируется упомянутым выше элементом автономного источника питания, целиком расположенным внутри сборки ядерного топлива. Автономная внутризонная измерительная сборка в канале дополнительно включает отдельные автономные детекторные элементы, чувствительные к нейтронам и гамма-излучению, совмещенные внутри внутризонной измерительной сборки в канале с термопарным датчиком, который расположен внутри внутризонной измерительной сборки в канале вблизи головки тепловыделяющей сборки. Отдельные элементы, чувствительные к нейтронному и гамма-излучению, и термопара способны выдавать автономные беспроводные сигналы, которые могут беспроводным способом передаваться на станцию обработки данных и из которых можно определить распределение мощности в активной зоне, близость к критичности, распределение температур или K_eff в тепловыделяющей сборке. Желательно, чтобы автономная внутризонная измерительная сборка в канале была способна дать информацию, из которой можно было бы определить полное количество и распределение теплоты распада продуктов деления внутри тепловыделяющей сборки в хранилище отработавшего топлива. Дополнительно, еще в одном варианте осуществления автономная внутризонная измерительная сборка в канале внутри тепловыделяющей сборки способна давать информацию, из которой можно было бы определить и отслеживать постоянно, автономно и беспроводным способом соответствующее распределение температуры в резервуаре теплоносителя, когда тепловыделяющая сборка помещена в бассейн-хранилище отработавшего топлива. Желательно, чтобы термопарный датчик и отдельные детекторные элементы, чувствительные к нейтронному и гамма-излучению, были помещены соответственно внутри отдельных кожухов с общим электрическим заземлением, способным электрически изолировать датчик и элементы.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Более глубокое понимание настоящего изобретения может быть достигнуто при чтении следующего описания предпочтительных вариантов осуществления, сопровождающихся прилагаемыми чертежами, на которых:

Фиг. 1 схематически показывает автономный детектор излучения;

Фиг. 2A представляет собой вид сверху внутризонного измерительного канала;

Фиг. 2B схематически показывает внутреннюю часть передней оболочки внутризонной измерительной сборки в канале с фиг. 2A;

Фиг. 2C показывает сечение электрического соединителя с заднего конца внутризонной измерительной сборки в канале по фиг. 2A;

Фиг. 3 представляет собой схему внутризонной системы контроля;

Фиг. 4 показывает упрощенную схему первого контура системы ядерного реактора, к которой может быть применимо настоящее изобретение;

Фиг. 5 показывает вид сверху, частично в сечении, корпуса ядерного реактора и внутренних компонентов, к которым может быть применимо настоящее изобретение;

Фиг. 6 показывает вид сверху, частично в сечении, ядерной тепловыделяющей сборки, содержащей внутризонную ядерную измерительную сборку в канале по настоящему изобретению;

Фиг. 7 показывает блок-схему электронных устройств, которая может использоваться с настоящим изобретением;

Фиг. 8 схематически показывает электрическую схему контура источника питания, который может использоваться с элементом источника питания по настоящему изобретению для снабжения энергией электрической схемы, показанной фиг. 7;

Фиг. 9 показывает осевое сечение одного варианта осуществления элемента источника питания по настоящему изобретению;

Фиг. 10 показывает радиальное сечение варианта осуществления, показанного на фиг. 9;

Фиг. 11 показывает схему внутреннего устройства внутризонной измерительной сборки в канале, включающую один вариант осуществления настоящего изобретения; и

Фиг. 12 показывает схему автономной беспроводной внутризонной системы измерения распределения мощности в активной зоне реактора согласно настоящему изобретению.

ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНОГО ВАРИАНТА ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Первый контур ядерных энергетических установок, которые охлаждаются водой под давлением, содержит замкнутый контур, изолированный от и участвующий в теплообмене со вторым контуром для выработки полезной энергии. Сторона первого контура содержит корпус реактора, в котором заключена активная зона, содержащая множество тепловыделяющих сборок с ядерным топливом, первый контур внутри парогенераторов-теплообменников, внутренний объем компенсатора давления, насосы и трубы для циркуляции воды под давлением; причем трубы независимо соединяют каждый из парогенераторов и насосов с корпусом реактора. Каждая из частей первого контура, содержащая парогенератор, насос и систему труб, соединенных с корпусом реактора, образуют цепь стороны первого контура.

С иллюстративной целью на фиг. 4 упрощенно показан первый контур ядерного реактора, включающий в себя в целом цилиндрический корпус 40 реактора с крышкой 42, содержащий активную зону 44 реактора. Жидкий теплоноситель реактора, такой как вода, накачивают в корпус 40 насосом 46 через активную зону 44, где тепловая энергия поглощается и отводится на теплообменник 48, обычно называемый парогенератором, где тепло передается в контур потребления (не показан), такой как паровой турбинный генератор. Теплоноситель реактора затем возвращается в насос 46, которым завершается первый контур. Обычно несколько описанных выше контуров соединяются в одном корпусе 40 реактора с помощью трубопровода 50 первого контура.

Иллюстративное устройство реактора, к которому может быть применимо настоящее изобретение, показано на фигуре 5. Дополнительно к активной зоне 44, состоящей из множества параллельных, вертикальных, сонаправленных тепловыделяющих сборок 80, для целей настоящего описания остальную внутреннюю структуру корпуса можно разделить на нижний блок 52 и верхний блок 54. В типовых проектах функцией нижнего блока является поддержка, выравнивание и направление компонентов и оборудования активной зоны, а также направление потока внутри корпуса. Верхний блок 54 фиксирует или обеспечивает вторичную фиксацию тепловыделяющих сборок 80 (для простоты на данной фигуре показаны только две из них), и поддерживает и направляет оборудование и компоненты, такие как регулирующие стержни 56. В иллюстративном реакторе, показанном на фиг. 5, теплоноситель входит в корпус 40 реактора через один или более входных патрубков 58, протекает вниз через кольцевой зазор между корпусом 40 реактора и шахтой 60 реактора, поворачивает на 180° в нижней камере 61 корпуса реактора, проходит вверх через нижнюю опорную плиту 62 и нижнюю плиту 64 активной зоны, в которой установлены тепловыделяющие сборки 80, и через и вблизи тепловыделяющих сборок. В некоторых конструкциях нижняя опорная плита 62 и нижняя плита 64 активной зоны заменяются единственной конструкцией - нижней опорной плитой активной зоны, которая имеет ту же высоту, что и плита 62. Выходящий из активной зоны 44 теплоноситель течет вдоль нижней стороны верхней плиты 66 активной зоны и вверх через множество перфорированных отверстий 68 в верхней плите 66 активной зоны. Затем теплоноситель течет вверх и в радиальном направлении к одному или более выходным патрубкам 70.

Верхний блок 54 может опираться на корпус или на крышку 42 корпуса и включает в себя верхнюю опорную систему 72. Нагрузка распределяется между верхней опорной конструкцией 72 и верхней плитой 66 активной зоны в первую очередь множеством опорных колонн 74. Каждая опорная колонна выровнена над конкретной тепловыделяющей сборкой 80 и перфорированными отверстиями 68 в верхней плите 66 активной зоны.

Способные перемещаться прямолинейно регулирующие стержни 56 обычно включают в себя приводной вал 76 и крестовину 78 стержней-поглотителей нейтронов, которые направляются через верхние внутренние структуры 54 и в выровненные тепловыделяющие сборки 80 посредством направляющих труб 79 регулирующих стержней.

Фиг. 6 представляет собой вид сбоку, в неполной форме по вертикали, тепловыделяющей сборки, которая как целое обозначена позицией 80. Тепловыделяющая сборка 80 является такой, какие используются в водо-водяных реакторах, и имеет структурный каркас, нижняя часть которого включает в себя хвостовик 82. Хвостовик 82 удерживает тепловыделяющую сборку на нижней опорной плите 64 активной зоны ядерного реактора. Кроме хвостовика 82, структурный каркас тепловыделяющей сборки 80 включает в себя также на верхнем конце 84 и ряд направляющих труб, или глухих каналов 86, продолжающихся в продольном направлении между хвостовиком 82 и головкой 84 и жестко прикрепленным к ним с противоположных концов.

Тепловыделяющая сборка 80 дополнительно включает в себя множество поперечных решеток 88, пространственно разнесенные в продольном направлении и укрепленные на направляющих втулках 86 (которые также называются направляющими трубами) и упорядоченный ряд продолговатых топливных стержней 90, поперечно разнесенных и поддерживаемых решетками 88. Хотя это не видно на фиг. 6, решетки 88 обычно образованы перпендикулярными планками, которые проложены с образованием ячеистой структуры с прилегающими границами из четырех планок, ограничивающими почти квадратные опорные ячейки, которые удерживают топливные стержни 90, поперечно разнесенные относительно друг друга. Во многих типовых конструкциях в противоположных стенках планок, образующих опорные ячейки, отштампованы пружины и углубления. Пружины и углубления продолжаются радиально в опорные ячейки и удерживают между ними топливные стержни; для фиксации топливных стержней прикладывается давление к оболочке тепловыделяющего стержня. Также сборка 80 имеет измерительную трубку 92, расположенную в ее центре, которая продолжается и прикреплена к хвостовику 82 и головке 84. При таком расположении деталей тепловыделяющая сборка 80 образует цельный модуль, который можно удобно обслуживать, не повреждая совокупность деталей сборки.

Как упоминалось выше, топливные стержни 90 в сборке 80 дистанцированы друг от друга решетками 88, разнесенными по длине тепловыделяющей сборки. Каждый топливный стержень 90 включает в себя множество таблеток 94 ядерного топлива и закрыт с противоположных концов верхней и нижней концевыми заглушками 96 и 98. Таблетки 94 ядерного топлива удерживаются в стопке напорной пружиной 100, расположенной между верхней концевой заглушкой 96 сверху стопки таблеток. Таблетки 94 ядерного топлива, состоящие из делящегося материала, создают реактивную мощность реактора. Оболочка, окружающая таблетки, играет роль барьера для предотвращения попадания побочных продуктов распада в теплоноситель и последующего загрязнения системы реактора.

Для управления процессом деления несколько управляющих стержней 56 перемещаются относительно друг друга в направляющих втулках 86, расположенных в заранее заданных положениях в тепловыделяющей сборке 80. А именно стержневой механизм 78 системы управления и защиты (также называемый крестовиной), расположенный над головкой 84, поддерживает регулирующие стержни 56. Стержневой механизм системы управления и защиты имеет цилиндрический концентратор 102 с внутренней резьбой с множеством радиально продолжающихся лап, или рычагов, 104, которые вместе с управляющими стержнями 56 образуют крестовину 78, ранее упоминавшуюся в связи с фигурой 5. Каждый рычаг 104 соединяется с регулирующими стержнями 56, так что регулирующий механизм 78 способен перемещать регулирующие стержни вертикально в направляющих втулках, регулируя таким образом процесс деления в тепловыделяющей сборке 80, за счет мощности двигателя приводных валов 76 (показаны на фиг. 5) регулирующих стержней, соединенных с концентраторами 102 регулирующих стержней известным способом.

Как упоминалось выше, в конструкции атомной электростанции AP1000 доступ к средствам внутризонного контроля осуществляется через верх корпуса реактора, что существенно отличается от предыдущих проектов, в которых кабели неподвижного внутризонного детектора проходили через дно корпуса реактора и в измерительную систему тепловыделяющей сборки через хвостовик тепловыделяющей сборки. Изменение структуры означает, что во время перегрузки топлива потребуется отсоединить все обычные кабели внутризонного контроля перед доступом к топливу. Настоящее изобретение обеспечивает беспроводной внутризонный монитор, который целиком содержится внутри измерительной системы в тепловыделяющих сборках без каких-либо частей, выходящих за пределы активной зоны, и который позволит получить доступ к тепловыделяющим сборкам без прохождения дорогих и занимающих много времени этапов отсоединения и подключения кабелей. Кроме того, настоящее изобретение обеспечивает сенсорную систему тепловыделяющей сборки, способную продолжать контролировать уровень температуры и радиации в тепловыделяющей сборке после удаления тепловыделяющей сборки из активной зоны. Согласно настоящему изобретению, внутризонная измерительная сборка в канале показана в виде блок-схемы на фиг. 7 и включает в себя, дополнительно к фиксированному внутризонному детектору нейтронов, автономный источник питания и беспроводной проводящий контур. В одном варианте осуществления внутри проводящего контура выходной ток нейтронного детектора подается напрямую на усилитель 112, устраняя необходимость кабелей. Одна или более стадий усиления осуществляются в усилителе 112, предпочтительно использующем микроэлектронные устройства. Вакуумный диод предпочтительно помещают в сеточную цепь усилителя, заставляя усилитель отвечать согласно алгоритму, таким образом позволяя электронике отслеживать поток нейтронов от пусковой до полной мощности. Усиленный сигнал затем подают на преобразователь 114 ток-напряжение. Выходное напряжение преобразователя 114 ток-напряжение используется в качестве входного для управляемого напряжением генератора 118, который преобразует напряжение в выходную частоту. При изменении потока нейтронов также изменится и входное напряжение управляемого напряжением генератора, что изменит выходную частоту. Вакуумная микроэлектронная реактивная лампа может использоваться для управляемого напряжением генератора 118. Такая конфигурация обеспечивает точное соответствие между потоком нейтронов, который контролируется нейтронным детектором 10, и выходной частотой управляемого напряжением генератора 118. То же усиление и частотное преобразование может применяться к выходу термопарного датчика для обеспечения выходных данных, усиливаемых усилителем 120, выход которого соединен с беспроводным передатчиком 122 внутри внутризонной измерительной сборки 16 в канале. Внутризонная измерительная сборка 16 в канале может быть выполнена единым модулем, объединяющим термопару, нейтронный детектор, источник питания и передаточный контур, или она может быть выполнена отдельными модулями, например, автономного источника питания, термопарного и нейтронного детекторов и передаточного контура, соответственно.

Первичным источником питания для передающей сигнал электроники является аккумуляторная батарея 132, показанная как часть иллюстративного источника питания с фиг. 8. Заряд батареи 132 поддерживают использованием электрической мощности, выделяемой специализированным автономным элементом 134 источника питания, который содержится внутри источника 130 питания, встроенного во внутризонную измерительную сборку в канале. Таким образом, встроенный беспроводной передатчик 138 получает энергию от нового комбинированного генератора тока на основе гамма-излучения продуктов деления и гамма-излучения продуктов нейтронной трансмутации, встроенного во внутризонную измерительную сборку в канале согласно данному варианту осуществления настоящего изобретения. Элемент 134 автономного источника питания также показан более подробно на фиг. 9 и 10 и будет более полно описан далее. Дополнительно, согласно данному варианту осуществления, измерения нейтронного и гамма-излучений получают от отдельных чувствительных к нейтронам и гамма-излучению автономных детекторов, соответственно 142 и 140 (показаны на фиг. 11), совмещенных во внутризонной измерительной сборке в канале, которая может быть помещена в измерительную систему тепловыделяющей сборки и может продолжаться во всей области 144 активной зоны. Благодаря конструкции источника 134 питания передатчика, внутризонная измерительная сборка в канале, выполненная согласно настоящему изобретению, останется работоспособной внутри тепловыделяющей сборки на протяжении ее полного жизненного цикла, включая помещение в бассейн-хранилище топлива и в любое последующее хранилище. Сигналы нейтронного, гамма- и термопарного датчиков во всех измерительных тепловыделяющих сборках измеряются и беспроводным способом передаются на центральную станцию обработки, где эти сигналы могут использоваться для получения рабочего распределения мощности в активной зоне или как указание на приближение к критичности, а также для получения распределения температуры в массиве сборок отработавшего топлива как в реакторе 40, так и по окончании срока службы тепловыделяющих сборок, в бассейне-хранилище 148 отработавшего ядерного топлива, схематически показанном на фиг. 12. Дополнительно, контролируемый сигнал позволяет получить расчетное значение эффективного коэффициента размножения (K_eff), характеризующего предельный K_eff в бассейне-хранилище отработавшего ядерного топлива. При соответствующих усовершенствованиях современной конструкции концентраторов 102 кластерной сборки регулирующих стержней такая конструкция внутризонной измерительной сборки в канале позволит в каждой тепловыделяющей сборке в активной зоне проводить измерения данными датчиками, так что можно корректировать неточность измерения мощности активной зоны, ограничивающую производимую реактором мощность, которая допустима в активной зоне, для увеличения допустимой выходной мощности активной зоны без увеличения среднего обогащения ядерного топлива ураном-235. Эта информация также может использоваться для того, чтобы получить возможность непрерывно отслеживать полное количество и распределение тепла при распаде продуктов деления и соответствующее температурное распределение в теплоносителе в бассейне для отработавшего ядерного топлива, не опираясь на датчики, которые могут выйти из строя в ситуации обесточивания электростанции. Применение настоящего изобретения позволит электростанции максимально увеличить количество топлива, которое может безопасно храниться в бассейне-хранилище отработавшего топлива, и значительно увеличить доступную информацию об условиях внутри активной зоны и в бассейне-хранилище отработавшего топлива в тех обстоятельствах, которые приводят к обесточиванию станции.

Один предпочтительный вариант осуществления внутризонной измерительной сборки в канале согласно настоящему изобретению показан на фиг. 11 и включает в себя: i) чувствительные к нейтронам и/или гамма-излучению автономные детекторные элементы 140, 142, находящиеся в отдельных местах внутри тепловыделяющей сборки; ii) термопару 146 типа К на выходе активной зоны, расположенную по оси вверху области 144 активной зоны внутри тепловыделяющей сборки, причем и термопара 146 на выходе активной зоны, и автономные детекторные элементы 140, 142 помещены внутрь отдельных металлических кожухов 150 с общим электрическим заземлением 152, так что все элементы остаются электрически изолированными; iii) элемент 134 источника электропитания, работающий на электрическом токе, создаваемым в основном в результате взаимодействия с гамма-излучением, образующимся при делении, для выработки электрического тока, когда внутризонная измерительная сборка в канале находится внутри тепловыделяющей сборки в работающей активной зоне, и работающий на дополнительном излучении, возникающем при нейтронной трансмутации или излучении продуктов деления материала, содержащегося внутри элемента источника питания, для выработки электрического тока после короткого периода времени нахождения внутри работающей активной зоны, или когда тепловыделяющая сборка хранится в шахте для отработавшего ядерного топлива или в контейнере для хранения тепловыделяющих сборок; iv) электрооборудование 136 для обработки сигналов, подобное описанному выше, для передачи сигнала автономного детектора и термопары на выходе из активной зоны, размещенное так, что герметичный и аттестованный к условиям окружающей среды комплект электрооборудования расположен в области головки 84 тепловыделяющей сборки; v) антенный блок, позволяющий электрооборудованию 122 для обработки сигналов передавать сигнал, который может быть принят приемной антенной 124, расположенной в области 42 верхней крышки корпуса реактора, что позволит сигналу выходить из корпуса реактора, чтобы он мог ретранслироваться приемопередатчиком 138 на приемники 116, расположенные за пределами здания реактора; и vi) металлический кожух 154 (такой, как кожух предыдущего уровня техники, показанный на фиг. 2C), который содержит элементы от (i) до (v) настоящего варианта осуществления, защищающий эти элементы от прямого воздействия теплоносителя реактора или доступа влажности из других источников и обеспечивающий внутризонной измерительной сборки в канале защиту от механических повреждений и электрическую изоляцию от внешних источников электромагнитных и/или радиочастотных помех.

Более конкретно, фиг. 11 иллюстрирует схему данной внутризонной измерительной сборки в канале согласно одному предпочтительному варианту осуществления, предназначенной для использования в структуре малого модульного реактора, предложенного Westinghouse Electric Company LLC, Крэнберри, Пенсильвания. Фиг. 10 иллюстрирует схематический пример варианта осуществления элемента 134 источника питания, показанного на фиг. 11. В элементе источника питания, показанном на фиг. 9 и 10, основным источником зависящего от времени электрического тока I(t), вырабатываемого устройством, является комптоновское и фотоэлектрическое рассеяние электронов, образующихся в платиновой оболочке 156 на полом проводе из кобальта-59 за счет гамма-излучения, образующегося при делении и продуктов деления внутри работающей активной зоны реактора. После того, как внутризонная измерительная сборка в канале находилась внутри работающей активной зоны реактора в течение некоторого сравнительно короткого периода времени во время обычного рабочего цикла реактора, гамма и бета-излучение, вызванное распадом кобальта-60, образующегося при поглощении кобальтом-59 нейтрона, начнет вносить дополнительный вклад в выходной электрический ток, который проводится на батарею 132 по центральному электрическому проводу 160. В конечном счете количество кобальта-60, образовавшегося из кобальта-59, будет достаточным для создания электрического тока, необходимого для питания передатчика 138 сигналов автономного детектора даже в случае останова реактора или удаления тепловыделяющей сборки, содержащей внутризонную измерительную сборку в канале, из активной зоны реактора. Этого принципа работы можно достичь и при других материалах источника питания, и соображения, описанные здесь, не должны ограничиваться использованием кобальта-59. Ключевым моментом в новизне конструкции данной внутризонной измерительной сборки в канале является использование материалов, которые изначально не являются радиоактивными, но способны вырабатывать электроэнергию при помещении в работающую активную зону реактора, и по существу воспроизводить материал для увеличения мощности, вырабатываемой элементом источника питания, достаточной для того, чтобы элемент источника питания мог обеспечивать достаточную мощность передатчику внутризонной измерительной сборки в канале, чтобы он мог должным образом функционировать при удалении тепловыделяющей сборки из активной зоны реактора.

Размер, толщина и масса генерирующего сигнал материала и электрической изоляции, содержащихся внутри элемента 134 питания, можно оптимизировать для получения выходной мощности и производительности, удовлетворяющих требованиям к потреблению энергии в самом широком диапазоне производительностей и амплитуд сигналов электроники передатчика. Поскольку внутризонная измерительная сборка в канале данной структуры может располагаться внутри тепловыделяющей сборки, даже когда последняя помещена в бассейн-хранилище отработавшего топлива, облученные внутризонные измерительные сборки, значительная часть электрического тока в которых создается элементами источника питания за счет активируемого нейтронами компонента элемента источника питания, могут быть перемещены из одной тепловыделяющей сборки в другую, чтобы гарантировать, что будет доступна определенная минимальная электрическая мощность, способная обеспечить как использование внутри тепловыделяющих сборок, уже помещенных в бассейн-хранилище отработавшего топлива, имеющих сравнительно высокие уровни источников гамма-излучения от продуктов деления, и внутри тепловыделяющих сборок, хранящихся в бассейне-хранилище отработавшего топлива длительное время, что позволяет снизить уровень гамма-излучения продуктов распада на много порядков величины.

Следует также отметить, что прикрепление сигнального провода 160 к материалу из кобальта-59 можно осуществить, покрывая сигнальный провод 160 кобальтом-59 и затем платиной 156. При таком подходе элемент источника питания будет более прочным и долговечным, и это можно легко осуществить припаиванием или обжиманием сигнального провода к проводу из кобальта-59. Изоляция, такая как изоляция 162 из оксида алюминия, размещается между кожухом 150 и платиновой оболочкой 156 и вокруг всей поверхности сборки вместе с кожухом 150. Такой тип устройства может использоваться во всех типах реакторов и обеспечивать дополнительный критерий эффективности работы реакторов, а также их безопасности.

Фиг. 12 показывает схему расположения оборудования автономного беспроводного внутризонного детектора системы измерения распределения мощности в активной зоне, выполненную согласно только что описанному одному варианту осуществления настоящего изобретения был. Схема расположения, показанная на фиг. 12, идентична схеме расположения, показанной на фиг. 3 для обычной системы внутризонного контроля, за исключением того, что внутризонная измерительная сборка в канале теперь повернута на 180°, так что электрические соединители для детекторного элемента расположены ближе к приемнику беспроводного передатчика сигналов и вместо кабелей используются беспроводные передатчики и приемники 122, 124, 138 и 116; и внутризонное электрооборудование 26 и 32 соответственно заменено системой 108 обработки сигналов автономного детектора и системой 106 обработки сигналов термопары на выходе из активной зоны, расположенной снаружи гермообъема 28. Во всех других отношениях системы одинаковы.

Из фиг. 12 можно также понять, что сигнал от внутризонной измерительной сборки 16 в канале, т.е. сигнал беспроводного передатчика 122 принимается антенной 124 на внутренней стороне крышки 42 корпуса реактора, которая сообщается с комбинацией 138 беспроводного приемника и ретранслятора на крышке 42 корпуса реактора. Таким образом, крышку 42 корпуса реактора можно удалить и получить доступ к тепловыделяющим сборкам, при котором внутризонная измерительная сборка не будет помехой. Размещение передающей антенны на корпусе реактора зависит от структуры реактора, но идея состоит в осуществлении передачи в непосредственной близости к корпусу реактора в месте, которое не будет препятствовать доступу к тепловыделяющей сборке. Сигнал нейтронов затем ретранслируется контуром 138 ретрансляции на приемник 116, находящийся в непосредственной близости от внешней стенки гермообъема. Комбинация 138 приемника и ретранслятора должна быть также выполнена из вакуумных микроэлектронных устройств из-за их непосредственной близости к корпусу реактора; тем не менее, приемники 116 и схемы 106 и 108 обработки могут быть выполнены из обычных твердотельных компонентов и могут быть расположены в гермообъеме, удаленном от корпуса реактора, или вне гермообъема. Дополнительно, тепловыделяющая сборка 16 образно показана в бассейне-хранилище 148 отработавшего ядерного топлива, чтобы проиллюстрировать, что тепловыделяющую сборку можно непрерывно контролировать после ее извлечения из реактора и помещения в хранилище отработавшего ядерного топлива.

Хотя конкретные варианты осуществления изобретения были описаны подробно, специалисты в данной области техники поймут, что в свете общей идеи изобретения могут быть сделаны различные модификации и альтернативы этих деталей. Соответственно, описанные частные варианты осуществления являются только иллюстративными и не ограничивают сущности изобретения, которое дано во всей своей полноте в прилагаемой формуле изобретения, и всех его эквивалентов.

1. Источник питания для внутризонного блока (16) электрооборудования ядерного реактора, содержащий:

- автономный элемент (134) источника питания, содержащий материал (158), который до облучения не вырабатывает по существу измеримый электрический ток, способный снабжать энергией внутризонный блок электрооборудования, и который после облучения внешним источником (44) излучения в течение выбранного периода времени вырабатывает по существу измеримый ток даже после удаления от воздействия внешнего источника излучения;

- кожух (150) источника питания, герметично изолирующий автономный элемент (134) источника питания от потока теплоносителя внутри активной зоны ядерного реактора, и

- электропроводящий соединитель, выполненный с возможностью соединения с внутризонным блоком электрооборудования для передачи по существу измеримого электрического тока к внутризонному блоку электрооборудования и соединения выхода внутризонного блока электрооборудования с внешним местоположением относительно ядерного реактора без ввода дополнительной энергии из-за пределов активной зоны ядерного реактора.

2. Источник питания по п. 1, в котором автономный элемент (134) источника питания, после удаления от воздействия внешнего источника излучения в течение выбранного периода времени, создает по существу измеримый ток за счет воздействия излучения, вызванного нейтронной трансмутацией или продуктами деления материала (158), содержащегося в элементе источника питания.

3. Источник питания по п. 1, в котором автономный элемент (134) источника питания вырабатывает по существу измеримый ток после облучения внутри активной зоны (44) реактора.

4. Источник питания по п. 1, в котором автономный элемент (134) источника питания содержит материал, который вырабатывает по существу измеримый ток только после облучения главным образом за счет взаимодействий с гамма-излучением, образующимся при делении внутри активной зоны (44) ядерного реактора.

5. Источник питания по п. 1, в котором автономный элемент (134) источника питания содержит электрический провод (160) по существу по окружности окруженный муфтой (158) из Со-59, которая по существу по окружности окружена платиновой оболочкой (156).

6. Источник питания по п. 5, в котором платиновая оболочка (156) по окружности заключена внутри стального кожуха (150) с электрической изоляцией (162), расположенной между ними.

7. Источник питания по п. 6, в котором изоляцией (162) является алюминий.

8. Источник питания по п. 5, в котором электрический провод (160) покрыт Со-59 (158), который, в свою очередь, покрыт платиной (156).

9. Сборка (80) ядерного топлива, имеющая внутризонный блок (16) электрооборудования, которая активируется элементом (134) источника питания по п. 1, причем измерительная сборка в канале внутри сборки ядерного топлива, внутризонный блок электрооборудования содержит:

- отдельные автономные детекторные элементы (142, 140), чувствительные к нейтронному и гамма-излучению, совмещенные во внутризонный блок (16) электрооборудования; и

- термопарный датчик (146), расположенный внутри внутризонного блока (16) электрооборудования в верхней части измерительной сборки в канале по существу в головке (84) сборки (80) ядерного топлива;

причем отдельные автономные детекторные элементы (142, 140), чувствительные к нейтронному и гамма-излучению, и термопара (146) снабжаются энергией элемента источника питания и способны выдавать автономные беспроводные сигналы, которые передаются беспроводным способом, на станцию (106, 108) обработки вне активной зоны и из которых определяют распределения мощности в активной зоне, близости к критичности, распределения температуры или K_eff тепловыделяющей сборки.

10. Сборка (80) ядерного топлива по п. 9, в которой внутризонный блок (16) электрооборудования выполнен с возможностью обеспечения информации, из которой определяют полное количество и распределение теплоты распада продуктов деления внутри тепловыделяющей сборки из внутризонной сборки (16) электрооборудования, когда тепловыделяющая сборка хранится в бассейне-хранилище отработавшего топлива.

11. Сборка (80) ядерного топлива по п. 9, в которой внутризонный (16) блок электрооборудования выполнен с возможностью обеспечения информации, из которой определяют распределение температур в соответствующем бассейне теплоносителя и отслеживают в непрерывном режиме автономно и беспроводным способом, когда тепловыделяющая сборка находится в бассейне-хранилище (148) отработавшего топлива.

12. Сборка (80) ядерного топлива по п. 9, в которой термопарный датчик (146) и отдельные детекторные элементы (142, 140), чувствительные к нейтронному и гамма-излучению, помещены соответственно в отдельные кожухи с общим электрическим заземлением (152), выполненным так, что и датчик, и элементы являются электрически изолированными.

Изобретение относится к контрольно-измерительной технике и может быть использовано в производстве ядерного топлива, в частности, для обнаружения дефектов (контроля) внешнего вида топливных таблеток.

Установка для определения выхода летучих веществ из тяжелого жидкометаллического теплоносителя в газовую среду // 2600732

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.

Способ предаварийного, аварийного и поставарийного контроля источников радиационной, химической и взрывопожарной опасности в герметичных обитаемых объектах, преимущественно подводных лодках, и комплексная система для его осуществления // 2596063

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.

Способ проверки работоспособности системы контроля течи трубопровода // 2583893

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.

Система многопараметрического непрерывного мониторинга эксплуатационной повреждаемости оборудования атомной электростанции // 2574578

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.

Способ контроля качества монтажа внутриреакторных термодатчиков // 2565249

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 калибровки счетного канала реактиметра // 2560531

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.

Передвижение материалов в ядерном реакторе // 2554072

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.

Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления // 2549544

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.

Устройство для регистрации ядерных излучений для систем управления и защиты ядерных реакторов "подвеска ионизационной камеры" // 2549177

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.

Герметизация трещин в бассейне атомной электростанции // 2611613

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.

Усовершенствованная нейтронная система // 2621968

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.

Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок // 2622107

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.

Способ контроля состояния графитовой кладки реактора рбмк // 2625457

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.

Способ контроля подкритичности бассейнов выдержки хранилища отработавшего ядерного топлива // 2634124

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.

Способ измерения концентрации гелия в тепловыделяющем элементе // 2634309

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.

Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр // 2635658

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.

Устройство обнаружения дефектов на образующей поверхности цилиндрических изделий // 2638179

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.

Защитная пробка гнезда хранения отработавшего ядерного топлива и термодатчик // 2645833

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Защитная пробка гнезда хранения пеналов с ОЯТ включает корпус, образованный верхним и нижним дисками и обечайкой, заполненный бетоном. В корпусе пробки установлена ступенчатая проходка, примыкающая к обечайке своей нижней частью, снабженная резьбовым штуцером с накидной гайкой. В ступенчатой проходке размещен с возможностью извлечения из нее ступенчатый защитный стержень, между ступенями которых установлено уплотнительное кольцо. Также имеется термодатчик. Термодатчик содержит термоэлектрические преобразователи с керамической изоляцией проводников, заключенные в трубки с теплоприемниками, установленными в их нижней части. Верхние части трубок размещены в ступенчатом защитном кожухе, выполненном с возможностью его установки в проходку защитной пробки вместо ступенчатого защитного стержня. Нижние части трубок смещены относительно верхних на величину половины кольцевого зазора между стенками пенала и корпуса гнезда. Расстояние между теплоприемниками в свободном состоянии трубок превышает ширину кольцевого зазора. Группа изобретений позволяет измерить температуру наружной стенки пенала и гнезда в сухом хранилище. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 ил.