Контроль, проверка: .устройства или приспособления для контроля или проверки ядерного топлива или топливных элементов вне активной зоны реактора, например для контроля выгорания, загрязнений – G21C 17/06

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к ампульным облучательным устройствам для реакторных исследований свойств тепловыделяющих элементов (твэлов). Устройство содержит оболочку с герметизирующими торцевыми крышками, внутри которой расположена, по крайней мере, одна капсула с исследуемыми образцами, помещенными в негерметичную тонкостенную оболочку из тугоплавкого материала. Капсула соединена с газовыми магистралями, обеспечивающими возможность проточной вентиляции рабочей полости капсулы. На выходе каждой магистрали установлены заглушки для временной герметизации капсулы, выполненные в виде втулок с осевыми отверстиями, заполненными легкоплавким материалом. В одной из магистралей расположены термометрические датчики, при этом чувствительный элемент каждого датчика введен в рабочую полость капсулы. Технический результат - возможность измерять температуру исследуемых образцов в ходе эксперимента, проводить анализ ГПД, выделяющихся при ядерном распаде в процессе проведения эксперимента, простые с конструктивной и технологической точки зрения механизмы временной герметизации рабочей полости капсулы. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. Имитатор твэла содержит оболочку, в которой размещен столб таблеток натурного топлива с центральным отверстием, и расположенный с зазором в отверстиях таблеток электрический нагреватель. Нагреватель выполнен в виде трубки из тугоплавкого материала, на наружной поверхности которой сформирован переменный по длине нагревателя микрорельеф, обеспечивающий оптически переменные свойства по длине поверхности, соответствующие моделируемому профилю температуры. Снаружи с зазором коаксиально оболочке установлена экранирующая труба из тугоплавкого материала, на внутренней и внешней поверхностях которой также сформирован переменный микрорельеф, обеспечивающий оптически переменные свойства по длине нагревателя. Технический результат - повышение точности моделирования теплового состояния исследуемых тепловыделяющих элементов за счет получения таких же, как и в натурных условиях, уровней температуры, тепловых потоков и профилей температуры. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.

Группа изобретений относится к устройству и способу измерения и корректировки отклонения от параллельности в стержне для ядерного топлива, в частности, отклонения от параллельности на конце, снабженном верхней заглушкой. Устройство, расположенное на стойке (4), содержит место (31) с горизонтальной осью (X) для размещения вышеуказанного топливного стержня; средство (20) для измерения отклонения от параллельности и средство (22) для корректирования вышеуказанного отклонения. Устройство содержит средство (14) позиционирования устройства относительно топливного стержня, состоящее из двух параллельных опор, расположенных на расстоянии друга от друга, при этом каждая из них поддерживает конец вышеуказанного топливного стержня. Опоры выполнены в виде двух подковообразных частей (16.1. 16.2), внутренние концы которых предназначены для опирания на топливный стержень и отстоят друг от друга на заданном расстоянии так, чтобы обеспечить перекрывание опоры стойки, на которую опирается конец с верхней заглушкой топливного стержня, и которая имеет толщину, по существу, равную расстоянию между двумя подковообразными частями (16.1, 16.2). Также устройство содержит средство (32) для удерживания топливного стержня, выполненное с возможностью обеспечения вращения топливного стержня вокруг его продольной оси, которое расположено между средством (14) позиционирования и средствами измерения и корректирования. Средство (32) содержит нижний захват (34) и верхний захват (36), для захватывания топливного стержня, при этом нижний захват (34) образует базу для измерения отклонения от параллельности. Технический результат - обеспечение измерения отклонения от параллельности во время корректирования вышеуказанного отклонения. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 15 ил.

Изобретение относится к области реакторного материаловедения и может быть применено для реакторных испытаний конструкционных материалов ядерных реакторов. Изготавливают образец из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, один из которых полностью или частично находится внутри другого, создают давление газа в полости между элементами, герметизируют, размещают в ядерном реакторе и облучают. Технический результат - повышение информативности и достоверности результатов изменения свойств реакторных материалов при облучении в реакторе при различных типах напряженно-деформированного состояния. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Заявленное изобретение относится к способу измерения доплеровского коэффициента реактивности в условиях работы ядерного реактора. Данные временного ряда по реактивности получают из данных временного ряда по нейтронному пучку методом обратной динамической характеристики в отношении одноточечного кинетического уравнения реактора. Данные временного ряда по температуре топлива, подвергнутые заранее определенному усреднению, получают с использованием данных временного ряда по выходной мощности реактора и заранее определенной динамической модели. Компонент вклада в обратную связь по реактивности определяют с использованием данных временного ряда по реактивности и введенной реактивности. Доплеровский коэффициент реактивности определяют с использованием полученных данных временного ряда по средней температуре замедлителя в реакторе, данных временного ряда по температуре топлива, подвергнутых заранее определенному усреднению, изотермического температурного коэффициента реактивности и компонента вклада в обратную связь по реактивности. Техническим результатом является повышение точности и простоты измерений доплеровского коэффициента и возможность его применения в случае использования дискретных данных. 7 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и предназначено для использования при контроле плотности таблеток ядерного топлива. Установка контроля плотности таблеток ядерного топлива содержит измерительный узел, включающий источник гамма-излучения и блок детектирования, транспортный механизм для перемещения таблеток и поджимное устройство, а также блок управления и обработки результатов измерения, предназначенный для управления работой транспортного механизма, для обработки результатов измерения и разбраковки таблеток. Транспортный механизм включает первый транспортный узел для продвижения столбика таблеток через измерительный узел с исходной на выходную паллету, второй транспортный узел для перемещения исходной и выходной паллет для столбиков таблеток в поперечном направлении, а поджимное устройство выполнено с возможностью поджатия таблеток при продвижении столбика таблеток через измерительный узел. Изобретение позволяет повысить производительность контроля за счет подачи в зону контроля таблеток ядерного топлива в виде столбиков и осуществления измерения при продвижении столбиков через зону контроля. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области исследования прочностных характеристик материалов. Способ испытания трубчатых образцов на длительную прочность в неинструментованном канале ядерного реактора включает следующие операции. В нагревательную печь помещают, по меньшей мере, один контрольный трубчатый образец, нагруженный давлением инертного газа, выдерживают его при заданной температуре в нагревательной печи до его разрушения и измеряют время до момента его разрушения. В ампулу одновременно помещают по одному трубчатому образцу, соответственно нагруженному и ненагруженному давлением инертного газа. Герметичную ампулу с обоими типами трубчатых образцов облучают в канале ядерного реактора. Облученные трубчатые образцы помещают в нагревательную печь и испытывают их до разрушения при тождественных реакторным давлениях и температурах. Измеряют время до момента разрушения трубчатых образцов первого и второго типов в нагревательной печи. Время до момента разрушения трубчатого образца в условиях реакторного облучения при заданных давлении и температуре определяют по соотношению, учитывающему измеренные в процессе осуществления способа времена. Изобретение позволяет повысить точность определения прочностных характеристик материалов. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к устройству таблетирования ядерного топлива, в частности топлива МОХ, и способу изготовления таблеток с использованием такого устройства. Сущность изобретения: устройство таблетирования ядерного топлива содержит пресс, конвейер (4) для транспортировки таблеток от пресса к участку спекания, средство (26) перегрузки таблеток с пресса на конвейер (4) и средство проверки по меньшей мере одной таблетки ядерного топлива на выходе из пресса, причем средство проверки содержит средство определения матрицы, в которой изготовлена каждая таблетка. Способ изготовления таблеток ядерного топлива с использованием устройства, который включает этапы, на которых заполняют матрицы (10) порошком, прессуют порошок, перегружают таблетки (Р) на конвейер (4), запускают конвейер (4), отбирают таблетку (Р), изготовленную в определенной матрице (10), проверяют правильность работы этой матрицы по результатам проверки изготовленной в ней таблетки, транспортируют таблетки (Р) к участку спекания. Техническим результатом изобретения является контроль плотности изготавливаемых таблеток, контроль таблеток без увеличения длительности производственного цикла. 2 н. и 22 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области контроля ядерных реакторов, а именно к способам контроля давления газа в тепловыделяющем элементе (ТВЭЛ) реактора. Сущность изобретения: способ контроля давления газа в ТВЭЛе ядерного реактора заключается в том, что ТВЭЛ располагают горизонтально, вставляют в кольцевой индукционный нагреватель, генерируют тепловой импульс, возбуждающий конвективное течение газа в ТВЭЛе, измеряют изменение температуры прижатыми к оболочке датчиками температуры и на основе величины изменения температуры рассчитывают давление газа, при этом перед измерениями устанавливают на датчики температуры башмаки и муфты, прижимают датчики к оболочке противоположно друг другу, один - сверху, другой - снизу, устанавливают теплоизоляционные накладки между датчиками и измеряют разность температур, показанных датчиками, затем подают тепловой импульс и через определенное время 1 снова измеряют разность температур, после чего поворачивают ТВЭЛ вместе с накладками, датчиками и индукционным нагревателем на угол 180° и после поворота измеряют разность температур через определенное время 2, затем подают второй тепловой импульс и измеряют разность температур через время 1, потом поворачивают ТВЭЛ вместе с накладками, датчиками температуры и индукционным нагревателем на 180° обратно в исходное положение, снова измеряют разность температур через время 2, цикл повторяют несколько раз, после чего математически обрабатывают полученные результаты, в результате чего определяют величину давления газа внутри ТВЭЛа.

Техническим результатом изобретения является повышение точности измерения давления газа внутри ТВЭЛа. 1 ил.

Изобретение относится к средствам идентификации тепловыделяющих сборок (ТВС), в частности отработанных тепловыделяющих сборок, извлекаемых из ядерного реактора или водного бассейна-хранилища, и предназначенных для последующего хранения и переработки.

Устройство содержит первый корпус со сквозным отверстием для прохода ТВС, вокруг которого равномерно установлены осветители. Зеркала, принимающие отраженное оптическое излучение от фрагментов боковой поверхности ТВС и установленные с различными углами поворота изображений, обеспечивают равномерный перенос отраженных зеркальных изображений в плоскость окон. Второй удаленный от первого корпус с окнами выполнен с радиационной защитой. Внутри корпуса размещены видеокамеры, состоящие из видеоматриц и объективов, и зеркальные лабиринты, образованные входными зеркалами и выходными зеркалами. Входные зеркала ориентированы на входные окна, выходные зеркала - на объективы. Внешний блок управления и обработки изображений вынесен в «чистое» помещение и соединен с видеокамерами кабельными линиями связи.

Изобретение направлено на повышение радиационной защиты видеокамер за счет возможности компактного размещения их в удаленном корпусе. Радиационно-защитный материал и зеркальные лабиринты во втором корпусе обеспечивают дополнительную радиационную защиту видеокамер. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области контроля ядерных реакторов, а именно к устройствам контроля давления газа в тепловыделяющем элементе (ТВЭЛе) реактора. Сущность изобретения: в устройство, содержащее кольцевой индукционный нагреватель (индуктор), датчики температуры, расположенные по одну сторону от нагревателя на расстоянии, близком к диаметру ТВЭЛа, на противоположных образующих оболочки ТВЭЛа соосно перпендикулярно к оси ТВЭЛа, с целью улучшения точностных характеристик измерения давления дополнительно введены теплоизоляционные накладки между датчиками температуры в зоне теплового контакта, датчики имеют металлические башмаки в виде прямоугольных медных пластин, согнутых по радиусу поверхностной образующей оболочки ТВЭЛа, покрытые электроизоляционной теплопроводной пленкой, и эластичные (например, резиновые) муфты, а также введено устройство поворота ТВЭЛа на 180° относительно его продольной оси вместе с индуктором, датчиками и теплоизоляционными накладками. Техническим результатом изобретения является улучшение точностных характеристик измерения давления газа внутри ТВЭЛа. 2 ил.

Изобретение относится к анализу ядерных материалов радиационными методами и предназначено для оперативного контроля массовой доли изотопа уран-235 в газовых потоках изотопно-разделительного уранового производства. Сущность изобретения: способ контроля массовой доли изотопа уран-235 в газовой фазе гексафторида урана заключается в том, что газообразный гексафторид урана десублимируют в измерительной камере путем понижения температуры основания камеры, определяют интенсивность гамма-излучения изотопа уран-235 в твердой фазе и рассчитывают массовую долю изотопа уран-235 в гексафториде урана по формуле:

где М - масса гексафторида урана в измерительной камере, определяемая с помощью массового расходомера или весоизмерительной системы, г; I - интенсивность гамма-излучения от урана-235 в гексафториде урана, находящегося в измерительной камере в твердой фазе, с ^-1; - градуировочный коэффициент. Техническим результатом изобретения является повышенная оперативность и точность оценки значения массовой доли изотопа уран-235 в газовых потоках гексафторида урана. 1 н.п. и 6 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. Устройство контроля газового зазора технологического канала уран-графитового ядерного реактора содержит устанавливаемую на канальной трубе технологического канала калибровочную циркониевую трубу. На наружной поверхности трубы размещен блок из графитовых колец с фиксированными зазорами, а внутри - аксиально размещен вертикально подвижный датчик электромагнитного излучения. Датчик выполнен в виде двух измерительных катушек, скомпенсированных на поверхности однородной проводящей среды, и одной катушки возбуждения с размещенным над ней короткозамкнутым витком из немагнитного токопроводящего материала. Катушки установлены на пермаллоевом П-образном магнитопроводе. Также устройство содержит механизм перемещения датчика и блок электронной обработки сигнала, связанный с датчиком и компьютером. Измерительные катушки включены согласно и подключены к блоку электронной обработки сигнала через мостовую схему амплитудно-фазовой балансировки датчика, а катушка возбуждения подключена к нему через стабилизатор тока возбуждения. При использовании изобретения повышается точность контроля в процессе измерений газовых зазоров, которая обеспечивается за счет возможности поднастройки датчика в зоне контроля. 3 ил.

Изобретение относится к области проверки внешнего вида топливных стержней ядерного реактора в конце цикла изготовления. Устройство проверки внешнего вида топливных стержней ядерного реактора содержит оптические средства. Эти средства включают в себя по меньшей мере одну камеру и соединены с системой считывания и обработки изображений. Эта система выполнена с возможностью обнаружения наличия геометрических дефектов на каждом проверяемом топливном стержне. Устройство дополнительно содержит управляемый профилометр. Способ проверки внешнего вида топливных стержней ядерного реактора включает два этапа. Сначала обнаруживают геометрические дефекты на каждом проверяемом топливном стержне при помощи оптических средств. Затем сразу после обнаружения дефекта измеряют его глубину при помощи профилометра. Изобретение позволяет ускорить проверку стержней, поскольку обеспечивает возможность определения существования и глубины дефектов без сканирования всей поверхности профилометром. 2 н. и 16 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области неразрушающих способов анализа. Устройство для автоматического определения плотности объекта (100) включает в себя прибор (2) для определения значимого размера х указанного объекта (100); прибор (30) для определения интенсивности (I) фотонного пучка, ослабленной за счет прохождения сквозь указанный объект (100); прибор (200) для сбора, обработки и анализа данных; средства транспортировки (70, 72, 80, 82, 84, 86, 88) объекта (100); первое средство регулировки положения (74, 76, 78) объекта (100); второе средство регулировки положения (90, 92, 94, 96, 98) объекта (100). Способ применения указанного устройства включает стадии калибровки компонентов прибора (2) и прибора (30) и стадии фактического определения значимого размера объекта (100), которые выполняются для каждого объекта (100) в указанной партии объектов. Техническим результатом изобретения является повышение точности измерений. 4 н. и 29 з.п. ф-лы, 15 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению и контролю тепловыделяющих сборок (ТВС), преимущественно, для водо-водяного энергетического реактора. Устройство для измерения размеров тепловыделяющих сборок ядерного реактора снабжено линейным электромеханическим приводом с блоком автоматического измерения величины перемещения измерительной рамки. Привод закреплен на колонне. Устройство снабжено направляющими с пневмоприводом для ориентации тепловыделяющей сборки при загрузке и баллонным цилиндром, смонтированным в гнезде-калибре, а устройство формирования лучей, параллельных оси тепловыделяющей сборки, представляет из себя лазерные блоки, размещенные на фундаменте в заполненных песком коробах, и снабжено маятниковыми компенсаторами для автоматического поддержания лучей в вертикальном положении. 2 ил.

Использование: атомная промышленность, конкретно для осуществления контроля выгорания в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) и может быть использовано при контроле выгорания топлива на предприятиях, хранящих или ведущих работы с ОЯТ, с целью повышения производительности технологического цикла переработки ОЯТ за счет оптимальной комплектации. При измерении выгорания топлива в ТВС гамма-спектрометрическим методом процесс определения выгорания совмещают с процессом разгрузки чехлов с ТВС из транспорта, при этом чехол с ТВС фиксируют так, чтобы центр активной зоны ТВС находился на оси блока детектирования. Поток гамма-излучения, испускаемый всей активной зоной ТВС, пропускают через коллиматор. Затем пропускают поток гамма-излучения через ослабляющий фильтр и измеряют спектр гамма-излучения фотонов. По пику полной энергии радионуклида цезий-137 с энергией 662 кэВ определяют удельное содержание цезия-137 в уране. Устройство определения выгорания в отработавшем ядерном топливе снабжено исполнительным механизмом мостового крана, ослабляющим фильтром гамма-излучения, а коллиматор и защита блока детектирования выполнена как единый защитный моноблок, при этом отверстие коллиматора выполнено в виде проходки в защитном моноблоке, а исполнительный механизм мостового крана фиксирует чехол с ТВС неподвижно в одном положении относительно блока детектирования.

Изобретение позволяет быстро определять выгорание топлива в ТВС в промышленных масштабах, повысить производительность переработки ОЯТ за счет оптимальной комплектации партий ТВС по содержанию урана, а также упростить конструкцию измерительной установки. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к измерительной технике и может быть использовано для определения параметров тел, преимущественно для дистанционного определения параметров облученных твэлов. Технический результат заключается в повышении точности определения параметров твэла. Согласно изобретению для дистанционного измерения параметров твэла взвешивают пустой захват, взвешивают образец, удерживаемый захватом, на воздухе. Затем погружают образец и захват в рабочую жидкость, взвешивают их после погружения в рабочую жидкость. По результатам вычисляют начальную плотность рабочей жидкости. Взвешивают твэл, удерживаемый захватом на воздухе. Погружают твэл с захватом в жидкость на различную глубину, взвешивая их после каждого погружения. После вычисляют частичный объем твэла, заключенный между двумя его последовательными поперечными сечениями, совпадающими с поверхностью рабочей жидкости в сосуде при двух последовательных ступенях погружения, а затем среднюю по этому объему площадь поперечного сечения твэла, а также полный объем твэла 1 ил.

Изобретение относится к технологии производства ядерного топлива. Способ обнаружения поверхностных дефектов цилиндрических объектов заключается в том, что контролируемый объект последовательно подают на позиции контроля поверхностей. На позиции контроля торцевых поверхностей освещают потоком излучения торцевые поверхности контролируемого объекта. Принимают отраженное излучение от торцевых поверхностей приемниками излучения. Подвергают обработке полученные с приемников изображения в аналитическом устройстве. Освещают боковую поверхность контролируемого объекта потоком излучения. Поток излучения направлен под углом к нормали к его поверхности. Принимают отраженное излучение под углом к нормали, равным углу падения облучающего потока. Освещают торцевые поверхности контролируемого объекта потоком излучения, направленным под углом к нормали к торцевой поверхности. Принимают отраженное от торцевых поверхностей излучение под углом к нормали, равным углу падения облучающего потока. В аналитическом устройстве определяют границы изображений поверхностей объекта в кадрах изображений по методу обхода границ. Находят на изображениях поверхностей по методу обхода границ дефектные участки поверхностей. Описывают дефектные поверхности геометрическими фигурами. Вычисляют площади этих фигур. Определяют тип дефектов и на основе логических решающих правил принимают решение о годности контролируемого объекта. Изобретение позволяет осуществить оперативный, высоконадежный контроль цилиндрических объектов на наличие и характер поверхностных дефектов. 4 ил.

Изобретение относится к неразрушающему дистанционному контролю делящихся материалов (ДМ) в облученном ядерном топливе (ОЯТ) тепловыделяющих сборок ядерных реакторов (ТВС). Технический результат заключается в повышении надежности контроля ОЯТ по собственному нейтронному излучению и расширении области его применения за счет проведения предварительной идентификации ТВС. Согласно изобретению дополнительно измеряется интегральное гамма-излучение ТВС в геометрии, близкой к геометрии регистрации собственного нейтронного излучения. Затем определяют отношение скорости счета нейтронов (ССН), полученной от детекторов собственного нейтронного излучения ТВС, к мощности экспозиционной дозы (МЭД), полученной от детекторов интегрального гамма-излучения, - ССН/МЭД; по этому отношению осуществляют идентификацию ТВС и определяют количество ДМ в ТВС по собственному нейтронному излучению. 1 ил., 1 табл.

Заявленное изобретение относится к ядерной энергетике и может использоваться для проверки топливных элементов реактора. Сущность заявленного способа состоит в следующем: детектор электромагнитной индукции используют для проверки сварного шва, соединяющего пробку с оболочкой стержня с ядерным топливом, которая также содержит пружину. Сварной шов, сформированный с избыточной энергией, ослабляет структуру металла пружины, что может уменьшить электромагнитную связь и уровень сигнала, записываемого детектором. Сравнение пиковых значений сигнала и значения сигнала ровного участка кривой дает критерий оценки качества топливных стержней. Техническим результатом заявленного изобретения является повышение уровня контроля качества сварки пробки с оболочкой, содержащей топливные таблетки. 1 н.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной технологии и может применяться на предприятиях по изготовлению таблетированного ядерного, преимущественно уран-гадолиниевого, топлива для энергетических реакторов. Изготовление таблетированного топлива для ядерных реакторов включает операции: смешивание оксидов урана и гадолиния, приготовление пресспорошка, формование прессовок и последующее их спекание. На каждом технологическом этапе производства отбирают N проб топлива одинакового объема. Каждую пробу размещают на упоре, расположенном в непосредственной близости от поверхности магнита. Магнит присоединен к силоизмерительному устройству. По показаниям силоизмерительного устройства оценивают магнитную восприимчивость пробы топлива. Выбирают пробу высотой в два раза больше, чем толщина магнита. Изобретение позволяет повысить качество продукции за счет повышения точности контроля и измерения основных технологических характеристик продукции с одновременным упрощением процедуры контроля и измерения без усложнения конструкции аппаратурного оформления технологического процесса. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и предназначено для использования на предприятиях по изготовлению и контролю тепловыделяющих сборок (ТВС), преимущественно для водо-водяного энергетического реактора. Установка для измерения размеров ТВС содержит вертикально закрепленные на основании колонну, стяжки, гнездо-калибр для хвостовика ТВС, подвижную измерительную рамку с двумя диаметрально противоположно закрепленными видеокамерами и снабженную индуктивными датчиками, бесконтактные датчики остановки измерительной рамки в точках измерения в количестве, равном сумме точек измерения головки, дистанционирующих решеток и хвостовика, и устройство формирования лучей, параллельных оси ТВС. Датчики подводятся к измеряемой ТВС пневмоцилиндрами. Устройство формирования лучей, параллельных оси ТВСЧ, содержит газовый лазер и систему зеркал. Устройство формирования лучей размещено на виброгасящем основании. Виброгасящее основание изолировано от основания для размещения колонны, стяжек и гнезда-калибра. При этом одно из зеркал выполнено полупрозрачным и жестко закреплено под углом к плоскости виброгасящего основания. Изобретение направлено на повышение качества и достоверности измерения размеров ТВС. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к производству и использованию тепловыделяющих сборок для ядерных реакторов АЭС. Техническим результатом изобретения является создание устройства, обеспечивающего при относительно небольших затратах для его реализации проведения работ по исследованию влияния осевых растягивающих напряжений в оболочках тепловыделяющих элементов и их удлинений на формоизменение тепловыделяющей сборки в целом с соблюдением необходимой точности экспериментов. Сердечник имитатора установлен в оболочке до упора с торцами заглушек, представляет с ними единую термомеханическую систему, а цилиндрические стержни сердечника выполнены из материала, имеющего коэффициент температурного линейного расширения, не меньший коэффициента температурного линейного расширения оболочки тепловыделяющего элемента. Во втором варианте, по крайней мере, два из цилиндрических стержней сердечника выполнены из материала с коэффициентом температурного линейного расширения, не меньшим коэффициента температурного линейного расширения ядерного топлива. В третьем варианте цилиндрические стержни сердечника на участке длиной, равной длине топливного столба тепловыделяющего элемента, выполнены из материала с коэффициентом температурного линейного расширения, не меньшим коэффициента температурного линейного расширения ядерного топлива, а на остальном участке цилиндрические стержни сердечника выполнены из материала с коэффициентом температурного линейного расширения, равным коэффициенту температурного линейного расширения материала оболочки. 3 н.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, касается, в частности, способов определения ресурса графитовой кладки и может быть использовано для определения ресурса ядерного канального реактора. Технический результат заключается в повышении достоверности определения ресурса графитовой кладки канального реактора и продлении ресурса безопасной эксплуатации реактора. Способ определения ресурса графитовой кладки ядерного канального реактора включает поэтапное выборочное ускоренное облучение графитовых блоков, определение предельного значения флюенса при достижении графитом предела прочности и сравнение его с флюенсом графитовых блоков остальных ячеек реактора. Облучению поэтапно подвергают графитовые блоки на работающем реакторе в ячейках с энерговыработкой 90÷100% от текущей максимальной, достигнутой по реактору, поддерживают в них средний уровень мощности на 20÷30% выше средней по реактору, но не выше максимально допустимого уровня. По окончании каждого этапа облучения производят измерения прочности графита блоков выбранных ячеек и при достижении в них допустимой величины предела прочности определяют ресурс графитовой кладки реактора через запас флюенса по разнице между предельным значением флюенса графитовых блоков выбранных ячеек, измеренным при достижении графитом предела прочности, и значением флюенса графитовых блоков остальных ячеек реактора. 6 з.п. ф-лы.

(56) (продолжение):

CLASS="b560m"Москва, Энергоатомиздат, 1995, с.691. SU 1554652 A1, 20.10.1999. SU 936733 А, 07.06.1983. US 4687620 А, 18.08.1987.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к ультразвуковым способам контроля для обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов, и может быть использовано при проверке герметичности тепловыделяющих элементов отработавших тепловыделяющих сборок, находящихся в воде. Способ включает возбуждение датчиком в оболочке тепловыделяющего элемента ультразвуковых волн, регистрацию отраженного полезного и дважды отраженного сигнала и определение негерметичности по амплитуде отраженного полезного сигнала. Предварительно в оболочке герметичного тепловыделяющего элемента или его имитатора возбуждают датчиком ультразвуковые волны. При этом частоту волн увеличивают от 0,25 МГц. Определяют значение частоты f₀ , при которой отсутствует регистрация дважды отраженного сигнала. Затем на частоте f₀ возбуждают ультразвуковые волны в оболочке контролируемого тепловыделяющего элемента и судят о негерметичности контролируемого тепловыделяющего элемента. В результате повышается чувствительность и надежность способа. 2 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) для тепловыделяющих сборок ядерных реакторов. Техническим результатом изобретения является повышение качества изготовления твэлов за счет выявления и изоляции твэлов с негерметичной оболочкой, надежности эксплуатации тепловыделяющих элементов в реакторе. Твэл на позиции измерения фиксируют датчиком. По его сигналу зажимают и удерживают, осуществляя локальный импульсный нагрев в области компенсационного объема. Регистрируют изменение температуры при повороте в начале и конце интервалов нагрева и поворота. Приведены значения диапазонов давления гелия и погрешности контроля давления. Узел определения давления устройства контроля выполнен из четырех функциональных устройств, содержащих пневматический распределитель, первичный преобразователь, генератор индукционного нагрева, модуль обработки и управления на базе промышленного компьютера. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к анализу ядерных материалов радиационными методами и предназначено для оперативного контроля обогащения гексафторида урана в газовых потоках изотопно-разделительного уранового производства. В способе контроля массовой доли изотопа уран-235 в газовой фазе гексафторида урана, включающем измерение в выбранном временном интервале интенсивности гамма-излучения урана-235, температуры и давления газовой фазы гексафторида урана в измерительной камере и последующую обработку усредненных результатов измерения расчетным путем, в измерительной камере создают проток гексафторида урана и измерения проводят во временном интервале, представленном набором временных отрезков, при этом рассчитывают средние значения интенсивности гамма-излучения, температуры и давления газовой фазы гексафторида урана в каждом временном отрезке, а результаты измерений во временном интервале вычисляют как усредненные величины средних значений измерений во временных отрезках. Интенсивность гамма-излучения, температуру и давление при расчете текущего значения массовой доли изотопа уран-235 определяют через усредненные результаты измерений в идентичных временных интервалах при изменении текущего времени на величину, равную величине временного отрезка временного интервала; причем рассчитанное значение массовой доли изотопа уран-235 относят к текущему времени, приходящемуся на временной интервал измерения. Способ реализует система измерения, содержащая измерительную камеру с патрубками впуска и выпуска, блоком детектирования, датчиками температуры и давления, подсоединенную патрубком впуска к газовому коллектору гексафторида урана, контроллер со счетчиками электрических импульсов и анализатором гамма-спектра, адаптеры сигналов, внутреннюю информационную шину, блок сбора, управления и обработки информации. В контроллер дополнительно введены, по крайней мере, три дискриминатора и один таймер; входы дискриминаторов подсоединены к выходу детектора гамма-излучения, а выход каждого дискриминатора соединен с входом индивидуального счетчика электрических импульсов, второй вход которых соединен с выходом таймера; выход таймера адаптера соединен по магистрали информационного обмена с внутренней информационной шиной. Блок сбора, управления и обработки информации по внешней интерфейсной сети подключен к локальной вычислительной сети управления. Внедрение описанного выше способа контроля позволит оперативно реагировать на аварийные отклонения обогащения потоков гексафторида урана, сократить время перестройки конфигурации схемы завода при изменении обогащения сырьевого и товарного гексафторида урана и исключить наработку некондиционного продукта. 2 н. и 22 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при определении запасов до кризиса теплоотдачи в ядерных энергетических установках (ЯЭУ), например, ВВЭР или РБМК. Способ заключается в том, что устанавливают требуемые режимные параметры на входе в тепловыделяющую сборку (ТВС), подводят мощность к ТВС, изменяют мощность ТВС, измеряют температуры стенок твэлов (имитаторов твэл), определяют момент наступления кризиса путем сравнения температур стенок при различных мощностях сборки, определяют запасы до кризиса теплоотдачи путем сравнения КТП и тепловых потоков при номинальных параметрах сборки, причем за кризис теплоотдачи принимают первое, по сравнению с нормальным режимом теплосъема, непропорциональное изменению мощности повышение температуры стенки. Мощность подводят к отдельным группам и(или) отдельным твэлам (имитаторам твэл), изменяют мощность, подводимую к отдельным группам твэл и(или) отдельным твэлам, так чтобы условия на выходе сборки были равны наперед заданным

Изобретение относится к области производства таблетированного топлива. Сущность изобретения: способ контроля ядерного топлива на термическую стабильность включает подготовку выборки таблеток из партии ядерного топлива к измерению диаметра путем очистки от пыли. Проводят их термостатирование в боксе совместно с измерительным инструментом. Измеряют диаметр каждой таблетки выборки и результаты замеров вводят в электронно-вычислительную машину. После замера таблетки загружают в контейнер на термообработку, где начальный разогрев таблеток осуществляют в вакууме при остаточном давлении не более 7·10^-2 Па со скоростью не более 10°С/мин до температуры 100-160°С с выдержкой при этой температуре не более 2 часов. Затем продолжают указанный режим разогрева в вакууме до температуры 1470-1530°С, делают выдержку не более 4 часов и подают водород 2-6 л/мин. Замеряют влажность газовой смеси на выходе с термообработки. Если влажность газовой смеси превышает 800 ррт, то подачу водорода прекращают и проводят дополнительную дегазацию вакуумированием до остаточного давления менее 7·10^-2 Па и дополнительно выдерживают при 1470-1530°С в вакууме не более 4 часов. Затем пуск водорода повторяют 2-6 л/мин. Если влажность газовой смеси на выходе с термообработки ниже 800 ррт, то после выдержки не более 2 часов температуру поднимают до 1625-1675°С со скоростью 40-60°С/час. Вслед за тем поднимают до 1700-1750°С со скоростью 15-35°С/час. С влажностью газовой смеси на выходе 500-750 ррт снижают подачу водорода до 1 л/мин. По окончании 24±2-часовой выдержки при 1700-1750°С охлаждают таблетки до 1470-1530°С со скоростью не выше 10°С/мин. Вытесняют водород аргоном и продолжают охлаждать таблетки до температуры не более 40°С. Таблетки термостатируют. Измеряют наружный диаметр каждой таблетки выборки, определяют средний диаметр каждой таблетки до термообработки и после термообработки и вычисляют доспекаемость. При доспекаемости 0,0-0,4% таблеток вся партия таблеток направляется на снаряжение тепловыделяющих элементов, а при превышении или отрицательном результате вся партия таблеток отбраковывается. Преимущество изобретения заключается в повышении качества контроля таблеток. 2 ил.