Контроль, проверка: ..испытание на герметичность – G21C 17/07

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к технологии контроля герметичности тепловыделяющих элементов специальной геометрии (например, элементов стержневого типа с профилированной оболочкой) на стадии их производства. Установка включает в себя модуль сушки и модуль контроля герметичности. Модуль сушки снабжен транспортной системой и щелевыми нагревателями, а модуль контроля герметичности состоит из камеры контроля, соединенной с течеискателем, и вакуумных камер снижения и повышения остаточного давления с соответствующими средствами откачки. Между камерами установлены лабиринтные уплотнения. Установка снабжена системой одновременной транспортировки двух твэлов по оси канала модуля контроля герметичности, состоящей из толкателя и вытягивателя, и оба при этом имеют возможность свободного вращения вокруг собственной оси и продольного перемещения по ходу и против хода твэлов, причем их перемещение по ходу твэлов синхронизировано, а вытягиватель имеет возможность дополнительного продольного перемещения по отношению к толкателю. Изобретение направлено на повышение надежности контроля герметичности тепловыделяющих элементов и создание полностью автоматизированного оборудования для его проведения. 3 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ отбраковки твэлов с металлическими оболочками включает обработку твэлов в реакционной камере хлором при нагревании. При этом температуру процесса выбирают в пределах 200-290°С, а реакционную камеру предварительно вакуумируют. Далее последовательно подают в реакционную камеру кислород и хлор в соотношении 1,0:1,0-1,2:1,0, время процесса выбирают в пределах 5-10 мин. Разделение дефектных и бездефектных твэлов проводят по признаку окрашивания. Преимущества изобретения заключаются в снижении времени отбраковки.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при контроле герметичности парогенераторов судовых ядерных энергетических установок с водо-водяным реактором под давлением при проведении гидравлических испытаний. Способ контроля герметичности парогенератора судовой ядерной энергетической установки включает измерение на остановленном реакторе содержания реперного радионуклида в пробах теплоносителя первого и вторичного контуров с последующим расчетом величины протечки. Отбор проб теплоносителя первого контура и воды второго контура производят из каждого парогенератора после завершения гидравлических испытаний. При этом предварительно производят перемешивание воды во втором контуре парогенератора. Изобретение позволяет объективно контролировать герметичность парогенератора с низким порогом определения, возможность идентификации протечек любой величины, что позволяет осуществлять мониторинг технического состояния каждого парогенератора. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для использования в водо-водяных реакторах и бассейнах хранения ядерного топлива для обнаружения негерметичности твэлов в тепловыделяющих сборках. Устройство для контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов содержит штангу, погружной насос, проточный дегазатор, патрубки для подачи чистого дистиллята, сжатого воздуха. На штанге размещено приспособление для присоединения и уплотнения с тепловыделяющей сборкой. Проточный дегазатор выполнен в виде сосуда. Внутри сосуда коаксиально расположена труба, часть которой перфорирована. В верхней части сосуда имеются патрубок слива дегазируемой воды, патрубки для отвода воздуха и воды. В нижней части - патрубок для подачи воздуха через барботажный коллектор. Кроме этого имеется способ контроля герметичности оболочек твэлов ядерного реактора, в котором используется указанное выше устройство для контроля герметичности оболочек твэлов. Изобретение позволяет осуществить оперативный поиск негерметичного твэла и определить размер дефекта в негерметичном твэле. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Способ предназначен для контроля герметичности оборудования первого контура судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем при проведении гидравлических испытаний. Поставленная задача достигается тем, что измеряют содержание реперного радионуклида-трития и расчитывают величины протечки теплоносителя первого контура. Отличительным признаком предлагаемого способа является то, что для определения места протечки герметизируется воздушное пространство в точке соединения оборудования первого контура с корпусом реактора. Для этого создается изолированное воздушное пространство - "колпак" над предполагаемым местом протечки теплоносителя. Пробы влаги воздуха отбираются из изолированного воздушного пространства, а измерение удельной активности реперного радионуклида-трития во влаге воздуха и расчет объемной активности трития в изолированном воздушном пространстве проводят до подъема давления и после снижения давления в реакторе. Технической задачей изобретения является контроль герметичности фланцевых соединений оборудования первого контура с корпусом реактора при проведении гидравлических испытаний. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к области атомной энергетики и используется на реакторных установках с водо-водяными и водографитовыми реакторами, в особенности при разгерметизации 1-го контура. Система регистрации течей теплоносителя 1-го контура реакторных установок атомной электростанции включает блок контролируемых помещений с оборудованием 1-го контура реакторной установки, соединенный через воздуховоды вытяжной вентиляции с блоком каналов, предназначенных для измерения относительной влажности воздуха в контролируемых помещениях, включающим эталонный канал, предназначенный для измерения относительной влажности наружного воздуха в помещении с измерительными каналами. Датчики измерительных каналов соединены с блоком управления для регистрации и сравнения показателей относительной влажности воздуха в контролируемых помещениях и помещении с измерительными каналами, каждый из которых выполнен в виде расширителя, на одном торце которого установлен патрубок с фильтрующим средством, соединенный с воздуховодом, а на другом торце установлен фланец, предназначенный для крепления датчика, при этом снаружи расширителя размещена охлаждающая камера. Изобретение позволяет упростить процесс контроля за показаниями относительной влажности воздуха в контролируемых помещениях и повысить надежность работы реакторной установки путем своевременного обнаружения местонахождения и расхода течи теплоносителя. 5 з.п. ф-лы, 9 ил.

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.