CS201320B1 - Facility for radiation tests in the corrosive medium - Google Patents

Facility for radiation tests in the corrosive medium Download PDF

Info

Publication number
CS201320B1
CS201320B1 CS552478A CS552478A CS201320B1 CS 201320 B1 CS201320 B1 CS 201320B1 CS 552478 A CS552478 A CS 552478A CS 552478 A CS552478 A CS 552478A CS 201320 B1 CS201320 B1 CS 201320B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
reactor core
corrosion
autoclave
corrosion probe
control valve
Prior art date
Application number
CS552478A
Other languages
Czech (cs)
Inventor
Karel Kloc
Ludvik Skopek
Slavomir Kosler
Jan Drexler
Emil Vaclavik
Original Assignee
Karel Kloc
Ludvik Skopek
Slavomir Kosler
Jan Drexler
Emil Vaclavik
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Karel Kloc, Ludvik Skopek, Slavomir Kosler, Jan Drexler, Emil Vaclavik filed Critical Karel Kloc
Priority to CS552478A priority Critical patent/CS201320B1/en
Publication of CS201320B1 publication Critical patent/CS201320B1/en

Links

Landscapes

  • Testing Resistance To Weather, Investigating Materials By Mechanical Methods (AREA)

Description

Vynález řeší zařízeni pro radiační zkoušky v korozním prostředí, zejména v prostředí vodní páry.The present invention provides a device for radiation testing in a corrosive environment, particularly a water vapor environment.

Vývoj nových materiálů a hodnocení, zejména korozních vlastnosti materiálů používaných v jaderné technice, předpokládá provést radiační zkoušky v proetředi tlakové přehřáté páry. Realizace zkoušek v tlakové přehřáté páře obecně naráží na velké technické problémy. Proto bylo při vyšších teplotách provedeno Jen velmi málo radiačních experimentů. Metodika těchto zkoušek spočívala jednak v ozařováni vzorků uzavřených v malých ampulích naplněných vodní párou, jednak v ozařováni vzorků v parních smyčkách.The development of new materials and evaluations, in particular the corrosion properties of materials used in nuclear technology, presupposes to carry out radiation tests in a pressure superheated steam environment. The realization of tests in pressure superheated steam generally encounters major technical problems. Therefore, very few radiation experiments were performed at higher temperatures. The methodology of these tests consisted of irradiation of samples enclosed in small ampoules filled with water vapor and irradiation of samples in steam loops.

Zkoušky e ampulemi jaou z korotniho hlediska neopodstatněné s ohledem na nevýhodný poměr objemu korozního media a povrchu vzorků a nedefinovatelnoet složeni korozního proetředi. Při takovémto naprůtočném uspořádáni Je nutné počítat i e možnosti vzniku třaskavé eměei v důsledku radiolýzy vodní páry. Zkoušky v parních smyčkách jeou velmi nákladné. Výstavba zařízeni pro tento druh zkoušek je značně složitá a neekonomická.Testing with ampoules is unjustifiable from the viewpoint of the disadvantageous ratio of the volume of the corrosive medium to the surface of the samples and the indefinable composition of the corrosive environment. In such a flow-through arrangement, it is also necessary to take into account the possibility of the formation of an explosive emanation due to radiolysis of the water vapor. Tests in steam loops are very expensive. The construction of equipment for this kind of testing is quite complex and uneconomical.

Uvedené nedostatky do značné míry odstraňuje zařízení pro radiační zkoušky v korozním prostředí podle vynálezu. 3eho podstata spočívá v tom, že obsahuje jednak zásobní autokláv umístěný mimo aktivní zónu reaktoru, jednak korozní sondu umístěnou v aktivní zóně reaktoru. Výstupní potrubí korozní eondy Je v oblasti mimo aktivní zónu reaktoruThese drawbacks are largely overcome by the corrosion test device of the present invention. It is based on the fact that it comprises both a storage autoclave located outside the reactor core and a corrosion probe located in the reactor core. Corrosion Outlet Exhaust Pipe It is in the area outside the reactor core

201 J20201 J20

201 320 spojeno přes chladič a druhý regulační ventil e jinačen kondenzátu, /stupni potrubí korozní sondy je v oblasti mimo aktivní zónu reaktoru spojeno přes prvni regulační ventil se zásobním autoklévem.201 320 is connected via a radiator and a second control valve to condensate, and / or the corrosion probe piping stage is connected to a storage autoclave via a first control valve in the area outside the reactor core.

Zařízení podle vynálezu je oproti dosud používaným zařízením pro radiační zkoušky v prostředí vodní páry Jednodušší, spolehlivější a ekonomicky výhodnější. Umožňuje periodický nebo kontinuální odvod radiolytických produktů, čímž je zaručeno stálé a definovatelné složení korozního média a zabráněno vzniku třaskavá eměsi.The device according to the invention is simpler, more reliable and economically advantageous compared to the previously used devices for radiation testing in a water vapor environment. It permits periodic or continuous removal of radiolytic products, thereby ensuring a stable and definable composition of the corrosion medium and avoiding the formation of an explosive mixture.

Na výkrese je schematicky znázorněno příkladná uspořádáni zařizeni podle vynálezu.The drawing shows schematically exemplary arrangements of the device according to the invention.

Zařízení obsahuje, jednak zásobní autokláv 10, vybavený manometrem 12, pojistným ventilem 13 a prvním regulačním ventilem 11, a Jednak korozní sondu 20, umístěnou v aktivní zóně 40 reaktoru. Vstupní potrubí 21, zaústěné ke dnu korozní aondy 20, je v oblasti mimo aktivní zónu 40 spojeno přes první regulační ventil 11 ae zásobním autoklévem 10. Výstupní potrubí 22 zaústěné těsně pod vlkem korozní sondy 20 Je v oblasti mimo aktivní zónu 40 reaktoru spojeno přes chladič 23 a druhý regulační ventil 24 s jimačem 30 kondenzátu. Oimač 30 kondenzátu je vybaven uzavíracím ventilem 31.The apparatus comprises, on the one hand, a storage autoclave 10, equipped with a pressure gauge 12, a safety valve 13 and a first control valve 11, and, on the other hand, a corrosion probe 20 located in the reactor core 40. The inlet duct 21, connected to the bottom of the corrosion probe 20, is connected in the area outside the core 40 via the first control valve 11 and to the storage autoclave 10. The outlet duct 22 opens just below the wolf of the corrosion probe 20 23 and a second control valve 24 with a condensate collector 30. The condensate condenser 30 is equipped with a shut-off valve 31.

Při zahřátí zásobního autoklávu 10 na pracovní teplotu se ustavuje rovnováha voda nasycená vodní péra. Korozní sonda 20 je vyhřívána na teplotu odpovídající požadované teplotě expozice korozních vzorků. Nasycená vodní pára je přepouštěna prvním regulačním ventilem 11 a vstupním potrubím 21 ze zásobního autoklávu 10 do korozní sondy 20, kde ee přehřívá na požadovanou expoziční teplotu. Vzhledem k tomu, že zásobníkový autokláv 10 a korozní sonda 20 vytváří v daném uspořádáni spojené nádoby, ustavuje se v celém zařízeni rovnovážný tlak, odpovídající rovnovážnému tlaku voda - nasycená vodní pára v zásobním autoklávu 10. Pro zajištěni periodické nebo kontinuální výměny korozního proetředi je přehřátá vodní pára z korozní sondy 20 odváděna výstupním potrubím 22, přes chladič 23 a druhý regulační ventil 24 do jímače 30 kondenzátu. Pro výměnu korozního prostředí Je zapotřebí zajistit jen velmi malé průtoky vodní péry, respektive zkondenzovaná vody. Proto nedochází k porušeni rovnováhy v zařízeni. Citlivá regulace korozního média je dosažena umístěním druhého regulačního ventilu 24 za chladič 23. Doplňováni vody do zásobníkového autoklávu 10 je možno provádět periodicky, například tlakovou pumpou, popřípadě je možné pracovat ee dvěmi zásobními autoklévy 10 ve střídavém pracovním cyklu. Při ukončení nebo přerušeni zkoušky se korozní prostor korozní sondy 20 uzavře pomoci prvního regulačního ventilu 11 a druhého regulačního ventilu 24.When the storage autoclave 10 is heated to operating temperature, the equilibrium of the saturated water is established. The corrosion probe 20 is heated to a temperature corresponding to the desired exposure temperature of the corrosion samples. Saturated water vapor is passed through the first control valve 11 and the inlet line 21 from the stock autoclave 10 to the corrosion probe 20, where ee overheats to the desired exposure temperature. Since the reservoir autoclave 10 and the corrosion probe 20 form a connected vessel in a given configuration, an equilibrium pressure corresponding to the equilibrium pressure water-saturated water vapor in the reservoir autoclave 10 is established throughout the apparatus. water vapor from the corrosion probe 20 is discharged through the outlet conduit 22, via a condenser 23 and a second control valve 24 to a condensate trap 30. For the exchange of the corrosive environment, only very small water springs or condensation water should be provided. Therefore, there is no disturbance in the equipment balance. Sensitive control of the corrosion medium is achieved by placing the second control valve 24 downstream of the cooler 23. The water supply to the reservoir autoclave 10 can be carried out periodically, e.g. On completion or interruption of the test, the corrosion chamber of the corrosion probe 20 is closed by means of the first control valve 11 and the second control valve 24.

Zařizeni podle vynálezu je určeno pro radiační zkoušky materiálů, zejména korozní v prostředí vodni páry.The device according to the invention is intended for radiation testing of materials, especially corrosive in a water vapor environment.

Claims (1)

Zařízení pro radiační zkoušky v korozním prostředí, zejména v proetředi vodni páry, vyznačená tim, že obsahuje jednak zásobní autokláv (10) umístěný mimo aktivní zónu (40) reaktoru, jednak korozní sondu (20), umístěnou v aktivní zóně (40) reaktoru, přičemžApparatus for radiation testing in a corrosive environment, in particular in a water vapor environment, characterized in that it comprises a stock autoclave (10) located outside the reactor core (40) and a corrosion probe (20) located in the reactor core (40), whereas 201 32( výstupní potrubí (22) korozní sondy (20) je v oblasti mimo aktivní zónu (40) reaktoru přes chladič a druhý regulační ventil (24) spojeno s jimačem (30) kondenzátu, zatímco vstupní potrubí (21) korozní sondy (20) je v oblasti mimo aktivní zónu (40) reaktoru spo jeno přes první regulační ventil (11) se zásobním autoklávsm (10).201 32 (the outlet pipe (22) of the corrosion probe (20) is connected to the condensate collector (30) in the area outside the reactor core (40) via a cooler and a second control valve (24), while the inlet pipe (21) of the corrosion probe (20) 1), in the area outside the reactor core (40), the first regulating valve (11) is connected to the supply autoclave (10).
CS552478A 1978-08-24 1978-08-24 Facility for radiation tests in the corrosive medium CS201320B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS552478A CS201320B1 (en) 1978-08-24 1978-08-24 Facility for radiation tests in the corrosive medium

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS552478A CS201320B1 (en) 1978-08-24 1978-08-24 Facility for radiation tests in the corrosive medium

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS201320B1 true CS201320B1 (en) 1980-10-31

Family

ID=5400286

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS552478A CS201320B1 (en) 1978-08-24 1978-08-24 Facility for radiation tests in the corrosive medium

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS201320B1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5076999A (en) Passive decay heat removal system for water-cooled nuclear reactors
GB1146423A (en) Thermal convection heat exchanger
GB916064A (en) Shipping container for spent nuclear reactor fuel elements
CS201320B1 (en) Facility for radiation tests in the corrosive medium
GB941315A (en) Improvements in heat exchangers adapted for vapour generation with liquid metal as heating fluid
Bin et al. Hydrogenin distribution characteristics of sodium-water reaction under small and medium leakage test system for sodium-water reaction
Glatzmaier et al. Hydrogen mitigation process installation at Nevada Solar One
Tanrikut et al. Experimental research on in-tube condensation under steady-state and transient conditions
Girard Clogging of recirculating nuclear steam generators
JPS5657931A (en) Leak detector of fluid
JPS581375B2 (en) Hydrogen detection device for fast reactor plants
Ritchey et al. Flooding Experiments with Steam and Water in a Large-Diameter Vertical Tube
GB1507968A (en) Heat exchanger
Nariai et al. Pressure oscillations in vent tubes induced by steam condensation in pressure suppression containment
CN118136292A (en) An experimental device for a nuclear power plant direct current steam generator
GB829676A (en) Atomic power plants having heterogeneous nuclear reactors
SU1003856A1 (en) Device for monitoring leakages of fight-extinguishing liquid
Bandyopadhyay et al. Performance evaluation of passive pulse generator for auto depressurization system of Advanced Heavy Water Reactor
Rodd et al. Mass transfer of corrosion products in high temperature, high pressure water circuits
Lang Exergy analysis for sensitivity to turbine induction
Morss Commissioning of the jet-in-pool sodium experiment
GB897866A (en) Improvements in or relating to heat exchange apparatus
Koch SECOND PROGRESS REPORT ON THE MODEL SODIUM-HEATED STEAM GENERATOR. Research Report No. 5455
SU1263978A2 (en) Rig for filling heat pipes with heat-transfer agent
SU941765A1 (en) Device for automatic removal of air out of warm-water heating system