CZ308983B6 - Irradiation channel for controlled simulation of radiation degradation of concrete - Google Patents
Irradiation channel for controlled simulation of radiation degradation of concrete Download PDFInfo
- Publication number
- CZ308983B6 CZ308983B6 CZ2020358A CZ2020358A CZ308983B6 CZ 308983 B6 CZ308983 B6 CZ 308983B6 CZ 2020358 A CZ2020358 A CZ 2020358A CZ 2020358 A CZ2020358 A CZ 2020358A CZ 308983 B6 CZ308983 B6 CZ 308983B6
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- irradiation
- concrete
- samples
- gamma shield
- channel
- Prior art date
Links
- 230000005855 radiation Effects 0.000 title claims abstract description 10
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 title claims abstract description 6
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 title claims abstract description 6
- 238000004088 simulation Methods 0.000 title claims abstract description 6
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims abstract description 7
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 4
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 4
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005352 clarification Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 238000007493 shaping process Methods 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N33/00—Investigating or analysing materials by specific methods not covered by groups G01N1/00 - G01N31/00
- G01N33/38—Concrete; Lime; Mortar; Gypsum; Bricks; Ceramics; Glass
- G01N33/383—Concrete or cement
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N9/00—Investigating density or specific gravity of materials; Analysing materials by determining density or specific gravity
- G01N9/24—Investigating density or specific gravity of materials; Analysing materials by determining density or specific gravity by observing the transmission of wave or particle radiation through the material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21K—TECHNIQUES FOR HANDLING PARTICLES OR IONISING RADIATION NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; IRRADIATION DEVICES; GAMMA RAY OR X-RAY MICROSCOPES
- G21K5/00—Irradiation devices
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Biochemistry (AREA)
- Pathology (AREA)
- Immunology (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Analytical Chemistry (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Medicinal Chemistry (AREA)
- Food Science & Technology (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Testing Resistance To Weather, Investigating Materials By Mechanical Methods (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
Ozařovací kanál pro řízenou simulaci radiační degradace betonůIrradiation channel for controlled simulation of radiation degradation of concrete
Oblast technikyField of technology
Vynález se týká stíněného ozařovacího kanálu, umožňujícího ozařování betonových vzorků ve výzkumném jaderném reaktoru o výkonu v řádu 10 MW při relativně nízkých teplotách a za současně vyššího příkonu fluence rychlých neutronů. Součástí kanálu je wolframové stínění redukující ohřevy ve vzorcích a tvarovaný vzduchový vytěsnitel zrovnoměrňující profil příkonu fluence rychlých neutronů na vzorcích.The invention relates to a shielded irradiation channel enabling the irradiation of concrete samples in a research nuclear reactor with a power of the order of 10 MW at relatively low temperatures and at the same time a higher input of fast neutron fluence. The channel includes a tungsten shield that reduces heating in the samples and a shaped air displacer that balances the flux profile of fast neutrons on the samples.
Dosavadní stav technikyState of the art
Dosud není známo použití instrumentovaného ozařovacího kanálu pro ozařování vzorků z betonových materiálů ve formě válečků o průměru až 50 mm, umožňujícího dosažení teplot ve vzorcích nižších než 60 °C a fluencí rychlých neutronů vyšších než 1.0e+19 (neutronů na centimetr čtvereční) za 200 provozních dní reaktoru v neutronovém poli s rovnoměrným profilem příkonu fluence rychlých neutronů v segmentu výšky paliva a v kontrolované inertní atmosféře. Současně používaná ozařovací pouzdra bez gama stínění neumožňují dosažení přijatelně nízkých teplot (pod 60 °C) ve vzorcích o relativně velkých rozměrech (do 050 mm) za předpokladu realizace ozařování v časovém horizontu kratším než jeden rok. Zároveň neumožňují dosažení rovnoměrného neutronového toku po celé výšce pouzdra kvůli absenci tvarovaného vzduchového vytěsnitele. Nelze tedy dosáhnout stejných ozařovacích podmínek na větším počtu vzorů v rámci jednoho pouzdra.It is not yet known to use an instrumented irradiation channel to irradiate samples made of concrete materials in the form of rollers up to 50 mm in diameter, allowing temperatures in samples lower than 60 ° C and fast neutron fluctuations higher than 1.0e + 19 (neutrons per square centimeter) to reach 200 reactor operating days in a neutron field with a uniform fast neutron fluence input profile in the fuel height segment and in a controlled inert atmosphere. The currently used irradiation sleeves without gamma shielding do not allow to reach acceptably low temperatures (below 60 ° C) in samples with relatively large dimensions (up to 050 mm), provided that the irradiation is realized in a time horizon of less than one year. At the same time, they do not allow a uniform neutron flux to be achieved over the entire height of the housing due to the absence of a shaped air displacer. Therefore, the same irradiation conditions cannot be achieved on a plurality of patterns within a single housing.
Podstata vynálezuThe essence of the invention
Uvedené nedostatky odstraňuje ozařovací kanál pro řízenou simulaci radiační degradace betonů, podle tohoto vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že obsahuje gama stínění, do něhož jsou uloženy nejméně dvě pouzdra pro umístění ozařovaných vzorků, která jsou opatřena horním víčkem a spodním víčkem pro zajištění těsnosti a vstupní kapilárou pro přívod inertního plynu a výstupní kapilárou pro odvod inertního plynu a přívod teplotního čidla. Na gama stínění je umístěn vzduchový vytěsnitel. Na gama stínění a vzduchový vytěsnitel je připojen držák kanálu.The above-mentioned drawbacks are eliminated by the irradiation channel for controlled simulation of radiation degradation of concrete, according to the present invention, which consists in comprising a gamma shield in which at least two cases for irradiated samples are placed, which are provided with an upper lid and a lower lid to ensure tightness. and an inlet capillary for the supply of inert gas and an outlet capillary for the discharge of inert gas and the supply of the temperature sensor. An air displacement is placed on the gamma shield. A duct holder is attached to the gamma shield and air displacer.
K pouzdru je ze strany zdroje záření připojena podsestava obsahující gama stínění a tvarovaný vytěsnitel pole rychlých neutronů. Gama záření je stíněno pomocí wolframového bloku, jehož efektivní tloušťka byla výpočetně optimalizována tak, aby bylo dosaženo žádaného radiačního ohřevu ve vzorcích a materiálech kanálu. Wolframový blok slouží zároveň jako závaží kompenzující vztlakové síly při umístění stíněného pouzdra pod hladinou chladivá reaktoru. Tvarovaný vytěsnitel pole rychlých neutronů funguje na principu vzduchového vytěsnitele umístěného v chladívu reaktoru, který snižuje moderaci neutronů v různých pozicích po výšce kanálu. Tím je tak kompenzována nerovnoměrnost pole rychlých neutronů po výšce kanálu daná fýzikálním principem provozu jaderného reaktoru při probíhající štěpné řetězové reakci.A subassembly containing gamma shielding and a shaped fast neutron field displacer is connected to the housing on the radiation source side. Gamma radiation is shielded by a tungsten block, the effective thickness of which has been computationally optimized to achieve the required radiation heating in the samples and channel materials. The tungsten block also serves as a weight to compensate for buoyancy forces when placing the shielded sleeve below the surface of the reactor coolant. The shaped displacer of the fast neutron field works on the principle of an air displacer located in the reactor coolant, which reduces the moderation of neutrons in various positions along the channel height. This compensates for the uneven field of fast neutrons along the channel height given the physical principle of the operation of the nuclear reactor during the fission chain reaction.
Jedná se o unikátní návrh kombinující dílčí technická řešení za účelem dosažení požadovaných fýzikálních parametrů v ozařovaných vzorcích v relativně krátkém časovém intervalu při současném ozařování většího počtu vzorků.This is a unique design combining partial technical solutions in order to achieve the required physical parameters in the irradiated samples in a relatively short time interval while irradiating a larger number of samples.
Samotné pouzdro se vzorky je ze sestavy odnímatelné tak, aby mohly být ozařované vzorky kontrolovány nebo vyměňovány v průběhu experimentálního programu. Všechny komponenty jsou navrženy tak, aby jejich vnější povrchy byly intenzivně obtékány chladivém reaktoru a bylo tak zamezeno jejich přehřívání.The sample case itself is removable from the assembly so that irradiated samples can be inspected or replaced during the experimental program. All components are designed so that their outer surfaces are intensively bypassed by the cooling reactor and thus their overheating is prevented.
-1 CZ 308983 B6-1 CZ 308983 B6
Objasnění výkresůClarification of drawings
Vynález je objasněn na obr. la, kde je 3D pohled na sestavu stíněného ozařovacího kanálu, a na obr. 1b je pak pohled v řezu na sestavu stíněného ozařovacího kanálu.The invention is illustrated in Fig. 1a, where there is a 3D view of a shielded irradiation channel assembly, and Fig. 1b is a cross-sectional view of a shielded irradiation channel assembly.
Příklady uskutečnění vynálezuExamples of embodiments of the invention
Předkládané řešení sestává ze dvou hliníkových pouzder 1 pro umístění vzorků 2. Prostor v hliníkovém pouzdře 1 je zvolen dle požadovaného průměru, počtu a výšky vzorků 2 tak, aby vůle mezi vzorky 2 a pouzdrem 1 byla co nej menší pro snížení tepelného odporu a zároveň bylo možné vzorky 2 po ozařování vyjmout. Hliníkové pouzdro 1 je po vložení vzorků 2 opatřeno horním víčkem 3, které jek pouzdru 1 připojeno závitovým spojem a zároveň je opatřeno těsnicím svarem. Spodní část pouzdra 1 je pomocí svaru zaslepena spodním víčkem 4. Ke spodní části pouzdra 1 je připojena kapilára 5 pro přívod inertního plynu. Pouzdro 1 je koncipované jako průtočné, plyn z pouzdra 1 je tedy odváděn kapilárou 6 pro odvod plynu a zároveň je touto kapilárou 6 ke vzorkům 2 přivedeno teplotní čidlo. Vzduchový vytěsnitel 7 má funkci tvarování výškového profilu pole rychlých neutronů v prostoru umístění kanálu po jeho výšce. Smyslem je omezení moderace neutronů (snižováním energie neutronů) z rychlých na tepelné ve vymezených segmentech vytěsnitele 7. Sestava dále obsahuje gama stínění 8, které je tvořeno wolframovým blokem obklopujícím hliníkové pouzdro 1 ze směru zdroje záření. Efektivní tloušťka gama stínění 8 je optimalizována pro dosažení požadovaných teplot vzorků. Podsestava vzduchového vytěsnitele 7 a gama stínění 8 je pak připojena k držáku 9 kanálu. Držák 9 kanálu zajišťuje soudržnost jednotlivých komponent a slouží k zavedení sestavy do reaktoru.The presented solution consists of two aluminum housings 1 for placing samples 2. The space in the aluminum housing 1 is chosen according to the required diameter, number and height of samples 2 so that the clearance between samples 2 and housing 1 is as small as possible to reduce thermal resistance and it is possible to remove samples 2 after irradiation. After inserting the samples 2, the aluminum housing 1 is provided with an upper lid 3, which is connected to the housing 1 by a threaded connection and at the same time is provided with a sealing weld. The lower part of the housing 1 is blinded by a lower lid 4 by means of a weld. A capillary 5 for the supply of inert gas is connected to the lower part of the housing 1. The housing 1 is designed as a flow-through gas, so the gas from the housing 1 is discharged by the gas capillary 6 and at the same time a temperature sensor is fed to the samples 2 via this capillary 6. The air displacer 7 has the function of shaping the height profile of the fast neutron field in the space of the channel location along its height. The purpose is to limit the moderation of neutrons (by reducing neutron energy) from fast to thermal in the defined segments of the displacer 7. The assembly further comprises a gamma shield 8, which is formed by a tungsten block surrounding the aluminum housing 1 from the direction of the radiation source. The effective gamma shield thickness 8 is optimized to achieve the required sample temperatures. The air displacement subassembly 7 and the gamma shield 8 are then connected to the duct holder 9. The channel holder 9 ensures the cohesion of the individual components and serves to introduce the assembly into the reactor.
Ozařovací pouzdra 1 jsou v průběhu montáže osazeny vzorky a pouzdra 1 jsou utěsněna. Následně se provede kompletace celé sestavy kanálu včetně pouzder j_, vzduchového vytěsnitele 7 a gama stínění 8. Celou sestavu je následně možné zavézt do reaktoru a provést propojení s plynovým hospodářstvím a zapojení teplotního čidla. Po najetí reaktoru již probíhá řízená simulace degradace betonových vzorků včetně sběru teplotních dat. Koncept byl testován v reaktoru LVR-15. Měřením bylo zjištěno, že teploty vzorků jsou v očekávaném intervalu, tj. pod 60 °C.The irradiation sleeves 1 are fitted with samples during assembly and the sleeves 1 are sealed. Subsequently, the entire duct assembly is completed, including the housings 7, the air displacer 7 and the gamma shield 8. The entire assembly can then be introduced into the reactor and connected to the gas management and the temperature sensor connected. After the start-up of the reactor, a controlled simulation of the degradation of concrete samples, including the collection of temperature data, is already underway. The concept was tested in the LVR-15 reactor. The measurements showed that the sample temperatures were in the expected range, ie below 60 ° C.
Průmyslová využitelnostIndustrial applicability
Ozařovací kanál podle tohoto vynálezu je možné uplatnit ve výzkumných reaktorech s proměnlivým energetickým spektrem neutronů a velkým podílem záření gama.The irradiation channel according to the invention can be used in research reactors with a variable neutron energy spectrum and a large proportion of gamma radiation.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2020358A CZ308983B6 (en) | 2020-06-23 | 2020-06-23 | Irradiation channel for controlled simulation of radiation degradation of concrete |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2020358A CZ308983B6 (en) | 2020-06-23 | 2020-06-23 | Irradiation channel for controlled simulation of radiation degradation of concrete |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CZ2020358A3 CZ2020358A3 (en) | 2021-11-03 |
| CZ308983B6 true CZ308983B6 (en) | 2021-11-03 |
Family
ID=78282576
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ2020358A CZ308983B6 (en) | 2020-06-23 | 2020-06-23 | Irradiation channel for controlled simulation of radiation degradation of concrete |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CZ (1) | CZ308983B6 (en) |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000121529A (en) * | 1998-10-16 | 2000-04-28 | Nishimatsu Constr Co Ltd | Concrete testing device |
| JP2005030974A (en) * | 2003-07-09 | 2005-02-03 | Japan Highway Public Corp | Method of measuring moisture content in fresh concrete, and moisture content measuring apparatus used for same |
-
2020
- 2020-06-23 CZ CZ2020358A patent/CZ308983B6/en unknown
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000121529A (en) * | 1998-10-16 | 2000-04-28 | Nishimatsu Constr Co Ltd | Concrete testing device |
| JP2005030974A (en) * | 2003-07-09 | 2005-02-03 | Japan Highway Public Corp | Method of measuring moisture content in fresh concrete, and moisture content measuring apparatus used for same |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CZ2020358A3 (en) | 2021-11-03 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP4811951B2 (en) | Cutting and opening device for sealed container containing activated metal material and radioactive gas | |
| JP2013519094A (en) | Modular fission waste converter | |
| D’Agata et al. | The results of the irradiation experiment MARIOS on americium transmutation | |
| CZ308983B6 (en) | Irradiation channel for controlled simulation of radiation degradation of concrete | |
| CZ34275U1 (en) | Irradiation channel for controlled simulation of radiation degradation of concrete | |
| Usha et al. | Research reactor KAMINI | |
| KR100923081B1 (en) | The fast neutron irradiation facility of a research reactor | |
| KR101694409B1 (en) | Nuclear reactor core for thorium breeding and method of using thereof | |
| US3141828A (en) | Nuclear reactor equipment | |
| Lee et al. | A gamma heating calculation methodology for research reactor application | |
| Gaheen et al. | Utilization of egyptian research reactor and modes of collaboration | |
| Bejaoui et al. | Status of the DIAMINO experiment irradiated in the OSIRIS reactor | |
| Ashok Kumar et al. | Design, installation and preliminary flux measurements at the Fast Flux Experimental Facility (FFEF) of the Fast Breeder Test Reactor (FBTR) | |
| Abalin et al. | Facility for Testing MSR Materials at the NRC Kurchatov Institute | |
| Gohar et al. | Lead-bismuth-eutectic spallation neutron source for nuclear transmuter. | |
| JP2015122290A (en) | Apparatus and method for generating radiation ray such as neutron by nuclear fission | |
| KR20110032211A (en) | Capsule for materials irradiation tests at a low temperature in research reactor and apparatus having the same | |
| Ho et al. | Promising neutron irradiation applications at the high temperature engineering test reactor | |
| Slugeň et al. | Angular correlation positron annihilation spectroscopy applied in investigation of neutron irradiated RPV-steels | |
| Sommer et al. | Operating experience at the Los Alamos spallation radiation effects facility at LAMPF | |
| BENDOTTI et al. | Design and first operation of the DIAMINO (U241AmO2) experiment in OSIRIS MTR for Am-recycling program | |
| Raghu et al. | Neutron radiographic inspection of industrial components using Kamini neutron source facility | |
| KYSELA | RUDOLF VSOLAK | |
| Downey et al. | First-of-a-Kind Fuel-bearing Molten Chloride Irradiation Experiment | |
| Hollenberg | Tritium release from fast neutron irradiated boron carbide |