RU153190U1 - LEAKAGE CONTROL SYSTEM OF HEATING FUEL CELLS - Google Patents
LEAKAGE CONTROL SYSTEM OF HEATING FUEL CELLS Download PDFInfo
- Publication number
- RU153190U1 RU153190U1 RU2014139073/07U RU2014139073U RU153190U1 RU 153190 U1 RU153190 U1 RU 153190U1 RU 2014139073/07 U RU2014139073/07 U RU 2014139073/07U RU 2014139073 U RU2014139073 U RU 2014139073U RU 153190 U1 RU153190 U1 RU 153190U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- gamma radiation
- tightness
- monitoring
- fuel elements
- units
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
1. Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов, содержащая короб, внутри которого размещена движущаяся тележка, снабженная детекторами гамма-излучения, отличающаяся тем, что снабжена дополнительными подвижными, независимо перемещающимися спектрометрическими блоками регистрации интенсивности гамма-излучения, размещенными внутри короба.2. Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов по п. 1, отличающаяся тем, что содержит направляющие для перемещения спектрометрических блоков регистрации интенсивности гамма-излучения вдоль рядов пароводяных коммуникаций, причем на каждой направляющей может размещаться один и более спектрометрических блоков регистрации гамма-излучения.3. Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов по п. 2, отличающаяся тем, что направляющие расположены в коробе и размещаются преимущественно в верхней его части по всей его длине, с двух сторон относительно его центра.4. Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов по пп. 1 и 2, отличающаяся тем, что спектрометрические блоки регистрации интенсивности гамма-излучения снабжены малогабаритной защитой от фонового излучения.1. A system for monitoring the tightness of the cladding of fuel elements, containing a box, inside which is a moving cart equipped with gamma radiation detectors, characterized in that it is equipped with additional movable, independently moving spectrometric units for recording the intensity of gamma radiation, located inside the box. 2. The system for monitoring the tightness of the cladding of the fuel elements according to claim 1, characterized in that it contains guides for moving the spectrometric units for recording the intensity of gamma radiation along the rows of steam-water pipelines, and one or more spectrometric units for detecting gamma radiation can be placed on each guide. The system for monitoring the tightness of the cladding of the fuel elements according to claim 2, characterized in that the guides are located in the box and are located mainly in its upper part along its entire length, on both sides relative to its center. The system for monitoring the tightness of the cladding of fuel elements according to PP. 1 and 2, characterized in that the spectrometric units for recording the intensity of gamma radiation are equipped with small-sized protection against background radiation.
Description
Полезная модель относится к ядерной энергетике, в частности, к системам контроля герметичности оболочек (СКГО) тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) канального ядерного реактора.The utility model relates to nuclear energy, in particular, to systems for monitoring the tightness of the shells (CSCS) of fuel elements (TVEL) of a channel nuclear reactor.
Известен способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления [1], основанный на регистрации изменения параметра теплоносителя - нейтронной активности изотопа 17N (Имеется в виду интенсивность нейтронного излучения, обусловленная активностью N17), с помощью ионизационных камер деления и блоков обработки сигналов.A known method of measuring the flow rate of the coolant of the primary circuit of a nuclear reactor and a device for its implementation [1], based on recording changes in the coolant parameter - the neutron activity of the 17N isotope (This refers to the intensity of neutron radiation due to activity N17) using ionization fission cameras and processing units signals.
Недостатком данного технического решения по отношению к заявляемой полезной модели является низкая чувствительность по сравнению со штатной СКГО, а также конструктивная сложность размещения датчиков на достаточном удалении друг от друга. Известны устройства для контроля расхода теплоносителя в ядерном реакторе [2 и 3], осуществляющегося введением дополнительного оборудования в штатную СКГО и направленные на повышение надежности и безопасности ядерного реактора.The disadvantage of this technical solution in relation to the claimed utility model is the low sensitivity compared to the standard SKGO, as well as the structural complexity of placing the sensors at a sufficient distance from each other. Known devices for controlling the flow rate of a coolant in a nuclear reactor [2 and 3], carried out by the introduction of additional equipment in the standard SKGO and aimed at improving the reliability and safety of a nuclear reactor.
Недостатком указанных устройств, в частности, является отсутствие возможности долговременного непрерывного контроля интенсивности гамма-излучения выбранной пароводяной коммуникации (ПВК).The disadvantage of these devices, in particular, is the lack of the possibility of long-term continuous monitoring of the intensity of gamma radiation of the selected steam-water communication (PVC).
Известна система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов [4], которая дополнительно к штатной СКГО снабжена электрической цепочкой, подсоединенной непосредственно к выходу детектора, состоящей из усилителя, амплитудного анализатора и устройства обработки и отображения информации.A known system for monitoring the tightness of the shells of fuel elements [4], which in addition to the standard SKGO equipped with an electrical circuit connected directly to the output of the detector, consisting of an amplifier, an amplitude analyzer and a device for processing and displaying information.
Недостатком известной системы является отсутствие возможности непрерывного контроля выбранной пароводяной коммуникации (ПВК) или одновременного контроля двух трубопроводов в противоположных рядах ПВК.A disadvantage of the known system is the inability to continuously monitor the selected steam-water communication (PVC) or the simultaneous monitoring of two pipelines in opposite rows of the PVC.
Известна система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (прототип) [5]. Данная система предназначена для обнаружения ПВК с увеличенной активностью пароводяной смеси и получения сведений о характере нарушения герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) по соотношению активности короткоживущих и долгоживущих продуктов деления, а также для оценочного технологического контроля наличия расхода теплоносителя, который основан на косвенном методе контроля содержания радиоактивного азота (N16), образующегося под действием нейтронного облучения теплоносителя вследствие (n, p) реакции O16+n0=N16+p 1. Количество N16 пропорционально количеству облученного O16, т.е. пропорционально количеству теплоносителя, прошедшему через пароводяные коммуникации или же пропорционально расходу теплоносителя через технологический канал. При наличии в канале преимущественно только паровой фазы, что имеет место при существенном снижении расхода, интенсивность гамма-излучения N16 резко падает. Конструктивно СКГО выполнена следующим образом: восемь сдвоенных коллиматоров с блоками детектирования гамма-излучения устанавливаются на тележках и с помощью системы перемещения передвигаются в восьми коробах, расположенных вдоль вертикальных рядов трубопроводов пароводяных коммуникаций топливных каналов. С каждой стороны короба расположено до 120 трубопроводов ПВК. Коллимационные отверстия направлены в противоположные стороны и разделены свинцовой перегородкой, и поэтому каждый детектор (их по 2 на каждой тележке) может контролировать по одному ряду трубопроводов. Коллимационные отверстия расположены таким образом и имеют такую конфигурацию, что при движении детектора вдоль рядов трубопроводов ПВК на кристалл одного из блоков детектирования попадают гамма-кванты только от трубопровода ПВК, против которого находится в данный момент отверстие коллиматора. Сигналы с блоков детектирования по высокочастотным кабелям попадают на сигнально-измерительную аппаратуру, которая вырабатывает сигнал пропорциональный интенсивности гамма-излучения, основным источником которого являются ядра N16, что позволяет качественно оценивать наличие расхода теплоносителя.A known system for monitoring the tightness of the shells of fuel elements (prototype) [5]. This system is designed to detect PVC with increased activity of the steam-water mixture and obtain information about the nature of the leakage of the shells of the fuel elements (TVEL) by the ratio of the activity of short-lived and long-lived fission products, as well as for evaluative technological control of the presence of coolant flow, which is based on an indirect method of controlling the content radioactive nitrogen (N16) generated by neutron irradiation of the coolant due to the (n, p) reaction O16 + n0 = N16 + p 1. Quantity in N16 is proportional to the amount of irradiated O16, i.e. in proportion to the amount of coolant passing through the steam-water communications or in proportion to the flow of coolant through the process channel. If the channel contains mainly only a vapor phase, which occurs with a significant decrease in flow rate, the intensity of gamma radiation N16 drops sharply. Structurally, SKGO is made as follows: eight dual collimators with gamma-ray detection units are mounted on carts and, using a moving system, move in eight boxes located along vertical rows of pipelines of steam-water communications of fuel channels. Up to 120 PVC pipelines are located on each side of the duct. The collimation holes are directed in opposite directions and are separated by a lead partition, and therefore each detector (there are 2 of them on each cart) can control one row of pipelines. The collimation openings are arranged in such a way and have such a configuration that, when the detector moves along the rows of PVC pipelines, gamma quanta only get from the PVC piping against the current collimator hole against the crystal of one of the detection units. The signals from the detection units via high-frequency cables fall on the signal-measuring equipment, which generates a signal proportional to the intensity of gamma radiation, the main source of which are N16 cores, which allows a qualitative assessment of the presence of coolant flow.
Недостатком прототипа является невозможность индивидуального независимого наведения блока детектирования на выбранную ПВК и обеспечения индивидуального непрерывного долговременного контроля выбранной ПВК, в виду конструктивной сдвоенности блоков детектирования.The disadvantage of the prototype is the impossibility of an individual independent guidance of the detection unit to the selected PVC and to ensure individual continuous long-term monitoring of the selected PVC, in view of the constructive dualization of the detection blocks.
Задачей заявляемой полезной модели является создание системы, дополнительной к штатной СКГО и обладающей возможностью индивидуального наведения дополнительных индивидуальных спектрометрических блоков регистрации гамма-излучения на выбранную пароводяную коммуникацию.The objective of the claimed utility model is to create a system complementary to the standard SKGO and capable of individually guiding additional individual spectrometric units for registering gamma radiation to the selected steam-water communication.
Техническим результатом полезной модели, по отношению к известным из уровня техники решениям, является повышение надежности и безопасности работы ядерного реактора, обеспечение индивидуального контроля выбранной ПВК и достоверности измерений, а также непрерывный долгосрочный контроль интенсивности гамма-излучения выбранных ПВК, расширение функциональных свойств СКГО, повышение поисковой оперативности системы контроля герметичности ТВЭЛ.The technical result of the utility model, in relation to solutions known from the prior art, is to increase the reliability and safety of a nuclear reactor, provide individual control of the selected PVC and the reliability of measurements, as well as continuous long-term control of the gamma radiation intensity of the selected PVC, expand the functional properties of the SCGO, increase search efficiency of the TVEL tightness control system.
Указанный технический результат достигается следующим образом, система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов, содержащая короб, внутри которого размещена движущаяся тележка, снабженная сдвоенными детекторами гамма-излучения, согласно заявляемой полезной модели, с целью повышения надежности и безопасности работы ядерного реактора, снабжена дополнительными подвижными независимо перемещающимися спектрометрическими блоками регистрации изменений гамма-излучения, размещенными внутри короба.The specified technical result is achieved as follows, a system for monitoring the tightness of the shells of fuel elements, containing a box inside which a moving trolley is provided, equipped with dual gamma-ray detectors, according to the claimed utility model, in order to increase the reliability and safety of a nuclear reactor, is equipped with additional movable independently moving gamma-ray spectrometric recording units located inside the box.
Также технический результат достигается тем, что с целью обеспечения индивидуального контроля выбранных пароводяных коммуникаций и достоверности измерений, система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов, содержит направляющие для перемещения спектрометрических блоков регистрации изменений гамма-излучения вдоль рядов пароводяных коммуникаций, причем на каждой направляющей может размещаться один и более спектрометрических блоков регистрации изменений гамма-излучения.The technical result is also achieved by the fact that in order to provide individual control of the selected steam-water communications and the reliability of the measurements, the system for monitoring the tightness of the shells of the fuel elements contains guides for moving spectrometric units for detecting changes in gamma radiation along the rows of steam-water communications, and on each rail one and more spectrometric units for recording changes in gamma radiation.
Помимо этого технический результат достигается тем, что с целью, обеспечения непрерывного долгосрочного контроля интенсивности гамма-излучения пароводяной коммуникации и расширения функциональных свойств системы, в частности обеспечения ремонтопригодности, направляющие, расположенные в коробе, размещаются, преимущественно, в верхней его части, по всей его длине, с двух сторон относительно его центра.In addition, the technical result is achieved by the fact that in order to ensure continuous long-term control of the intensity of gamma radiation of steam-water communication and to expand the functional properties of the system, in particular to ensure maintainability, the guides located in the box are located mainly in its upper part, throughout length, on both sides relative to its center.
Помимо этого технический результат достигается тем, что с целью, повышения оперативности и достоверности контроля герметичности ТВЭЛ, спектрометрические блоки регистрации изменений гамма-излучения снабжены облегченной малогабаритной защитой от фонового излучения.In addition, the technical result is achieved by the fact that, in order to increase the efficiency and reliability of the control of tightness of fuel elements, spectrometric units for detecting changes in gamma radiation are equipped with lightweight small-sized protection against background radiation.
Система контроля герметичности оболочек (СКГО) тепловыделяющих элементов занимает важнейшее место в системе ядерной и радиационной безопасности ядерного реактора. СКГО позволяет своевременно обнаруживать начавшуюся разгерметизацию тепловыделяющего элемента, отслеживать развитие дефекта и оперативно принимать соответствующие противоаварийные организационно-технические меры для предотвращения нештатной ситуации с потенциально возможным выбросом радионуклидов в контур циркуляции теплоносителя. СКГО является единственной системой позволяющей осуществлять контроль наличия теплоносителя в технологических каналах реактора при поломках штатных расходомеров ШАДР.The system for monitoring the tightness of the shells (SKGO) of fuel elements occupies an important place in the nuclear and radiation safety system of a nuclear reactor. SKGO allows timely detection of the started depressurization of a fuel element, monitoring the development of a defect and promptly taking appropriate emergency organizational and technical measures to prevent an emergency situation with a potential release of radionuclides into the coolant circuit. SKGO is the only system that allows monitoring the presence of coolant in the technological channels of the reactor in the event of breakdown of standard ShADR flowmeters.
Поканальный контроль герметичности оболочек тепловыделяющих элементов производится с помощью 16 детекторов гамма-излучения. Детекторы попарно размещены на 8 тележках в свинцовой защите, имеющей 2 противоположно направленных коллимационных отверстия, через которые каждый детектор контролирует группу из 115 шт. пароводяных коммуникаций в процессе движения тележки в коробе. Герметичность оболочек тепловыделяющих элементов контролируется детекторами гамма-излучения без отбора проб теплоносителя, периодически с циклом опроса тридцать минут или выборочно. При повышении значения гамма-излучения теплоносителя в какой-либо пароводяной коммуникации выше порога дискриминации срабатывает звуковая и световая сигнализация. Основная программа перемещения штатных детекторов гамма излучения и регистрации результатов измерений выполняется автоматически. По результатам анализа данных СКГО обслуживающий персонал АЭС принимает решение о выгрузке из реактора разгерметизировавшегося ТВЭЛ или об изменении режима работы реактора с целью снижения гамма-излучения теплоносителя. В процессе контроля для определения реальной разгерметизации ТВЭЛ или наличия фотонов газообразных осколков деления на фоне интенсивного излучения фотонов большой энергии N16, необходимо учитывать расход теплоносителя в ПВК. Это происходит следующим образом, детектор гамма-излучения, обнаруживает критичный фон ПВК, после чего в зону контроля выбранной (критичной) ПВК направляется спектрометрический блок регистрации изменений гамма-излучения, позиционируется напротив выбранной ПВК, наводится на нее и начинает непрерывно, в режиме реального времени, регистрировать изменение интенсивности и спектрального состава гамма излучения выбранной (критичной) ПВК. Таким образом, спектрометрический блок регистрации изменений гамма-излучения может длительно осуществлять контроль выбранной ПВК. При этом при каждом плановом проходе тележки производится автоматическое сравнение и подтверждение калибровочных характеристик спектрометрического блока регистрации изменений гамма-излучения. В случае обнаружения детектором гамма-излучения наличия изменений активности от другой ПВК, следующий спектрометрический блок регистрации изменений гамма-излучения направляется в ее зону контроля, при этом направляющие в конструкции СКГО позволяют таким образом размещать спектрометрические блоки регистрации гамма-излучения, что показания снимаются только с выбранной ПВК и регистрация изменения активности «фона» с соседней ПВК не влияет на их достоверность.Channel-by-channel tightness control of the shells of fuel elements is performed using 16 gamma radiation detectors. The detectors are placed in pairs on 8 trolleys in a lead shield, which has 2 oppositely directed collimation holes through which each detector controls a group of 115 pcs. steam-water communications in the process of movement of the cart in the box. The tightness of the shells of the fuel elements is controlled by gamma-ray detectors without sampling the coolant, periodically with a polling cycle of thirty minutes or selectively. When the value of the gamma radiation of the coolant in any steam-water communication increases above the threshold of discrimination, sound and light alarms are triggered. The main program for moving standard gamma-ray detectors and recording measurement results is performed automatically. Based on the results of the analysis of the CCGO data, the NPP staff decides to unload the sealed fuel rod from the reactor or to change the reactor operating mode in order to reduce the gamma radiation of the coolant. In the process of control, to determine the actual depressurization of a fuel rod or the presence of photons of gaseous fission fragments against the background of intense emission of high-energy photons N16, it is necessary to take into account the coolant flow rate in the PVC. This is as follows, the gamma radiation detector detects a critical background of the PVC, after which a spectrometric unit for detecting changes in gamma radiation is sent to the control zone of the selected (critical) PVC, is positioned opposite the selected PVC, is aimed at it and starts continuously, in real time , record the change in the intensity and spectral composition of gamma radiation of the selected (critical) PVC. Thus, the spectrometric unit for recording changes in gamma radiation can continuously monitor the selected PVC. In this case, at each planned passage of the trolley, an automatic comparison and confirmation of the calibration characteristics of the spectrometric unit for detecting changes in gamma radiation is performed. In the event that the gamma radiation detector detects activity changes from another PVC, the next spectrometric unit for registering changes in gamma radiation is sent to its control zone, while the guides in the SKGO design thus allow the placement of spectrometric units for registering gamma radiation, so that the readings are taken only from the selected PVC and registration of changes in the activity of the “background” with the neighboring PVC does not affect their reliability.
Не менее важным фактором является размещение направляющих для позиционирования на них спектрометрических блоков внутри короба СКГО, преимущественно, в верхней его части, по всей его длине, с двух сторон относительно его центра. Данное техническое решение позволяет обеспечить непрерывный долгосрочный контроль интенсивности гамма-излучения и расширение функциональных свойств СКГО, путем совместной работы детекторов гамма-излучения и спектрометрических блоков регистрации гамма-излучения.An equally important factor is the placement of guides for positioning spectrometric blocks on them inside the SKGO box, mainly in its upper part, along its entire length, on both sides from its center. This technical solution allows to provide continuous long-term control of the intensity of gamma radiation and the expansion of the functional properties of the CCMS, through the joint work of gamma radiation detectors and spectrometric units for detecting gamma radiation.
Независимое резервирование измерительных трактов системы допускает вывод из короба в ремонтный бокс вышедших из строя спектрометрических блоков регистрации гамма-излучения, для обслуживания или замены при работе реактора на мощности. Это имеет существенное значение для непрерывного контроля наличия расхода при отказах штатных расходомеров, а также для обслуживания детекторов гамма-излучения без остановки реактора, путем переключения режима работы системы на спектрометрические блоки регистрации гамма-излучения.Independent redundancy of the measuring paths of the system allows the output from the box to the repair box of failed spectrometer units for registering gamma radiation, for maintenance or replacement during operation of the reactor at power. This is essential for continuous monitoring of the presence of flow in the event of failures of standard flow meters, as well as for servicing gamma-ray detectors without stopping the reactor by switching the operating mode of the system to spectrometric gamma-ray recording units.
Не менее важным при контроле герметичности ТВЭЛ является повышение поисковой оперативности системы, для этого спектрометрические блоки регистрации гамма-излучения снабжены облегченной малогабаритной защитой от фонового излучения, что в значительной степени повышает скорость их перемещения по направляющей.Equally important when monitoring the tightness of a fuel rod is to increase the search efficiency of the system; for this, the gamma-ray spectrometric recording units are equipped with lightweight small-sized protection against background radiation, which significantly increases the speed of their movement along the guide.
С учетом выше изложенного можно сделать вывод о том, что система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов, заявляемая в качестве полезной модели, повышает надежность и безопасность работы ядерного реактора. Обеспечивает индивидуальный контроль выбранной ПВК и достоверность измерений, а также непрерывный долгосрочный контроль интенсивности гамма-излучения выбранных ПВК, расширяет функциональные свойства СКГО, повышает поисковую оперативность системы контроля герметичности ТВЭЛ, следовательно, указанный технический результат полностью обеспечивается совокупностью существенных признаков полезной модели.Based on the foregoing, we can conclude that the system for monitoring the tightness of the shells of fuel elements, claimed as a utility model, increases the reliability and safety of a nuclear reactor. It provides individual control of the selected PVC and the reliability of measurements, as well as continuous long-term control of the gamma radiation intensity of the selected PVC, expands the functional properties of the CCMS, increases the search efficiency of the TVEL tightness control system, therefore, the specified technical result is fully ensured by the combination of essential features of the utility model.
Список использованной литературы:List of used literature:
1. «Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления», патент на изобретение RU 2450377 С1, МПК: G21C 17/00, Заявка: 2011100721/07, Дата приоритета: 12.01.2011, Авторы: Борисов В.Ф., Ельшин А.В., Струков М.А., Патентообладатель: ФГУП "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU);1. "A method for measuring the flow rate of the coolant of the primary circuit of a nuclear reactor and a device for its implementation", patent for invention RU 2450377 C1, IPC: G21C 17/00, Application: 2011100721/07, Priority date: 12.01.2011, Authors: Borisov V. F., El'shin A.V., Strukov M.A., Patentee: Federal State Unitary Enterprise "Scientific and Technological Institute named after A.P. Aleksandrov" (RU);
2. «Устройство для контроля расхода воды-теплоносителя в первом контуре канального ядерного реактора», патент на изобретение RU 2225046 С2, МПК: G21C 17/022, G21C 17/032, Заявка: 2002109450/06, Дата приоритета: 12.04.2002, Авторы: Аристов И.Н., Гурьев И.П., Данилов В.Ф., Дмитриев А.Б., Патентообладатели: ФГУП "Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" и ГУП "Научно-производственный центр "ЭЛЕГИЯ";2. "Device for controlling the flow of coolant water in the primary circuit of a channel nuclear reactor", patent for invention RU 2225046 C2, IPC: G21C 17/022, G21C 17/032, Application: 2002109450/06, Priority date: 12.04.2002, Authors: Aristov I.N., Guryev I.P., Danilov V.F., Dmitriev A.B., Patent owners: Federal State Unitary Enterprise "All-Russian Research Institute of Technical Physics and Automation" and State Unitary Enterprise "Research and Production Center" ELEGIA " ;
3. «Устройство для контроля за расходом теплоносителя в ядерном реакторе», патент на изобретение RU 2100855 C1, МПК: C21C 17/022, Заявка: 95118824/25, Дата приоритета: 03.11.1995, Авторы: Русинов В.Ф., Борисов В.Ф., Патентообладатель: Русинов Владимир Федотович;3. "Device for controlling the flow of coolant in a nuclear reactor", patent for invention RU 2100855 C1, IPC: C21C 17/022, Application: 95118824/25, Priority date: 11/03/1995, Authors: Rusinov VF, Borisov V.F., Patent holder: Rusinov Vladimir Fedotovich;
4. «Система контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов» патент на полезную модель RU 55499 U1, МПК: G21C 19/10, Заявка: 2006100327/22, Дата приоритета: 10.01.2006, Авторы: Лебедев В.И., Черников О.Г., Кудрявцев К.Г., Усачев В.А., Сидоров М.Ю., Венкин В.А., Баранков А.В., Патентообладатель: ФГУП “Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях” Концерн “Росэнергоатом” (RU);4. “System for monitoring the tightness of the shells of fuel elements” patent for utility model RU 55499 U1, IPC: G21C 19/10, Application: 2006100327/22, Priority date: 10.01.2006, Authors: Lebedev VI, Chernikov OG ., Kudryavtsev K.G., Usachev V.A., Sidorov M.Yu., Venkin V.A., Barankov A.V., Patentee: Federal State Unitary Enterprise “Russian State Concern for the Production of Electric and Thermal Energy at Nuclear Power Plants” Concern Rosenergoatom (RU);
5. «Канальный энергетический реактор», авторы: Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов, Москва, Атомиздат 1980 г., с. 146-148.5. “Channel energy reactor”, authors: N.A. Dollezhal, I.Ya. Emelyanov, Moscow, Atomizdat 1980, p. 146-148.
Claims (4)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2014139073/07U RU153190U1 (en) | 2014-09-26 | 2014-09-26 | LEAKAGE CONTROL SYSTEM OF HEATING FUEL CELLS |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2014139073/07U RU153190U1 (en) | 2014-09-26 | 2014-09-26 | LEAKAGE CONTROL SYSTEM OF HEATING FUEL CELLS |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU153190U1 true RU153190U1 (en) | 2015-07-10 |
Family
ID=53539039
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2014139073/07U RU153190U1 (en) | 2014-09-26 | 2014-09-26 | LEAKAGE CONTROL SYSTEM OF HEATING FUEL CELLS |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU153190U1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2727072C1 (en) * | 2019-12-27 | 2020-07-17 | Константин Владимирович Родионов | Method for detecting depressurization of process equipment at an early stage by reducing the value of the minimum detectable fluid activity of a radiometric unit (versions) |
-
2014
- 2014-09-26 RU RU2014139073/07U patent/RU153190U1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2727072C1 (en) * | 2019-12-27 | 2020-07-17 | Константин Владимирович Родионов | Method for detecting depressurization of process equipment at an early stage by reducing the value of the minimum detectable fluid activity of a radiometric unit (versions) |
WO2021137729A1 (en) * | 2019-12-27 | 2021-07-08 | Константин Владимирович РОДИОНОВ | Method for detecting leaks in process equipment |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Akerib et al. | The large underground xenon (LUX) experiment | |
RU153190U1 (en) | LEAKAGE CONTROL SYSTEM OF HEATING FUEL CELLS | |
US10224122B2 (en) | Reactor instrumentation system and reactor | |
Carroll et al. | Monitoring reactor anti-neutrinos using a plastic scintillator detector in a mobile laboratory | |
JP2008180700A (en) | Moisture detection method, moisture detector, and pipe inspection device | |
Hughes et al. | The hyperion particle-γ detector array | |
KR101750284B1 (en) | Inspection System of Spent Fuel combustion using CZT Detector | |
US20190244720A1 (en) | Detection Apparatus and Method of Detecting the Neutron Absorption Capability of a Control Element of a Nuclear Installation | |
JP4922208B2 (en) | Neutron measuring apparatus and neutron measuring method | |
Pequignot | The Nucifer and Stereo reactor antineutrino experiments | |
Klix et al. | The intensive DT neutron generator of TU Dresden | |
Lerendegui-Marco et al. | Measurement of the radiation background at the n\_TOF NEAR facility to study the feasibility of cyclic activation experiments | |
Bertalot et al. | Concept design and integration aspects of ITER vertical neutron camera | |
Verma et al. | Neutron flux monitoring with in-vessel fission chambers to detect an inadvertent control rod withdrawal in a sodium-cooled fast reactor | |
RU99237U1 (en) | SETTING THE MEASUREMENT OF NUCLEAR FUEL BURNING | |
Sarangapani et al. | A new method for the localisation of gas leaker fuel subassemblies in fast breeder reactors | |
Wiącek et al. | STUMM—Test Module for a high intensity neutron stripping source | |
KR20150067425A (en) | System for monitering fissile materials through automatically detecting radiation | |
Carroll et al. | Techniques for In-Pile Measurements of Fission-Gas Release | |
Qin et al. | On-line detection of key radionuclides for fuel-rod failure in a pressurized water reactor | |
CN203631139U (en) | Device for judging source of fission product in reactor drainage pipeline of nuclear power plant | |
DE1943879A1 (en) | Procedure for the detection of defects in fuel assemblies and for the identification of defective fuel assemblies | |
Ferraro | Low-Background, High-Efficiency Setup for the Study of 22Ne (p, γ) 23Na Reaction at Low Energy | |
Kondo et al. | Neutron production and dose rate in the IFMIF/EVEDA LIPAc injector beam commissioning | |
Laurie et al. | On-line fission gas release monitoring system in the High Flux Reactor petten |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM1K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20160927 |