RU2533749C1 - Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе - Google Patents
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе Download PDFInfo
- Publication number
- RU2533749C1 RU2533749C1 RU2013132056/28A RU2013132056A RU2533749C1 RU 2533749 C1 RU2533749 C1 RU 2533749C1 RU 2013132056/28 A RU2013132056/28 A RU 2013132056/28A RU 2013132056 A RU2013132056 A RU 2013132056A RU 2533749 C1 RU2533749 C1 RU 2533749C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- ampoule
- filled
- materials
- cavity
- samples
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Investigating Or Analyzing Materials Using Thermal Means (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано при проведении радиационных испытаний. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит корпус, одну или несколько герметичных ампул, каждая из которых содержит наружную и внутреннюю полости, разделенные внутренней оболочкой с заглушкой, причем наружная и внутренняя оболочки закреплены к наконечнику, а во внутренней полости расположена кассета с закрепленными в ней образцами материалов. Технический результат - повышение точности температуры образцов. 8 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано при проведении радиационных испытаний, в частности испытаний при исследовании влияния облучения на механические свойства, зависимости деформации радиационного формоизменения и радиационно-термической ползучести образцов исследуемых материалов в ядерных реакторах.
В качестве выполнения одного из основных требований при исследованиях влияния радиационного воздействия на физико-механические свойства материалов для уменьшения разброса измеряемых параметров и повышения точности необходимо обеспечивать заданную температуру с минимальными колебаниями в процессе облучения. Современные требования к отклонениям от заданной величины температуры составляют 5%. В технической литературе: Голованов В.Н., Шамардин В.К., Прохоров В.И. и др. «Исследования конструкционных материалов в БОР-60 и перспективы развития работ» // Атомная энергия, 2001. Т. 91, вып. 5, С. 389-400, сборник «Исследовательские реакторы института и их экспериментальные возможности» // НИИАР, 1992 описаны конструкции облучательных устройств для исследований важнейших радиационных явлений в материалах различных классов, выполненных либо в виде специальных образцов, либо оболочечных труб и чехлов тепловыделяющих сборок. Для получения требуемой температуры образцов при облучении конструкционных материалов в РУ БОР-60 использовали один из трех типов облучательных устройств:
- ампулы с протоком теплоносителя без подогрева или с подогревом за счет γ-разогрева вольфрамовых стержней, а также с использованием тепловыделяющих элементов;
- герметичные ампулы, заполненные инертным газом, причем достижение температуры образцов производится за счет γ-разогрева металлических блоков, размещенных с зазором с оболочкой ампулы;
- герметичные ампулы, заполненные натрием, состоящие из двух контейнеров.
Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является конструкция экспериментального пакета для облучения материалов в застойном натрии, которая описана в статье Самсонов Б.В., Шулимов В.Н., Крутикова В.В. и др. «Разработка экспериментальных облучательных устройств для проведения материаловедческих испытаний в реакторе БОР-60» // Вопросы атомной науки и техники, серия: радиационное материаловедение, методика и техника облучения, выпуск 5, Димитровград, 1975.
Ампула этой конструкции имеет два корпуса - внешний и внутренний. Внешняя поверхность внутреннего корпуса выполнена ступенчатой. При сопряжении ее с гладкой поверхностью наружного корпуса возникает необходимое термическое сопротивление. Полость внутреннего корпуса заполняется образцами, заливается натрием и герметизируется. В пакетах с герметичными ампулами проводятся испытания материалов в интервале температур 500-700°C.
Анализ распределения температуры в такой конструкции приведен в научном издании: Самсонов Б.В., Цыканов В.Л., Щулимов В.Н. Использование металл-металлического контакта в ампульных устройствах высокопоточного реактора. Препринт НИИАР, П-101, Мелекесс, 1971. А также приведены выводы проведенного анализа, в частности максимальное расхождение расчетных и экспериментальных результатов не превышает 15%, кроме того, неточность определения температуры, связанную с погрешностью определения эквивалентного термического сопротивления и случайным характером контактного термосопротивления, необходимо корректировать одним из инструментованных способов регулирования температуры в ампульных устройствах в специализированной ячейке реактора.
Недостатком прототипа является: сопряжение в виде металлического контакта ступенчатой поверхности внутреннего корпуса с гладкой поверхностью наружного корпуса весьма трудно поддается расчету, что создает большие расчетные погрешности до 15% по температуре образцов, и требует корректировки экспериментальными методами. Это связано как с технологическими отклонениями от сложной геометрии ступенчатого профиля и с неравномерным температурным полем в корпусах на участке прерывистого сопряжения, так и со случайным характером контактного термосопротивления. А в связи с тем, что нагрев конструкции в процессе проведения реакторных испытаний осуществляется энерговыделением в ней при поглощении реакторного излучения, то экспериментальные методы корректировки значительно увеличивают как финансовые расходы, так и время на подготовку реакторных испытаний.
Указанный недостаток обусловлен прерывистым сопряжением в виде металлического контакта двух отдельных корпусов ампулы - внешнего и внутреннего.
Заявляемое техническое решение позволяет повысить точность температуры образцов в процессе проведения реакторных испытаний при значительном упрощении конструкции.
Поставленная цель достигается тем, что устройство для испытания материалов в ядерном реакторе, включающее корпус, одну или несколько герметичных ампул, каждая из которых содержит наружную и внутреннюю полости, разделенные внутренней оболочкой с заглушкой, причем наружная и внутренняя оболочки закреплены к наконечнику, а во внутренней полости расположена кассета с закрепленными в ней образцами материалов.
При этом наружная полость ампулы заполнена газом для обеспечения термоизоляции внутренней полости, а величина газового зазора по высоте ампулы может быть переменной.
Кроме того, внутренняя полость ампулы на уровне расположения кассеты с образцами материалов заполнена металлом-теплопроводником, а ее верхняя часть заполнена газом, для обеспечения термоизоляции кассеты с образцами материалов. При этом температура образцов в кассете определяется теплопередачей в зависимости от величины газового зазора в наружной полости ампулы с учетом энерговыделения в элементах конструкции.
Заглушки наружной и внутренней оболочек ампулы содержат сопрягаемые центрирующие поверхности.
Наконечник ампулы содержит термопарный карман для размещения в нем измерительных датчиков.
Корпус содержит отверстия для направленного потока теплоносителя ядерного реактора, который охлаждает наружные поверхности ампулы.
В стенках корпуса выполнена полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции с целью снижения влияния подогрева от соседних тепловыделяющих сборок ядерного реактора.
Корпус выполнен разъемным для извлечения ампул, изменения компоновки в радиационно-защитной камере с последующей сборкой и установкой в ячейку активной зоны ядерного реактора для продолжения реакторных испытаний.
Наличие герметичных ампул, каждая из которых содержит наружную и внутреннюю полости, разделенные внутренней оболочкой с заглушкой, причем наружная и внутренняя оболочки закреплены к наконечнику, при этом наружная полость ампулы заполнена газом, а величина газового зазора по высоте ампулы может быть переменной, внутренняя полость ампулы на уровне расположения кассеты с образцами материалов заполнена металлом-теплопроводником, а ее верхняя часть заполнена газом, кроме того, заглушки наружной и внутренней оболочек содержат сопрягаемые центрирующие поверхности, а наконечник содержит термопарный карман, позволяет упростить расчетную схему конструкции, снизив погрешности температуры образцов до 5%, при определении теплопередачи в зависимости от величины газового зазора в наружной полости ампулы с учетом энерговыделения в элементах конструкции.
Наличие в корпусе отверстий для направленного потока теплоносителя ядерного реактора, который охлаждает наружные поверхности ампулы, позволяет поддерживать температурный баланс в элементах конструкции, а следовательно, заданную температуру образцов.
Наличие в стенках корпуса полости, заполненной газом, позволяет предотвратить влияние неравномерного температурного поля внешней среды на стабильное и равномерное распределение температуры в образцах.
Наличие разъемного соединения в корпусе позволяет многократно использовать устройство, а также извлекать и заменять ампулы.
Предложенное устройство позволяет упростить конструкцию, а следовательно, упростить расчетную схему при определении теплопередачи в зависимости от величины газового зазора в наружной полости ампулы с учетом энерговыделения в элементах конструкции, тем самым повысить точность температуры образцов в процессе проведения реакторных испытаний при значительном упрощении конструкции, применив в устройстве ампулу. При этом герметичная ампула содержит наружную и внутреннюю полости, разделенные внутренней оболочкой с заглушкой, причем наружная и внутренняя оболочки закреплены к наконечнику. Кроме того, наружная полость ампулы заполнена газом, а величина газового зазора по высоте ампулы может быть переменной, внутренняя полость ампулы на уровне расположения кассеты с образцами материалов заполнена металлом-теплопроводником, а ее верхняя часть заполнена газом. А также заглушки наружной и внутренней оболочек содержат сопрягаемые центрирующие поверхности, а наконечник ампулы содержит термопарный карман.
Новым существенным признаком является форма исполнения узлов и деталей устройства для испытания материалов в ядерном реакторе и их взаимное расположение: герметичная ампула, которая содержит наружную и внутреннюю полости, разделенные внутренней оболочкой с заглушкой, причем наружная и внутренняя оболочки закреплены к наконечнику, при этом наружная полость ампулы заполнена газом, а величина газового зазора по высоте ампулы может быть переменной, внутренняя полость ампулы на уровне расположения кассеты с образцами материалов заполнена металлом-теплопроводником, а ее верхняя часть заполнена газом, кроме того, заглушки наружной и внутренней оболочек содержат сопрягаемые центрирующие поверхности, а наконечник ампулы содержит термопарный карман.
Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной.
Предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, опубликованной в научной и технической литературе, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию изобретательский уровень.
Перечень фигур графического изображения:
на чертеже рис.1 изображен продольный разрез устройства для испытания материалов в ядерном реакторе;
на чертеже рис.2 изображен продольный разрез герметичной ампулы.
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит корпус 1 и ампулы 2. В ампуле 2 расположена кассета 3 с закрепленными в ней образцами материалов. Ампула 2 содержит наружную полость 4 и внутреннюю полость 5, разделенные внутренней оболочкой 6 с заглушкой 7, причем наружная оболочка 8 и внутренняя оболочка 6 закреплены к наконечнику 9. Наружная полость 4 ампулы 2 заполнена газом для обеспечения термоизоляции внутренней полости 5. Внутренняя полость 5 ампулы 2 на уровне расположения кассеты 3 с образцами материалов заполнена металлом-теплопроводником 10, а ее верхняя часть заполнена газом, для обеспечения термоизоляции кассеты 3 с образцами материалов. Заглушка 11 наружной оболочки 8 и заглушка 7 внутренней оболочки 6 содержат сопрягаемые центрирующие поверхности 12, а наконечник 9 содержит термопарный карман 13. Корпус 1 выполнен разъемным и содержит отверстия 14 для направленного потока теплоносителя, а в его стенках выполнена полость 15, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции.
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе работает следующим образом.
В процессе проведения реакторных испытаний поток теплоносителя первого контура реактора, через нижнее отверстие 14, попадает во внутреннюю полость корпуса 1 и образует поток, который контактирует с наружной поверхностью ампул 2. В верхней части корпуса теплоноситель через верхние боковые отверстия 14 выходит из внутренней полости устройства. При этом во внутренней полости 5 ампулы 2 содержится металл-теплопроводник 10, температура которого, а значит и температура образцов в кассете 3, определяется расчетным способом в зависимости от величины газового зазора в наружной полости 4 ампулы 2 с учетом энерговыделения в элементах конструкции, подогрева от соседних тепловыделяющих сборок, с использованием экспериментального значения расхода теплоносителя через внутреннюю полость изделия, а также с учетом условий работы реактора. Для снижения влияния охлаждения образцов в кассете 3 от реакторного теплоносителя через наконечник 9 верхняя часть внутренней полости 5 ампулы 2 заполнена газом для обеспечения термоизоляции. При изготовлении ампулы 2 по фактическому внутреннему диаметру наружной оболочки 8 и расчетной величине газового зазора обрабатывается наружная поверхность внутренней оболочки 6. При этом достигаются минимальные до 0,005 мм технологические отклонения геометрических параметров, влияющих на значение газового зазора. Сопрягаемые центрирующие поверхности 12 заглушки 11 наружной оболочки 8 и заглушки 7 внутренней оболочки 6 обеспечивают центрирование оболочек 6 и 8 ампулы 2 при изготовлении, а также взаимное продольное перемещение при различных температурных удлинениях оболочек 6 и 8 в процессе эксплуатации. Термопарный карман 13 наконечника 9 ампулы 2 предназначен для размещения в нем измерительных датчиков. В процессе эксплуатации он заполняется реакторным теплоносителем, температура которого соответствует температуре металла-теплопроводника 10, а значит и температуре образцов в кассете 3. Для снижения влияния подогрева от соседних тепловыделяющих сборок в стенках корпуса 1 выполнена полость 15, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции. При плановых остановах реактора устройство извлекается из реактора и транспортируется в радиационно-защитную камеру. В радиационно-защитной камере устройство разбирается с соблюдением предусмотренных процедур. После извлечения ампул 2 и изменения компоновки устройство собирается и устанавливается в ячейку активной зоны ядерного реактора для продолжения реакторных испытаний.
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе позволяет упростить конструкцию, а следовательно, упростить расчетную схему при определении теплопередачи в зависимости от величины газового зазора в наружной полости ампулы с учетом энерговыделения в элементах конструкции, тем самым повысить точность температуры образцов в процессе проведения реакторных испытаний при значительном упрощении конструкции, применив в устройстве ампулу.
Claims (9)
1. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе, включающее корпус, одну или несколько герметичных ампул, каждая из которых содержит наружную и внутреннюю полости, разделенные внутренней оболочкой с заглушкой, причем наружная и внутренняя оболочки закреплены к наконечнику, а во внутренней полости расположена кассета с закрепленными в ней образцами материалов.
2. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что наружная полость ампулы заполнена газом для обеспечения термоизоляции внутренней полости.
3. Устройство по п.2, характеризующееся тем, что величина газового зазора между наружной и внутренней оболочкой по высоте ампулы может быть переменной.
4. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что внутренняя полость ампулы на уровне расположения кассеты с образцами материалов заполнена металлом-теплопроводником, а ее верхняя часть заполнена газом, для обеспечения термоизоляции кассеты с образцами материалов.
5. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что заглушки наружной и внутренней оболочек содержат сопрягаемые центрирующие поверхности.
6. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что наконечник содержит термопарный карман для размещения в нем измерительных датчиков.
7. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что корпус содержит отверстия для направленного потока теплоносителя, который охлаждает наружные поверхности ампулы.
8. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что в стенках корпуса выполнена полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции.
9. Устройство по п.1, характеризующееся тем, что корпус выполнен разъемным.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013132056/28A RU2533749C1 (ru) | 2013-07-10 | 2013-07-10 | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013132056/28A RU2533749C1 (ru) | 2013-07-10 | 2013-07-10 | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2533749C1 true RU2533749C1 (ru) | 2014-11-20 |
Family
ID=53382812
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2013132056/28A RU2533749C1 (ru) | 2013-07-10 | 2013-07-10 | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2533749C1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107316663A (zh) * | 2017-07-21 | 2017-11-03 | 中国原子能科学研究院 | 一种进行高温气隙传热特性试验研究的装置 |
CN115831414A (zh) * | 2022-11-24 | 2023-03-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于颗粒型燃料的高温辐照试验装置 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU693863A1 (ru) * | 1976-03-16 | 1991-02-28 | Предприятие П/Я В-2679 | Канал-петл с естественной циркул цией теплоносител |
SU1325993A1 (ru) * | 1984-12-06 | 1999-06-27 | А.С. Круглов | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе |
RU80946U1 (ru) * | 2008-11-06 | 2009-02-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр-Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе |
-
2013
- 2013-07-10 RU RU2013132056/28A patent/RU2533749C1/ru active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU693863A1 (ru) * | 1976-03-16 | 1991-02-28 | Предприятие П/Я В-2679 | Канал-петл с естественной циркул цией теплоносител |
SU1325993A1 (ru) * | 1984-12-06 | 1999-06-27 | А.С. Круглов | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе |
RU80946U1 (ru) * | 2008-11-06 | 2009-02-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр-Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107316663A (zh) * | 2017-07-21 | 2017-11-03 | 中国原子能科学研究院 | 一种进行高温气隙传热特性试验研究的装置 |
CN107316663B (zh) * | 2017-07-21 | 2023-05-23 | 中国原子能科学研究院 | 一种进行高温气隙传热特性试验研究的装置 |
CN115831414A (zh) * | 2022-11-24 | 2023-03-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于颗粒型燃料的高温辐照试验装置 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10755823B2 (en) | Sample holder for measuring nuclear heating in a nuclear reactor, and calorimetric cell including at least one such sample holder | |
RU2533749C1 (ru) | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе | |
CN104240787A (zh) | 钠冷快堆结构材料辐照罐 | |
KR101071416B1 (ko) | 고온 조사 시험용 캡슐 | |
RU80946U1 (ru) | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе | |
Talarowska et al. | Preliminary computational and experimental design studies of the ISHTAR thermostatic rig for the high-temperature reactors materials irradiation | |
CN203366772U (zh) | 钠冷快堆结构材料辐照罐 | |
RU2510537C1 (ru) | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе | |
Petrie et al. | Miniature Fuel Irradiations in the High Flux Isotope Reactor | |
Abou-Sena et al. | Development of the IFMIF tritium release test module in the EVEDA phase | |
KR100945022B1 (ko) | 연구용 원자로 or 공에서의 재료 조사 시험용 계장 캡슐 | |
RU2781552C1 (ru) | Ампульное облучательное устройство для реакторных исследований | |
JP2013213821A (ja) | 核燃料サンプル内に高い温度勾配を生成するための装置 | |
RU2526328C1 (ru) | Ампульное устройство для реакторных исследований | |
RU2515516C1 (ru) | Ампульное облучательное устройство | |
RU2525678C2 (ru) | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе | |
KR101048095B1 (ko) | 저온 조사시험용 캡슐 및 이를 구비하는 저온 조사시험용 장치 | |
RU2507725C1 (ru) | Способ исследования радиационной стойкости конструкционных материалов и контейнер для его осуществления | |
RU2524683C1 (ru) | Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе | |
RU2680721C1 (ru) | Ампульное устройство для реакторных исследований | |
RU135440U1 (ru) | Устройство для имитации максимальной проектной аварии реакторов типа ввэр | |
Blanchet et al. | Assessment of irradiation performance in the Jules Horowitz Reactor (JHR) using the CARMEN measuring device | |
CN115938624A (zh) | 辐照孔道传热及冷却的模拟试验装置 | |
Champlin et al. | Methodology for Irradiation Creep Testing of SiC/SiC Composite Cladding | |
Henry et al. | Coolant temperature measurements in the core of TRIGA research reactor |