RU2714488C1 - Способ и устройство измерения искривления технологического канала ядерного реактора - Google Patents
Способ и устройство измерения искривления технологического канала ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2714488C1 RU2714488C1 RU2019100882A RU2019100882A RU2714488C1 RU 2714488 C1 RU2714488 C1 RU 2714488C1 RU 2019100882 A RU2019100882 A RU 2019100882A RU 2019100882 A RU2019100882 A RU 2019100882A RU 2714488 C1 RU2714488 C1 RU 2714488C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- rod element
- flexible rod
- measuring
- rods
- channel
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01B—MEASURING LENGTH, THICKNESS OR SIMILAR LINEAR DIMENSIONS; MEASURING ANGLES; MEASURING AREAS; MEASURING IRREGULARITIES OF SURFACES OR CONTOURS
- G01B5/00—Measuring arrangements characterised by the use of mechanical techniques
- G01B5/20—Measuring arrangements characterised by the use of mechanical techniques for measuring contours or curvatures
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/017—Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Группа изобретений относится к средствам проверки и контроля труб технологического канала в ядерных установках, находящихся в эксплуатации. Способ измерения искривления технологического канала канального ядерного реактора с установленной тепловыделяющей сборкой (ТВС) заключается в помещении в отверстие центральной трубы ТВС гибкого стержневого элемента, оснащенного датчиками деформации, с последующей регистрацией изгиба гибкого стержневого элемента. В качестве датчика деформации используют пруток, расположенный со смещением относительно центра гибкого стержневого элемента. Регистрация гибкого стержневого элемента осуществляется путем измерения величины продольного перемещения свободного конца прутка, закрепляемого с одной стороны. Имеется также устройство для осуществления измерений. Группа изобретений позволяет определить факт изгиба, его формы с повышенной чувствительностью и на разной высоте технологического канала без необходимости выгрузки канала из тепловыделяющей сборки. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ
Техническое решение относится к средствам проверки и контроля труб технологического канала в ядерных установках, находящихся в эксплуатации, в частности при их изгибах.
УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
Известно устройство для непрерывного измерения искривления ячеек уран-графитового реактора (А.С. СССР №1834489, от 10.01.97), содержащее размещенный в технологическом канале гибкий стержневой элемент из втулок, установленных одна на другую торцами в трубе, датчик с плунжером, взаимосвязанным с верхней втулкой, и опорное кольцо. Датчик установлен на конце трубы, в верхней части технологического канала, опорное кольцо установлено на другом ее конце и взаимосвязано с торцом нижней втулки. Труба и втулки выполнены перфорированными и из того же материала, что и технологический канал. Втулки выполнены гантелеобразной формы со сферическими концами, усеченными плоскостями, перпендикулярными их оси.
Недостатками устройства являются сложность конструкции и необходимость выгрузки из канала тепловыделяющей сборки.
Известно устройство для контроля искривления технологических каналов ядерного канала (RU 2361173 от 13.08.2007), относящееся к области эксплуатации канальных ядерных реакторов, в частности реакторов типа АДЭ, и может быть использовано для непрерывного контроля искривления технологических каналов. Устройство содержит гибкий стержневой элемент, выбранный из втулок, взаимодействующий с датчиком, установленным в верхней части технологического канала. Втулки соединены крепежными муфтами посредством штифтов с обеспечением зазора между торцами втулок. При этом в верхней части стержневого элемента предусмотрен утяжелитель. Опорная муфта выполнена в виде стакана с отверстием в донной части. Технический результат: предлагаемое устройство имеет простую конструкцию и позволяет осуществлять непрерывный контроль изменения искривления технологического канала при переходных процессах и на стационарном уровне мощности реактора.
Недостатком данного устройства можно считать низкую чувствительность к искривлению технологических каналов. Также способ не позволяет получить информацию об изгибах на разных уровнях по высоте технологических каналов.
Известен способ индикации изгиба канала реактора и устройство для его реализации (RU 2540420) относящееся к контролю каналов реактора, а именно к средствам индикации изгиба технологического канала реактора большой мощности РБМК в процессе его эксплуатации. Устройство для индикации содержит многосекционный щуп, размещаемый в канале реактора. Щуп выполнен в виде сопряженных друг с другом полых цилиндрических секций, внутри которых на электрических изоляторах установлен электрод, проходящий через все секции. Электрод механически ослаблен в выбранных для контроля изгиба местах между электрическими изоляторами. Многосекционный щуп вводят в канал реактора на время эксплуатации. В процесс эксплуатации фиксируют факт искривления канала реактора по замыканию электрода, расположенного внутри секций щупа, с внутренней поверхностью одной или нескольких секций. Технический результат - повышение информативности индикации изгиба канала.
Недостатками способа и устройства являются то, что получаемая информация свидетельствует только о факте изгиба канала, но не позволяет определить форму изгиба. Кроме того использование способа затруднено, когда величина изгиба превышает его радиус.
Известен способ и устройство для непрерывного контроля изгиба трубы технологического канала (RU 2554116), относящееся к средствам разовой проверки и постоянного контроля изгиба труб технологического канала в ядерных установках, находящихся в эксплуатации при ограниченном доступе. Устройство содержит гибкую измерительную штангу, состоящую из секций, последовательно соединенных муфтами. Торец секции заужен и свободно расположен внутри сопрягаемой секции, где связан со связующим телом. Тело пропущено внутри штанги и связано с датчиком перемещения. Датчик перемещается связующим телом. Выставляют датчик на нулевую отметку перед началом контроля. Размещают штангу в разгруженной трубе. При изменении межсекционного изгиба штанги в стыке на угол α переводят изгиб в линейное смещение Δ конца секции. Смещение Δ переводят в пропорциональное смещение датчика. После запуска реактора контролируют дальнейшее искривление трубы. Техническим результатом является увеличение чувствительности устройства к искривлению технологического канала и повышение информативности способа измерения при непрерывном контроле.
Недостатками способа и устройства являются необходимость предварительной выгрузки тепловыделяющей сборки из технологического канала и сложность конструкции.
Наиболее близким к заявляемому является способ измерения искривления технологического канала ядерного реактора типа РБМК и устройство для его осуществления (RU 2626301 от 15.11.2016), где способ измерения искривления технологического канала ядерного реактора РБМК, заключающийся в том, что гибкий стержневой элемент, оснащенный оптоволоконными датчиками деформации, помещают в центральный канал тепловыделяющей сборки, пропускают через оптоволоконный датчик световой сигнал, а регистрацию изгиба стержневого элемента осуществляют за счет анализа отраженных световых сигналов. Устройство для осуществления указанного измерения, включающее гибкий стержневой элемент, снабженный датчиками деформации. Причем оптоволоконные датчики деформации, соединенные с перестраиваемым лазером и фотоприемником, представляют собой решетки Брэгга, внедренные в структуру радиационно-стойкого кварцевого оптического волокна.
Недостатками способа и устройства является невозможность его использования для длительного непрерывного измерения искривления технологического канала при работе ядерного реактора, так как высокая температура, мощное гамма излучение и нейтронное излучение нарушают работу и снижают ресурс датчиков на базе оптоволоконных решеток Брэгга, помещаемых в центральный канал тепловыделяющей сборки.
Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является создание способа и устройства, позволяющего при переходных процессах и на стационарном уровне мощности обеспечить более длительную эксплуатацию и более точное (по сравнению с прототипом) измерение кривизны технологического канала ядерного реактора.
РАСКРЫТИЕ СУЩНОСТИ ТЕХНИЧЕСКОГО РЕШЕНИЯ
Технический результат вышеприведенной задачи достигается за счет создания способа измерения технологического канала канальных ядерных реакторов с установленной тепловыделяющей сборкой (ТВС), заключающийся в помещение в отверстие центральной трубы ТВС гибкого стержневого элемента, оснащенного датчиками деформации, с последующей регистрацией изгиба гибкого стержневого элемента, где в качестве датчика деформации используют пруток, располагая его со смещением относительно оси гибкого стержневого элемента, а регистрация изгиба гибкого стержневого элемента осуществляется путем измерения величины продольного перемещения свободного конца прутка, закрепляемого с одной стороны, при этом все действия производятся как при работающем, так и при остановленном ядерном реакторе. Указанный признак технического решения обеспечивает более надежное измерение по сравнению с прототипом за счет того, что устройство измерения может быть вынесено из активной зоны реактора и поэтому, результаты в меньшей степени зависят от воздействия условий активной зоны, таких как высокая температура, мощное нейтронное и гамма излучения.
Возможен вариант развития технического решения, достигаемый осуществлением способа, где в одном гибком стержневом элементе используют два и более прутков, а закрепление концов прутков производится на разных уровнях. Указанный признак технического решения обеспечивает измерение углов наклона гибкого стержневого элемента на разных уровнях, что позволяет осуществить построение профиля изгиба отверстия центральной трубы ТВС.
Возможен вариант развития технического решения, достигаемый осуществлением способа, где измерения величины продольного перемещения свободных концов одного или нескольких прутков осуществляется при вращении гибкого стержневого элемента. Указанный признак технического решения обеспечивает более точное измерение, за счет использования одного и того же прутка для измерения угла наклона. В частности, угол наклона гибкого стержневого элемента может вычисляться как половина разности углов (с учетом знака), измеренных до и после поворота зонда на 180°. При таком способе вычисления угла наклона стержневого элемента исключается постоянная составляющая погрешности измерения, связанная, например, с деформацией измерительного прутка вследствие измерения температуры. Кроме того, указанный признак технического решения обеспечивает измерение азимутального угла направления прогиба канала.
Технический результат вышеприведенной задачи достигается за счет создания устройства для осуществления измерений, которое включает в себя гибкий стержневой элемент, снабженный датчиками деформации, где сам гибкий стержневой элемент оснащен по меньшей мере одним прутком, расположенным со смещением относительно центра гибкого стержневого элемента, причем один из концов прутка соединен с гибким стержневым элементом, а второй с помощью угла переходного подключен к измерительному устройству, находящемуся вне активной зоны ядерного реактора. Указанный признак технического решения обеспечивает возможность выполнять измерения с большей точностью (по сравнению с прототипом), так как использование металлических прутков в качестве датчиков исправления в меньшей степени подвержено влиянию активной зоны реакторной установки, чем использование оптоволоконных датчиков Брэгга.
Возможен вариант развития технического решения, за счет создания устройства для осуществления измерений, где прутки в гибком стержневом элементе расположены с использованием дистанционирующих элементов. Указанный признак технического решения обеспечивает более точное измерение за счет использования дистанционирующих элементов, которые предназначены для удерживания постоянного расстояния между осями прутков и осью гибкого стержневого элемента.
Возможен вариант развития технического решения, устройства для осуществления измерений, где точки соединения концов прутков с гибким стержневым элементом размещаются на нескольких уровнях. Указанный признак технического решения обеспечивает проведение измерения углов наклона гибкого стержневого элемента в нескольких точках на различных высотных уровнях, что дает возможность рассчитывать профиль изгиба стержневого элемента.
Возможен вариант развития технического решения устройства для осуществления измерений, где гибкий стержневой элемент изготовлен из циркония и/или его сплавов. Указанный признак технического решения предназначен для уменьшения ошибок измерения, с разогревом деталей устройства в нейтронном поле реактора, так как элементы датчика изгиба, погружаемые в отверстие центральной трубы ТВС, изготавливаются из материалов с малым сечением радиационного захвата нейтронов, по сравнению, например, со сталью.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Хотя настоящее техническое решение описано на примере конкретного варианта реализации, возможны различные изменения и модификации в объеме настоящего технического решения, определяемой формулой.
На фиг. 1 - Схема измерения и расчета угла наклона оси гибкого стержневого элемента.
На фиг. 2 - Схема расположения прутков в гибком стержневом стержне с помощью дистанционирующего элемента, сечение гибкого стержневого элемента.
На фиг. 3 - Вариант устройства для измерений искривления технологического канала ядерного ректора, общий вид.
Поз. 1 - гибкий стержневой элемент.
Поз. 2 - пруток измерительный.
Поз. 3 - ось гибкого стержневого элемента.
Поз. 4 - дистанционирующий элемент гибкого стержневого элемента.
Поз. 5 - узел переходной зонда.
Поз. 6 - дистанционирующий элемент узла переходного зонда.
Поз. 7 - шток.
Поз. 8 - измерительное устройство.
Поз. 9 - устройство для осуществления измерений.
ОСУЩЕСТВЛЕНИЕ ТЕХНИЧЕСКОГО РЕШЕНИЯ
Гибкий стержневой элемент (1) - в предпочтительном варианте изготовления, представляет собой полую трубу, внутри которой находятся прутки измерительные (2).
Пруток измерительный (2) - в предпочтительном варианте изготовления, представляет собой отрезок грунта, один из концов которого закреплен на гибком стержневом элементе (1), а второй - механически связан с измерительным устройством (8).
Дистанционирующий элемент гибкого стержневого элемента (4) - в предпочтительном варианте изготовления, представляет собой стержень с продольными пазами, в которые помещаются прутки измерительные (2).
Узел переходной зонда (5) - в предпочтительном варианте изготовления, представляет собой трубку, внутри которой проходят штоки (7), передающие смещение свободных концов прутков измерительных (2) к измерительным устройствам (8), расположенным вне активной зоны ядерного реактора.
Дистанционирующий элемент узла переходного зонда (6) - в предпочтительном варианте изготовления, представляет собой устройство для удерживания штоков (7) на расстояния, необходимых для соединения их с прутками измерительными (2) и измерительными устройствами (8).
Шток (7) - в предпочтительном варианте изготовления, представляет собой отрезок прутка, передающий перемещение от прутка измерительного (2) к измерительному устройству (8).
Измерительное устройство (8) - в предпочтительном варианте изготовления, представляет собой электромеханическое устройство, предназначенное для измерения перемещений передаваемых от прутка измерительного (2), которое может находиться за пределами активной зоны ректора.
Устройство для осуществления измерений (9) - в предпочтительном варианте изготовления, представляет собой зонд, погружаемый в отверстие центральной трубы ТВС, установленной в технологическом канале реактора, таким образом, что гибкий стержневой элемент (1) находится в активной зоне с уровнем внешних воздействий, допускающем нормальное функционирование измерительных устройств (8).
Для решения технической проблемы, а также для достижения заявленного технического результата используется способ и устройство для измерения искривления технологического канала ядерного реактора, основанный на измерении углов наклона центрального отверстия ТВС на различных высотных отметках в активной зоне ядерного реактора с использованием гибкого стержневого элемента (1), опускаемого в отверстие ТВС, при этом измерительное устройство (8) может быть вынесено за пределы активной зоны реактора.
Дополнительным преимуществом технического решения является то, что все устройства, находящиеся в активной зоне реактора изготавливаются из материалов стойких к условиям работы в объеме ядерного реактора, включая материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. Это связано с тем, что при работе ядерного реактора тепловые нейтроны активно поглощаются конструкционными материалами, имеющими большое сечение радиационного захвата нейтронов, что приводит к существенному разогреву деталей изготовленных из этих материалов. Учитывая, что рабочая температура в реакторе может достигать 300° дополнительный разогрев гибкого стержневого элемента и прутков приводит к увеличению ошибок измерения, связанных с температурной деформацией материала. Из конструкционных материалов, пригодных для создания датчиков изгиба, наименьшее сечение радиационного захвата нейтронов имеет цирконий и его сплавы. Таким образом, использование циркония или его сплавов в качестве конструкционных материалов в устройстве измерения искривления технологического канала ядерного реактора уменьшает ошибки измерения, связанные с разогревом деталей устройства в нейтронном поле реактора.
Способ осуществляет, а устройство работает следующим образом:
Внутри гибкого стержневого элемента (1), размещаются измерительные прутки (2) с использованием дистанционирующего элемента гибкого стержневого элемента (4). При этом все прутки (2) устанавливаются со смещением относительно центра гибкого стержневого элемента (1). Закрепление концов прутков (2) производится на разных уровнях, например с помощью сварки. При этом следует иметь в виду, что уровень закрепления концов прутков (2) соответствует высотному уровню измерения угла наклона стержневого элемента (1). Далее прутки измерительные (2) соединены с измерительными устройствами (8) через узел переходной зонда (5), с помощью штоков (7).
Гибкий стержневой элемент (1) с помощью устройства для осуществления измерений (9) помещается в отверстие центральной трубы ТВС. При эксплуатации реактора может произойти искривление технологических каналов, которое необходимо обнаруживать, желательно без извлечения ядерного топлива, т.е. без извлечения ТВС. При искривлении технологического канала происходит соответствующее искривление центральной трубы ТВС с установленным гибким стержневым элементом (1), который изгибается в соответствии с изгибом технологического канала.
Данное техническое решение позволяет производить измерение углов наклона центральной трубы ТВС в нескольких точках и дает возможность рассчитать форму искривления технологического канала ядерного реактора, за счет измерения угла наклона гибкого стержневого элемента (1) при изменении профиля изгиба технологического канала. Изгиб гибкого стержневого элемента (1) регистрируется путем измерения перемещения концов прутков измерительных (2), связанных с измерительными устройствами (8). Таким образом, искривление технологического канала ректора может быть измерено без остановки реактора и без извлечения ядерного топлива.
Схема расчет угла прогиба оси гибкого стержневого элемента приведена на фиг. 1.
Способ измерения искривления технологического канала заключается в том, что при изгибе стержневого элемента длина дуги оси изгиба стержневого элемента (1) отличается от длины оси изгиба прутка (2) вследствие отличия их радиусов изгиба. При этом угол изгиба стержневого элемента (2) может быть определен по величине смещения свободного конца прутка относительно стержневого элемента (1) по формуле:
где Δα - угол изгиба гибкого стержневого элемента;
R1 - радиус изгиба оси гибкого стержневого элемента;
R2 - радиус изгиба оси прутка;
Заявляемое техническое решение обеспечивает создание способа и устройства, позволяющего при переходных процессах и на стационарном уровне мощности обеспечить более длительную эксплуатацию и более точное (по сравнению с прототипом) измерение искривления технологического канала ядерного реактора.
Claims (16)
1. Способ измерения искривления технологического канала канального ядерного реактора с установленной тепловыделяющей сборкой (ТВС), заключающийся в помещении в отверстие центральной трубы ТВС гибкого стержневого элемента, оснащенного датчиками деформации, с последующей регистрацией изгиба гибкого стержневого элемента, отличающийся тем, что в качестве датчика деформации используют пруток, расположенный со смещением относительно центра гибкого стержневого элемента, а регистрация гибкого стержневого элемента осуществляется путем измерения величины продольного перемещения свободного конца прутка, закрепляемого с одной стороны, при этом угол изгиба стержневого элемента определяют по величине перемещения свободного конца прутка относительно стержневого элемента по формуле:
где Δα - угол изгиба гибкого стержневого элемента;
R1 - радиус изгиба оси гибкого стержневого элемента;
R2 - радиус изгиба оси прутка.
2. Способ по п. 1, характеризующийся тем, что измерения величины продольного перемещения свободного конца прутка производятся как при работающем, так и при остановленном ядерном реакторе.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в одном гибком стержневом элементе используют два и более прутка.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что закрепление концов прутков производится на разных уровнях.
5. Способ по п. 4, характеризующийся тем, что измерение продольного перемещения прутков осуществляется с помощью устройств, находящихся вне активной зоны ядерного реактора.
6. Способ по п. 5, отличающийся тем, что регистрация изгиба гибкого стержневого элемента определяется путем обработки результатов продольных перемещений свободных концов прутков при различных углах поворота гибкого стержневого элемента.
7. Устройство для осуществления измерений по п. 1, включающее в себя гибкий стержневой элемент, установленный в отверстие центральной трубы ТВС, снабженный датчиками деформации, отличающееся тем, что в качестве датчика деформации используется по меньшей мере один пруток, расположенный со смещением относительно центра гибкого стержневого элемента, причем один из концов прутка соединен с гибким стержневым элементом, а второй подключен к измерительному устройству.
8. Устройство по п. 7, отличающееся тем, что измерительное устройство может находиться вне активной зоны ядерного реактора.
9. Устройство по п. 7, отличающееся тем, что прутки в гибком стержневом элементе расположены с использованием дистанционирующих элементов.
10. Устройство по п. 7, отличающееся тем, что точки соединения концов прутков с гибким стержневым элементом размещаются на нескольких уровнях.
11. Устройство по п. 7, отличающееся тем, что гибкий стержневой элемент изготовлен из циркония и/или его сплавов.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019100882A RU2714488C1 (ru) | 2019-01-15 | 2019-01-15 | Способ и устройство измерения искривления технологического канала ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019100882A RU2714488C1 (ru) | 2019-01-15 | 2019-01-15 | Способ и устройство измерения искривления технологического канала ядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2714488C1 true RU2714488C1 (ru) | 2020-02-18 |
Family
ID=69625771
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2019100882A RU2714488C1 (ru) | 2019-01-15 | 2019-01-15 | Способ и устройство измерения искривления технологического канала ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2714488C1 (ru) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5594819A (en) * | 1995-07-26 | 1997-01-14 | Electric Power Research Institute | Field-mountable fiber optic sensors for long term strain monitoring in hostile environments |
| RU2246144C2 (ru) * | 2003-04-07 | 2005-02-10 | Смоленская атомная электростанция | Способ и устройство контроля газового зазора технологического канала уран-графитового ядерного реактора |
| RU2543677C1 (ru) * | 2013-08-23 | 2015-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Измеритель искривления трубчатого канала |
| RU2545521C2 (ru) * | 2013-07-10 | 2015-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр-Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Технической Физики имени академика Е.И. Забабахина" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина") | Способ и устройство для непрерывного контроля изгиба трубы технологического канала |
| RU2626301C1 (ru) * | 2016-11-15 | 2017-07-25 | Общество с ограниченной ответственностью "Пролог" | Способ измерения искривления технологического канала ядерного реактора типа РБМК и устройство для его осуществления |
-
2019
- 2019-01-15 RU RU2019100882A patent/RU2714488C1/ru active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5594819A (en) * | 1995-07-26 | 1997-01-14 | Electric Power Research Institute | Field-mountable fiber optic sensors for long term strain monitoring in hostile environments |
| RU2246144C2 (ru) * | 2003-04-07 | 2005-02-10 | Смоленская атомная электростанция | Способ и устройство контроля газового зазора технологического канала уран-графитового ядерного реактора |
| RU2545521C2 (ru) * | 2013-07-10 | 2015-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр-Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Технической Физики имени академика Е.И. Забабахина" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина") | Способ и устройство для непрерывного контроля изгиба трубы технологического канала |
| RU2543677C1 (ru) * | 2013-08-23 | 2015-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Измеритель искривления трубчатого канала |
| RU2626301C1 (ru) * | 2016-11-15 | 2017-07-25 | Общество с ограниченной ответственностью "Пролог" | Способ измерения искривления технологического канала ядерного реактора типа РБМК и устройство для его осуществления |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2626301C1 (ru) | Способ измерения искривления технологического канала ядерного реактора типа РБМК и устройство для его осуществления | |
| US4108719A (en) | Method and apparatus for gauging the radial spacing between fuel and surrounding cladding of a fuel rod for nuclear reactors | |
| EP2077562B1 (en) | Gamma thermometer axial apparatus and method for monitoring reactor core in nuclear power plant | |
| RU2714488C1 (ru) | Способ и устройство измерения искривления технологического канала ядерного реактора | |
| EP3398193B1 (en) | Measurement apparatus for determining compressive loading that will be applied to a fuel rod of a pressurized water reactor | |
| CN110849719B (zh) | 基于光纤感测技术的受力杆件压缩和拉伸变形的监测方法 | |
| JP3469029B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体の制御棒案内管変形計測装置 | |
| RU2543677C1 (ru) | Измеритель искривления трубчатого канала | |
| US5852642A (en) | Method and apparatus for inspecting the geometry of a guide tube | |
| JPH01162102A (ja) | 試験片の摩耗位置指定装置及び方法 | |
| JPH0587976A (ja) | 核燃料バンドルのスペ―サのスプリング力を測定するゲ―ジ | |
| JPH06289182A (ja) | 原子炉出力測定装置 | |
| Arrestad | Fuel rod performance measurements and re-instrumentation capabilities at HALDEN project | |
| Rempe et al. | Status Report on Efforts to Enhance Instrumentation to Support Advanced Test Reactor Irradiations | |
| JPH01245127A (ja) | インパイルクリープ試験装置 | |
| CN216482839U (zh) | 一种光纤式测斜仪 | |
| De Pauw et al. | Fibre-optic sensor based measurements of flow-induced vibration in a liquid metal cooled nuclear reactor set-up | |
| Brochard et al. | Seismic analysis of LMFBR cores, mock-up RAPSODIE | |
| RU2545521C2 (ru) | Способ и устройство для непрерывного контроля изгиба трубы технологического канала | |
| RU2554116C2 (ru) | Способ и устройство для непрерывного контроля изгиба трубы технологического канала | |
| CN109163651B (zh) | 一种基于应变的悬臂构件扰度测量装置及方法 | |
| JPH04104004A (ja) | 燃料要素の間隔測定方法 | |
| JPH0546517B2 (ru) | ||
| Sato et al. | Development of RCC guide thimble distortion inspection equipment | |
| Fleming et al. | Laboratory and In-Pile Testing of a Fiber Optic Pressure Sensor |