RU80946U1 - DEVICE FOR TESTING MATERIALS IN A NUCLEAR REACTOR - Google Patents
DEVICE FOR TESTING MATERIALS IN A NUCLEAR REACTOR Download PDFInfo
- Publication number
- RU80946U1 RU80946U1 RU2008144098/22U RU2008144098U RU80946U1 RU 80946 U1 RU80946 U1 RU 80946U1 RU 2008144098/22 U RU2008144098/22 U RU 2008144098/22U RU 2008144098 U RU2008144098 U RU 2008144098U RU 80946 U1 RU80946 U1 RU 80946U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- samples
- housing
- coolant
- radiation
- Prior art date
Links
Landscapes
- Testing Resistance To Weather, Investigating Materials By Mechanical Methods (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Полезная модель относится к области испытательной техники и может быть использована для проведения радиационных испытаний, в частности, испытаний при исследовании влияния облучения на механические свойства, зависимости деформации радиационного формоизменения и радиационно-термической ползучести образцов исследуемых материалов в ядерном реакторе.The utility model relates to the field of testing equipment and can be used to conduct radiation tests, in particular, tests when studying the effect of irradiation on mechanical properties, the dependences of the deformation of radiation forming and radiation-thermal creep of samples of the studied materials in a nuclear reactor.
Заявляемое техническое решение позволяет повысить стабильность температуры образцов по высоте активной зоны в процессе проведения реакторных испытаний, а следовательно, повысить достоверность результатов испытаний, при увеличении количества испытываемых образцов, расширении области использования и повышении ресурса эксплуатации устройства.The claimed technical solution allows to increase the stability of the temperature of the samples along the height of the active zone during the reactor tests, and therefore, to increase the reliability of the test results, while increasing the number of tested samples, expanding the field of use and increasing the service life of the device.
Поставленная цель достигается тем, что устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит одну или несколько ампул с образцами, нагреватель, термопары, регулятор потока теплоносителя, размещенные в корпусе, в стенках которого выполнена герметичная полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции. В нижней части корпуса выполнены отверстия для входа теплоносителя, при этом нижняя часть корпуса снабжена элементом для его соединения с внутрикорпусным устройством реактора, в частности, с втулкой напорного коллектора в инструментованной ячейке активной зоны реактора, с возможностью продольного удлинения корпуса от температурных деформаций.This goal is achieved by the fact that the device for testing materials in a nuclear reactor contains one or more ampoules with samples, a heater, thermocouples, a heat carrier flow regulator, placed in a housing, in the walls of which a sealed cavity filled with gas is made to provide thermal insulation. Openings for the coolant inlet are made in the lower part of the body, while the lower part of the body is equipped with an element for its connection with the reactor internals, in particular, with the pressure head sleeve in the instrumented cell of the reactor core, with the possibility of longitudinal extension of the body from temperature deformations.
Регулятор потока теплоносителя может быть выполнен в виде дросселя с приводом. Корпус может быть выполнен разъемным.The coolant flow regulator can be made in the form of a throttle with a drive. The housing can be made detachable.
5 з.п. ф-лы, 1 илл.5 cp f-ly, 1 ill.
Description
Полезная модель относится к области испытательной техники и может быть использована для генерации радиационных дефектов и проведения радиационных испытаний, в частности, испытаний при исследовании влияния облучения на механические свойства, зависимости деформации радиационного формоизменения и радиационно-термической ползучести образцов исследуемых материалов в ядерном реакторе.The utility model relates to the field of testing equipment and can be used to generate radiation defects and conduct radiation tests, in particular, tests when studying the effect of radiation on the mechanical properties, the dependences of the radiation-induced deformation strain and the radiation-thermal creep of samples of the materials under study in a nuclear reactor.
С целью получения необходимых повреждающих доз за минимальное время облучательные устройства располагают в зоне с максимальной плотностью радиационного воздействия, то есть в активной зоне реактора.In order to obtain the necessary damaging doses in a minimum time, irradiation devices are placed in the zone with the maximum radiation exposure density, that is, in the reactor core.
Энерговыделение в активной зоне реактора в течение его работы изменяется в зависимости от перемещения стержней управления, а при переходе от одной кампании к другой - в зависимости от расположения выгоревших и свежих топливных сборок. Изменения энерговыделений достигают иногда 25%, что, безусловно, влияет на величину температуры образцов. Поэтому при проведении радиационных испытаний по исследованию зависимости деформации радиационного роста и радиационно-термической ползучести образцов конструкционных материалов для получения заданной точности и стабильности температуры испытываемых материалов, используют устройства, позволяющие регулировать температуру теплоносителя.The energy release in the reactor core during its operation varies depending on the movement of the control rods, and when moving from one campaign to another, depending on the location of burned-out and fresh fuel assemblies. Changes in energy release sometimes reach 25%, which, of course, affects the temperature of the samples. Therefore, when conducting radiation tests to study the dependence of the strain of radiation growth and radiation-thermal creep of samples of structural materials, to obtain the specified accuracy and temperature stability of the tested materials, devices are used to control the temperature of the coolant.
Для облучения широкого класса материалов и изделий при различных режимах и параметрах используют комплекс специализированных испытательных устройств, состоящий из ампульных устройств, разборных материаловедческих сборок, автономных инструментованных петлевых каналов, специальных инструментованных тепловыделяющих сборок (ТВС).To irradiate a wide class of materials and products under various modes and parameters, a complex of specialized testing devices is used, consisting of ampoule devices, collapsible materials science assemblies, autonomous instrumented loop channels, special instrumented fuel assemblies (FAs).
В книге Цыканов В.А., Самсонов Б.В. «Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком». М., Атомиздат, In the book Tsykanov V.A., Samsonov B.V. "The technique of irradiation of materials in reactors with a high neutron flux." M., Atomizdat,
1973, с. 111-146, среди опубликованных описаний устройств для испытаний, реализующих реакторные испытания материалов, существуют технические решения следующих типов:1973, p. 111-146, among the published descriptions of testing devices that implement reactor testing of materials, there are technical solutions of the following types:
- петлевые системы, позволяющие проводить радиационные испытания материалов, используя автономный контур теплоносителя реактора;- loop systems allowing radiation tests of materials using an autonomous reactor coolant circuit;
- ампульные устройства, позволяющие проводить радиационные испытания материалов в экспериментальных каналах реактора.- ampoule devices allowing radiation tests of materials in the experimental channels of the reactor.
Получение заданной температуры образцов достигается следующими способами:Obtaining a given temperature of the samples is achieved in the following ways:
- использованием электронагревателя;- using an electric heater;
- воздействием на теплопроводность газовой среды в цилиндрическом кольцевом зазоре, являющемся основным термическим сопротивлением на пути теплового потока от образцов в ампуле к теплоносителю реактора;- the impact on the thermal conductivity of the gaseous medium in a cylindrical annular gap, which is the main thermal resistance in the path of the heat flux from the samples in the ampoule to the reactor coolant;
- изменением величины газового кольцевого зазора между ампулой с образцами и теплоносителем реактора;- a change in the size of the gas annular gap between the ampoule with the samples and the reactor coolant;
- использованием металлического нагревателя, нагрев которого осуществляется в результате радиационного энерговыделения в активной зоне реактора.- the use of a metal heater, the heating of which is carried out as a result of radiation energy in the reactor core.
Для увеличения температуры облучаемых образцов, обладающих небольшой тепловой нагрузкой с поверхности, преимущественно используется металлический нагреватель.To increase the temperature of irradiated samples having a small heat load from the surface, a metal heater is mainly used.
Наиболее целесообразным по скорости накопления повреждающих доз вариантом проведения реакторных испытаний материалов является устройство для испытаний, геометрические параметры которого позволяют устанавливать его в инструментованной ячейке активной зоны реактора взамен ТВС. При этом оно обеспечивает одновременное облучение максимально возможного количества образцов, в условиях стабильной с заданной точностью температуры испытываемых материалов.The most suitable option for conducting reactor testing of materials in terms of the rate of accumulation of damaging doses is a testing device, the geometrical parameters of which allow it to be installed in the instrumented cell of the reactor core instead of fuel assemblies. At the same time, it provides simultaneous irradiation of the maximum possible number of samples, under conditions of the temperature of the tested materials stable with a given accuracy.
Характеристики активной зоны реактора, влияющие на температуру теплоносителя в облучательном устройстве, а именно, радиационное воздействие и температура теплоносителя, контактирующего с корпусом облучательного устройства, непостоянны по высоте активной зоны.The characteristics of the reactor core affecting the temperature of the coolant in the irradiation device, namely, the radiation exposure and the temperature of the coolant in contact with the housing of the irradiation device, are not constant along the height of the active zone.
Радиационное воздействие в точках по высоте активной зоны отличается в несколько раз и имеет максимальное значение на уровне центральной плоскости активной зоны, и снижается по направлению к краям. То есть, в значительной степени изменяется и величина энерговыделения в элементах конструкции облучательного устройства, относительно центральной плоскости активной зоны. Температура теплоносителя в облучательном устройстве имеет минимальное значение на входе в активную зону и увеличивается по ее высоте подогревом от окружающих ТВС, а также радиационным подогревом от элементов конструкции облучательного устройства и образцов, суммарное воздействие которого может увеличивать температуру теплоносителя на 200°С.The radiation exposure at points along the height of the core differs several times and has a maximum value at the level of the central plane of the core, and decreases towards the edges. That is, the magnitude of the energy release in the structural elements of the irradiation device, relative to the central plane of the active zone, also changes significantly. The temperature of the coolant in the irradiation device has a minimum value at the entrance to the active zone and increases in height by heating from the surrounding fuel assemblies, as well as by radiation heating from the structural elements of the irradiation device and samples, the total effect of which can increase the temperature of the coolant by 200 ° C.
Смещения расчетного положения элементов конструкции облучательного устройства, расположенных в активной зоне ядерного реактора, в процессе проведения внутриреакторного облучения вносят существенные изменения величин энерговыделения в них, влияющие на точность и стабильность значения температуры теплоносителя и образцов.The displacement of the calculated position of the structural elements of the irradiating device located in the active zone of a nuclear reactor during the course of in-reactor irradiation introduces significant changes in the values of energy release in them, affecting the accuracy and stability of the temperature of the coolant and samples.
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.As a fulfillment of one of the basic requirements in studies of the effect of radiation exposure on the physicomechanical properties of materials, in order to reduce the scatter of the measured parameters and increase the accuracy, it is necessary to provide a given temperature with minimal fluctuations in the irradiation process.
Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемой полезной моделью по наибольшему количеству существенных признаков, является ампульное устройство с изменением расхода омывающего теплоносителя, описанное в статье Цыканов В.А. и др. «Ампульные устройства для облучения материалов в высокопоточном реакторе СМ-2» «Атомная The closest analogue, which coincides with the claimed utility model for the largest number of essential features, is an ampoule device with a change in the flow rate of the washing fluid, described in the article by V. Tsykanov etc. "Ampoule devices for irradiating materials in a high-flow reactor SM-2" "Atomic
энергия», 1970, т.29, вып.3, с.169. Это устройство включает в себя: корпус, содержащий опорный фланец для герметизации с фланцем ампульного канала; ампулу с образцами; нагреватель; термопары; узел герметичного вывода термопар; заслонку; сильфонный узел герметизации подвижной штанги заслонки относительно корпуса; регулирующий винт перемещения заслонки.energy ”, 1970, vol. 29, issue 3, p. 169. This device includes: a housing comprising a support flange for sealing with an ampoule channel flange; ampoule with samples; heater; thermocouples; a node for sealed thermocouple output; damper; bellows sealing unit of the movable rod of the shutter relative to the housing; adjusting screw for flapper movement.
Устройство позволяет облучать конструкционные материалы в диапазоне температур 80-250°С. Максимальное увеличение температуры, достигнутое с нагревателем используемой конструкции при работе ампульного устройства в канале №2 реактора СМ-2, составило 80°С.The device allows you to irradiate structural materials in the temperature range of 80-250 ° C. The maximum temperature increase achieved with the heater of the design used during operation of the ampoule device in channel No. 2 of the SM-2 reactor was 80 ° C.
В описанном устройстве теплоноситель поступает в корпус ампульного устройства снизу и выходит через шесть прямоугольных отверстий. Уменьшение расхода теплоносителя осуществляется путем использования заслонки, которая при вращении головки регулирующего винта может перемещаться в вертикальном направлении. Для повышения первоначальной температуры теплоносителя применяется нагреватель, который состоит из стальных стержней, размещенных в металлическом стакане. Подогрев проходящего теплоносителя осуществляется за счет радиационного энерговыделения в них. Для уменьшения неравномерности температурного поля по высоте ампулы предусмотрен разделитель потока.In the described device, the coolant enters the housing of the ampoule device from the bottom and exits through six rectangular openings. Reducing the flow rate of the coolant is carried out by using a damper, which, when the head of the adjusting screw is rotated, can move in the vertical direction. To increase the initial temperature of the coolant, a heater is used, which consists of steel rods placed in a metal cup. The passing heat carrier is heated by radiation energy release in them. To reduce the unevenness of the temperature field along the height of the ampoule, a flow separator is provided.
Недостатками прототипа являются:The disadvantages of the prototype are:
1). Смещения расчетного положения элементов конструкции облучательного устройства длиной 7 м, вызванные температурными расширениями материалов конструкции, а также отклонениями линейных размеров при изготовлении. Эти смещения могут достигать до 30 мм, при этом энерговыделение в нагревательных стержнях может снизиться на 40%. Для обеспечения минимально необходимого энерговыделения в нагревателе, чтобы скомпенсировать его уменьшение при смещении вниз, он должен быть на 30 мм длиннее в сторону активной зоны, это ведет к one). The displacement of the design position of the structural elements of the irradiating device with a length of 7 m, caused by thermal expansion of the materials of construction, as well as deviations of the linear dimensions in the manufacture. These displacements can reach up to 30 mm, while the energy release in the heating rods can be reduced by 40%. To ensure the minimum necessary energy release in the heater, in order to compensate for its decrease when shifting down, it should be 30 mm longer towards the core, this leads to
уменьшению полезного экспериментального объема для образцов в облучательном устройстве.reducing the useful experimental volume for the samples in the irradiation device.
2). Широкий диапазон значений температур в образцах по высоте активной зоны, связанный с теплообменом через стенку корпуса потока теплоносителя во внутренней полости устройства с внешним потоком. А градиент температуры теплоносителя по высоте активной зоны не позволяет стабилизировать температуру образцов в минимальном диапазоне.2). A wide range of temperatures in the samples along the height of the active zone associated with heat transfer through the wall of the housing of the coolant flow in the internal cavity of the device with an external flow. And the temperature gradient of the coolant along the height of the active zone does not allow to stabilize the temperature of the samples in the minimum range.
3). Не одинаковые температуры потоков теплоносителя в разделителе на параллельные потоки, которые отличаются фактическими значениями гидравлического сопротивления, а следовательно, величиной расхода в них.3). Not the same temperature of the coolant flows in the separator into parallel flows, which differ in actual values of hydraulic resistance, and therefore, the flow rate in them.
4). Малый ресурс эксплуатации термопар в условиях натриевого теплоносителя из-за контакта с агрессивной щелочной средой, образующейся в процессе отмывки ампульного устройства от натрия и его окислов при плановых извлечениях облучательного устройства из активной зоны реактора для разборки и проведения измерений образцов в условиях защитной камеры с последующей постановкой в реактор для продолжения испытаний.four). Low operating life of thermocouples in the conditions of the sodium coolant due to contact with an aggressive alkaline medium formed during the washing of the ampoule device from sodium and its oxides during planned extracts of the irradiation device from the reactor core for disassembling and conducting measurements of the samples in a protective chamber with subsequent formulation into the reactor to continue testing.
5). Область использования ограничена диапазоном параметров теплофизических характеристик ампульных каналов реактора, величины которых соответствуют координатам в месте стационарно расположенного корпуса канала, а в отдельных реакторах ампульные каналы имеют низкие значения скорости набора доз облучения.5). The area of use is limited by the range of parameters of the thermophysical characteristics of the ampoule channels of the reactor, the values of which correspond to the coordinates in the place of the stationary housing of the channel, and in individual reactors the ampoule channels have low values for the rate of dose of radiation doses.
Указанные недостатки обусловлены:These shortcomings are due to:
- большими значениями линейных размеров от фланца крепления устройства до ампулы с образцами;- large values of linear dimensions from the mounting flange of the device to the ampoule with samples;
- низким термическим сопротивлением стенки корпуса;- low thermal resistance of the housing wall;
- разделением потока теплоносителя на два параллельных с неуправляемыми расходами потока;- separation of the coolant flow into two parallel with uncontrolled flow rates;
- непосредственным контактом поверхности термопар с теплоносителем;- direct contact of the surface of thermocouples with a coolant;
- размещением только в стационарно расположенном ампульном канале корпуса ядерного реактора.- placement only in a stationary ampoule channel of a nuclear reactor vessel.
Заявляемое техническое решение позволяет повысить стабильность температуры образцов по высоте активной зоны в процессе проведения реакторных испытаний, а следовательно, повысить достоверность результатов испытаний, при увеличении количества испытываемых образцов, расширении области использования и повышении ресурса эксплуатации устройства для проведения реакторных испытаний образцов материалов.The claimed technical solution allows to increase the stability of the temperature of the samples along the height of the active zone during the reactor tests, and therefore, to increase the reliability of the test results by increasing the number of tested samples, expanding the field of use and increasing the service life of the device for conducting reactor tests of material samples.
Поставленная цель достигается тем, что устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит одну или несколько ампул с образцами, нагреватель, термопары, регулятор потока теплоносителя, размещенные в корпусе, в стенках которого выполнена герметичная полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции. В нижней части корпуса выполнены отверстия для входа теплоносителя, при этом нижняя часть корпуса снабжена элементом для его соединения с внутрикорпусным устройством реактора, в частности, с втулкой напорного коллектора в инструментованной ячейке активной зоны реактора, с возможностью продольного удлинения корпуса от температурных деформаций.This goal is achieved by the fact that the device for testing materials in a nuclear reactor contains one or more ampoules with samples, a heater, thermocouples, a heat carrier flow regulator, placed in a housing, in the walls of which a sealed cavity filled with gas is made to provide thermal insulation. Openings for the coolant inlet are made in the lower part of the body, while the lower part of the body is equipped with an element for its connection with the reactor internals, in particular, with the pressure head sleeve in the instrumented cell of the reactor core, with the possibility of longitudinal extension of the body from temperature deformations.
Регулятор потока теплоносителя может быть выполнен в виде дросселя с приводом. Корпус может быть выполнен разъемным.The coolant flow regulator can be made in the form of a throttle with a drive. The housing can be made detachable.
Кроме этого устройство может быть дополнительно снабжено герметичными карманами для защиты термопар от воздействия агрессивной среды и крышкой для герметизации загрузочного патрубка инструментованной ячейки активной зоны реактора.In addition, the device can be additionally equipped with airtight pockets to protect thermocouples from aggressive environments and a cover for sealing the loading nozzle of the instrumented cell of the reactor core.
Наличие корпуса, в стенках которого выполнена герметичная полость, заполненная газом, а в нижней его части содержатся отверстия для входа теплоносителя, при этом нижняя часть корпуса снабжена элементом для его соединения с внутрикорпусным устройством реактора с возможностью The presence of a vessel, in the walls of which a sealed cavity filled with gas is made, and in its lower part there are openings for the coolant inlet, while the lower part of the body is equipped with an element for its connection with the reactor internals
продольного удлинения корпуса от температурных деформаций, позволяет значительно сократить линейные размеры от узла крепления устройства до ампулы с образцами, создать высокое термическое сопротивление стенки корпуса, разместить устройство для испытания материалов в инструментованной ячейке активной зоны реактора. Выполнение корпуса разъемным позволяет упростить его разборку и извлечение образцов для проведения измерений в условиях защитной камеры с последующей постановкой в реактор для продолжения испытаний.longitudinal elongation of the vessel from temperature deformations, can significantly reduce the linear dimensions from the attachment point of the device to the ampoule with samples, create high thermal resistance of the vessel wall, place the device for testing materials in the instrumented cell of the reactor core. The detachable housing makes it easier to disassemble and extract samples for measurements in a protective chamber with subsequent placement in the reactor to continue testing.
Наличие герметичных карманов позволяет изолировать поверхности термопар от непосредственного контакта с теплоносителем во время облучения и отмывочными растворами в процессе отмывки ампульного устройства от натрия и его окислов при плановых извлечениях облучательного устройства из активной зоны реактора для разборки и проведения измерений образцов в условиях защитной камеры с последующей постановкой в реактор для продолжения испытаний.The presence of sealed pockets makes it possible to isolate the surfaces of thermocouples from direct contact with the coolant during irradiation and with washing solutions during washing of the ampoule device from sodium and its oxides during planned extracts of the irradiation device from the reactor core for disassembling and measuring samples in a protective chamber with subsequent formulation into the reactor to continue testing.
Наличие крышки для герметизации загрузочного патрубка инструментованной ячейки позволяет обеспечить герметизацию внутренней полости реактора, а также вывести соединительные провода устройства для подсоединения к оборудованию управления и контроля параметров.The presence of a cover for sealing the loading nozzle of the instrumented cell allows the internal cavity of the reactor to be sealed, as well as the connecting wires of the device for connecting to the control and monitoring equipment.
Предложенная конструкция позволяет обеспечить стабильность величины температуры образцов по высоте активной зоны в процессе проведения реакторных испытаний, увеличить количество испытываемых образцов при увеличении полезного объема ампулы в активной зоне реактора, расширить область использования возможностью размещения устройства в инструментованной ячейке активной зоны реактора, повысить ресурс эксплуатации устройства, разместив термопары в герметичных карманах.The proposed design allows to ensure the stability of the temperature of the samples along the height of the active zone during the reactor tests, to increase the number of test samples with an increase in the useful volume of the ampoule in the reactor core, to expand the area of use by the possibility of placing the device in the instrumented cell of the reactor core, and to increase the operating life of the device, placing thermocouples in sealed pockets.
Новыми существенными признаками являются форма исполнения узлов и деталей устройства и их взаимное расположение:New significant features are the form of execution of the nodes and parts of the device and their relative position:
- разъемный корпус, в стенках которого выполнена герметичная полость, заполненная газом, а в нижней его части содержатся отверстия для входа теплоносителя, при этом нижняя часть корпуса снабжена элементом для его соединения с внутрикорпусным устройством реактора, в частности с втулкой напорного коллектора в инструментованной ячейке активной зоны реактора, с возможностью продольного удлинения корпуса от температурных деформаций;- a detachable body, in the walls of which there is a sealed cavity filled with gas, and in its lower part there are openings for the coolant inlet, while the lower part of the body is equipped with an element for its connection with the reactor internals, in particular with the pressure head sleeve in the active toolbox zone of the reactor, with the possibility of longitudinal elongation of the vessel from temperature deformations;
- герметичные карманы для защиты термопар от воздействия агрессивной среды;- sealed pockets to protect thermocouples from exposure to aggressive environments;
- крышка для герметизации загрузочного патрубка инструментованной ячейки активной зоны реактора.- a cover for sealing the loading nozzle of the instrumented cell of the reactor core.
Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной.This allows us to conclude that the claimed solution has novelty.
Перечень фигур графического изображения: на чертеже рис.1 изображена схема устройства для испытания материалов в ядерном реакторе.The list of figures of the graphic image: the drawing of Fig. 1 shows a diagram of a device for testing materials in a nuclear reactor.
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит ампулу 1 с образцами, нагреватель 2, термопары 3, дроссель 4 с приводом 5, закрепленные в разъемном корпусе 6. В нижней части корпуса 6 расположен хвостовик 7 с отверстиями для входа теплоносителя во внутреннюю полость устройства, который может быть закреплен к втулке напорного коллектора реактора. Стенки корпуса 6 содержат герметичный термоизоляционный газовый зазор 8, при этом корпус 6 имеет возможность продольного перемещения от температурных расширений конструкции. А также, устройство снабжено герметичными карманами 9 для защиты термопар 3 от воздействия агрессивной среды и крышкой 10 для герметизации загрузочного патрубка. Кроме того, устройство может быть размещено в инструментованной ячейке активной зоны реактора.A device for testing materials in a nuclear reactor contains an ampoule 1 with samples, a heater 2, thermocouples 3, a choke 4 with a drive 5, mounted in a detachable housing 6. In the lower part of the housing 6 there is a shank 7 with holes for the coolant to enter the internal cavity of the device, which can be fixed to the sleeve of the pressure head manifold of the reactor. The walls of the housing 6 contain a sealed heat-insulating gas gap 8, while the housing 6 has the possibility of longitudinal movement from thermal expansion of the structure. And also, the device is equipped with airtight pockets 9 to protect thermocouples 3 from the effects of aggressive environments and a cover 10 for sealing the boot pipe. In addition, the device can be placed in the instrumented cell of the reactor core.
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе работает следующим образом.A device for testing materials in a nuclear reactor works as follows.
В рабочем положении при эксплуатации устройство для испытания материалов установлено в инструментованную ячейку активной зоны реактора, например РУ БОР-60, и корпус 6 опирается так же, как и все топливные сборки, на верхнюю поверхность напорного коллектора реактора. Возможность крепления корпуса 6 устройства для испытания материалов к втулке напорного коллектора реактора позволяет сократить величину линейного размера от активной зоны реактора до места крепления устройства до 540 мм. Причем, эта часть конструкции устройства работает в одинаковых температурных условиях с топливными сборками, поэтому положение ампулы 1 с образцами относительно активной зоны реактора практически не меняется, а, значит, смещений расчетного положения элементов конструкции облучательного устройства не происходит. Энерговыделения в элементах конструкции соответствуют расчетным величинам. Это позволяет использовать максимально возможный полезный объем в облучательном устройстве для образцов в процессе проведения реакторных испытаний. Корпус 6 имеет возможность продольного перемещения относительно оси при температурных расширениях конструкции. Крышка 10 обеспечивает герметизацию загрузочного патрубка инструментованной ячейки. При проведении реакторных испытаний поток натриевого теплоносителя первого контура РУ БОР-60, через отверстия в хвостовике 7, попадает во внутреннюю полость корпуса 6 и образует поток, который омывает поверхности вольфрамовых стержней нагревателя 2 и ампулы 1 с образцами. Радиационное энерговыделение в вольфрамовых стержнях нагревателя 2 увеличивает температуру теплоносителя. Герметичный термоизоляционный газовый зазор 8 стенок корпуса 6 обладает высоким термическим сопротивлением, который препятствует поступлению тепла во внутреннюю полость корпуса 6 от окружающих ТВС и, тем самым, обеспечивается стабильность величины температуры образцов по высоте активной зоны в процессе проведения реакторных испытаний. Затем поток теплоносителя направляется через канал корпуса 6 в дроссель 4 и через боковые отверстия In the operating position during operation, the material testing device is installed in the instrumented cell of the reactor core, for example, BOR-60 reactor unit, and the housing 6 rests, like all fuel assemblies, on the upper surface of the reactor pressure head. The possibility of attaching the housing 6 of the device for testing materials to the sleeve of the pressure head of the reactor allows to reduce the linear size from the reactor core to the mounting location of the device to 540 mm. Moreover, this part of the design of the device operates in the same temperature conditions with fuel assemblies, so the position of the ampoule 1 with the samples relative to the reactor core practically does not change, which means that the calculated position of the structural elements of the irradiation device does not shift. Energy releases in structural elements correspond to calculated values. This allows you to use the maximum possible usable volume in the irradiating device for the samples during the reactor tests. The housing 6 has the possibility of longitudinal movement about the axis during thermal expansion of the structure. The cover 10 provides sealing of the loading nozzle of the instrumented cell. When conducting reactor tests, the flow of sodium coolant of the primary circuit RU BOR-60, through the holes in the shank 7, enters the internal cavity of the housing 6 and forms a stream that washes the surfaces of the tungsten rods of the heater 2 and the ampoule 1 with the samples. Radiation energy in the tungsten rods of the heater 2 increases the temperature of the coolant. The tight heat-insulating gas gap 8 of the walls of the housing 6 has a high thermal resistance, which prevents the heat from entering the internal cavity of the housing 6 from the surrounding fuel assemblies and, thus, ensures the stability of the temperature of the samples along the height of the active zone during reactor tests. Then the coolant flow is directed through the channel of the housing 6 into the throttle 4 and through the side openings
выходит из внутренней полости корпуса 6. Привод 5 дросселя 4 обеспечивает в нем перемещение штока, нижняя часть которого имеет коническую форму. При перемещении штока дросселя 4 изменяется площадь сечения потока теплоносителя, тем самым достигается требуемый расход теплоносителя через внутреннюю полость корпуса 6, обеспечивающий заданную температуру теплоносителя, контролируемую термопарами 3 на уровнях активной зоны РУ БОР-60. После окончания проведения реакторных испытаний производится извлечение устройства из инструментованной ячейки активной зоны и отмывка от натрия и образовавшихся окислов. Герметичные карманы 9 обеспечивают защиту термопар 3 от воздействия агрессивной щелочной среды, которая образуется при отмывке устройства. Наличие разъема корпуса 6 позволяет производить его разборку при плановых извлечениях устройства из активной зоны реактора для проведения измерений образцов в условиях защитной камеры с последующей постановкой в реактор для продолжения испытаний.leaves the internal cavity of the housing 6. The actuator 5 of the throttle 4 provides for the movement of the rod, the lower part of which has a conical shape. When moving the throttle rod 4, the cross-sectional area of the coolant flow changes, thereby achieving the required flow rate of the coolant through the internal cavity of the housing 6, which provides the specified temperature of the coolant controlled by thermocouples 3 at the levels of the BOR-60 reactor core. After the completion of the reactor tests, the device is removed from the instrumented cell of the active zone and washed from sodium and formed oxides. Sealed pockets 9 provide protection for thermocouples 3 from the effects of aggressive alkaline environment, which is formed when washing the device. The presence of the connector of the casing 6 allows disassembling it during planned extracts of the device from the reactor core for measuring samples in a protective chamber with subsequent placement in the reactor to continue testing.
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе позволяет повысить стабильность температуры образцов по высоте активной зоны в процессе проведения реакторных испытаний, увеличить количество испытываемых образцов при увеличении полезного объема ампулы в активной зоне реактора. Кроме этого, для достижения заданных параметров облучения позволяет разместить испытываемые образцы в инструментованной ячейке активной зоны реактора. А также позволяет увеличить ресурс эксплуатации, закрепив термопары в герметичных карманах. То есть, позволяет расширить область использования, увеличить количество испытываемых образцов и ресурс эксплуатации, повысить стабильность величины температуры, а следовательно, повысить достоверность результатов испытаний.A device for testing materials in a nuclear reactor can improve the temperature stability of the samples along the height of the active zone during the reactor tests, increase the number of test samples with an increase in the useful volume of the ampoule in the reactor core. In addition, to achieve the specified exposure parameters, it allows you to place the test samples in the instrumented cell of the reactor core. It also allows to increase the service life by securing thermocouples in sealed pockets. That is, it allows you to expand the scope of use, increase the number of test samples and service life, increase the stability of the temperature, and therefore, increase the reliability of the test results.
Claims (6)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008144098/22U RU80946U1 (en) | 2008-11-06 | 2008-11-06 | DEVICE FOR TESTING MATERIALS IN A NUCLEAR REACTOR |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008144098/22U RU80946U1 (en) | 2008-11-06 | 2008-11-06 | DEVICE FOR TESTING MATERIALS IN A NUCLEAR REACTOR |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU80946U1 true RU80946U1 (en) | 2009-02-27 |
Family
ID=40530269
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2008144098/22U RU80946U1 (en) | 2008-11-06 | 2008-11-06 | DEVICE FOR TESTING MATERIALS IN A NUCLEAR REACTOR |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU80946U1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2507497C1 (en) * | 2012-07-13 | 2014-02-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова" (ФГБУ "ПИЯФ") | Device to load and test samples in channel of nuclear reactor |
| RU2510537C1 (en) * | 2012-09-18 | 2014-03-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Device for testing materials in nuclear reactor |
| RU2525678C2 (en) * | 2012-12-11 | 2014-08-20 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Device to test materials in nuclear reactor |
| RU2533749C1 (en) * | 2013-07-10 | 2014-11-20 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Device for testing materials in nuclear reactor |
-
2008
- 2008-11-06 RU RU2008144098/22U patent/RU80946U1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2507497C1 (en) * | 2012-07-13 | 2014-02-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова" (ФГБУ "ПИЯФ") | Device to load and test samples in channel of nuclear reactor |
| RU2510537C1 (en) * | 2012-09-18 | 2014-03-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Device for testing materials in nuclear reactor |
| RU2525678C2 (en) * | 2012-12-11 | 2014-08-20 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Device to test materials in nuclear reactor |
| RU2533749C1 (en) * | 2013-07-10 | 2014-11-20 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Device for testing materials in nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU80946U1 (en) | DEVICE FOR TESTING MATERIALS IN A NUCLEAR REACTOR | |
| CN107221363B (en) | Detect the system and its experimental rig of pressurized water reactor control rod drive mechanism performance | |
| KR20170030615A (en) | Thermo-acoustic nuclear power distribution measurement assembly | |
| Chen et al. | Post-test simulation of the HTR-10 reactivity insertion without scram | |
| Chapman et al. | Zirconium cladding deformation in a steam environment with transient heating | |
| Maity et al. | Computational fluid dynamic investigations of partial blockage detection by core-temperature monitoring system of a sodium cooled fast reactor | |
| Gou et al. | Thermal behavior of the HTR-10 under combined PLOFC and ATWS condition initiated by unscrammed control rod withdrawal | |
| Ajay et al. | Assessment of heat transfer in fuel channel of Indian Phwr under postulated large break loss of coolant accident: experimental and numerical study | |
| Talarowska et al. | Preliminary computational and experimental design studies of the ISHTAR thermostatic rig for the high-temperature reactors materials irradiation | |
| KR100945022B1 (en) | Instrumented capsule for irradiation test of material on or hole of research reactor | |
| RU2533749C1 (en) | Device for testing materials in nuclear reactor | |
| Jernkvist et al. | Axial relocation of fragmented and pulverized fuel and its effect on fuel rod heat load during locas | |
| Chun et al. | Critical heat flux under zero flow conditions in vertical annulus with uniformly and non-uniformly heated sections | |
| Ekariansyah et al. | Development of experimental power reactor (EPR) model for safety analyses using RELAP5 | |
| Han et al. | Effect of vibration in cooling channel on heat transfer of aviation kerosene flowing under different pressures | |
| RU2525678C2 (en) | Device to test materials in nuclear reactor | |
| RU2244284C1 (en) | Device for testing materials in nuclear reactor | |
| Yu et al. | Experimental study on convectional heat transfer characteristics of argon space in the pool-type fast reactor vessel | |
| RU135440U1 (en) | DEVICE FOR SIMULATION OF THE MAXIMUM DESIGN ACCIDENT OF REACTORS OF VVER TYPE | |
| RU2781552C1 (en) | Ampoule irradiation device for reactor research | |
| Wang et al. | Westinghouse advanced loop tester (WALT) update | |
| Greenslade et al. | FFTF as an irradiation test bed for fusion materials and components | |
| Lee et al. | Fretting wear behaviors of a dual-cooled nuclear fuel rod under a simulated rod vibration | |
| Hashemian et al. | I&C System Sensors for Advanced Nuclear Reactors | |
| Wang et al. | Experimental measurements of the effective thermal conductivity of a simple-cubic packed pebble bed |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM1K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20121107 |
|
| BF1K | Cancelling a publication of earlier date [utility models] |
Free format text: PUBLICATION IN JOURNAL SHOULD BE CANCELLED |
|
| MM9K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20171107 |