УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ РАДИАЦИОННОЙ ДОСПЕКАЕМОСТИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

Предлагаемая полезная модель относится к области ядерной энергетики и может быть использована для исследования размерной стабильности под облучением изделий, выполненных в виде втулок из ядерного топлива энергетических установок.
Наибольшее распространение при изучении радиационного доспекания и распухания ядерного топлива непосредственно в процессе облучения получил метод измерения высоты топливного столба с использованием датчиков перемещения в исследовательских ядерных реакторах. Примерами установок для исследование размерной стабильности ядерного топлива под облучением могут служить: 1) установка РАСТ-1 [Малыгин В.Б., Коршунов А.А., Набойченко К.В. и др. Испытательные устройства для исследования сплавов урана в процессе облучения. // Техника реакторного эксперимента. М.: Энергоатомиздат, 1995]. Основной частью устройства является рабочий участок, в нижней части которого на держателе установлен исследуемый образец. Температура образца регистрируется термопарой, расположенной в центральном отверстии образца. Рабочий участок помешается в общий корпус облучательного устройства. Для измерения деформации образца используется индуктивная измерительная система, состоящая из индуктивного соленоидного преобразователя и электронного блока. Недостатками устройства являются высокие требования по разрешающей способности к системе измерения деформации, поскольку на коротком образце измеряемые деформации малы и отсутствие возможности настройки датчика на рабочий, линейный диапазон измерения после сборки установки. 2) Установка на исследовательском реакторе в Халдене [Т. Tverberg, Е. Kolstad. In-pile measurements related to thermo-physical properties of fuel with high burn-up structure at the OECD Halden Reactor Project. // International workshop on the high burnup structure in nuclear fuels, ITU, Karlsruhe, June 28-30, 2004]. Установка позволяет проводить непрерывное измерение высоты четырех фрагментов твэлов длиной 400-500 мм с помощью дифференциальных трансформаторных датчиков, расположенных в нижней части экспериментального устройства. Главным недостатком устройства является существенное занижение результатов измерений из-за торможения деформаций трением по торцам составных образцов.
Наиболее близким предлагаемой модели по конструкции является устройство PACT-УРАЛ для исследования радиационного доспекания и распухания топлива энергетических реакторов [Малыгин В.Б., Соколов А.Н. Изменение размеров таблеток диоксида урана в процессе облучения. // Инженерная физика, №4, 2004, с. 27-30].
Установка состоит из рабочего участка, устройства для передачи и регистрации деформации образцов и системы вывода технологических и измерительных линий. Рабочий участок представляет собой фрагмент тепловыделяющего элемента с оболочкой из нержавеющей стали внешним диаметром 10 мм с толщиной стенки 1 мм. В оболочке находятся образцы в виде полых таблеток исследуемого топлива. К нижнему торцу оболочки приварена заглушка с газовой трубкой для откачки и заполнения рабочей полости инертным газом. На верхнем торце топливного сердечника установлен удлинительный шток преобразователя перемещений. Собственно преобразователь перемещений вынесен за пределы активной зоны и расположен на 1200 мм выше центра топливного столба. Для обеспечения теплоотвода от образцов на рабочем участке установлен графитовый или алюминиевый радиатор (вытеснитель). Температура измеряется в центральном отверстии образцов (в середине сборки по высоте) термоэлектрическим преобразователем (ТЭП 1). Второй термоэлектрический преобразователь (ТЭП 2) предназначен для контроля температуры радиатора и установлен на расстоянии 15 мм от оси установки.
Основным недостатком представленной конструкции является отсутствие возможности юстировки, т.е. настройки датчика перемещений на рабочий, линейный диапазон измерений после сборки установки. Функция преобразования датчика перемещений близка к линейной лишь в узком диапазоне ±2000 мкм. В этом случае, погрешность, внесенная нелинейностью, не превышает 1,5%. При выходе из этого диапазона погрешность измерений растет по экспоненциальному закону. В устройстве PACT-УРАЛ установка датчика в требуемое положение проводится в процессе сборки, фиксация датчика производится сваркой или раскерниванием. При окончательной сборке установки производится герметизация всех швов сваркой, при этом происходят труднопрогнозируемые локальные усадки элементов конструкции установки в районе сварных швов. Кроме того, при разогреве установки до рабочей температуры, термические расширения различных элементов значительно вытянутой в осевом направлении конструкции отличаются по величине: удлинение элементов, расположенных ближе к оси устройства, превосходит удлинение элементов, удаленных от оси. Все это может привести к тому, что установленный в процессе сборки в рабочее положение датчик после разогрева установки выйдет из линейного диапазона измерений. Получить корректные данные в таком случае невозможно, следовательно надежность испытаний не обеспечивается. Также к недостаткам при работе с установкой PACT-УРАЛ следует отнести ограниченные возможности регулировки и поддержания температуры эксперимента: небольшие колебания мощности реактора, а также суточные колебания комнатной температуры никак не компенсируются и отражаются на показаниях системы регистрации информации, снижая точность измерений радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов.
Технической проблемой является разработка и создание устройства для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов, исключающего недостатки прототипа.
Техническим результатом, достигаемым предлагаемой полезной моделью, является обеспечение надежности испытаний и повышение точности измерений радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов.
Для решения поставленной задачи устройство для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов включает цилиндрический кожух, содержащий во внутренней полости оболочку в виде трубы из нержавеющей стали, внутри которой расположены исследуемые образцы, цилиндрическую теплопроводную вставку, размещенную между кожухом и оболочкой, приваренный к верхнему торцу оболочки герметичный цилиндрический корпус, внутри которого расположена система регистрации деформации, состоящая из измерительного штока, соединенного с сердечником индуктивного датчика перемещений, закрепленную на нижнем торце оболочки заглушку с трубкой для откачки и заполнения полости оболочки инертным газом и термопары, и отличается тем, что внутри корпуса над датчиком перемещений закреплен электромеханический привод, представляющий собой линейный шаговый двигатель для перемещения корпуса датчика относительно сердечника дистанционно в процессе исследования, обеспечивающий настройку датчика на рабочий диапазон измерений, причем на теплопроводную вставку навит спиральный нагреватель из нихромовой проволоки для регулирования и поддержания температурного режима исследования.
На фиг. 1 представлен общий вид предлагаемого устройства.
На фиг. 2 в укрупненном масштабе представлена нижняя часть предлагаемого устройства.
Предлагаемое устройство для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов состоит из герметичного цилиндрического корпуса 1, рабочего участка, представляющего из себя столб из исследуемых образцов 2, помещенных внутрь оболочки в виде трубы из нержавеющей стали 3, вокруг которой находится теплопроводная вставка 4 с навитым на нее нагревателем 5, а также системы измерения деформации, включающей в себя индуктивный датчик перемещений 6 и измерительный шток 7. Рабочий участок помещен в цилиндрический кожух 8. Внутри корпуса 1 из нержавеющей стали размещен индуктивный датчик перемещений 6. Он упирается в пружину 9, а сверху поджимается линейным шаговым двигателем 10, который дает возможность дистанционно во время исследования регулировать положение датчика перемещений для обеспечения его работы в линейном диапазоне. Сердечник 11 датчика перемещений 6 посредством латунной муфты 12 соединен с измерительным штоком 7 из сплава циркония, который через молибденовую проставку 13 упирается в столб из исследуемых образцов 2, представляющих собой втулки из ядерного топлива. В свою очередь, столб из исследуемых образцов 2 через еще одну молибденовую проставку 13 упирается в заглушку 14, центральное отверстие которой соединено с трубкой 15, через которую происходит откачка и заполнение инертным газом полости оболочки 3 с образцами 2. Трубка 15 проходит сквозь теплопроводную вставку 4 и присоединяется к системе, обеспечивающей откачку и подачу газа к устройству (на фиг. не показано). Для контроля температуры предусмотрены две термопары 16, горячие спаи которых размещены в центральном отверстии столба из исследуемых образцов 2.
Устройство для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива работает следующим образом.
На дно оболочки 3 опускают молибденовую проставку 13, после чего в оболочку 3 помещают десять исследуемых образцов 2 в виде втулок из ядерного топлива энергетических реакторов. Сверху на столб из исследуемых образцов 2 опускается еще одна молибденовая проставка 13, после чего рабочий участок присоединяют через резьбовое соединение к цилиндрическому корпусу 1 и приваривают по стыку для герметизации устройства. Всю конструкцию помещают в канал исследовательского реактора. Через трубку 15 создают необходимую газовую среду в полости расположения исследуемых образцов 2. Для выравнивания градиентов температур исследуемых образцов 2 используется теплопроводная вставка 4, расположенная вокруг оболочки 3. Для повышения точности измерений путем нивелирования колебаний температур, а также для поддержания температурного режима эксперимента, используется нагреватель 5 из нихромовой проволоки, навитый на теплопроводную вставку 4. При деформации исследуемых образцов 2 вследствие радиационной доспекаемости, измерительный шток 7, упирающийся в молибденовую проставку 13, перемещается и через муфту 12 взаимодействует с сердечником 11 датчика перемещений 6. Датчик перемещений 6 снизу упирается в пружину 9, а сверху поджимается линейным шаговым двигателем 10, который дает возможность дистанционно во время исследования регулировать положение датчика перемещений 6 для настройки его на рабочий, линейный диапазон измерений. Таким образом, даже после сборки, окончательной герметизации сваркой и разогрева всего устройства в канале реактора до рабочей температуры, когда термические расширения различных элементов значительно вытянутой в осевом направлении конструкции могли увести датчик из узкого рабочего диапазона измерений, всегда есть возможность снова отрегулировать положение датчика, обеспечив его работу в линейном диапазоне. В этом диапазоне гарантировано получение корректных данных, что обеспечивает надежность проводимых испытаний. Сигнал с датчика перемещений 6 через измерительные коммуникации поступает в систему регистрации (на фиг. не показано) для последующей обработки данных и визуализации процесса.
Таким образом, предлагаемое устройство позволяет проводить исследования в канале реактора размерной стабильности под облучением изделий из ядерного топлива энергетических реакторов, обеспечить надежность испытаний и повысить точность проводимых измерений благодаря возможности дистанционно во время исследования настраивать датчик перемещений на рабочий, линейный диапазон измерений и регулировать и поддерживать температурный режим эксперимента.