УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИСПЫТАНИЯ МАТЕРИАЛОВ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ
DEVICE FOR TESTING MATERIALS IN NUCLEAR REACTOR

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для проведения радиационных испытаний материалов при заданной температуре в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым.
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 ТВС.
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, оболочка которых содержит теплоизолирующий зазор.
235
235
239
238
235
2
Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является конструкция негерметичного экспериментального пакета с нагревателем и тепловой изоляцией, основанной на разделении потока теплоносителя, которая описана в статье Б.В.Самсонов, В.Н.Шулимов, В.В.Крутикова, С.В.Середкин, Р.Р.Мельдер «Разработка экспериментальных облучательных устройств для проведения материаловедческих испытаний в реакторе БОР-60». Н.-т.сборник «Вопросы атомной науки и техники», серия: «Радиационное материаловедение, методика и техника облучения». Выпуск 5, Димитровград, НИИАР, 1975 г. Эта конструкция состоит из корпуса, топливного нагревателя, экспериментального объема с образцами, тепловой изоляции. Корпус по габаритам и конфигурации полностью повторяет корпус штатного рабочего пакета. Он служит для размещения основных конструктивных узлов и организации циркуляции теплоносителя с заданной скоростью. Нагреватель является основным источником тепла для обеспечения заданного температурного режима облучения. Натрий, проходя через нагреватель, подогревается до нужной температуры. Затем, омывая образцы, нагревает их до собственной температуры. Для изготовления твэлов нагревателя может быть использовано ядерное топливо различных композиций. Нагреватель в виде пучка твэлов с окисным топливом высокого обогащения по U (90%) с длиной активной части 100 мм выделяет ~80 кВт мощности. Однако из-за выгорания делящегося изотопа такой нагреватель имеет недостаток. Расчеты показывают, что за 200 эфф. сут выгорание U достигает 6%. Соответственно, снижается мощность и температура натрия на выходе из нагревателя. Весьма перспективным для изготовления твэлов нагревателя является топливо, содержащее смесь изотопов Рu и U. Подобрав определенное соотношение изотопов в композиции, можно получить коэффициент воспроизводства, равный 1, и сохранить тем самым мощность нагревателя неизменной. В настоящее время изготовлен и успешно работает нагреватель с окисным топливом (UO) с обогащением по U 90%. Он состоит из 37 твэлов. Длина активной части элемента составляет 100 мм. Дистанционирование твэлов и их крепление в решетке сохранено таким, как это выполнено в рабочей топливной сборке.
Недостатками прототипа являются следующие.
По мере выгорания ядерного топлива в твэлах уменьшается мощность, а следовательно, тепловыделение, поэтому температура образцов постепенно снижается. Такая конструкция может быть использована только для краткосрочных облучений, либо необходимо периодически заменять слабо выгоревшие твэлы на твэлы со свежим ядерным топливом, что экономически не рационально.
Отсутствие возможности изменения энерговыделения в твэлах для корректировки температуры образцов, используя результаты предварительного экспериментального определения температуры образцов.
Однократное использование конструкции для облучения образцов при определенной заданной температуре.
Указанные недостатки обусловлены тем, что крепление твэлов выполнено неподвижно относительно корпуса, как это выполнено в рабочей топливной сборке.
Заявляемое техническое решение позволяет использовать его при различных заданных температурах облучения образцов и периодически регулировать энерговыделение в твэлах, тем самым поддерживать температуру образцов в заданном диапазоне, а также существенно повысить срок эксплуатации, при этом используя доступные топливные композиции твэлов.
Поставленная цель достигается тем, что устройство для испытания материалов в ядерном реакторе, включающее корпус, в верхней внутренней части которого расположена кассета с образцами материалов, а в нижней - кассета с твэлами, причем кассета с твэлами закреплена в корпусе с возможностью продольного перемещения.
Кассета с образцами материалов и кассета с твэлами могут быть закреплены между собой с помощью винтовой пары, причем кассета с образцами материалов неподвижна в корпусе, а кассета с твэлами имеет возможность продольного перемещения, при этом изменяя энерговыделение в твэлах для корректировки температуры образцов. Кассета с образцами материалов и кассета с твэлами могут быть закреплены между собой с возможностью продольного перемещения относительно корпуса с помощью винтовой пары.
В корпусе может быть установлена дросселирующая шайба для уменьшения расхода теплоносителя через отверстие в ней для нагрева теплоносителя до нужной температуры.
Число и размеры твэлов, расход теплоносителя через отверстие в дросселирующей шайбе, а также обогащение ядерного топлива подбираются из условия обеспечения требуемого нагрева теплоносителя.
В стенках корпуса выполнена полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции с целью снижения влияния подогрева от соседних тепловыделяющих сборок ядерного реактора
Корпус содержит отверстия для направленного потока теплоносителя ядерного реактора, который нагревается твэлами и охлаждает до заданной температуры образцы с учетом энерговыделения в элементах конструкции.
Корпус выполнен разъемным для извлечения образцов и проведения измерений в радиационно-защитной камере с последующей сборкой и установкой в ячейку активной зоны ядерного реактора для продолжения реакторных испытаний.
При использовании в инструментованной ячейке реактора корпус выполнен удлиненным, а в верхней части корпуса установлен привод перемещения кассеты с твэлами, а также в корпусе дополнительно размещены термопары для контроля температуры теплоносителя.
Наличие кассеты с твэлами, закрепленной в корпусе с возможностью продольного перемещения, а именно с помощью винтовой пары между неподвижной кассетой с образцами материалов и кассетой с твэлами либо между корпусом и соединенными между собой кассетами, причем число и размеры твэлов, расход теплоносителя через устройство, а также обогащение ядерного топлива подбираются из условия обеспечения требуемого нагрева теплоносителя, позволяет изменять энерговыделение в твэлах для корректировки температуры образцов.
Наличие дросселирующей шайбы в корпусе позволяет уменьшить расход теплоносителя через отверстие в ней для нагрева теплоносителя до нужной температуры.
Наличие в стенках корпуса полости, заполненной газом, позволяет предотвратить влияние неравномерного температурного поля внешней среды на стабильное и равномерное распределение температуры в образцах.
Наличие в корпусе отверстий для направленного потока теплоносителя ядерного реактора, который нагревается твэлами, позволяет поддерживать температурный баланс в элементах конструкции, а следовательно, заданную температуру образцов.
Наличие разъемного соединения в корпусе позволяет многократно использовать устройство, а также извлекать образцы с целью проведения измерений.
Наличие удлиненного корпуса, в котором размещены термопары для контроля температуры теплоносителя, а в верхней его части установлен привод перемещения кассеты с твэлами, позволяет использовать устройство в инструментованной ячейке реактора.
Предложенное устройство позволяет использовать его при различных заданных температурах облучения образцов и периодически регулировать энерговыделение в твэлах, тем самым поддерживать температуру образцов в заданном диапазоне, а также существенно повысить срок эксплуатации, при этом используя доступные топливные композиции твэлов, применив в устройстве кассету с твэлами, закрепленную в корпусе с возможностью продольного перемещения. А именно, с помощью винтовой пары между неподвижной кассетой с образцами материалов и кассетой с твэлами, либо между корпусом и соединенными между собой кассетами. Причем число и размеры твэлов, расход теплоносителя через отверстие в дросселирующей шайбе, а также обогащение ядерного топлива подбираются из условия обеспечения требуемого нагрева теплоносителя.
Новыми существенными признаками являются форма исполнения узлов и деталей устройства для испытания материалов в ядерном реакторе и их взаимное расположение: кассета с твэлами, закрепленная в корпусе с возможностью продольного перемещения, а именно с помощью винтовой пары между неподвижной кассетой с образцами материалов и кассетой с твэлами либо между корпусом и соединенными между собой кассетами.
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 рисунков
На рис.1 изображен продольный разрез устройства для испытания материалов в ядерном реакторе с подвижной кассетой с твэлами.
На рис.2 изображен продольный разрез устройства для испытания материалов в ядерном реакторе с подвижными соединенными между собой кассетами.
На рис.3 изображен продольный разрез устройства для испытания материалов в ядерном реакторе при использовании в инструментованной ячейке реактора.
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит корпус 1, кассету с твэлами 2 и кассету с образцами 3. Перемещение кассеты с твэлами 2 производится винтовой парой 4. Корпус 1 выполнен разъемным и содержит отверстия 5 для направленного потока теплоносителя, а в его стенках выполнена полость 6, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции. Кроме того, в корпусе закреплена дросселирующая шайба 7 с отверстием 8. При использовании в инструментованной ячейке реактора в верхней части корпуса установлен привод 9 перемещения кассеты с твэлами, а также в корпусе дополнительно размещены термопары 10 для контроля температуры теплоносителя и образцов.
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе работает следующим образом.
В процессе проведения реакторных испытаний поток теплоносителя первого контура реактора, через отверстия 5 попадает во внутреннюю полость корпуса 1 и образует поток, который контактирует с наружной поверхностью кассеты с твэлами 2. Теплоноситель, проходя через кассету с твэлами 2, подогревается и затем, контактируя с кассетой с образцами материалов 3, поддерживает их температурный баланс. Кассета с образцами материалов 3 и кассета с твэлами 2 закреплены между собой с помощью винтовой пары 4, причем положение кассеты с твэлами 2 относительно кассеты с образцами материалов 3 установлено в соответствии с расчетным энерговыделением в твэлах, относительно высоты активной зоны реактора при неподвижной кассете с образцами материалов 3 для достижения заданной температуры образцов. В верхней части корпуса теплоноситель через боковые отверстия 5 в головке выходит из внутренней полости устройства. При этом температура образцов в кассете 3 определяется расчетным способом с учетом энерговыделения в элементах конструкции, подогрева от соседних ТВС, с использованием экспериментального значения расхода теплоносителя через внутреннюю полость изделия, а также с учетом условий работы реактора. Для создания необходимого расхода теплоносителя, соответствующего значению теплофизического расчета, в корпусе 1 закреплена дросселирующая шайба 7 с отверстием 8. Для снижения влияния подогрева от соседних ТВС в стенках корпуса 1 выполнена полость 6, 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. С помощью винтовой пары 4 кассету с твэлами 2 перемещают на расчетное расстояние, соответствующее компенсации выгорания ядерного топлива в твэлах за отработанный период и увеличения энерговыделения для восстановления мощности. После проведения измерений образцов устройство собирается и устанавливается в ячейку активной зоны реактора для продолжения реакторных испытаний. В дальнейшем устройство можно использовать при других температурных условиях облучения образцов, для этого расчетным способом для достижения необходимого энерговыделения в твэлах определяют их расположение относительно высоты активной зоны реактора с учетом выгорания ядерного топлива в твэлах за отработанный период. Непосредственное поддержание заданной температуры в процессе проведения реакторных испытаний осуществляется в инструментованной ячейке реактора устройством с удлиненным корпусом, в верхней части которого установлен привод 9 перемещения кассеты с твэлами 3, а внутри корпуса дополнительно размещены термопары 10 для контроля температуры образцов и теплоносителя. В этой конструкции в зависимости от регистрации температуры термопарами 10 привод 9 посредством винтовой пары 4 автоматически перемещает кассету с твэлами 3, при этом изменяя энерговыделение в твэлах для восстановления мощности. Применив конструкцию устройства с удлиненным корпусом 1 для инструментованной ячейки реактора, проводится предварительное экспериментальное определение положения кассеты с твэлами 3 по значениям регистрации температуры образцов термопарами 10, используя привод 9 и винтовую пару 4. Тем самым отрегулировать необходимое энерговыделение в твэлах для достижения заданной температуры образцов. А затем, используя другой корпус 1, установить устройство в другую ячейку реактора для проведения реакторных испытаний.
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе позволяет использовать его при различных заданных температурах облучения образцов и периодически регулировать энерговыделение в твэлах, тем самым поддерживать температуру образцов в заданном диапазоне, а также существенно повысить срок эксплуатации, при этом используя доступные топливные композиции твэлов.