УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИСПЫТАНИЯ МАТЕРИАЛОВ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ

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.
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.
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.
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).
В книге Цыканов В.А., Самсонов Б.В. «Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком». М., Атомиздат,
1973, с. 111-146, среди опубликованных описаний устройств для испытаний, реализующих реакторные испытания материалов, существуют технические решения следующих типов:
- петлевые системы, позволяющие проводить радиационные испытания материалов, используя автономный контур теплоносителя реактора;
- ампульные устройства, позволяющие проводить радиационные испытания материалов в экспериментальных каналах реактора.
Получение заданной температуры образцов достигается следующими способами:
- использованием электронагревателя;
- воздействием на теплопроводность газовой среды в цилиндрическом кольцевом зазоре, являющемся основным термическим сопротивлением на пути теплового потока от образцов в ампуле к теплоносителю реактора;
- изменением величины газового кольцевого зазора между ампулой с образцами и теплоносителем реактора;
- использованием металлического нагревателя, нагрев которого осуществляется в результате радиационного энерговыделения в активной зоне реактора.
Для увеличения температуры облучаемых образцов, обладающих небольшой тепловой нагрузкой с поверхности, преимущественно используется металлический нагреватель.
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.
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.
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.
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.
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.
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
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.
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.
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.
Недостатками прототипа являются:
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
уменьшению полезного экспериментального объема для образцов в облучательном устройстве.
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.
3). Не одинаковые температуры потоков теплоносителя в разделителе на параллельные потоки, которые отличаются фактическими значениями гидравлического сопротивления, а следовательно, величиной расхода в них.
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.
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.
Указанные недостатки обусловлены:
- большими значениями линейных размеров от фланца крепления устройства до ампулы с образцами;
- низким термическим сопротивлением стенки корпуса;
- разделением потока теплоносителя на два параллельных с неуправляемыми расходами потока;
- непосредственным контактом поверхности термопар с теплоносителем;
- размещением только в стационарно расположенном ампульном канале корпуса ядерного реактора.
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.
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.
Регулятор потока теплоносителя может быть выполнен в виде дросселя с приводом. Корпус может быть выполнен разъемным.
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.
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
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.
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.
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.
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.
Новыми существенными признаками являются форма исполнения узлов и деталей устройства и их взаимное расположение:
- 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;
- герметичные карманы для защиты термопар от воздействия агрессивной среды;
- крышка для герметизации загрузочного патрубка инструментованной ячейки активной зоны реактора.
Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной.
Перечень фигур графического изображения: на чертеже рис.1 изображена схема устройства для испытания материалов в ядерном реакторе.
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.
Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе работает следующим образом.
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
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.
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.