Спосіб контролю герметичності оболонок тепловидільних елементів ядерного енергетичного реактора і пристрій для його здійснення
Номер патенту: 30835
Опубліковано: 15.12.2000
Автори: Назаренко Аскольд Федорович, Білей Данко Васильович, Давиденко Леонід Андрійович, Покора Ігор Миколайович, Максимов Максим Вітальович
Текст
1. Спосіб контролю герметичності оболонок тепловидільних елементів ядерного енергетичного реактора, який полягає в тому, що контролюють герметичність оболонок тепловидільних елементів на зупиненому реакторі по витіканню з них газу в 30835 ТВЗ в спеціальному стенді КГО при зупиненому реакторі. Ініціювання виходу радіонуклідів йоду-131, цвзія-134 (цезія-137) у воду стенда здійснюється зміною тиску води що циркулює по контуру стенда, в процесі витримки ТВЗ в цій воді - настоюванні. Вибір реперних радіонуклідів обумовлений їхніми ядерно-фізичними характеристиками, які дозволяють виявити ТВЗ із негерметичними твелами: протягом 28 діб з моменту зупинки реактора при використанні методу КГО за йодом-131, і через 28 діб та пізніше з моменту зупинки - при використанні КГО за цезієм-134 (цезієм-137). Радіонукліди цезія-134 (цезія-137) самостійно використовуються для виявлення ТВЗ із негерметичними твелами через 28 діб з моменту зупинки реактора тільки для контролю ТВЗ, що відпрацювали. Виявлення ТВЗ, що відпрацювали, які містять негерметичні твели, по цезію-134 (цезію-137) здійснюється протягом одного року після закінчення їх експлуатації. Проте цей спосіб складний в реалізації (складність випробного стенду, велика кількість аналітичних операцій), потребує значних енергетичних витрат та великого часу для його здійснення. Так, ТВЗ із негерметичними твелами виявляються за 28 діб з моменту зупинки реактора - при використанні метода КГО за йодом-131; через 28 діб і пізніше з моменту зупинки реактора - при використанні метода КГО за цезієм-134 (цезієм-137), який самостійно використовується тільки для контроля ТВЗ, що відпрацювали, і здійснюється протягом одного року після закінчення їх експлуатації. Крім того, необхідно проводити ініціювання виходів радіонуклідів у воду стенда подачею тиску води, що циркулює по контуру стенда, в процесі витримки ТВЗ в цій воді - настоюванні. Стенд контролю герметичності оболонок (КГО) тепловидільних елементів (твелів) тепловидільних збірок (ТВЗ) складається з пеналу, що розташований в басейні витримки, і арматурного блока, який містить циркуляційний насос, систему керування, що оснащена приладом для вимірювання температури і тиску води в стенді, компенсатор тиску для випробування ТВЗ при різних тисках в стенді, контур циркуляції води по стенду для промивки ТВЗ і настоювання. Конструкція цього стенда складна, потребує значних енергетичних витрат та великого часу для проведення аналізів, в зв'язку з тим, що контроль проводиться за допомогою радіонуклідів. В основу винаходу поставлено завдання створити такий спосіб контролю герметичності оболонок тепловидільних елементів ядерного енергетичного реактора, в якому виявлення акустичних коливань, що генеруються при мимовільному витіканні газу в рідину басейну, розкладання їх у спектр та сплеск на спектрограмі дозволяють зменшити час визначення герметичності оболонок тепловидільних елементів ядерного енергетичного реактора і, таким чином, забезпечити експресаналіз герметичності оболонок, спростити обробку вимірювань та зменшити енергетичні витрати. В основу винаходу також поставлено завдання створити такий пристрій для здійснення запропонованого способу, у якому нова конструкція і нові зв'язки дозволяють зменшити енергетичні затрати та скоротити час проведення контролю. Поставлене завдання вирішується в такий спосіб, що контролюють герметичність оболонок тепловидільних елементів на зупиненому реакторі по витіканню з них газу в навколишню рідину басейну і, згідно з винаходом, виявляють акустичні коливання, які генеруються при самодовільному витіканні газу, розкладають їх в спектр і по сплеску на спектрограмі роблять висновок про герметичність оболонок тепловидільних елементів. Крім того, поставлене завдання, вирішується тим, що пристрій для здійснення способу по п. 1, який містить тепловидільну зборку тепловидільних елементів, занурену в рідину басейну, наділений, згідно з винаходом, послідовно сполученими акустичним приймачем, що розташований за межами тепловидільної зборки тепловидільних елементів в рідині басейну, підсилювачем та блоком розкладання сигналу в спектр і фіксування його у вигляді спектрограми. Технічний результат полягає в тому, що використання запропонованого способу, дозволяє прискорити контроль герметичності оболонок тепловидільних елементів тепловидільних зборок ядерного енергетичного реактора і, в зв'язку з тим, що він проводиться в момент самодовольного витікання газу, забезпечити експрес-аналіз контроля герметичності оболонок. Використання пристрою за п. 1 дозволяє спростити обробку вимірювань та зменшити енергетичні витрати. На фігурі зображена структурна схема пристрою для реалізації запропонованого способу. Пристрій містить басейн 1 з рідиною, в яку занурена тепловидільна зборка 2 з тепловидільними елементами, акустичний приймач 3, що сприймає акустичні коливання, які генеруються при самодовільному витіканні газу в рідину басейну, підсилювач 4, що підсилює сигнал з акустичного приймача 3, та сприймаючий підсилений сигнал пристрій 5 для розкладання сигналу в спектр і фіксування спектрограми, при цьому акустичний приймач 3 розташований за межами тепловидільної зборки 2 з тепловидільними елементами в рідині басейну 1. Спосіб здійснюється таким чином. При самодовольному витіканні газу з тепловидільних елементів 2 в басейн 1 з рідиною генеруються акустичні коливання, котрі виявляють акустичним приймачем 3, сигнал з якого підсилюють в підсилювачі 4 і подають на пристрій 5 для розкладання сигналу в спектр та фіксування спектрограми, по вигляду якої роблять висновок про герметичність твела. 2 30835 Фіг. __________________________________________________________ ДП "Український інститут промислової власності" (Укрпатент) Україна, 01133, Київ-133, бульв. Лесі Українки, 26 (044) 295-81-42, 295-61-97 __________________________________________________________ Підписано до друку ________ 2002 р. Формат 60х84 1/8. Обсяг ______ обл.-вид. арк. Тираж 50 прим. Зам._______ ____________________________________________________________ УкрІНТЕІ, 03680, Київ-39 МСП, вул. Горького, 180. (044) 268-25-22 ___________________________________________________________ 3
ДивитисяДодаткова інформація
Назва патенту англійськоюMethod for control of tightness of shells of heat liberation elements of nuclear power reactor and device for its implementation
Автори англійськоюNazarenko Askold Fedorovych, Bilei Danko Vasyliovych, Davydenko Leonid Andriiovych, Maksymov Maksym Vitaliiovych, Pokora Ihor Mykolaiovych
Назва патенту російськоюСпособ контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ядерного энергетического реактора и устройство для его осуществления
Автори російськоюНазаренко Аскольд Федорович, Билей Данко Васильевич, Давиденко Леонид Андреевич, Максимов Максим Витальевич, Покора Игорь Николаевич
МПК / Мітки
МПК: G01N 29/04
Мітки: оболонок, пристрій, здійснення, контролю, ядерного, тепловидільних, елементів, реактора, спосіб, герметичності, енергетичного
Код посилання
<a href="https://ua.patents.su/3-30835-sposib-kontrolyu-germetichnosti-obolonok-teplovidilnikh-elementiv-yadernogo-energetichnogo-reaktora-i-pristrijj-dlya-jjogo-zdijjsnennya.html" target="_blank" rel="follow" title="База патентів України">Спосіб контролю герметичності оболонок тепловидільних елементів ядерного енергетичного реактора і пристрій для його здійснення</a>
Попередній патент: Спосіб формування крупних кузовних деталей транспортного засобу
Наступний патент: Спосіб збереження тимчасових зубів при адентії
Випадковий патент: Пристрій для розділяння проби рідини та спосіб одержання фібрин-мономера з крові