1
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для контроля качества изготовления и определения состояния оболочки тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ).
Известно устройство для контроля герметичности оболочки ТВЭЛ 1, в котором нарушение герметичности оболочки ТВЭЛ определяется по уровню радиоактивности газовой среды, омывающей ТВЭЛ, в котором используется ядерный реактор.
Недостатком этого устройства является большая длительность реакторных испытаний, которая составляет 200-800 ч, и использование реактора для контроля герйетичности оболочек ТВЭЛ не экономично.
Ближайшим к изобретению техническим решением является устройство 2, содержащее камеру облучения, нагреватель, конвертор, колонку с поглотителем и детектор. В этом устройстве в нагреватель помещают предварительно облученный образец, облучение которого производится на ускорителе электронов с Энергией не ниже 15 Мэв, пучок которого преобразуется в пучок жестких тормозных гамма-квантов при взаимодействии электронов на выходе ускорителя с конвертором, представляющим собой мишень из материала с большим Z (вольфрам, тантал, платина и др.).
Облученный образец помещают в нагреватель, чтобы стимулировать выделение газов, образовавшихся в нроцессе облучения, а поток гелия транспортирует выделившиеся газы в колонку.
Недостатком этого устройства является низкая чувствительность и точность измерения газопроницаемости, об словленная тем, что при однократном контакте потока газа носителя с поглотителем колонки не происходит полного поглощения всего радиоактивного газа, выделяющегося при нагреве облученного образца.
Целью нзобретения является повышение чувствительностн н точности намерения газопроннпаемостп. Под чувствительностью в данном случае следует понимать - абсолютное минимальное значение радноактивного газообразного нродукта, которое может быть достоверно зарегистрнровано, а нод точностью измерения газонроницаемости - точность анализа. Поставленная цель достигается тем, что
нагреватель установлен в камере облучения, конвертор расположен непосредственно у стенки нагревателя, а камера облучения и колонка соединены посредством замкнутой системы циркуляции газа-носителя газообразных продуктов фотоделения.
На чертеже схематически изображено предлагаемое устройство.
В герметичной камере 1 облучения размещен полый нагреватель 2, в непосредственной близости от стенки нагревателя 2 установлен электронно-фотонный конвертор 3 (диск из вольфрама толщиной 2 мм, диаметром 30 мм). Исследуемые ТВЭЛы 4 установлены на поворотный диск 5 устройства перемещения и замены ТВЭЛов 6. Устройство содержит механизм подачи ТВЭЛов 7 к месту облучения и нагрева 8. Механизм 7 снабжен теплостойким щтоком 9. Насос 10 обеспечивает циркуляцию газа-носителя (гелия) через объем камеры облучения 1 и колонку с поглотителем 11 инертных газов, рядом с которой находится детектор 12 радиоактивного излучения с многоканальным амплитудным анализатором 13 и цифропечатью 14.
Работа установки осуществляется следующим образом.
Исследуемые ТВЭЛы в количестве 6- 10 щтук устанавливают в ячейках поворотного диска 5 (диски сменные).
Объем системы циркуляции газа-носителя откачивают насосом 10 до Ю- тор, после чего эта система заполняется гелием до давления 0,2-0,4 тор.
Камера 1 устанавливается на ускоритель и юстируется на пучке ускоренных электронов так, чтобы пучок падал на электронно-фотонный конвертор 3. Расстояние от поверхности ТВЭЛа 8 до конвертора 3 мм. Стенки камеры облучения охлаждаются циркулирующей водой.
Регулятором напряжения температура нагревателя 2 поднимается до требуемой (1000-2000°С).
В место нагрева и облучения 8 на термостойком штоке 9 из ячейки диска 5 подается известное (весовое) количество ядерного горючего без оболочки (например, окиси урана) , которое в течение определенного времени (например, 30 мин) облучается жесткими гамма-квантами, рожденными в электроннофотонном конверторе 3 при торможении пучка электронов с энергией 15 Мэв и током 20 мка. Образованные при фотоделении радиоактивные газообразные продукты Хе Хе139, Кг Кг при нагревании диффундируют к поверхности горючего и транспортируются потоком гелия к колонке с поглотителем 11. Многократная циркуляция гелия через объем камеры 1 и колонки с поглотителем 11 устраняет потери выделившихся из ТВЭЛов газов на пути от камеры 1 к поглотителю 11. В процессе облучения ТВЭЛа детектор 12, многоканальный анализатор 13 регистрируют излучение от активности, собранной в поглотителе 11.
Затем прекращают облучение и измеряют количество собранных радиоактивных газов.
Заменив образец и поглотитель 11 другими, аналогичное измерение проводят с ТВЭЛом, имеющим известное (весовое) количество
окиси урана в оболочке. Сравнивают результаты измерений, рассчитывают коэффициент проницаемости оболочки ТВЭЛа.
Проводят измерения с новым ТВЭЛом из числа установленных в диске 5.
Обычно испытания газопроницаемости оболочки ТВЭЛа проводят путем облучения в реакторе. Такие испытания длительны: облучение ведется 200-800 ч.
Ядерный реактор должен иметь отдельный канал для таких испытаний, то есть реактор должен быть специальным.
Преимуществом предлагаемой установки в этом плане является то, что она позволяет, во-первых, вести указанные исследования на любом ускорителе электронов с энергией 15 Мэв (тем более, что ускоритель электронов значительно дешевле реактора) и, вовторых, такие исследования экспрессны: облучение и контроль одного ТВЭЛа занимает 1-2 ч.
Технически выполнение исследований газопроницаемости путем изучения проникновения газообразных радиоактивных продуктов фотоделения по сравнению с реакторными испытаниями существенно проще.
К тому же, в предлагаемой установке при фотоделении ТВЭЛ может быть нагрет до любой требуемой температуры в процессе облучения. Это позволяет получать данные не только о газопроницаемости оболочки ТВЭЛа, но и о кинетике процесса газовыделения.
Введение нагревателя ТВЭЛа в канал ядерного реактора хотя и принципиально возможно, однако существенно скажется на процессе облучения из-за возмущения потока нейтронов в месте нахождения нагревателя и исследуемого ТВЭЛа.
Таким образом, при реакторных испытаниях ТВЭЛов процессы облучения и выделения газообразных радиоактивных продуктов деления разделены по месту и по времени, то есть измерения более длительны, чем при использовании предлагаемой установки.
Условия радиационной безопасности при реакторном облучении требуют применения специальных боксов для работы с высокоактивными ТВЭЛами, которые не нужны при работе на предлагаемой установке.
Система замкнутой циркуляции газа-носителя обеспечивает не только возможность собирания газообразных радиактивных продуктов деления без потерь, но и, в отличие от известных установок, работает с существенно меньшим расходом гелия.
Кроме того, такая система не загрязняет активными газами рабочих помещений, не требует сооружения фильтров очистки для предотвращения загрязнения внешней среды и работающих с радиоактивными криптоном, ксеноном, летучими химическими соединениями.
Приближение электронно-фотонного конвертора к облучаемому ТВЭЛу на минимальное расстояние обеспечивает оптимальное
использование пучка жестких гамма-квантов, плотность нотока в этом случае максимальна.
Формула изобретения
Устройство для контроля газопроницаемости оболочек ТВЭЛ, содержащее камеру облучения, нагреватель, конвертор, колонку с поглотителем и детектор, отличающееся тем, что, с целью повышения чувствительности и точности измерения газопроницаемости, нагреватель установлен в камере облучения.
конвертор расноложен непосредственно у стенки нагревателя, а камера облучения и колонка соединены посредством замкнутой системы циркуляции газа-носителя газообразных продуктов фотоделения.
Источники информации, принятые во вннмание при экспертизе 1. Патент Англии № 1286545, кл. G 21С 17/06, опубл. 1972.
2. Гозэн Г., Гиббоне Д. Радиоактивный анализ, нод ред. акад. И. П. Алимарина. М, Атомиздат, 1968, с. 267.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
КАМЕРА ОБЛУЧЕНИЯ И/ИЛИ ПОДСЧЕТА ДЛЯ НЕЙТРОННОГО АНАЛИЗА | 1995 |
|
RU2143712C1 |
Способ контроля герметичности оболочек твэлов облученных тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок | 2022 |
|
RU2790147C1 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА СТРОНЦИЙ-89 | 2000 |
|
RU2181914C1 |
СПОСОБ ИССЛЕДОВАНИЯ РАДИАЦИОННОГО ПОВЕДЕНИЯ МИКРОТВЭЛОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2007 |
|
RU2357302C2 |
СПОСОБ РАДИАЦИОННОЙ ОБРАБОТКИ ИЗДЕЛИЙ И МАТЕРИАЛОВ ЖЕСТКИМ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЕМ | 2004 |
|
RU2270488C2 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА СТРОНЦИЙ-89 | 1999 |
|
RU2155398C1 |
Способ имитации воздействия ядерных излучений на материалы | 1976 |
|
SU599640A1 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА СТРОНЦИЙ-89 | 1999 |
|
RU2155399C1 |
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИСПЫТАНИЯ МАТЕРИАЛОВ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ | 2013 |
|
RU2524683C1 |
ПАССИВНАЯ СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2021 |
|
RU2769102C1 |
Авторы
Даты
1978-05-30—Публикация
1976-02-02—Подача