Система мониторирования нейтронного потока на корпус реактора

 

Использование: в системах контроля корпусов ядерных реакторов. Сущность изобретения: система включает в себя корпус реактора с активной зоной, установленный с зазором на опорной ферме внутри тепловой изоляции, образующей с корпусом кольцевой зазор. На внешней стороне корпуса в кольцевом зазоре подвешены гирлянды контейнеров с изотопами элементов. Контейнеры расположены на различной высоте активной зоны, а гирлянды подвешены к упорам по окружности активной зоны в характерных ее местах по азимуту. Упоры соединены с тросами, намотанными на барабаны лебедок, расположенных на опорной ферме вне тепловой изоляции. С помощью лебедок можно и поднимать гирлянды до опирания упоров в опорную ферму и корпус, что позволяет фиксировать контейнеры с изотопами элементов в определенных местах по азимуту и высоте активной зоны, легко опускать облучение гирлянды в транспортные контейнеры. Использование данной системы повышает объективность контроля потока нейтронов на корпус реактора и расширяет объем информации о потоке нейтронов, что позволяет повысить безопасность АЭС. 2 з.п.ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к системам для измерения потока нейтронов.

Известно техническое решение [1] в котором по периферии активной зоны на внешней поверхности шахты в специальных каналах подвешены гирлянды контейнеров с изотопами элементов, по активации которых судят о потоке нейтронов на корпус реактора. Недостатком указанного технического решения является то, что поток нейтронов у шахты на порядок больше потока нейтронов на корпус реактора, и по активации изотопов за год невозможно судить о потоке нейтронов на корпус реактора за десять лет, т.к. неизвестен заранее режим работы реактора.

Кроме того, известно техническое решение [2] в котором на внутренней поверхности корпуса реактора напротив середины активной зоны по периферии активной зоны приварены короба, внутри которых установлены контейнеры с изотопами элементов. Недостатком указанного технического решения является то, что короба делают невозможным проведение контроля металла корпуса реактора изнутри ультразвуком визуально и вихретоковым методом в местах их приварки, что понижает эффективность контроля корпуса реактора. Еще одним недостатком является то, что из-за ограниченного числа коробов невозможно измерять поток нейтронов по высоте и азимуту.

Кроме того, наличие коробов в потоке теплоносителя ухудшает гидродинамику потока теплоносителя и может привести к отрыву коробов, что имело уже место на ряде реакторов, когда поток теплоносителя при обтекании тонкостенных конструкций внутри реакторов отрывал тонкостенные конструкции (тепловые экраны на реакторах типа ВВЭР, направляющий аппарат на быстром реакторе Энрико Ферми в США). Кроме того, наличие приварных узлов в потоке теплоносителя приводит к возникновению концентрации напряжений в местах приварки, а это, в свою очередь, к возникновению трещин в этих местах, что может привести к хрупкому разрушению корпуса реактора, т.е. понижается надежность корпуса реактора.

Техническим результатом настоящего изобретения является повышение объективности контроля потока нейтронов, расширение объема информации о потоке нейтронов и повышение надежности реактора и безопасности АЭС.

Указанный технический результат достигается тем, что в изобретении гирлянды контейнеров расположены в кольцевом зазоре у корпуса реактора и соединены с упорами, упертыми в зазоре на корпус реактора и опорную ферму и соединенными с тросами лебедок, установленными вне тепловой изоляции выше опорной фермы.

В настоящем изобретении корпус реактора свободен от постоянно закрепленных конструкций, препятствующих проведению ультразвукового, визуального (телевизионного) и вихретокового контроля металла корпуса реактора. Количество контейнеров с изотопами элементов может быть увеличено как по азимуту, так и по высоте, т.е. можно получить более подробную информацию о потоке нейтронов на корпус реактора.

Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показан продольный разрез системы мониторирования нейтронного потока на корпус реактора, на фиг.2 - поперечный разрез А-А на фиг.1; на фиг.3 разрез Б-Б, фиг.2; на фиг.4 - разрез контейнера с изотопами элементов (узел I фиг.1), на фиг.5 вариант узла II фиг.1.

Система мониторирования нейтронного потока на корпус реактора включает в себя корпус реактора 1, установленный на опорную ферму 2 внутри тепловой изоляции 3, образующей с корпусом реактора 1 кольцевой зазор 4. Внутри корпуса реактора 1 установлена шахта 5 с активной зоной 6. Между корпусом реактора 1 и опорной фермой 2 выполнен зазор 7. Внутри кольцевого зазора 4 расположены по периферии активной зоны 6 гирлянды 8 контейнеров 9 с изотопами элементов 10. Каждая гирлянда соединена со своим упором 11, соединенным с тросом 12, намотанным на барабане лебедки 13, установленной вне тепловой изоляции 3 выше опорной фермы 2. Трос 12 проходит через тепловую изоляцию 3 по трубе 14 к упору 11. К нижней части гирлянды 8 подсоединен отвес-фиксатор 15, который в одном варианте касается поверхности корпуса реактора 1 (фиг. 5).

Система мониторирования нейтронного потока на корпус реактора работает следующим образом.

При остановленном и расхоложенном реакторе разматывают трос 12 на лебедке 13, который под весом упора 11 опускается вниз в кольцевом зазоре 4 ниже. К опущенному упору 11 подсоединяют гирлянду 8 и лебедкой 13 поднимают до опирания упора 11 на корпус 1 и опорную ферму 2.

Такую операцию проводят с необходимым числом гирлянд, определяемым программой мониторинга и общим количеством лебедок 13.

После отработки реактором определенного времени, остановки и расхолаживания с помощью лебедок 13 гирлянды 8 опускают в имеющийся на АЭС штатный защитный контейнер и транспортируют в горячую камеру АЭС или специализированную организацию для измерения активации изотопов элементов 10. И цикл повторяется. Отвес-фиксатор 15 служит для уменьшения раскачивания гирлянды 8 из-за вибрации корпуса реактора 1.

В варианте касания отвеса-фиксатора 15 корпуса реактора амплитуда колебания конца гирлянды дополнительно уменьшается, т.к. касание играет роль демпфера.

Формула изобретения

1. Система мониторирования нейтронного потока на корпус реактора посредством измерения активации изотопов элементов, располагаемых напротив активной зоны, включающая в себя корпус реактора с расположенной в нем шахтой с активной зоной, установленный с зазором на опорную форму внутри тепловой изоляции, образующей с корпусом реактора кольцевой зазор, расположенные по периферии активной зоны гирлянды контейнеров с изотопами элементов, отличающаяся тем, что гирлянды расположены в кольцевом зазоре у корпуса реактора и соединены с упорами, упертыми в зазоре на корпус реактора и опорную ферму и соединенными с тросами лебедок, установленными вне тепловой изоляции выше опорной фермы.

2. Система по п. 1, отличающаяся тем, что к низу гирлянд подсоединены отвесы-фиксаторы.

3. Система по п. 2, отличающаяся тем, что отвесы-фиксаторы соприкасаются с корпусом реактора.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным энергодвигательным установкам (ЯЭДУ) и может быть использовано, например, в двухрежимных ядерных установках, создаваемых на базе ядерного ракетного двигателя (ЯРД) с различными системами преобразования тепловой энергии в электрическую

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при создании ядерных реакторов бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при создании ядерных реакторов бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения

Изобретение относится к атомной энергетике, в особенности к конструкции реакторов на тепловых и промежуточных нейтронах, охлаждаемых, например, водой, паром и т.п

Изобретение относится к атомной энергетике и касается атомных энергетических станций (АЭС) любого типа (электростанций, теплоцентралей, теплоэлектроцентралей), размещаемых в полостях прибрежных гор (холмов)

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при эксплуатации водоохлаждаемых ядерных реакторов, в которых применяются выгорающие поглотители, в особенности в легководяных реакторах корпусного типа

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано, например, в теплофикационных ядерных энергетических установках (ЯЭУ)

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к контролю состояния ядерного реактора с водяным теплоносителем и замедлителем при пуске

Изобретение относится к энергетике, а конкретно к конструкциям крепления на крышке ядерного реактора приборов внутриреакторного контроля

Изобретение относится к технической физике, а именно к контролю температуры замедлителя ядерных реакторов и критических сборок

Изобретение относится к исследованиям тепловых режимов активных зон ядерных реакторов
Наверх