Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора

Изобретение относится к технологии мониторинга и проверки. Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора содержит герметичный корпус с фланцем и герметичную проходку, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и термоэлектрические преобразователи кабельного типа, снабженные кабелями, а также элементы крепления детекторов. Корпус состоит из звеньев и выполнен в виде продолговатой наборной трубы, один конец которой заглушен и на внешней части которой предусмотрена резьба для установки коллиматора и/или защитного экрана. С другой стороны вкручен плоский фланец, на котором установлены рым-болты. Сверху на фланец через прокладку установлена крышка, в которой предусмотрены отверстия для прохода проводов от термопреобразователя и блока детектирования гамма-излучения, установленных в направляющие, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы и связанные с ней посредством сварного соединения. Изобретение позволяет повысить эффективность использования известных устройств за счет возможности размещения устройства в инспекционных каналах различной геометрии и кривизны. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к технологии мониторинга и проверки и может быть использовано для измерения интенсивности излучения и температуры внутри выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора и/или созданного на его месте пункта консервации, размещения или захоронения радиоактивных отходов.

Известна подвеска детекторов нейтронов [RU 2186430, МПК G21C 17/108, G21C 17/00, опубл. 27.07.2002], выбранная в качестве аналога. Указанное устройство состоит из детекторов нейтронов, расположенных на разной высоте, и линии связи с высокочастотным разъемом на конце. Дополнительно подвеска содержит стопорное кольцо. Между измерительной частью подвески и линией связи с высокочастотным разъемом на конце введены соединительная муфта и дополнительный высокочастотный разъем. При этом высокочастотный разъем соединяет выход детекторов нейтронов с линией связи.

Недостатки этого устройства:

- ограниченность в использовании, вызванная возможностью контроля только одного выделенного параметра (потока нейтронов);

- низкая эффективность устройства, вызванная необходимостью проведения дополнительных операций по монтажу и подключению устройства при размещении в гильзе;

- необходимость использования набора гильз, размещаемых в месте измерения и в дальнейшем не удаляемых. Это уменьшает функциональные возможности устройства.

Известен датчик для контроля энерговыделения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора [RU 2190888, МПК G21C 17/00, G21C 17/10, опубл. 10.10.2002], выбранный в качестве аналога. Указанное устройство содержит протяженный детектор ионизирующих излучений и линию связи его с выводами разъема для подключения к вторичной аппаратуре. При этом датчик дополнен, по меньшей мере, двумя размещаемыми вне активной зоны и взаимно смещенными по его оси локальными детекторами ионизирующих излучений и линиями связи этих детекторов с другими выводами разъема.

Указанное устройство имеет недостатки:

- необходимость использования дополнительных детекторов, расположенных вне активной зоны по всей длине датчика, что приводит к усложнению его конструкции;

- ограниченность в использовании, вызванная возможностью контроля только одного выделенного параметра;

- сложность в синхронизации работы детектора, расположенного внутри датчика, и детекторов, размещенных вне активной зоны.

Известна сборка детекторов системы внутриреакторного контроля [RU 2140105, МПК G21C 17/00, G01T 3/00, H01J 49/00, опубл. 20.10.1999], выбранная в качестве прототипа. Указанное устройство включает в себя герметичный корпус, заполненный инертным газом, с фланцем и герметичной проходкой, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и термоэлектрические преобразователи кабельного типа. Указанные детекторы нейтронов прямого заряда снабжены кабелями. При этом все кабели пропущены через проходку. В проходку дополнительно введены элементы крепления детекторов, включающие плиту, продолговатую трубку и фиксаторы, содержащие припой. Трубка, через которую проходят кабели детекторов, расположена между проходкой и плитой и присоединена к ним.

Известное устройство имеет следующие недостатки:

- использование инертных газов, находящихся в герметичном корпусе, приводит к накоплению долгоживущих радионуклидов, являющихся источниками гамма-излучения и вторичных нейтронов. Это снижает точность измерения величины плотности потока ионизирующего излучения;

- использование дополнительных элементов крепления детекторов усложняет конструкцию сборки, увеличивает ее массу и габариты. Это уменьшает ее функциональные возможности и создает сложности контроля состояния канальных реакторов (включая остановленные и/или выведенные из эксплуатации).

Техническим результатом изобретения является повышение эффективности использования известных устройств и расширение их функциональных возможностей.

Для достижения указанного технического результата может быть использована сборка детекторов системы внутриреакторного контроля, которая состоит из герметичного корпуса с фланцем и герметичной проходки, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и термоэлектрические преобразователи кабельного типа, снабженные кабелями, а также из элементов крепления детекторов, включающих плиту, продолговатую трубку и фиксаторы, содержащие припой. Согласно предлагаемому изобретению устройство состоит из продолговатой наборной трубы, состоящей из звеньев, один конец которой заглушен, а с другой стороны вкручен плоский фланец. На плоском фланце установлены рым-болты, а сверху на него через прокладку установлена крышка, которая закреплена при помощи болтов. В крышке предусмотрены отверстия для прохода проводов от термопреобразователя и блока детектирования гамма-излучения. При этом блок детектирования гамма-излучения и термопреобразователь установлены в направляющие, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы и связанные с ней посредством сварного соединения. На внешней части продолговатой наборной трубы предусмотрена резьба для установки коллиматора и/или защитного экрана, выполненного в виде втулки.

Указанный технический результат достигается за счет того, что для радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора и переведенного в пункт консервации, размещения или захоронения радиоактивных отходов используют продолговатую наборную трубу, состоящую из звеньев, которую помещают в специально установленные инспекционные (контрольные) каналы. Длину продолговатой наборной трубы регулируют путем изменения количества звеньев, а кривизну инспекционных (контрольных) каналов компенсируют путем замены как минимум одного звена гофрированной гибкой трубой. Транспортировку и перемещение продолговатой наборной трубы осуществляют путем ее крепления за рым-болты, установленные на фланце, штатным грузоподъемным механизмом или передвижным краном. Измерение температуры внутри выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора проводят с помощью термопреобразователя, установленного в направляющие. Это обеспечивает возможность его замены при длительной эксплуатации вследствие радиационного повреждения. Радиационный контроль выполняют с помощью блока детектирования гамма-излучения, который также установлен в направляющие для его замены при повреждении на идентичный блок или блок детектирования нейтронов. Уменьшение радиационного фона обеспечивают при помощи защитного экрана, выполненного в виде втулки, который фиксируют на внешней части продолговатой наборной трубы посредством резьбового соединения. Измерение радиационного фона в выделенной области обеспечивают путем установки коллиматора на внешнюю часть продолговатой наборной трубы.

На фиг. 1 показан внешний вид устройства радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора.

На фиг. 2 приведен внешний вид устройства радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора с защитным экраном.

На фиг. 3 показан внешний вид устройства радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора с коллиматором.

Предлагаемое устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора состоит из продолговатой наборной трубы 1, состоящей из звеньев, соединенных посредством резьбового соединения, один конец которой заглушен массивным наконечником 2, а с другой стороны вкручен плоский фланец 3 (фиг. 1). В плоском фланце 3 предусмотрены отверстия для крепления посредством болтовых соединений дополнительных приспособлений, например, для центровочного устройства в инспекционном (контрольном) канале. При этом на плоском фланце 3 установлены рым-болты 4 для транспортировки и перемещения продолговатой наборной трубы 1, а сверху через прокладку установлена крышка с отверстиями 5 для прохода проводов 6, которая закреплена при помощи болтов. Блок детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователь 8 соединены с преобразователем и анализатором сигнала (на фиг. 1, 2, 3 не показаны) с помощью проводов 6.

Блок детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователь 8 установлены в направляющие 9, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы 1 и связанные с ней посредством сварного соединения, а также зафиксированы в пазах массивного наконечника 2. При этом массивный наконечник 2 вставлен в пазы продолговатой наборной трубы 1.

На внешней части продолговатой наборной трубы 1 в области расположения блока детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователя 8 предусмотрена резьба. В указанной области продолговатой наборной трубы 1 посредством резьбового соединения закреплен защитный экран 10, способный ослаблять интенсивность гамма-излучения (фиг. 2) или коллиматор 11, в котором предусмотрено входное отверстие 12 (фиг. 3).

Устройство работает следующим образом.

После выбора области радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора и переведенного в пункт консервации, размещения или захоронения радиоактивных отходов выбирается продолговатая наборная труба 1, состоящая из звеньев, соединенных посредством резьбового соединения. Длина продолговатой наборной трубы 1 регулируется путем изменения количества и длины звеньев, при этом возможна замена некоторых звеньев на гофрированные гибкие трубы. Устройство перемещается к месту измерений в инспекционные (контрольные) каналы путем крепления за рым-болты 4, установленные на фланце 3, штатным грузоподъемным механизмом или передвижным краном. В случае необходимости измерения параметров в выделенной области используется коллиматор 11 (фиг. 3), который соединяется с нижней частью продолговатой наборной трубы 1 посредством резьбового соединения.

Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора опускается на необходимую глубину инспекционного (контрольного) канала, где проводится измерение радиационного фона (мощности эквивалентной дозы гамма-излучения) и температуры с помощью блока детектирования гамма-излучения 7 (например, БДРС-07П) и термопреобразователя 8 (например, ТСМУ-055), которые установлены в направляющие 9. Возможно измерение радиационных и температурных полей путем непрерывного поднятия и опускания продолговатой наборной трубы 1. Аналоговые сигналы, фиксируемые блоком детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователем 8, посредством проводов 6 передаются на преобразователь (например, БСПП-1тп) и анализатор.

При повышенном уровне фонового гамма-излучения продолговатая наборная труба 1, содержащая блок детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователь 8, извлекается из инспекционного (контрольного) канала. На внешнюю часть продолговатой наборной трубы 1 устанавливается защитный экран 10, способный ослаблять интенсивность гамма-излучения (фиг. 2), и последовательность операций повторяется заново.

В случае выхода из строя блока детектирования гамма-излучения 7 и/или термопреобразователя 8 наконечник 2 извлекается из пазов продолговатой наборной трубы 1. Блок детектирования гамма-излучения 7 и/или термопреобразователь 8 вынимаются из направляющих 9 и заменяются на новые. Наконечник 2 устанавливается обратно в пазы продолговатой наборной трубы 1. При этом, в случае необходимости, блок детектирования гамма-излучения 7 может быть заменен на блок детектирования другого излучения (например, нейтронного).

Таким образом, предлагаемая конструкция устройства позволяет увеличить эффективность известных устройств за счет использования заменяемого блока детектирования и термопреобразователя, которые позволяют одновременно контролировать несколько параметров, как в выделенной области, так и во всей области в целом при различной интенсивности излучения. Функциональные возможности расширяются за счет использования системы звеньев различного размера, включая гибкие звенья, что делает возможным размещение устройства в инспекционных (контрольных) каналах различной геометрии и кривизны.

1. Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора, содержащее герметичный корпус с фланцем и герметичную проходку, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и термоэлектрические преобразователи кабельного типа, снабженные кабелями, а также элементы крепления детекторов, включая плиту, продолговатую трубку и фиксаторы, содержащие припой, отличающееся тем, что корпус состоит из звеньев и выполнен в виде продолговатой наборной трубы, один конец которой заглушен и на внешней части которой предусмотрена резьба для установки коллиматора и/или защитного экрана, а с другой стороны вкручен плоский фланец, на котором установлены рым-болты, а сверху на него через прокладку установлена крышка, которая закреплена при помощи болтов и в которой предусмотрены отверстия для прохода проводов от термопреобразователя и блока детектирования гамма-излучения, установленных в направляющие, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы и связанные с ней посредством сварного соединения.

2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что в качестве промежуточных звеньев продолговатой наборной трубы используется гофрированная гибкая труба.

3. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что на внешнюю часть продолговатой наборной трубы в области размещения блока детектирования гамма-излучения и термопреобразователя посредством резьбового соединения установлен коллиматор или защитный экран, выполненный в виде втулки.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области атомной энергетики. Система контроля течи теплообменника пассивного отвода тепла влажностным методом содержит устройство отбора и транспортировки воздуха, выполненное в виде патрубка с диафрагмой.

Изобретение относится к атомной технике. Система ультразвукового контроля надзонного пространства ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем включает отражатель ультразвука и сканирующий ультразвуковой механизм с приводами, включающий несущую штангу с герметичными ультразвуковыми преобразователями акустическая ось которых совпадает с одной из горизонтальных плоскостей, пересекающей заполненное жидкометаллическим теплоносителем пространство - контролируемый зазор между нижними отметками расцепленных органов СУЗ и верхними отметками головок ТВС.

Изобретение относится к области аналитической радиохимии и предназначено для контроля радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и АЭС.

Устройство для обнаружения поверхностных дефектов цилиндрических объектов относится к контрольно-измерительной технике и может быть использовано в производстве ядерного топлива, в частности для обнаружения дефектов внешнего вида на боковой поверхности топливных таблеток.

Изобретение относится к способам и устройствам контроля периода, мощности и реактивностью ядерного реактора. Способ контроля мощности, реактивности и периода ядерного реактора заключается в том, что используют один показывающий прибор, причем по оси абсцисс размещают шкалу в единицах мощности, по оси ординат размещают шкалу в секундах и шкалу в обратных секундах в диапазоне значений слагаемых приведенного к трехчленной форме уравнения кинетики ядерного реактора для контролируемых величин в форме r(t)=α(t)+Iзн(t)/n(t) или r(t)=v(t)/n(t)+Iзн(t)/n(t), где r(t)=ρ(t)/Λ - реактивность в Λ-шкале, ρ - абсолютная реактивность, Λ - время генерации мгновенных нейтронов, t - время, α(t)=v(t)/n(t) - обратный период, v - скорость изменения мощности, n - мощность ядерного реактора, Iзн - интеграл запаздывающих нейтронов, на показывающий прибор выводят график х(n) слагаемого уравнения кинетики и на поле графика накладывают палетку, выполненную в виде сети линий, пересекающих поле графика прямых х(n)=а+b*n, где b есть уставка на относительную скорость изменения выведенной на график величины х: dx/dn≤b.

Изобретение относится к ядерной энергетике. Установка для контроля характеристик виброуплотненных тепловыделяющих элементов (твэлов) содержит расположенные в ряд блок детектирования гамма-излучения, держатели верхней и нижней заглушки твэла, установленные с противоположных сторон вдоль оси перемещения твэла, источник гамма-излучения, механизм перемещения твэла и блок управления, связанный с блоком детектирования и механизмом перемещения твэла.

Изобретение относится к способу обучения определению области радиационной аварийной ситуации на основе смоделированной аварии. Технический результат – обеспечение способа обучения определению области радиационной аварии аналогично реальной радиационной аварийной ситуации.

Группа изобретений относится к области техники изготовления фильтрующего элемента ядерного класса. Испытательный стенд для оценки характеристики фильтрующего элемента ядерного класса по методу флуоресцеина-натрия включает в себя: приточный фильтр, генератор флуоресцеина-натрия, наливной штуцер флуоресцеина-натрия, манометр до фильтра, пробоотборник до фильтра, отверстие пробоотбора до фильтра, бокс для установки фильтрующего элемента, манометр после фильтра, обратный наливной штуцер после фильтра, пробоотборник после фильтра, отверстие пробоотбора после фильтра, регулирующий клапан количества воздуха, вентилятор.

Изобретение относится к управляющим системам безопасности или к системам управления технологическими процессами (АСУ ТП). Техническим результатом заявленного изобретения является повышение надежности порогового блока управления и безопасности контролируемого технологического объекта.

Изобретение относится к области измерительной техники и может быть использовано для обнаружения дефектов на начальном этапе эксплуатации в высокотемпературных устройствах высокого давления, используемых в химических установках, таких как высокотемпературные системы и резервуары высокого давления.

Изобретение относится к технологии мониторинга и проверки. Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора содержит герметичный корпус с фланцем и герметичную проходку, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и термоэлектрические преобразователи кабельного типа, снабженные кабелями, а также элементы крепления детекторов. Корпус состоит из звеньев и выполнен в виде продолговатой наборной трубы, один конец которой заглушен и на внешней части которой предусмотрена резьба для установки коллиматора иили защитного экрана. С другой стороны вкручен плоский фланец, на котором установлены рым-болты. Сверху на фланец через прокладку установлена крышка, в которой предусмотрены отверстия для прохода проводов от термопреобразователя и блока детектирования гамма-излучения, установленных в направляющие, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы и связанные с ней посредством сварного соединения. Изобретение позволяет повысить эффективность использования известных устройств за счет возможности размещения устройства в инспекционных каналах различной геометрии и кривизны. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Наверх