Устройство для исследования радиационной ползучести ядерного топлива энергетических реакторов
Предлагаемая полезная модель относится к области ядерной энергетики и может быть использована для исследования физико-механических свойств изделий, выполненных в виде втулок из ядерного топлива энергетических установок. Техническим результатом, достигаемым предлагаемой полезной моделью, является расширение области применения устройства, его конструктивное упрощение и повышение точности производимых измерений.
Для достижения технического результата устройство для исследования радиационной ползучести ядерного топлива энергетических реакторов содержит пневматическое нагружающее устройство, включающее рабочий сильфон и нагружающий пуансон, герметичный цилиндрический корпус из нержавеющей стали, содержащий во внутренней полости молибденовый стакан с размещенными внутри образцами, термопару и систему регистрации деформации, состоящую из цилиндрического измерительного штока, соединенного с индуктивным датчиком перемещений, причем пневматическое нагружающее устройство соединено с герметичным цилиндрическим корпусом через резьбовое соединений для возможности проведения градуировки пневматического нагружающего устройства и тестирования на образцах имитаторах и сваркой по стыку для герметизации устройства, при этом цилиндрический измерительный шток изготовлен из сплава циркония, а на внешней поверхности герметичного цилиндрического корпуса в зоне размещения образцов расположена цилиндрическая теплопроводная вставка для обеспечения равномерного распределения температуры на поверхности образцов. 1 с.п. ф-лы, 2 ил.
Предлагаемая полезная модель относится к области ядерной энергетики и может быть использована для исследования физико-механических свойств изделий, выполненных в виде втулок из ядерного топлива энергетических установок.
Из предшествующего уровня техники известны устройства для исследования радиационной ползучести и размерной стабильности топлива энергетических реакторов установка ПОСТ [Ашрапов Т.Б., Глинский А.С., Малыгин В.Б. и др. Комплекс экспериментальных средств для исследования механических свойств ядерного топлива в высокопоточных реакторах. // Экспериментальное обеспечение реакторных исследований материалов. М.: Энергоатомиздат, 1990, с.49] и разработанной на его базе установки ПОСТ-УРАЛ-М, которые представляют собой внеканальные сборки, устанавливаемые на место кассеты отражателя или на место топливной сборки [Малыгин В.Б., Соколов А.Н. Комплекс экспериментальных средств для исследования радиационной ползучести и размерной стабильности топлива энергетических реакторов. // Инженерная физика, 
4, 2004, с.27-29].
Конструктивно устройство ПОСТ-УРАЛ-М для исследования радиационной ползучести и размерной стабильности топлива энергетических реакторов наиболее близко к предлагаемой полезной модели и принято за прототип.
Устройство состоит из пневматического нагружающего устройства, соединенного с фланцем герметичной рабочей полости посредством сварки, устройства для передачи и регистрации деформации образца и системы технологических коммуникаций. Образец размещен в рабочей полости внутри обоймы из молибдена, образующей вместе с удлинительной трубой и сильфоном герметичную камеру. Нагружающее устройство состоит из герметичного корпуса, нагружающего сильфона, нагружающего штока и трубки для подачи давления. Преобразователь перемещения установлен в держателе и вынесен за пределы активной зоны реактора. Деформация от образца передается преобразователю удлинительным штоком. На нижнем конце удлинительный шток представляет собой молибденовую трубку, проходящую к торцу нагружающего пуансона через центральное отверстие в образце. Термопара для измерения температуры проходит внутри этой трубки. Ее горячий спай установлен на уровне середины образца.
Основным недостатком представленной конструкции является трудность сборки, поскольку рабочая камера с образцами и нагружающее устройство представляют собой единую сборочную единицу. Это исключает возможность градуировки нагружающего устройства в сборе по усилию (давление-сила) и тестирование установки на образцах имитаторах перед загрузкой. Так же к недостаткам следует отнести плохую компенсацию температурных расширений корпуса устройства и измерительного штока, что снижает точность системы регистрации деформации. Еще одним из недостатков явилось то, что данное устройство не предназначено для проведения испытаний в каналах исследовательских реакторов, что в свою очередь снижает эксплуатационную сферу области его применения.
Задачей, на решение которой направлена предлагаемая полезная модель, является разработка и создание устройства для исследования радиационной ползучести ядерного топлива энергетических реакторов, исключающего недостатки прототипа.
Техническим результатом, достигаемым предлагаемой полезной моделью, является расширение области применения устройства, его конструктивное упрощение и повышение точности производимых измерений.
Для решения поставленной задачи устройство для исследования радиационной ползучести ядерного топлива энергетических реакторов содержит пневматическое нагружающее устройство, включающее рабочий сильфон и нагружающий пуансон, герметичный цилиндрический корпус из нержавеющей стали, содержащий во внутренней полости молибденовый стакан с размещенными внутри образцами, термопару и систему регистрации деформации, состоящую из цилиндрического измерительного штока, соединенного с индуктивным датчиком перемещений, причем пневматическое нагружающее устройство соединено с герметичным цилиндрическим корпусом через резьбовое соединений для возможности проведения градуировки пневматического нагружающего устройства и тестирования на образцах имитаторах и сваркой по стыку для герметизации устройства, при этом цилиндрический измерительный шток изготовлен из сплава циркония, а на внешней поверхности герметичного цилиндрического корпуса в зоне размещения образцов расположена цилиндрическая теплопроводная вставка для обеспечения равномерного распределения температуры на поверхности образцов.
Опыт эксплуатации прототипа показал, что чувствительность системы измерения деформации с удлинительным штоком из стали к изменению температуры составляет примерно 0,3 мкм/град.
В предлагаемой конструкции планируется использовать измерительный шток из сплава циркония, что за счет меньшего коэффициента термического расширения приведет к снижению температурной чувствительности системы деформации в два раза.
На фиг.1 представлен общий вид предлагаемого устройства.
На фиг.2 представлена зона расположения образцов предлагаемого устройства.
Предлагаемое устройство для исследования радиационной ползучести ядерного топлива энергетических реакторов состоит из герметичного цилиндрического корпуса 1 из нержавеющей стали, теплопроводной вставки 2, размещенной на корпусе модели в области рабочего участка, и пневматического нагружающего устройства, состоящего из корпуса 3, сильфона 4 и нагружающего пуансона 5, присоединенного к корпусу модели посредством резьбового соединения с дальнейшей сваркой по стыку. К пневматическому нагружающему устройству приварены трубка 6 для подачи давления в рабочую полость нагружающего устройства и трубка 7, обеспечивающая возможность создания в рабочей полости с образцами необходимой газовой среды. На концах трубок приварены переходники 8 из нержавеющей стали для присоединения к системе, обеспечивающей подачу газа к устройству. Система регистрации деформации образцов состоит из индуктивного датчика линейных перемещений ПИРТ 9 и измерительного штока 10. Индуктивный датчик 9 размещен в полости корпуса 1. Он упирается в пружину 11 и поджимается прижимной гайкой 12, что дает возможность регулировки положения датчика для обеспечения его работы в линейном диапазоне. Сердечник датчика 13 посредством латунного переходника 14 соединен с измерительным штоком 10 из сплава циркония, который проходит через центральное отверстие в образцах 15 и упирается в нагружающий пуансон 5. Образцы 15 представляют собой втулки из ядерного топлива. Они расположены в молибденовом стакане 16, находящемся в корпусе 1, и разделены молибденовыми пластинами 17. Для контроля температуры предусмотрена термопара 18, горячий спай которой размещен в центральном отверстии образцов.
Устройство для исследования радиационной ползучести ядерного топлива работает следующим образом.
Два образца 15 в виде втулок из ядерного топлива энергетических реакторов, разделенные молибденовой пластиной 17, размещают в молибденовом стакане 16, расположенном в корпусе модели 1, после чего к герметичному цилиндрическому корпусу присоединяют через резьбовое соединение пневматическую систему нагружения и приваривают по стыку для герметизации устройства. Всю конструкцию помещают в канал исследовательского реактора. Через трубку 7 создают необходимую газовую среду в полости расположения исследуемых образцов. Для присоединения облучательного устройства к коммуникационным выводам реактора используют переходники 8. Для выравнивания градиентов температур образцов используется теплопроводная вставка 2, расположенная на герметичном цилиндрическом корпусе устройства. Через трубку 6 подают давление в рабочую полость нагружающего устройства, образованную корпусом 6 и рабочим сильфоном 4, под действием которого рабочий сильфон 4 удлиняется и тем самым, перемещая нагружающий пуансон 5, создает усилие на образцах 15. Таким образом, при деформации образцов, измерительный шток 10, упирающийся в нагружающий пуансон 5 и соединенный через муфту 14 с сердечником 13 датчика 9, перемещается и взаимодействует с сердечником 13 датчика 9. Датчик 9 упирается в пружину 11 с одной стороны и поджимается гайкой 12 с другой стороны, что позволяет настраивать работу датчика 9 в линейном диапазоне. Сигнал с датчика 9 через измерительные коммуникации поступает в систему регистрации для последующей обработки данных и визуализации процесса.
Таким образом, предлагаемое устройство позволяет проводить исследования в канале реактора физико-механических свойств изделий из ядерного материала энергетических реакторов, повысить точность проводимых измерений, провести градуировку пневматического устройства и тестировать устройство на образцах имитаторах перед загрузкой в канал реактора.
Устройство для исследования радиационной ползучести ядерного топлива энергетических реакторов, содержащее пневматическое нагружающее устройство, включающее рабочий сильфон и нагружающий пуансон, герметичный цилиндрический корпус из нержавеющей стали, содержащий во внутренней полости молибденовый стакан с размещенными внутри образцами, термопару и систему регистрации деформации, состоящую из цилиндрического измерительного штока, соединенного с индуктивным датчиком перемещений, отличающееся тем, что пневматическое нагружающее устройство соединено с герметичным цилиндрическим корпусом через резьбовое соединений для возможности проведения градуировки пневматического нагружающего устройства и тестирования на образцах имитаторах и сваркой по стыку для герметизации устройства, при этом цилиндрический измерительный шток изготовлен из сплава циркония, а на внешней поверхности герметичного цилиндрического корпуса в зоне размещения образцов расположена цилиндрическая теплопроводная вставка для обеспечения равномерного распределения температуры на поверхности образцов.
