Контроль; проверка – G21C 17/00

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ). Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является увеличение максимальных значений F. В способе измерения нейтронной мощности ядерного реактора в абсолютных единицах F=V· , где V - значение мощности реактора в относительных единицах, - коэффициент пропорциональности, нейтронную мощность ядерного реактора в относительных единицах измеряют как среднюю скорость счета детектора нейтронов в стационарном критическом состоянии средствами измерения При этом коэффициент пропорциональности рассчитывают, используя значение автокорреляционной функции. В качестве средства измерения числа нейтронов используют ионизационную камеру для определения флуктуации числа нейтронов. Измеряют отдельно среднее значение тока ионизационной камеры и флуктуирующую составляющую тока ионизационной камеры непрерывно во времени с интервалом дискретности, рассчитывают автокорреляционную функцию флуктуирующего тока ионизационной камеры, после чего рассчитывают коэффициент пропорциональности. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов экспериментальным моделированием тепловых и гидродинамических процессов при различных режимах работы реактора, в том числе аварийных. Имитатор твэла содержит оболочку, в которой размещен столб таблеток натурного топлива с центральным отверстием и расположенный с зазором в отверстиях таблеток электрический нагреватель, снабженный верхним и нижним токоподводами. Между таблетками установлены кольцевые центрирующие дистанционаторы из высокотемпературного электроизоляционного материала с тем же, что и у топливных таблеток внешним диаметром. Диаметр центрального отверстия дистанционаторов и расстояние между ними определяют из двух соотношений, учитывающих диаметры нагревателя, отверстий таблеток; коэффициенты линейного расширения материалов нагревателя, таблеток и дистанционаторов; температуру нагревателя; коэффициент, характеризующий способ заделки концов нагревателя. Предлагаемый имитатор позволяет обеспечить полноту моделирования процессов в тепловыделяющих элементах реакторов на имитаторах с теми же размерами, что и натурные твэлы, при использовании натурных топливных материалов и тех же, что и в реальных условиях испытаний твэлов, температур. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к ампульным облучательным устройствам для реакторных исследований свойств тепловыделяющих элементов (твэлов). Устройство содержит оболочку с герметизирующими торцевыми крышками, внутри которой расположена, по крайней мере, одна капсула с исследуемыми образцами, помещенными в негерметичную тонкостенную оболочку из тугоплавкого материала. Капсула соединена с газовыми магистралями, обеспечивающими возможность проточной вентиляции рабочей полости капсулы. На выходе каждой магистрали установлены заглушки для временной герметизации капсулы, выполненные в виде втулок с осевыми отверстиями, заполненными легкоплавким материалом. В одной из магистралей расположены термометрические датчики, при этом чувствительный элемент каждого датчика введен в рабочую полость капсулы. Технический результат - возможность измерять температуру исследуемых образцов в ходе эксперимента, проводить анализ ГПД, выделяющихся при ядерном распаде в процессе проведения эксперимента, простые с конструктивной и технологической точки зрения механизмы временной герметизации рабочей полости капсулы. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для проведения радиационных испытаний материалов при заданной температуре в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит корпус, в верхней внутренней части которого расположена кассета с образцами материалов, а в нижней - кассета с твэлами, причем кассета с твэлами закреплена в корпусе с возможностью продольного перемещения. Технический результат - возможность регулировать и поддерживать температуру образцов. 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области теплофизических исследований и может быть использовано при изучении поведения тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. Имитатор твэла содержит оболочку, в которой размещен столб таблеток натурного топлива с центральным отверстием, и расположенный с зазором в отверстиях таблеток электрический нагреватель. Нагреватель выполнен в виде трубки из тугоплавкого материала, на наружной поверхности которой сформирован переменный по длине нагревателя микрорельеф, обеспечивающий оптически переменные свойства по длине поверхности, соответствующие моделируемому профилю температуры. Снаружи с зазором коаксиально оболочке установлена экранирующая труба из тугоплавкого материала, на внутренней и внешней поверхностях которой также сформирован переменный микрорельеф, обеспечивающий оптически переменные свойства по длине нагревателя. Технический результат - повышение точности моделирования теплового состояния исследуемых тепловыделяющих элементов за счет получения таких же, как и в натурных условиях, уровней температуры, тепловых потоков и профилей температуры. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к устройству онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов. Устройство содержит детектор быстрых и эпитермических нейтронов, который в основном обнаруживает быстрые и эпитермические нейтроны, детектор тепловых нейтронов, который в основном обнаруживает тепловые нейтроны; первую схему обработки сигнала, поступившего от детектора быстрых нейтронов; вторую схему обработки сигнала, поступившего от детектора тепловых нейтронов; средства, выполненные с возможностью определения изменяющейся чувствительности к быстрым и к тепловым нейтронам каждого из детекторов нейтронов и вычислительное устройство, которое вычисляет поток быстрых и эпитермических нейтронов на основании указанных изменяющихся чувствительностей и сигналов, выдаваемых первой и второй схемами обработки.Техническим результатом является обеспечении возможности выделения в сигнале, производимом пороговой камерой деления, части, связанной с быстрыми нейтронами, которая является искомой величиной, и части, связанной с тепловыми нейтронами.19 з. п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к облучательным устройствам и тепловыделяющим сборкам для реакторных испытаний топливных образцов, а также модельных твэлов в исследовательском реакторе, и может быть использовано при разработке и обосновании конструкций твэла для энергетических реакторов. Устройство содержит газовый тракт и газозаполненную капсулу, включающую оболочку, герметично соединенную с торцевыми элементами. В капсуле с радиальным зазором размещен топливный образец в виде столба таблеток в негерметичной тонкостенной оболочке из высокопластичного жаростойкого материала, а также термометрические датчики и компенсационный объем. Один из датчиков размещен в торцевой топливной таблетке, а другой - с противоположной стороны топливного образца за пределами активной зоны. Зазор между тонкостенной оболочкой и топливным образцом составляет не более разности значений их радиальных термических расширений, а зазор между оболочками капсулы и топливного образца выбран в диапазоне возможных значений радиального зазора между оболочкой и топливным сердечником штатного твэла. Данная конструкция ампульного облучательного устройства позволяет исследовать скорость свободного распухания и кинетику выхода газообразных продуктов деления из топлива с возможностью определения его температуры и температурной зависимости исследуемых процессов при характерных для быстрого реактора высоких плотностях энерговыделения. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к средствам контроля ядерных энергетических установок. Прибор (100) включает модуль (110) датчика, соединенный с рабочими фланцами (104, 106). Модуль (110) датчика включает в себя опорный трубопровод (120) с резьбами (122) опорного трубопровода. Электронная схема (126) соединяется с соединителем (128), который включает в себя ключ (133), который выравнивается с контактами схемы возбуждения соединителя (128). Экран (134) для защиты от теплового и ядерного излучения содержит электронную схему (126) и кольцо (136) противоударной защиты. Соединитель (128) крепится внутри кольца противоударной защиты. Экран (134) для защиты от теплового и ядерного излучения имеет резьбы (237) для выравнивания вращением ключа (133) относительно рабочего фланца. Технический результат - упрощение монтажа прибора в установке. 16 з.п. ф-лы, 18 ил.

Изобретение относится к технике эксплуатации уран-графитового ядерного реактора и может быть использовано при неразрушающем контроле состояния технологических каналов и графитовой кладки активной зоны реактора типа РБМК. В графитовой кладке создают электрический ток, регистрируют создаваемое им магнитное поле во внутренних полостях канальных труб технологического канала и по совокупности измерений судят о техническом состоянии графитовой кладки. Электрический ток в графитовой кладке создают с помощью источника, включенного в электрическую цепь, частью которой является графитовая кладка. Электрическая цепь содержит источник, соединенный через электроды с внутренней поверхностью труб технологических каналов, верхнюю и нижнюю плиты, а также включенные между ними трубы, электрически соединенные с блоками окружающей их графитовой кладки. При искривлении графитовых колонн они электрически замыкаются, а возникающие при этом токи утечки регистрируются по создаваемому ими магнитному полю. Техническим результатом изобретения является обеспечение возможности экспресс контроля для выявления искривленных графитовых колонн и обнаружения в них опасных трещин не только без извлечения из графитовой кладки технологического канала, но и при минимальном объеме выгрузки топлива из технологических каналов. 6 з.п. ф-лы, 15 ил.

Изобретение относится к способам диагностики активной зоны ядерного реактора. В способе тестирования подкритических физических свойств активной зоны используется ванадиевый самоприводной контрольно-измерительный прибор активной зоны в канальной сборке для измерения распределения мощности. Это позволяет убедиться в соответствии распределения расчетному. Сигналы, полученные от детекторных элементов активной зоны, суммируют, пока относительная погрешность не меньше заданного уровня. Затем измеренное распределение мощности сравнивается с расчетным распределением мощности для данного положения стержня или перепада температур. Если измеренное распределение мощности находится в пределах указанной погрешности к расчетному распределению мощности, то ожидается, что активная зона будет вести себя так, как предсказано. Технический результат - повышение безопасности процесса вывода реактора на рабочую мощность. 7 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения эффективности одного или групп стержней регулирования реакторных установок (РУ) в случаях, когда по условиям эксплуатации РУ необходимо обеспечить метрологическую аттестацию этих измерений в режимах доброса. Эффективность стержней регулирования определяется по изменениям реактивности РУ, которые происходят в результате их перемещения. Выводят РУ в стационарное, критическое состояние. Измеряют полное число нейтронов РУ n(t) как скорость счета детектора нейтронов во времени v(t) непрерывно, с интервалом дискретности t. Изменяют мощность РУ путем сброса исследуемых стержней регулирования. Вычисляют реактивность после сброса из уравнений баланса нейтронов по результатам измерений v(t), которые используют с поправкой посредством умножения значения скорости счета детектора v(t) на коэффициент k. Этот коэффициент больше или меньше 1, k - номер группы сброшенных стержней. Технический результат - повышение точности определения эффективности стержней регулирования за счет минимизации характерных методических погрешностей определений реактивности. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Группа изобретений относится к устройству и способу измерения и корректировки отклонения от параллельности в стержне для ядерного топлива, в частности, отклонения от параллельности на конце, снабженном верхней заглушкой. Устройство, расположенное на стойке (4), содержит место (31) с горизонтальной осью (X) для размещения вышеуказанного топливного стержня; средство (20) для измерения отклонения от параллельности и средство (22) для корректирования вышеуказанного отклонения. Устройство содержит средство (14) позиционирования устройства относительно топливного стержня, состоящее из двух параллельных опор, расположенных на расстоянии друга от друга, при этом каждая из них поддерживает конец вышеуказанного топливного стержня. Опоры выполнены в виде двух подковообразных частей (16.1. 16.2), внутренние концы которых предназначены для опирания на топливный стержень и отстоят друг от друга на заданном расстоянии так, чтобы обеспечить перекрывание опоры стойки, на которую опирается конец с верхней заглушкой топливного стержня, и которая имеет толщину, по существу, равную расстоянию между двумя подковообразными частями (16.1, 16.2). Также устройство содержит средство (32) для удерживания топливного стержня, выполненное с возможностью обеспечения вращения топливного стержня вокруг его продольной оси, которое расположено между средством (14) позиционирования и средствами измерения и корректирования. Средство (32) содержит нижний захват (34) и верхний захват (36), для захватывания топливного стержня, при этом нижний захват (34) образует базу для измерения отклонения от параллельности. Технический результат - обеспечение измерения отклонения от параллельности во время корректирования вышеуказанного отклонения. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 15 ил.

Изобретение относится к устройству измерения уровня заполнения в резервуаре для жидкости, в частности в напорном резервуаре ядерной технической установки, содержащему по меньшей мере один термоэлемент. Устройство содержит выполненный по типу кабеля с минеральной изоляцией термоэлемент (8), при этом термоэлемент (8) по меньшей мере частично расположен в выходящей из резервуара для жидкости напорной трубе (10). В устройстве предусмотрена спаянная на частичном участке с термоэлементом (8) трубчатая гильза (26), которая окружает термоэлемент (8), предусмотрено действующее в качестве барьера давления уплотнительное устройство (2). Уплотнительное устройство (2) имеет соединительный элемент (31) с окружающей трубчатую гильзу (26) и опирающейся на трубчатую гильзу (26) средней частью, а также выступающий по сторонам, охватывающий напорную трубу (10) соединительный участок (32) на стороне высокого давления. Расположенный на стороне высокого давления соединительный участок (32) соединен через свинчиваемое соединение (36) с напорной трубой (10), и напорная труба (10) за счет кольцевого зазора (42) расположена на расстоянии от трубчатой гильзы (26) и термоэлемента (8). Технический результат - обеспечение надежности указания уровня заполнения. 9 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области реакторного материаловедения и может быть применено для реакторных испытаний конструкционных материалов ядерных реакторов. Изготавливают образец из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, один из которых полностью или частично находится внутри другого, создают давление газа в полости между элементами, герметизируют, размещают в ядерном реакторе и облучают. Технический результат - повышение информативности и достоверности результатов изменения свойств реакторных материалов при облучении в реакторе при различных типах напряженно-деформированного состояния. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к металлургии и может быть использовано при изготовлении крупногабаритных обечаек корпусов реакторов типа ВВЭР-1000. Изготавливают цельнокованую заготовку длиной не менее длины обечайки с учетом технологических припусков. Толщина стенки заготовки превышает толщину стенки обечайки не менее чем в два раза. Со стороны внутренней поверхности заготовки из припуска по толщине отбирают пробы для механических испытаний. Отбор проб производят на расстоянии от торцов заготовки не менее ее толщины. Вырезают образцы проб для механических испытаний при расположении их продольных осей на расстоянии от внутренней поверхности заготовки не менее чем 1/3 T, и не более чем 1/2 Т, где Т - толщина заготовки. С внутренней стороны заготовки вырезают кольца для производственного контрольного сварного соединения. В результате обеспечивается повышение надежности и срока службы корпуса реактора за счет применения для изготовления его активной зоны цельнокованой заготовки, позволяющей вынести сварные швы за пределы зоны интенсивного облучения, оказывающего негативное влияние на механические свойства металла и его сопротивление хрупкому разрушению. 4 ил., 1 табл.

Заявленное изобретение относится к способу измерения доплеровского коэффициента реактивности в условиях работы ядерного реактора. Данные временного ряда по реактивности получают из данных временного ряда по нейтронному пучку методом обратной динамической характеристики в отношении одноточечного кинетического уравнения реактора. Данные временного ряда по температуре топлива, подвергнутые заранее определенному усреднению, получают с использованием данных временного ряда по выходной мощности реактора и заранее определенной динамической модели. Компонент вклада в обратную связь по реактивности определяют с использованием данных временного ряда по реактивности и введенной реактивности. Доплеровский коэффициент реактивности определяют с использованием полученных данных временного ряда по средней температуре замедлителя в реакторе, данных временного ряда по температуре топлива, подвергнутых заранее определенному усреднению, изотермического температурного коэффициента реактивности и компонента вклада в обратную связь по реактивности. Техническим результатом является повышение точности и простоты измерений доплеровского коэффициента и возможность его применения в случае использования дискретных данных. 7 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к работе и безопасности ядерных реакторов с водным теплоносителем, а именно к способу организации водно-химического режима водного теплоносителя энергетических установок. В водный теплоноситель вводят оксида цинка в виде агрегативно-устойчивого коллоидного раствора концентрацией менее 0,5 мг/дм³. Технический результат - снижение интенсивности коррозионного растрескивания трубопроводов контура циркуляции теплоносителя, уменьшение накопления радиоактивных отходов, минимизация потерь цинка при фильтрации теплоносителя.

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива и может быть использовано для расчетно-экспериментального определения и контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС. Технический результат - повышение ядерной безопасности бассейнов выдержки за счет повышения достоверности определения и постоянного контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов. Способ контроля безопасности бассейнов выдержки заключается в том, что расчетным путем выбирают область БВ с максимальными размножающими свойствами, проводят модельный и реальный импульсный эксперимент. Для этого помещают в данной области импульсный источник нейтронов (ИНГ) и детектор нейтронов, определяют поток нейтронов во времени после импульса ИНГ как число отсчетов детектора n (t), вычисляют постоянные спада. На основании сопоставления измеренного значения постоянной спада с ее рассчитанным предельным значением ^пр осуществляют контроль безопасности. При этом за постоянно контролируемую характеристику безопасности БВ принимают текущую величину эффективного коэффициента размножения, а в качестве характеристики размножающих свойств берут эффективную плотность источников нейтронов в данной области. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение при изготовлении стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) с таблетированным керамическим ядерным топливом. Твэл протягивают линейно через блоки детектирования с постоянной скоростью, регистрируют собственное гамма-излучение топливного столба. Накапливают интегралы скоростей счета и формируют их массивы в двух энергетических областях спектра. Преобразуют полученные массивы в массивы профилей обогащения измерительных трактов, обрабатывают последние. Получают дифференциальный профиль обогащения, длины и местоположение зон топливного столба. Определяют обогащение в зонах, ищут локальные отклонения общего профиля обогащения, выявляют таблетки с отклонением обогащения. Контроль топливного столба твэлов выполняют в режиме конвейера. Устройство контроля топливного столба снабжено устройством контроля сплошности, четырьмя блоками электропривода, пятью фотоэлектрическими датчиками положения твэла. Блоки детектирования собственного гамма-излучения топливного столба выполнены на базе сцинтилляционного кристалла NaI(Tl), система обработки информации и управления содержит компьютер с модулем ввода и адаптером локальной сети, коммутатор локальной сети, многоканальные анализаторы спектра, установленные в двух компьютерах спектрометров, снабженных адаптерами локальной сети. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к анализу и оценке безопасности технологических процессов и может быть использовано для имитационной калибровки измерительных каналов системы управления разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) ядерного реактора. Метрологические характеристики измерительных каналов определяют с помощью соединяемого с РЗМ имитационно-калибровочного стенда, состоящего из устройств исполнения функций, свойственных оборудованию технологического канала ядерного реактора, измерительных каналов и автоматизированной системы управления, имеющей аппаратно-программные средства. Калибровку метрологических характеристик проводят в стенде в параметрических условиях, максимально приближенных к реальным условиям перегрузок топлива с использованием эталонных средств измерения. Автоматизированную градуировку средств измерений каналов РЗМ осуществляют с учетом реальных функций преобразования и определения погрешностей в зависимости от влияющих факторов, которые рассчитывают путем сравнения величин выходных метрологических характеристик РЗМ и стенда. На основании полученных данных судят о степени готовности РЗМ к безопасной перегрузке топлива из ядерного ректора. Способ позволяет повысить точность измерения метрологических характеристик каналов РЗМ и повысить степень ее безопасности при перегрузке топлива ядерного реактора. 4 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к способу создания «смешанных карт активной зоны ядерного реактора» и к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа. Способ коррекции для вклада во внутреннюю погрешность, связанную с детектором коллектронного типа, размещенным в активной зоне атомной электростанции, включает стадию, на которой осуществляют операцию калибровки на рассматриваемом коллектроне, при этом операция калибровки осуществляется по достижении детектором коллектронного типа заданной степени износа и состоит в трехмерной калибровке с использованием карт, определенных посредством эталонной контрольно-измерительной системы. Изобретение позволяет повысить плотность измерений и, таким образом, повысить уровень достоверности, связанный с результатами работы, выводимыми при обработке этих измерений. 10 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к области реакторных измерений, а именно к способу измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр. По изменению во времени величины этого параметра, путем решения обращенного уравнения кинетики реактора, с помощью цифрового реактиметра производят вычисление реактивности. Производят предварительную настройку реактиметра. При повторном пуске реактора, производимом после снижения его мощности до уровня N, соответствующего импульсному режиму работы реактиметра, при котором доля взаимных наложений импульсов незначительна, поочередно переключают реактиметр в импульсный и токовый режимы работы. Измеряют соответствующие значения скорости счета импульсов тока и тока камеры деления. Затем вычисляют величину тока камеры делении, определяемого нейтронами, по формуле I_н=AFq, где F - измеренная скорость счета импульсов тока камеры деления; q - средний заряд в импульсе тока камеры деления; А - нормировочный коэффициент и вводят частичную обратную компенсацию измеренного тока таким образом, чтобы на уровне мощности N обеспечивалось равенство измеренного тока току камеры деления, определяемому нейтронами, при этом частичную обратную компенсацию обеспечивают путем подачи противотока на токовый вход реактиметра одновременно с током камеры деления или посредством математического вычитания противотока из измеренного тока при обработке сигнала в цифровом канале реактиметра, далее вычисление реактивности в токовом режиме производят по скомпенсированному току. Изобретение позволяет существенно повысить надежность контроля состояния ядерного реактора.

Изобретение относится к технике реакторных измерений, а именно к устройствам для измерений реактивности реактора - реактиметрам. Устройство содержит последовательно соединенные между собой аналого-цифровой преобразователь (1), частотно-импульсный измеритель (14), блок деления (5), промежуточный вычислитель реактивности (12). При этом аналого-цифровой преобразователь (14) соединен соответственно с блоком деления (5) и промежуточным вычислителем реактивности (12), последовательно соединенными задатчиком групповых параметров запаздывающих нейтронов (9), сумматором значений амплитуд для групп запаздывающих нейтронов (13), делителем счета детектора и сумм амплитуд (6), логарифматором (10), первым дифференциатором (8), последовательно соединенными блоком начала отсчета (11), детектором нейтронов (7) и последовательно соединенными вторым дифференциатором (2), вычислителем поправочного слагаемого (3), вычислителем реактивности (4). Блок начала отсчета (11) соответственно соединен с промежуточным вычислителем реактивности (4) и блоком делителя счета детектора и сумм амплитуд (6), задатчик групповых параметров запаздывающих нейтронов (9) - с промежуточным вычислителем реактивности (4), первый дифференциатор (8) соединен с вычислителем поправочного слагаемого (3), а промежуточный вычислитель реактивности (12) соединен со вторым дифференциатором (2). Технический результат - повышение точности измерения реактивности ядерного реактора. 2 ил.

Изобретение относится к способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок атомных электростанций. Способ определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на АЭС с реакторными установками (РУ) типа РБМК (реактор большой мощности кипящий, канальный), включающий выполнение измерений быстрого мощностного коэффициента реактивности (БМКР) при «взвешивании» участка стержней АР. Возмущения по плотности теплоносителя путем значительного изменения РПВ, осуществляемого дистанционно задвижками питательных узлов при переходе из штатного автоматического режима в режим дистанционного (ручного) управления уровнем воды в БС, не производятся, сложный теплогидравлический расчет изменения паросодержания также не выполняется, а измерения БМКР непосредственно используются для получения оценки ПКР, соответствующей аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, и определение ПКР по результатам измерений БМКР производится на основе использования структурного соотношения, связывающего эти параметры где _T - топливный температурный коэффициент реактивности; - значение ПКР, соответствующее аксиальному профилю изменения паросодержания в результате возмущения мощности реактора, по формуле с учетом постоянства допплеровской составляющей БМКР , равной 3.3·10^-4 /МВт. Изобретение позволяет повысить надежность и безопасность эксплуатации РУ. 1 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и предназначено для использования при контроле плотности таблеток ядерного топлива. Установка контроля плотности таблеток ядерного топлива содержит измерительный узел, включающий источник гамма-излучения и блок детектирования, транспортный механизм для перемещения таблеток и поджимное устройство, а также блок управления и обработки результатов измерения, предназначенный для управления работой транспортного механизма, для обработки результатов измерения и разбраковки таблеток. Транспортный механизм включает первый транспортный узел для продвижения столбика таблеток через измерительный узел с исходной на выходную паллету, второй транспортный узел для перемещения исходной и выходной паллет для столбиков таблеток в поперечном направлении, а поджимное устройство выполнено с возможностью поджатия таблеток при продвижении столбика таблеток через измерительный узел. Изобретение позволяет повысить производительность контроля за счет подачи в зону контроля таблеток ядерного топлива в виде столбиков и осуществления измерения при продвижении столбиков через зону контроля. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к исследованиям тепловых режимов активных зон ядерных реакторов, например, при эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР, систем внутриреакторного контроля, для обеспечения контроля за полем энерговыделения в реакторе типа ВВЭР, и может быть использовано в атомной энергетике при расчете мощности активной зоны, реактивности и в качестве дополнительного сигнала для срабатывания защиты активной зоны. Способ состоит в том, что осуществляют контроль за соблюдением проектных ограничений условий работы реактора посредством находящихся вне корпуса реактора датчиков АКНП и набора связанных с СВРК внутриреакторных детекторов, АЗ, АРМ и набора связанных с АЗ АРМ внереакторных детекторов и инициируют срабатывание систем регулирования уровнем мощности реактора (ОР СУЗ) и/или систем аварийной защиты реактора (АЗ). При этом формируют дополнительную связь между входящими в состав ДПЗ фоновыми детекторами и АЗ АРМ через посредство введенного дополнительного модуля управления. Технический результат - расширения физического многообразия детекторов, предназначенных для локального физического регулирования уровня мощности и реакторной защиты. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР. Вносят возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора перемещением регулирующих стержней системы управления и защиты в режиме автоматического регулирования нейтронной мощности реактора. Регистрируют изменения нейтронной активности изотопа ¹⁷N теплоносителя за время его движения между двумя детекторами. Рассчитывают расход теплоносителя. Изобретение позволяет непрерывно проводить контроль расхода теплоносителя с более высокой точностью и повысить достоверность результатов измерений.

Изобретение относится к области исследования прочностных характеристик материалов. Способ испытания трубчатых образцов на длительную прочность в неинструментованном канале ядерного реактора включает следующие операции. В нагревательную печь помещают, по меньшей мере, один контрольный трубчатый образец, нагруженный давлением инертного газа, выдерживают его при заданной температуре в нагревательной печи до его разрушения и измеряют время до момента его разрушения. В ампулу одновременно помещают по одному трубчатому образцу, соответственно нагруженному и ненагруженному давлением инертного газа. Герметичную ампулу с обоими типами трубчатых образцов облучают в канале ядерного реактора. Облученные трубчатые образцы помещают в нагревательную печь и испытывают их до разрушения при тождественных реакторным давлениях и температурах. Измеряют время до момента разрушения трубчатых образцов первого и второго типов в нагревательной печи. Время до момента разрушения трубчатого образца в условиях реакторного облучения при заданных давлении и температуре определяют по соотношению, учитывающему измеренные в процессе осуществления способа времена. Изобретение позволяет повысить точность определения прочностных характеристик материалов. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к исследованиям тепловых режимов активной зоны и осуществлению контроля за полем энерговыделения в реакторе типа ВВЭР. Способ определения энергетических показателей топливной сборки ядерного реактора включает создание компьютерной модели сборки, набранной из реальных ТВЭЛ с параметрами их различных состояний, выполнение нейтронно-физических расчетов для смоделированной и для реальной сборок, определение необходимых поправок для корректировки разности энергетических показателей. При этом с помощью метода Монте-Карло проводят расчет КПД - распределенной по радиусу эмиттера вероятности вылета (без возвращения) электронов из эмиттера детектора прямого заряда, возникающих при захвате эмиттером одного нейтрона. Нейтронно-физические расчеты включают расчет активации не выгорающего родия (эмиттера) в детекторе и средней мощности шести тепловыделяющих элементов, окружающих датчик. Осуществляют аппроксимацию функции перехода от тока детектора к линейному энерговыделению по выгоранию каждого сорта тепловыделяющей сборки и параметрам состояния активной зоны реактора, выполняют расчет линейного энерговыделения шести тепловыделяющих элементов, окружающих детектор и линейного энерговыделения сборки. Изобретение направлено на повышение точности определения полей энерговыделения и температур в тепловыделяющих сборках. 5 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано для измерения подкритичности реакторов атомных станций. Импульсный источник нейтронов ИИН помещают в ядерный реактор. Измеряют скорость счета детектора нейтронов до начала запусков ИИН (фон). Осуществляют запуск ИИН с частотой следования импульсов нейтронов более 10 Гц и измеряют полное число нейтронов в ядерном реакторе n(t) как скорость счета детектора нейтронов x(t). При установившемся в среднем постоянном числе нейтронов в реакторе в течение времени Т измеряют Y(t) - число отсчетов детектора нейтронов в реакторе с дискретностью по времени t, и вычисляют скорость счета x(t) детектора нейтронов. По результатам этих измерений вычисляют значение параметра Sv. Вычисляют значение экспериментальной погрешности Sv. По калибровочной кривой k=f(Sv) находят искомую подкритичность. Изобретение позволяет повысить достоверность измерения подкритичности ядерного реактора за счет исключения методической погрешности. 4 з.п. ф-лы, 3 ил.