Контроль, проверка: .конструктивное объединение топливных элементов, управляющих стержней, активной зоны или системы замедлителя с приборами, например для измерения радиоактивности, напряжений – G21C 17/10
Патенты в данной категории
| УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ РЕАКТИВНОСТИ 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. |
2474891 патент выдан: опубликован: 10.02.2013 |
|
| СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТРЕХМЕРНОГО РАСПРЕДЕЛЕНИЯ МОЩНОСТИ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Изобретение относится к способам трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора при помощи набора датчиков для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, а также датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок. Способ содержит этап получения значений эксплуатационных параметров реактора и определения первого трехмерного распределения мощности при помощи кода нейтронного вычисления, который мгновенно решает уравнение диффузии и обновляет изотопический баланс в активной зоне при обеднении топлива, основанный на значениях параметров нормальной эксплуатации активной зоны, а также этап регулирования трехмерного распределения мощности на основе измерений нейтронного потока при помощи датчиков, расположенных снаружи реактора, и датчиков температуры. Изобретение позволяет эффективно определять трехмерное распределение мощности без установки дополнительных контрольно-измерительных приборов в активной зоне реактора. 2 н.п. ф-лы, 2 ил. |
2448378 патент выдан: опубликован: 20.04.2012 |
|
| СПОСОБ ЮСТИРОВКИ РЕАКТИМЕТРА
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Способ юстировки реактиметра заключается в выполнении следующих последовательных операций. Сначала проводят дискриминацию импульсов тока камеры деления выше уровня высокочастотных помех, затем устанавливают плотность потока нейтронов до уровня перехода счетного канала на токовый канал, определяют показания счетного и токового каналов реактиметра в момент перехода и увеличивают плотность потока нейтронов выше уровня перехода. После этого снижают плотность потока нейтронов ниже указанного уровня и, определяя показания счетного канала, рассчитывают значение тока и производят компенсацию ложных токов камеры деления. Изобретение позволяет снизить погрешности измерений в переходных режимах работы реактиметра и повысить точность юстировки. 1 ил. |
2387031 патент выдан: опубликован: 20.04.2010 |
|
| СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ РЕСУРСА ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
Изобретение относится к области атомной энергетики, касается, в частности, способов определения ресурса графитовой кладки и может быть использовано для определения ресурса ядерного канального реактора. Технический результат заключается в повышении достоверности определения ресурса графитовой кладки канального реактора и продлении ресурса безопасной эксплуатации реактора. Способ определения ресурса графитовой кладки ядерного канального реактора включает поэтапное выборочное ускоренное облучение графитовых блоков, определение предельного значения флюенса при достижении графитом предела прочности и сравнение его с флюенсом графитовых блоков остальных ячеек реактора. Облучению поэтапно подвергают графитовые блоки на работающем реакторе в ячейках с энерговыработкой 90÷100% от текущей максимальной, достигнутой по реактору, поддерживают в них средний уровень мощности на 20÷30% выше средней по реактору, но не выше максимально допустимого уровня. По окончании каждого этапа облучения производят измерения прочности графита блоков выбранных ячеек и при достижении в них допустимой величины предела прочности определяют ресурс графитовой кладки реактора через запас флюенса по разнице между предельным значением флюенса графитовых блоков выбранных ячеек, измеренным при достижении графитом предела прочности, и значением флюенса графитовых блоков остальных ячеек реактора. 6 з.п. ф-лы. (56) (продолжение): CLASS="b560m"Москва, Энергоатомиздат, 1995, с.691. SU 1554652 A1, 20.10.1999. SU 936733 А, 07.06.1983. US 4687620 А, 18.08.1987. |
2266576 патент выдан: опубликован: 20.12.2005 |
|
| СПОСОБ РЕГИСТРАЦИИ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА
Использование: в системах контроля и обеспечения безопасности ядерных реакторов. Сущность: способ заключается в преобразовании энергии ядерных реакций деления в люминесцентное излучение в заполненном газовой средой детекторе, по интенсивности которого судят о величине нейтронного потока. Перед измерением интенсивности люминесцентного излучения его выводят за биологическую защиту реактора по устойчивому к радиационному воздействию световоду на основе кварца с добавлением ионов-протекторов с окнами прозрачности 0,7-0,9 мкм, 1,25-1,35 мкм, 1,5-1,7 мкм, а из отобранных люминесцирующих газовых сред в указанных окнах прозрачности световода выбирают те, в которых мощность люминесцентного излучения линейно зависит от величины нейтронного потока. Люминесцирующими газовыми средами служат смеси инертных газов или смеси инертных газов с молекулярными газами. Технический результат - повышение чувствительности регистрации. 1 ил.
|
2253135 патент выдан: опубликован: 27.05.2005 |
|
| СПОСОБ И УСТРОЙСТВО КОНТРОЛЯ ГАЗОВОГО ЗАЗОРА ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КАНАЛА УРАН-ГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Изобретение относится к технике эксплуатации уран-графитового ядерного реактора и используется при контроле состояния технологических каналов и графитовой кладки активной зоны реактора типа РБМК-1000. Способ контроля газового зазора технологического канала уран-графитового ядерного реактора включает измерение внутренних диаметров отверстий в блоке из графитовых колец и канальной трубе технологического канала, воздействие электромагнитным излучением на циркониевую трубу, сопрягаемую с графитовыми кольцами, улавливание дифференциального сигнала отклика от каждого графитового кольца и циркониевой трубы, интегрирование полученного сигнала, фиксирование составляющих электромагнитного поля от канала и графитовых колец, выделение полезного сигнала и определение величины зазора по разнице величин амплитуд сигналов от внутренних и наружных графитовых колец, при этом воздействие ведут излучением с амплитудой 3-5 В и частотой 2-7 кГц. Устройство для осуществления способа выполнено в виде устанавливаемой на канальной трубе технологического канала калибровочной циркониевой трубы с аксиально расположенным, вертикально подвижным дифференциальным векторно-разностным датчиком электромагнитного излучения с механизмом его перемещения, блока электронной обработки сигнала, коммутированного с датчиком и компьютером, при этом датчик выполнен в виде двух измерительных и одной катушек возбуждения, собранных на П-образном ферритовом магнитопроводе, причем измерительные катушки датчика включены встречно и скомпенсированы на поверхности однородной проводящей среды, например воздухе. Техническим результатом изобретения является измерение величины газового зазора на любой топливной ячейке уран-графитового ядерного реактора без извлечения технологического канала. 2 с.п. ф-лы, 9 ил.
|
2246144 патент выдан: опубликован: 10.02.2005 |
|
| УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОНТРОЛЯ ПОЛОЖЕНИЯ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при контроле положения элементов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах. Техническим результатом изобретения является исключение необходимости вращения поворотной защиты для установления наличия и места нахождения и габаритов какого-либо препятствия между элементами активной зоны и выступающими элементами поворотной защиты, а также исключение ошибки при установке механического щупа в горизонтальное положение, что позволяет повысить безопасность работ, связанных с перегрузкой реактора. Устройство для контроля положения элементов активной зоны реактора содержит привод, корпус, вращающийся вокруг своей оси вал и механический щуп, расположенный под прямым углом к валу. Вал выполнен в виде трубы и размещен эксцентрично относительно корпуса, имеющего возможность вращения вокруг своей оси. Механический щуп через рычаги шарнирно соединен с ползунами, расположенными во внутренней полости вала и контактирующими между собой за счет регулируемого упора верхнего ползуна. Верхний ползун связан тягой с приводом, причем нижний ползун снабжен опорным упором, обеспечивающим контакт устройства с топливными сборками активной зоны. 2 ил.
|
2240610 патент выдан: опубликован: 20.11.2004 |
|
| ЦИФРОВОЙ РЕАКТИМЕТР Изобретение относится к реакторным измерениям и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Цифровой реактиметр содержит n-ное число измерительных каналов, каждый из которых состоит из ионизационной импульсно-токовой камеры, электрометрического усилителя, преобразователя сигнала усилителя в код спектрометрического усилителя, дискриминатора, преобразователя счет-код, устройства обработки, коммутатора и дополнительного устройства обработки, управления и индикации. Выходы преобразователей усилителей и устройство обработки и управления объединены магистралью канала. Выход устройства обработки связан через коммутатор с дополнительным устройством обработки, управления и индикации. Технический результат - расширение динамического диапазона измерения и повышение помехоустойчивости реактиметра. 1 ил. | 2193245 патент выдан: опубликован: 20.11.2002 |
|
| СПОСОБ МОНТАЖА СБОРКИ ДЕТЕКТОРОВ СИСТЕМЫ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ (ВАРИАНТЫ) Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при сборке детекторов системы внутриреакторного контроля. Задача изобретения - повышение эффективности монтажа сборки при одновременном облегчении процесса демонтажа. Решение указанных задач обеспечивается тремя новыми способами монтажа. В соответствии с первым вариантом заглушенный с одного конца продолговатый чехол устанавливают в корпусе и (или) крышке реактора и герметично сваривают их. Проводят сборку детекторов, закрепляя часть из них на плите. Жестко соединяют посредством сварки или пайки плиту, трубку, через которую проходят кабели детекторов, и герметичную проходку. Сборку устанавливают в чехле и герметично соединяют проходку с чехлом при помощи разъемного соединения. По второму варианту чехол выполняют в виде двух частей, одна из которых выполнена в виде продолговатого полого цилиндра с фланцем, а другая является донной частью чехла. После изготовления детекторной части сборки посредством пайки или сварки проводят подсоединение монтажной проволоки к плите при изготовлении сборки или после размещения проволоки в чехле. С помощью монтажной проволоки проводят перемещение сборки детекторов в заданную зону чехла и после удаления проволоки или ее части герметично присоединяют донную часть чехла к его продолговатой части. По третьему варианту чехол выполняют в виде сквозного полого цилиндра с фланцем и сужающейся противоположной частью. После изготовления сборки детекторов ее перемещают при помощи монтажной проволоки, предварительно присоединенной к плите, в заданную зону чехла и герметично сваривают торец чехла с окончанием проволоки. 3 с. и 19 з.п.ф-лы, 11 ил. | 2192055 патент выдан: опубликован: 27.10.2002 |
|
| ДАТЧИК ДЛЯ КОНТРОЛЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Изобретение относится к датчикам для контроля энерговыделения в технологических каналах ядерного реактора. Датчик для контроля энерговыделения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора содержит протяженный на высоту активной зоны детектор ионизирующих излучений и линию связи его с выводами разъема для подключения к вторичной аппаратуре. Датчик дополнен, по меньшей мере, двумя размещаемыми вне активной зоны и взаимно смещенными по оси датчика локальными детекторами ионизирующих излучений и линиями связи этих детекторов с другими выводами разъема. Технический результат - использование изобретения обеспечивает возможность существенного упрощения и повышения точности определения коэффициента k пропорциональности между током датчика и энерговыделением в ТВС с этим датчиком, а в конечном счете - упрощения и повышения точности поканального контроля энерговыделения в реакторе. В частности, исключается необходимость в проведении большого объема радиационно-опасных и трудоемких работ по сканированию плотности потока нейтронов в центральных гильзах ТВС, ближайших к ТВС с датчиками, для нахождения градуировочных коэффициентов этих датчиков; обеспечивается возможность полной автоматизации процедуры периодического обновления значений k по всем ТВС с датчиками. 1 ил. | 2190888 патент выдан: опубликован: 10.10.2002 |
|
| ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ ОРГАН СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора. Исполнительный орган содержит вертикально устанавливаемый сухой пенал с центральной и периферийными гильзами, поглотители нейтронов в периферийных гильзах и средства для удержания поглотителей в положении выше активной зоны, ввода в нее и вывода в исходное положение, усовершенствован тем, что дополнен датчиком ионизирующих излучений с возможностью дистанционно-управляемого ввода в активную зону - вывода из нее. Средства для удержания поглотителей в верхнем положении выполнены в виде сборки дистанционно-управляемых защелок подвесок поглотителей, а средства для подъема поглотителей из нижнего положения в верхнее образованы перемещаемым в центральной гильзе датчиком, нижний хвостовик которого выполнен с возможностью сцепления через цангу связи с размещенными в периферийных гильзах поршнями-толкателями поглотителей в их нижнем положении и расцепления - в верхнем, причем элементы взаимосвязи поршней с цангой размещены в вертикальных прорезях между периферийными и центральной гильзами. Средства для удержания поглотителей в верхнем положении могут быть выполнены в виде управляемого электромагнита с полюсами для удержания автономных магнитопроводящих поршней-толкателей, размещенных в периферийных гильзах и являющихся опорами поглотителей, а средства для подъема поглотителей из нижнего положения в верхнее выполнены в виде пневмопривода, образованного теми же поршнями-толкателями и периферийными гильзами, нижняя часть каждой из которых через центральную гильзу соединена с газовой магистралью управляемого давления, а верхняя - с магистралью низкого (атмосферного) давления. Технический результат: обеспечивается совмещение функций управления реактивностью и контроля за энерговыделением реактора. Функция управления реализуется путем "сброса" поглотителей в активную зону по сигналу аварийной защиты реактора при работе его как в энергетическом режиме, так и после останова. Функция контроля реализуется главным образом после останова реактора (и "взвода" поглотителей в верхнее положение) путем ввода в активную зону и измерения сигнала датчика ионизирующих излучений. 2 з.п.ф-лы, 2 ил. | 2190264 патент выдан: опубликован: 27.09.2002 |
|
| СПОСОБ КОНТРОЛЯ ВЕЛИЧИНЫ ПЕРЕКРЫТИЯ ТЕЛЕСКОПИЧЕСКОГО СОЕДИНЕНИЯ ВЕРХНЕГО ТРАКТА С ФЛАНЦЕМ ГРАФИТОВОЙ КОЛОННЫ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Использование: в технике эксплуатации реакторов типа РБМК для проведения прямого контроля величины перекрытия без извлечения и замены технологического канала. Сущность изобретения: на телескопическое соединение воздействуют переменным магнитным полем, улавливают ответный сигнал, фиксируют по нему изменение величины магнитного сопротивления граничных участков телескопического соединения и по расстоянию между этими изменениями судят о величине перекрытия; воздействие ведут переменным магнитным полем с частотой 50-500 Гц. 1 з.п. ф-лы, 2 ил. | 2184996 патент выдан: опубликован: 10.07.2002 |
|
| СПОСОБ КОНТРОЛЯ КАЧЕСТВА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА В ПРОЦЕССЕ ЕГО ИЗГОТОВЛЕНИЯ Изобретение относится к неразрушающему контролю изделий акустико-эмиссионным методом и может быть использовано, в частности, для контроля качества тепловыделяющих элементов в процессе их изготовления, применяемых в ядерных реакторах. В способе контроля качества тепловыделяющего элемента в процессе его изготовления неразрушающим методом, во время процессов откачивания воздуха из-под оболочки тепловыделяющего элемента, закачивания газа под оболочку тепловыделяющего элемента, герметизации оболочки тепловыделяющего элемента сваркой контролируют и регистрируют состояние тепловыделяющего элемента акустико-эмиссионным методом и по результатам полученной информации судят о наличии давления газа под оболочкой и качестве герметизирующего сварного шва, при этом полученные данные сравнивают со статистическим пороговым значением величины, введенной в акустико-эмиссионную систему измерения каждой технологической операции, полученной ранее при акустико-эмиссионном методе измерения с последующей перепроверкой другими методами измерения годных тепловыделяющих элементов. Технический результат - возможность контроля качества изготовления тепловыделяющих элементов в процессе их изготовления. 4 ил. | 2183869 патент выдан: опубликован: 20.06.2002 |
|
| УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОНТРОЛЯ ЗА ОПЕРАТИВНЫМ ЗАПАСОМ РЕАКТИВНОСТИ НА СТЕРЖНЯХ СУЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Изобретение относится к устройствам для контроля за физическими параметрами ядерного реактора, в частности для контроля за оперативным запасом реактивности (ОЗР) на стержнях СУЗ ядерного реактора. Устройство содержит блоки нормирования сигналов датчиков положения стержней СУЗ и датчиков контроля энерговыделения в активной зоне, подключенный к ним вычислительный комплекс для периодического расчета контролируемого параметра, по меньшей мере, три резервирующих друг друга блока непрерывного расчета контролируемого параметра и соответствующее число подключенных к ним блоков формирования сигналов на запуск средств аварийной защиты реактора при снижении значения этого параметра ниже уставки. Каждый блок непрерывного расчета выполнен в виде модели зависимости контролируемого параметра от мощности реактора, первый его вход подключен к одному из усредняющих выходов блока нормирования сигналов датчиков контроля энерговыделения, второй - к одному из выходов вычислительного комплекса. Технический результат - существенное упрощение конструкции и повышение точности контроля за ОЗР при высоком быстродействии устройства по функции защиты реактора от недопустимо большого снижения ОЗР. 1 ил. | 2179757 патент выдан: опубликован: 20.02.2002 |
|
| ДАТЧИК ПОЛОЖЕНИЯ РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Использование: в приводах регулирующих органов систем управления. Техническим результатом является повышение точности определения и перемещения шунта, упрощение конструкции и повышение надежности работы датчика. Сущность изобретения: в датчик, содержащий шток, жестко соединенный с регулирующим органом, шунт, индикатор положения шунта, дополнительно введены понижающий трансформатор, трансформаторы тока, электрический штепсель, компенсирующий виток провода, подключенный ко вторичной обмотке понижающего трансформатора параллельно индикатору положения шунта, выполненного в виде рабочего витка провода, при этом компенсирующий виток провода окружен магнитным экраном в зоне перемещения шунта. 2 ил. | 2163401 патент выдан: опубликован: 20.02.2001 |
|
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Использование: при установке измерительного зонда в тепловыделяющие сборки, эксплуатируемые с поглощающими стержнями, для повышения представительности контроля теплоносителя и плотности нейтронного потока в активной зоне и, соответственно, повышения безопасности ядерного реактора. Сущность изобретения: тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку (1) и хвостовик (2), связанные между собой направляющими каналами (3), а также измерительный канал (4) и размещенные в направляющих каналах поглощающие стержни (5), подвешенные к консолях (6) своей подвижной траверсы (7). Направляющие каналы (3) и измерительный канал (4) размещены среди тепловыделяющих элементов (8), установленных вертикально в дистанционирующие решетки (9). Измерительный канал (4) имеет сверху вход (10) для измерительного зонда (11) и расположен при этом между проекциями консолей (6) траверсы (7) поглощающих стержней (5) на поперечное сечение тепловыделяющей сборки. 2 ил. | 2152089 патент выдан: опубликован: 27.06.2000 |
|
| СПОСОБ ДОЗИМЕТРИИ ГАММА- И НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО РЕАЛИЗАЦИИ Использование: способ и устройство предназначены для измерения доз нейтронного и гамма-излучения, в частности для контроля ядерных реакторов. Сущность изобретения: способ заключается в регистрации свечения сцинтилляций и излучения Черенкова при перемещении детектора через область смешанного нейтронного и гамма-излучения. Детектор перемещают за время, меньшее времени изменения его регистрационных характеристик, по металлической> трубе, проходящей через активную зону ядерного реактора и являющейся светопроводом. В качестве детектора используют твердотельный детектор, содержащий органические и неорганические сцинтиллирующие вещества. Дозу гамма- и нейтронного излучения определяют по интенсивности излучения Черенкова и люминесценции соответственно, регистрируемых с помощью двух фотоприемников, установленных на конце трубы. Способ и устройство позволяют производить раздельные измерения доз нейтронного и гамма-излучении в смешанных полях излучений при больших потоках. 2 с. п. ф-лы, 1 ил. | 2113738 патент выдан: опубликован: 20.06.1998 |
|
| УСТРОЙСТВО ДЛЯ ШИРОКОДИАПАЗОННОГО ИЗМЕРЕНИЯ ХАРАКТЕРИСТИК ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ С ПОДВИЖНЫМ ДЕТЕКТОРОМ Сущность: детектор 7 соединен с герметичным блоком предварительной обработки сигнала детектора 5, который вместе с детектором установлен в реактор 1. В этом блоке установлен формирователь кадра 23 для формирования дистанционно передаваемого сигнала и элементы для передачи сигнала детектора бесконтактным индукционным способом: модулятор 24, приемо-передающие индукционные катушки 4 и 10. Для перемещения детектора без нарушения целостности барьера безопасности применяется магнитная муфта 8. Тепловой режим блока 5 обеспечивается холодильной машиной 12 и экранно-вакуумной изоляцией 14. Физическое резервирование передачи сигнала детектора с помощью радиоволн осуществляется с помощью передающей антенно-фидерной системы 18, установленной в блоке 5, и приемной антенно-фидерной системы 20, установленной вне реактора. Физическое резервирование передачи сигнала детектора с помощью акустических волн осуществляется с помощью установленной в блоке 5 пьезоэлектрической передающей системы и размещенной на наружной поверхности корпуса реактора приемной системы. 2 з.п. ф-лы, 4 ил. | 2096841 патент выдан: опубликован: 20.11.1997 |
|
| СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ РЕАКТИВНОСТИ РЕАКТОРА, НАХОДЯЩЕГОСЯ В ПОДКРИТИЧЕСКОМ СОСТОЯНИИ Использование: изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано при измерениях реактивности реактора нулевой мощности и особенно успешно, для измерения реактивности малогабаритных реакторов космических ЯЗУ. Сущность изобретения: в реактор с отсутствующим ядерным топливом помещается источник нейтронов и определяется некоррелированная с нейтронами делений составляющая в показаниях измерительных каналов. Для реактора с загруженным ядерным топливом измеряется относительная мощность, в том числе и кривая спада мощности после удаления источника из реактора в защитный контейнер. На кривой спада мощности выделяется два участка: первый соответствует времени удаления источника нейтронов t2, второй выбирается с моментами времени t3 и t4 (t4 > t3), причем t3 момент времени (в течение нескольких секунд) после удаления источника, а t4 - может быть любым моментом времени измерения кривой спада мощности до достижения ею уровня Nф. Далее рассчитывается реактивность в соответствии с разработанным алгоритмом, в котором использовано решение уравнения точечной кинетики. При этом из значений мощности реактора вычитается некоррелированная с нейтронами делений составляющая и специально учитываются (и исключаются) динамические процессы на временном участке, соответствующем перемещению источника. 1 з.п. ф-лы, 2 ил. 4 табл. | 2088983 патент выдан: опубликован: 27.08.1997 |
|
| УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА РЕАКТОРА Использование: изобретение относится к области атомного машиностроения и может быть применено для реакторной установки с водоводяным энергетическим реактором. Сущность изобретения: в проходку бетонной шахты устанавливается канал, состоящий из трех частей. Одна концевая часть канала имеет возможность перемещаться в проходке вдоль своей оси. Средняя часть канала расположена в зоне патрубков корпуса реактора и имеет разъемы, наличие которых обеспечивает съем среднего участка. Другая концевая часть канала установлена стационарно в бетонной шахте. 7 з.п. ф-лы, 1 ил. | 2079906 патент выдан: опубликован: 20.05.1997 |
|
| 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. | 2073921 патент выдан: опубликован: 20.02.1997 |
|
| ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЙ КОМПЛЕКС ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ ТЕМПЕРАТУРЫ Использование: в измерительной технике, касается средств дистанционного измерения температуры и может быть использовано на атомных станциях при контроле зоны повышенного радиационного риска. Сущность изобретения: измерительный комплекс включает зонд и транспортную тележку. Тележка снабжена роликовым механизмом перемещения по канату 29 и датчиком 21 гамма-излучения. Измерительный зонд выполнен в виде полого цилиндра 1 с температурами 2 и 3 . К верхнему торцу цилиндра 1 жестко прикреплен перемещаемый диск 4, в центре которого установлен направляющий цилиндр 5, а также сборник пружины, выполненный из металлических стержней 6 в виде многогранной призмы, переходящей в пирамиду. Диск 4 соединен пружиной 15 с вышерасположенным неподвижным 8, на котором установлен кронштейн 9, снабженный проушиной 10, скрепленной стержнем 12 электромагнита с корпусом тележки. На кронштейне 9 размещен барабан 14 с тросом 13 для вертикального перемещения зонда. Трос 13 скреплен с направляющим цилиндром 5. На неподвижном диске 8 расположена направляющая 7. С внешней стороны витков пружины 15 уложены провода от термопар с помощью ленточного бандажа. К тележке на шаровой опоре 23 параллельно оси зонда подвешена телекамера 22, защищеная экраном. 7 ил. | 2059304 патент выдан: опубликован: 27.04.1996 |
|
| СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА Использование: в ядерной технике, в частности в системе управления и защиты ядерных канальных реакторов. Сущность изобретения: для повышения надежности и быстродействия системы управления предусмотрено размещение в каналах стержней-поглотителей с индивидуальными приводами и датчиков расхода теплоносителя в каналах, соединенных через блок анализа сигналов со схемой контроля и управления. К блоку анализа сигналов подключены дополнительно установленные датчики контроля веса стержней. 1 з. п. ф-лы, 3 ил. | 2046407 патент выдан: опубликован: 20.10.1995 |
|
| УЗЕЛ ГЕРМЕТИЗАЦИИ ПРИБОРОВ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ Использование: в ядерной энергетике. Сущность изобретения: узел герметизации приборов внутриреакторного контроля располагается в патрубке на крышке ядерного реактора. На цилиндрической части чехла выполнена канавка, в которую установлено разрезное кольцо. Чехол с установленным в канавку разрезным кольцом помещается в гнезде фланца до упора кольца в бурт гнезда. Герметизируется с применением прокладок и колец между ними, поджимается гайкой. Такое исполнение расширяет технологические возможности при обслуживании, так как позволяет снять чехлы без демонтажа фланца или снять фланец, не извлекая чехлы. Применение конструкции позволяет сохранить дорогостоящие приборы и чехлы, в которых они размещены, а также сократить время обслуживания. 2 ил. | 2034344 патент выдан: опубликован: 30.04.1995 |
|