RU171596U1

RU171596U1 - DEVICE FOR RESEARCH OF RADIATION SURVEILLANCE OF NUCLEAR FUEL OF ENERGY REACTORS

Info

Publication number: RU171596U1
Application number: RU2017102742U
Authority: RU
Inventors: Василий Борисович Малыгин; Никита Михайлович Рысев; Евгений Николаевич Михеев; Андрей Вячеславович Федотов
Original assignee: Акционерное Общество "Твэл"
Priority date: 2017-01-27
Filing date: 2017-01-27
Publication date: 2017-06-07

Abstract

Предлагаемая полезная модель относится к области ядерной энергетики и может быть использована для исследования размерной стабильности под облучением изделий, выполненных в виде втулок из ядерного топлива энергетических установок. Техническим результатом, достигаемым предлагаемой полезной моделью, является обеспечение надежности испытаний и повышение точности измерений радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов. Для достижения технического результата устройство для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов включает цилиндрический кожух, содержащий во внутренней полости оболочку в виде трубы из нержавеющей стали, внутри которой расположены исследуемые образцы, цилиндрическую теплопроводную вставку, размещенную между кожухом и оболочкой, приваренный к верхнему торцу оболочки герметичный цилиндрический корпус, внутри которого расположена система регистрации деформации, состоящая из измерительного штока, соединенного с сердечником индуктивного датчика перемещений, закрепленную на нижнем торце оболочки заглушку с трубкой для откачки и заполнения полости оболочки инертным газом и термопары, и отличается тем, что внутри корпуса над датчиком перемещений закреплен электромеханический привод, представляющий собой линейный шаговый двигатель для перемещения корпуса датчика относительно сердечника дистанционно в процессе исследования, обеспечивающий настройку датчика на рабочий диапазон измерений, причем на теплопроводную вставку навит спиральный нагреватель из нихромовой проволоки для регулирования и поддержания температурного режима исследования.The proposed utility model relates to the field of nuclear energy and can be used to study dimensional stability under irradiation of products made in the form of bushings from nuclear fuel of power plants. The technical result achieved by the proposed utility model is to ensure the reliability of tests and improve the accuracy of measurements of radiation intercalability of nuclear fuel in power reactors. To achieve a technical result, a device for studying the radiation curability of nuclear fuel of power reactors includes a cylindrical casing containing in the inner cavity a shell in the form of a stainless steel pipe inside which the samples are located, a cylindrical heat-conducting insert placed between the casing and the shell, welded to the upper end of the shell sealed cylindrical housing, inside of which is located a deformation registration system consisting of a measuring w a current connected to the core of the inductive displacement sensor, a plug fixed to the lower end of the shell with a tube for pumping and filling the shell cavity with inert gas and thermocouples, and differs in that an electromechanical drive is mounted inside the housing above the displacement sensor, which is a linear stepper motor for moving the housing sensor relative to the core remotely during the study, providing the sensor is configured for the operating measurement range, and on the heat-conducting insert on a spiral heater made of nichrome wire is used to regulate and maintain the temperature regime of the study.

Description

Предлагаемая полезная модель относится к области ядерной энергетики и может быть использована для исследования размерной стабильности под облучением изделий, выполненных в виде втулок из ядерного топлива энергетических установок.The proposed utility model relates to the field of nuclear energy and can be used to study dimensional stability under irradiation of products made in the form of bushings from nuclear fuel of power plants.

Наибольшее распространение при изучении радиационного доспекания и распухания ядерного топлива непосредственно в процессе облучения получил метод измерения высоты топливного столба с использованием датчиков перемещения в исследовательских ядерных реакторах. Примерами установок для исследование размерной стабильности ядерного топлива под облучением могут служить: 1) установка РАСТ-1 [Малыгин В.Б., Коршунов А.А., Набойченко К.В. и др. Испытательные устройства для исследования сплавов урана в процессе облучения. // Техника реакторного эксперимента. М.: Энергоатомиздат, 1995]. Основной частью устройства является рабочий участок, в нижней части которого на держателе установлен исследуемый образец. Температура образца регистрируется термопарой, расположенной в центральном отверстии образца. Рабочий участок помешается в общий корпус облучательного устройства. Для измерения деформации образца используется индуктивная измерительная система, состоящая из индуктивного соленоидного преобразователя и электронного блока. Недостатками устройства являются высокие требования по разрешающей способности к системе измерения деформации, поскольку на коротком образце измеряемые деформации малы и отсутствие возможности настройки датчика на рабочий, линейный диапазон измерения после сборки установки. 2) Установка на исследовательском реакторе в Халдене [Т. Tverberg, Е. Kolstad. In-pile measurements related to thermo-physical properties of fuel with high burn-up structure at the OECD Halden Reactor Project. // International workshop on the high burnup structure in nuclear fuels, ITU, Karlsruhe, June 28-30, 2004]. Установка позволяет проводить непрерывное измерение высоты четырех фрагментов твэлов длиной 400-500 мм с помощью дифференциальных трансформаторных датчиков, расположенных в нижней части экспериментального устройства. Главным недостатком устройства является существенное занижение результатов измерений из-за торможения деформаций трением по торцам составных образцов.The most widespread study of radiation caking and swelling of nuclear fuel directly during irradiation was the method of measuring the height of the fuel column using displacement sensors in research nuclear reactors. Examples of facilities for studying the dimensional stability of nuclear fuel under irradiation can be: 1) the RAST-1 facility [Malygin VB, Korshunov AA, Naboyuchenko KV et al. Testing devices for the study of uranium alloys during irradiation. // Technique of a reactor experiment. M .: Energoatomizdat, 1995]. The main part of the device is a working section, in the lower part of which a test sample is installed on the holder. The temperature of the sample is recorded by a thermocouple located in the central hole of the sample. The working area is interfered with in the general housing of the irradiation device. An inductive measuring system consisting of an inductive solenoid transducer and an electronic unit is used to measure sample deformation. The disadvantages of the device are the high resolution requirements for the strain measurement system, since on a short sample the measured strains are small and the sensor cannot be set to a working, linear measurement range after assembly. 2) Installation at a research reactor in Halden [T. Tverberg, E. Kolstad. In-pile measurements related to thermo-physical properties of fuel with high burn-up structure at the OECD Halden Reactor Project. // International workshop on the high burnup structure in nuclear fuels, ITU, Karlsruhe, June 28-30, 2004]. The installation allows continuous measurement of the height of four fragments of fuel rods 400-500 mm long using differential transformer sensors located at the bottom of the experimental device. The main disadvantage of the device is a significant underestimation of the measurement results due to braking of deformations by friction at the ends of composite samples.

Наиболее близким предлагаемой модели по конструкции является устройство PACT-УРАЛ для исследования радиационного доспекания и распухания топлива энергетических реакторов [Малыгин В.Б., Соколов А.Н. Изменение размеров таблеток диоксида урана в процессе облучения. // Инженерная физика, №4, 2004, с. 27-30].The closest to the proposed model in design is the PACT-URAL device for the study of radiation caking and swelling of fuel in power reactors [Malygin VB, Sokolov AN Resizing uranium dioxide tablets during irradiation. // Engineering Physics, No. 4, 2004, p. 27-30].

Установка состоит из рабочего участка, устройства для передачи и регистрации деформации образцов и системы вывода технологических и измерительных линий. Рабочий участок представляет собой фрагмент тепловыделяющего элемента с оболочкой из нержавеющей стали внешним диаметром 10 мм с толщиной стенки 1 мм. В оболочке находятся образцы в виде полых таблеток исследуемого топлива. К нижнему торцу оболочки приварена заглушка с газовой трубкой для откачки и заполнения рабочей полости инертным газом. На верхнем торце топливного сердечника установлен удлинительный шток преобразователя перемещений. Собственно преобразователь перемещений вынесен за пределы активной зоны и расположен на 1200 мм выше центра топливного столба. Для обеспечения теплоотвода от образцов на рабочем участке установлен графитовый или алюминиевый радиатор (вытеснитель). Температура измеряется в центральном отверстии образцов (в середине сборки по высоте) термоэлектрическим преобразователем (ТЭП 1). Второй термоэлектрический преобразователь (ТЭП 2) предназначен для контроля температуры радиатора и установлен на расстоянии 15 мм от оси установки.The installation consists of a working section, a device for transmitting and recording deformation of samples, and a system for outputting technological and measuring lines. The working section is a fragment of a fuel element with a stainless steel shell with an external diameter of 10 mm and a wall thickness of 1 mm. The shell contains samples in the form of hollow tablets of the test fuel. A plug with a gas pipe is welded to the lower end of the shell for pumping and filling the working cavity with inert gas. An extension rod of the displacement transducer is installed on the upper end of the fuel core. Actually, the displacement transducer is moved outside the core and is located 1200 mm above the center of the fuel column. To ensure heat removal from the samples, a graphite or aluminum radiator (displacer) is installed on the working section. The temperature is measured in the central hole of the samples (in the middle of the assembly in height) by a thermoelectric converter (TEC 1). The second thermoelectric converter (TEP 2) is designed to control the temperature of the radiator and is installed at a distance of 15 mm from the installation axis.

Основным недостатком представленной конструкции является отсутствие возможности юстировки, т.е. настройки датчика перемещений на рабочий, линейный диапазон измерений после сборки установки. Функция преобразования датчика перемещений близка к линейной лишь в узком диапазоне ±2000 мкм. В этом случае, погрешность, внесенная нелинейностью, не превышает 1,5%. При выходе из этого диапазона погрешность измерений растет по экспоненциальному закону. В устройстве PACT-УРАЛ установка датчика в требуемое положение проводится в процессе сборки, фиксация датчика производится сваркой или раскерниванием. При окончательной сборке установки производится герметизация всех швов сваркой, при этом происходят труднопрогнозируемые локальные усадки элементов конструкции установки в районе сварных швов. Кроме того, при разогреве установки до рабочей температуры, термические расширения различных элементов значительно вытянутой в осевом направлении конструкции отличаются по величине: удлинение элементов, расположенных ближе к оси устройства, превосходит удлинение элементов, удаленных от оси. Все это может привести к тому, что установленный в процессе сборки в рабочее положение датчик после разогрева установки выйдет из линейного диапазона измерений. Получить корректные данные в таком случае невозможно, следовательно надежность испытаний не обеспечивается. Также к недостаткам при работе с установкой PACT-УРАЛ следует отнести ограниченные возможности регулировки и поддержания температуры эксперимента: небольшие колебания мощности реактора, а также суточные колебания комнатной температуры никак не компенсируются и отражаются на показаниях системы регистрации информации, снижая точность измерений радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов.The main disadvantage of the presented design is the lack of adjustment, i.e. displacement sensor settings for a working, linear measurement range after installation. The conversion function of the displacement sensor is close to linear only in a narrow range of ± 2000 μm. In this case, the error introduced by non-linearity does not exceed 1.5%. When leaving this range, the measurement error increases exponentially. In the PACT-URAL device, the sensor is installed in the required position during the assembly process, the sensor is fixed by welding or unscrewing. At the final assembly of the installation, all welds are sealed by welding, while hard-to-predict local shrinkages of the structural elements of the installation in the area of welds occur. In addition, when the installation is heated to operating temperature, the thermal expansions of various elements of the axially elongated structure differ in magnitude: the elongation of elements located closer to the axis of the device exceeds the elongation of elements remote from the axis. All this can lead to the fact that the sensor installed during the assembly process into the working position leaves the linear measurement range after heating the installation. It is impossible to obtain the correct data in this case, therefore, the reliability of the tests is not ensured. The disadvantages when working with the PACT-URAL installation include the limited possibilities for adjusting and maintaining the temperature of the experiment: small fluctuations in reactor power, as well as daily fluctuations in room temperature, are not compensated in any way and are reflected in the readings of the information recording system, reducing the accuracy of measurements of radiation exposure of nuclear fuel reactors.

Технической проблемой является разработка и создание устройства для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов, исключающего недостатки прототипа.The technical problem is the development and creation of a device for the study of radiation caking of nuclear fuel of power reactors, eliminating the disadvantages of the prototype.

Техническим результатом, достигаемым предлагаемой полезной моделью, является обеспечение надежности испытаний и повышение точности измерений радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов.The technical result achieved by the proposed utility model is to ensure the reliability of tests and improve the accuracy of measurements of radiation intercalability of nuclear fuel in power reactors.

Для решения поставленной задачи устройство для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов включает цилиндрический кожух, содержащий во внутренней полости оболочку в виде трубы из нержавеющей стали, внутри которой расположены исследуемые образцы, цилиндрическую теплопроводную вставку, размещенную между кожухом и оболочкой, приваренный к верхнему торцу оболочки герметичный цилиндрический корпус, внутри которого расположена система регистрации деформации, состоящая из измерительного штока, соединенного с сердечником индуктивного датчика перемещений, закрепленную на нижнем торце оболочки заглушку с трубкой для откачки и заполнения полости оболочки инертным газом и термопары, и отличается тем, что внутри корпуса над датчиком перемещений закреплен электромеханический привод, представляющий собой линейный шаговый двигатель для перемещения корпуса датчика относительно сердечника дистанционно в процессе исследования, обеспечивающий настройку датчика на рабочий диапазон измерений, причем на теплопроводную вставку навит спиральный нагреватель из нихромовой проволоки для регулирования и поддержания температурного режима исследования.To solve the problem, a device for studying the radiation curability of nuclear fuel of power reactors includes a cylindrical casing containing a shell in the form of a stainless steel pipe inside which the samples are located, a cylindrical heat-conducting insert located between the casing and the shell, welded to the upper end of the shell sealed cylindrical body, inside of which is located a deformation registration system consisting of a measuring rod, with an inductive displacement sensor integrated with the core, a cap fixed on the lower end of the shell with a tube for pumping and filling the cavity of the shell with inert gas and thermocouples, and differs in that an electromechanical drive is mounted inside the housing above the displacement sensor, which is a linear stepper motor for moving the sensor body relative to the core remotely during the study, providing the sensor is tuned to the operating measurement range, moreover, it is wound on the heat-conducting insert cial heater with nichrome wire for adjusting and maintaining the temperature of the study.

На фиг. 1 представлен общий вид предлагаемого устройства.In FIG. 1 shows a General view of the proposed device.

На фиг. 2 в укрупненном масштабе представлена нижняя часть предлагаемого устройства.In FIG. 2 in an enlarged scale presents the lower part of the proposed device.

Предлагаемое устройство для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов состоит из герметичного цилиндрического корпуса 1, рабочего участка, представляющего из себя столб из исследуемых образцов 2, помещенных внутрь оболочки в виде трубы из нержавеющей стали 3, вокруг которой находится теплопроводная вставка 4 с навитым на нее нагревателем 5, а также системы измерения деформации, включающей в себя индуктивный датчик перемещений 6 и измерительный шток 7. Рабочий участок помещен в цилиндрический кожух 8. Внутри корпуса 1 из нержавеющей стали размещен индуктивный датчик перемещений 6. Он упирается в пружину 9, а сверху поджимается линейным шаговым двигателем 10, который дает возможность дистанционно во время исследования регулировать положение датчика перемещений для обеспечения его работы в линейном диапазоне. Сердечник 11 датчика перемещений 6 посредством латунной муфты 12 соединен с измерительным штоком 7 из сплава циркония, который через молибденовую проставку 13 упирается в столб из исследуемых образцов 2, представляющих собой втулки из ядерного топлива. В свою очередь, столб из исследуемых образцов 2 через еще одну молибденовую проставку 13 упирается в заглушку 14, центральное отверстие которой соединено с трубкой 15, через которую происходит откачка и заполнение инертным газом полости оболочки 3 с образцами 2. Трубка 15 проходит сквозь теплопроводную вставку 4 и присоединяется к системе, обеспечивающей откачку и подачу газа к устройству (на фиг. не показано). Для контроля температуры предусмотрены две термопары 16, горячие спаи которых размещены в центральном отверстии столба из исследуемых образцов 2.The proposed device for studying the radiation curability of nuclear fuel of power reactors consists of a sealed cylindrical body 1, a working section, which is a column of the studied samples 2, placed inside the shell in the form of a stainless steel pipe 3, around which there is a heat-conducting insert 4 wound on it heater 5, as well as a deformation measuring system including an inductive displacement sensor 6 and a measuring rod 7. The working section is placed in a cylindrical skin 8. Inductive displacement sensor within the housing 1 of stainless steel placed 6. It abuts the spring 9, and the top is urged linear stepper motor 10 which makes it possible to remotely adjusted during the study pickoff position to ensure that it works in a linear range. The core 11 of the displacement sensor 6 is connected via a brass coupling 12 to a measuring rod 7 made of zirconium alloy, which, through a molybdenum spacer 13, abuts against a column of the studied samples 2, which are bushings made of nuclear fuel. In turn, the column from the test samples 2 through another molybdenum spacer 13 abuts the plug 14, the central hole of which is connected to the tube 15, through which the cavity of the shell 3 with the samples 2 is pumped out with inert gas and the tube 15 passes through the heat-conducting insert 4 and attached to a system that provides pumping and gas supply to the device (not shown in FIG.). To control the temperature, two thermocouples 16 are provided, the hot junctions of which are placed in the central hole of the column from the studied samples 2.

Устройство для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива работает следующим образом.A device for studying the radiation intercalability of nuclear fuel is as follows.

На дно оболочки 3 опускают молибденовую проставку 13, после чего в оболочку 3 помещают десять исследуемых образцов 2 в виде втулок из ядерного топлива энергетических реакторов. Сверху на столб из исследуемых образцов 2 опускается еще одна молибденовая проставка 13, после чего рабочий участок присоединяют через резьбовое соединение к цилиндрическому корпусу 1 и приваривают по стыку для герметизации устройства. Всю конструкцию помещают в канал исследовательского реактора. Через трубку 15 создают необходимую газовую среду в полости расположения исследуемых образцов 2. Для выравнивания градиентов температур исследуемых образцов 2 используется теплопроводная вставка 4, расположенная вокруг оболочки 3. Для повышения точности измерений путем нивелирования колебаний температур, а также для поддержания температурного режима эксперимента, используется нагреватель 5 из нихромовой проволоки, навитый на теплопроводную вставку 4. При деформации исследуемых образцов 2 вследствие радиационной доспекаемости, измерительный шток 7, упирающийся в молибденовую проставку 13, перемещается и через муфту 12 взаимодействует с сердечником 11 датчика перемещений 6. Датчик перемещений 6 снизу упирается в пружину 9, а сверху поджимается линейным шаговым двигателем 10, который дает возможность дистанционно во время исследования регулировать положение датчика перемещений 6 для настройки его на рабочий, линейный диапазон измерений. Таким образом, даже после сборки, окончательной герметизации сваркой и разогрева всего устройства в канале реактора до рабочей температуры, когда термические расширения различных элементов значительно вытянутой в осевом направлении конструкции могли увести датчик из узкого рабочего диапазона измерений, всегда есть возможность снова отрегулировать положение датчика, обеспечив его работу в линейном диапазоне. В этом диапазоне гарантировано получение корректных данных, что обеспечивает надежность проводимых испытаний. Сигнал с датчика перемещений 6 через измерительные коммуникации поступает в систему регистрации (на фиг. не показано) для последующей обработки данных и визуализации процесса.The molybdenum spacer 13 is lowered to the bottom of the shell 3, after which ten test samples 2 are placed in the shell 3 in the form of bushings from nuclear fuel of power reactors. One more molybdenum spacer 13 is lowered on top of the column from the test samples 2, after which the working section is connected through a threaded connection to the cylindrical body 1 and welded along the joint to seal the device. The entire structure is placed in the channel of the research reactor. The necessary gas medium is created through the tube 15 in the cavity of the location of the studied samples 2. To align the temperature gradients of the studied samples 2, a heat-conducting insert 4 located around the shell 3 is used. To increase the accuracy of measurements by leveling temperature fluctuations, as well as to maintain the temperature regime of the experiment, a heater is used 5 of a nichrome wire wound on a heat-conducting insert 4. When deforming the test samples 2 due to radiation caking, it will measure The rod 7, abutting against the molybdenum spacer 13, moves and through the coupling 12 interacts with the core 11 of the displacement sensor 6. The displacement sensor 6 abuts against the spring 9 from below and is pressed by a linear stepper motor 10 from above, which makes it possible to adjust the position of the sensor remotely during the study movements 6 to adjust it to the working, linear range of measurements. Thus, even after assembly, final sealing by welding and heating of the entire device in the reactor channel to the operating temperature, when thermal expansions of various elements of a significantly axially elongated structure could lead the sensor out of the narrow operating measurement range, it is always possible to adjust the position of the sensor again, ensuring his work in the linear range. In this range, obtaining correct data is guaranteed, which ensures the reliability of the tests. The signal from the displacement sensor 6 through measuring communications enters the registration system (Fig. Not shown) for subsequent data processing and visualization of the process.

Таким образом, предлагаемое устройство позволяет проводить исследования в канале реактора размерной стабильности под облучением изделий из ядерного топлива энергетических реакторов, обеспечить надежность испытаний и повысить точность проводимых измерений благодаря возможности дистанционно во время исследования настраивать датчик перемещений на рабочий, линейный диапазон измерений и регулировать и поддерживать температурный режим эксперимента.Thus, the proposed device allows you to conduct research in the channel of the dimensional stability reactor under irradiation of nuclear fuel products from energy reactors, to ensure the reliability of tests and improve the accuracy of measurements due to the ability to remotely during the study to adjust the displacement sensor to the working, linear measurement range and to regulate and maintain the temperature experiment mode.

Claims

A device for studying the radiation curability of nuclear fuel of power reactors, including a cylindrical casing, containing in the inner cavity a shell in the form of a stainless steel pipe, inside of which are studied samples, a cylindrical heat-conducting insert placed between the casing and the shell, a sealed cylindrical body welded to the upper end of the shell inside which there is a deformation registration system consisting of a measuring rod connected to an indu active displacement sensor, a cap fixed on the lower end of the shell with a tube for pumping and filling the shell cavity with inert gas and thermocouples, characterized in that an electromechanical drive is mounted inside the housing above the displacement sensor, which is a linear stepper motor for remotely moving the sensor body relative to the core in the process studies, providing the sensor is tuned to the operating measurement range, and a spiral heater made of nichrome is wound on the heat-conducting insert a new wire for regulating and maintaining the temperature regime of the study.