ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ ИНТЕГРАЛЬНОГО ТИПА Российский патент 2000 года по МПК G21C1/02 G21C1/32 

Предлагаемое изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах интегрального типа, содержащему главный корпус, заключающий в себе внутренние демонтируемые конструкции данного реактора.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах интегрального типа содержат основной корпус, внутри которого содержится и циркулирует охлаждающая жидкотекучая среда, образованная обычно жидким металлом типа натрия. В этот жидкий металл погружены активная зона ядерного реактора, насосы, обеспечивающие циркуляцию охлаждающей данный реактор жидкотекучей среда, и промежуточные теплообменники, предназначенные для передачи тепловой энергии от охлаждающей жидкости ядерного реактора, находящейся в непосредственном контакте с ним, к охлаждающей жидкости вторичного контура.

Циркуляционные насосы, погруженные в охлаждающую жидкость внутри главного корпуса реактора или так называемые первичные насосы, обеспечивают циркуляцию жидкого металла, представляющего собой в данном случае охлаждающую жидкость, таким образом, что этот жидкий металл непосредственно соприкасается с активной зоной реактора, нагреваясь в контакте с топливными блоками. Затем нагретый жидкий металл поступает в промежуточные теплообменники, где он охлаждается в контакте с охлаждающей жидкостью вторичного контура охлаждения, которая обычно также представляет собой металл в жидком состоянии.

Жидкий металл первичного контура, охлажденный на выходе из промежуточных теплообменников, возвращается в контур охлаждения реактора при помощи первичных насосов.

Главный корпус ядерного реактора заключает в себе систему внутренних конструкций, которые обеспечивают, в частности, разделение на отсеки внутреннего объема этого корпуса, опору для активной зоны данного реактора и направление части потока охлаждающей среды в виде жидкого металла, используемой для охлаждения внутренней поверхности этого главного корпуса.

Внутренние конструкции главного корпуса ядерного реактора содержат, в частности, внутреннюю камеру, которая ограничивает внутри главного корпуса первую зону или горячий коллектор, в который поступает нагретый жидкий металл, выходящий из активной зоны реактора, и вторую зону или холодный коллектор, в который поступает охлажденный жидкий металл, выходящий из упомянутых выше промежуточных теплообменников.

Промежуточные теплообменники и погружные насосы представляют собой обычно агрегаты цилиндрической формы и достаточно большой высоты. Эти агрегаты погружаются в вертикальном направлении в главный корпус ядерного реактора, верхняя часть которого закрывается плитой, содержащей специальные отверстия для прохода верхних частей упомянутых выше погружных насосов и промежуточных теплообменников.

Промежуточные теплообменники ядерного реактора проходят через упомянутую выше внутреннюю камеру и содержат входное отверстие для нагретого жидкого металла, выполняющего роль охлаждающей жидкости, соединенное с упомянутым выше горячим коллектором, и выходное отверстие для жидкого металла, охлажденного в теплообменнике, открывающееся в упомянутый выше холодный коллектор.

Всасывающая часть первичных погружных насосов открывается в упомянутый холодный коллектор.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах содержат обычно систему первичных насосов и промежуточных теплообменников, которые своими верхними частями проходят сквозь горизонтально расположенную плиту перекрытия верхней части главного корпуса данного ядерного реактора в зоне кольцевой формы, имеющей в качестве оси симметрии вертикальную ось симметрии упомянутого главного корпуса.

Активная зона ядерного реактора поддерживается частью внутренней конструкции главного корпуса, называемой подушкой, которая в свою очередь покоится на элементе внутренних конструкций, называемом настилом, опирающимся на часть внутренней поверхности главного корпуса ядерного реактора и обычно на дно этого корпуса.

Часть внутренних конструкций главного корпуса ограничивает объем кольцевой формы вместе с внутренней поверхностью корпуса и определяет пространство циркуляции жидкого металла, выполняющего роль охлаждающей жидкости главного корпуса в его периферийной части.

Внутренние конструкции главного корпуса ядерного реактора могут также содержать рекуператор, располагающийся под активной зоной реактора и обеспечивающий возможность защиты донной части главного корпуса и рекуперацию отходов или осколков, источником которых является активная зона данного ядерного реактора.

В известных на существующем уровне техники ядерных реакторах внутренние конструкции, располагающиеся в полости главного корпуса и образующие реакторный блок, обычно соединяются между собой при помощи сварки таким образом, чтобы сформировать жесткую моноблочную систему или агрегат.

Подобные варианты практической реализации внутренних конструкций ядерного реактора на быстрых нейтронах описаны, в частности, во французских патентах FR-A-2506062, FR-A-2680597, FR-A-2558635, FR-A-2541496.

Только лишь некоторые компоненты этих ядерных реакторов на быстрых нейтронах, имеющие достаточно большие размеры, такие, например, как первичные циркуляционные насосы, промежуточные теплообменники или крышка-заглушка активной зоны реактора, обеспечивая, в частности, прохождение необходимого оборудования и аппаратуры активной зоны и системы трубопроводов жидкого металла в верхней части главного корпуса выполнены демонтируемыми и могут быть выведены из этого главного корпуса путем подъема этих компонентов ядерного реактора при помощи специального оборудования.

При этом остальные элементы внутренних конструкций таких ядерных реакторов, располагающиеся в полости главного корпуса, являются несъемными либо вследствие того, что они соединены между собой при помощи сварки в процессе изготовления данного реакторного блока путей его сборки на месте установки, либо по причине того, что их габаритные размеры не позволяют обеспечить прохождение этого элементов через технологические отверстия, выполненные насквозь в плите перекрытия главного корпуса.

Действительно, верхняя плита перекрытия главного корпуса обычно выполнена таким образом, что она не может быть приподнята для освобождения верхней части главного корпуса реактора, в результате чего конструктивные элементы, располагающиеся внутри этого главного корпуса, могут быть выведены из него только через специальные технологические сквозные отверстия, проделанные в этой плите.

В соответствии с обычно используемой схемой построения ядерного реактора на быстрых нейтронах плита перекрытия главного корпуса может быть образована смешанной конструкцией, содержащей металлические детали, залитые в бетон, которая создается в процессе строительства реакторного зала, причем упомянутые выше металлические элементы, залитые в бетон, сохраняют для обеспечения затем возможности сварки верхней части главного корпуса.

Главный корпус реактора может быть также подвешен на растяжке, зажатой в конструкции здания реактора и в этом случае плита перекрытия этого главного корпуса устанавливается на часть здания реактора.

Для ядерных реакторов, построенных в соответствии с существующим уровнем техники, невозможно осуществить демонтаж или замену элемента внутренней конструкции корпуса вследствие того, что отсутствует возможность доступа во внутреннюю полость этого главного корпуса. Также отсутствует возможность извлечения или введения внутренних элементов конструкции через плиту перекрытия данного ядерного реактора.

В том случае, когда возникает необходимость извлечь из главного корпуса те или иные элементы внутренних конструкций, то есть тогда, когда осуществляется демонтаж или ликвидация данного ядерного реактора, отслужившего свой срок службы, необходимо полностью слить из главного корпуса демонтируемого ядерного реактора содержащейся в ней жидкий натрий и разрезать внутренние конструкции реактора в атмосфере инертного газа.

Таким образом, в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, построенных по существующей на современном уровне техники схеме, отсутствует возможность оперативного демонтажа внутренних конструкций главного корпуса, необходимого, например, для осуществления ремонта этих элементов или их замены. Отсутствует также возможность приподнятия совокупности элементов внутренней конструкции главного корпуса для обеспечения доступа к донной части корпуса для осуществления инспекционного осмотра или выполнения текущего ремонта на донной части этого главного корпуса реактора.

Кроме того, вследствие принятого на сегодняшний день способа построения внутренних конструкций корпуса, которые должны быть сварены во внутренней полости корпуса, операции монтажа и закрепления внутренних элементов конструкции этого главного корпуса составляют значительную часть общей продолжительности сооружения ядерного реактора подобного типа.

И наконец, вследствие принятого способа реализации внутренние конструкции и оборудование главного корпуса характеризуются весьма значительными габаритными размерами и большой массой.

Задачей настоящего изобретения является создание конструкции ядерного реактора на быстрых нейтронах интегрального типа, содержащей главный корпус, заключающий в себе активную зону реактора, погруженную в жидкий металл первичного контура охлаждения, по меньшей мере один первичный насос, обеспечивающий циркуляцию охлаждающей жидкости в главном корпусе, по меньшей мере один промежуточный теплообменник, погруженный в охлаждающую жидкость, и внутренние конструкции, располагающиеся во внутренней полости главного корпуса и образованные металлическими элементами больших размеров.

К этим внутренним конструкциям главного корпуса реактора относятся по меньшей мере одна внутренняя камера, разграничивающая в этом корпусе зону, принимающую горячий жидкий металл, поступающий из активной зоны ядерного реактора, и зону, принимающую охлажденный жидкий металл, поступающий из промежуточного теплообменника, обечайка формирования потока охлаждающего жидкого металла в контакте с внутренней стенкой главного корпуса и опорные конструкции активной зоны, причем внутренние конструкции ядерного реактора выполняются с возможностью демонтирования или приподнятия внутри главного корпуса, что обеспечивает упрощение и ускорение выполнения операций сооружения ядерного реактора.

Для достижения указанного результата каждый из элементов внутренних конструкций содержит средства удержания и опоры на соответствующие средства по меньшей мере одного компонента системы, образованной главным корпусом реактора и внутренними конструкциями, предназначенные для его фиксации путем простого опирания внутри этого главного корпуса.

Для лучшего понимания сути предлагаемого изобретения ниже приводится описание, не являющегося ограничительным примером практической реализации ядерного реактора на быстрых нейтронах в соответствии с данным изобретением со ссылками на чертежи, на которых представлено следующее.

Фиг. 1 - вид спереди в разрезе по вертикальной плоскости главного корпуса и внутренних конструкций ядерного реактора на быстрых нейтронах, выполненного в соответствии с изобретением.

Фиг. 2 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части главного корпуса и внутренних конструкций у нижнего конца циркуляционного насоса.

Фиг. 3 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части главного корпуса и внутренних конструкций у нижнего конца промежуточного теплообменника.

Фиг. 4A и 4B - вид в разрезе по вертикальной плоскости двух частей внутренних конструкций, показывающий средства канализации жидкого натрия, охлаждающего главный корпус реактора.

Фиг. 5 - разрез по линии 5-5 на фиг. 4A.

Фиг. 6 - разрез по линии 6 на фиг. 4A.

Фиг. 7 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части внутренних конструкций ядерного реактора, обеспечивающих опору для его активной зоны.

Фиг. 8 - вид в увеличенном масштабе детали 8, показанной на фиг. 7.

Фиг. 9 - вид по линии 9 на фиг. 8.

Фиг. 10 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части внутренних конструкций, обеспечивающих формирование потоков охлаждающего жидкого металла в главном корпусе реактора.

Фиг. 11 - разрез по линии II-II на фиг. 10.

Фиг. 12 - схематический вид сверху плиты перекрытия корпуса ядерного реактора.

Фиг. 13 - вид в разрезе периферийной части плиты перекрытия корпуса реактора.

Фиг. 14 - вид сверху части плиты перекрытия корпуса реактора.

Фиг. 15 - вид сечения вертикальной плоскостью по линии 15-15 на фиг. 14.

Фиг. 16 - вид в разрезе главного корпуса и внутренних конструкций ядерного реактора, иллюстрирующий порядок демонтажа различных элементов внутренних конструкций этого реактора.

На фиг. 1 показан главный корпус ядерного реактора на быстрых нейтронах, выполненного в соответствии с изобретением, обозначенная в целом позицией 1. Этот главный корпус 1 установлен внутри конструкции 2 реакторного сооружения и содержит охлаждающий жидкий металл, заполняющий корпус до уровня, обозначенного позицией 3. В охлаждающий жидкий металл погружены активная зона ядерного реактора, система внутренних конструкций, первичные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники охлаждающей жидкости.

Главный корпус реактора 1 окружен снаружи предохранительной камерой 1, формирующей между двумя этими камерами пространство, заполненное газом.

Главный корпус реактора 1 закрыт сверху горизонтально расположенной плитой 4 большой толщины, покоящейся на конструкции 2 ядерного реактора над верхней кромкой его корпуса.

В плите 4 выполнены сквозные отверстия, обеспечивающие проход верхних частей первичных циркуляционных насосов 5 и промежуточных теплообменников 6.

Как показано на фиг. 12 и 14, данный ядерный реактор содержит три первичных циркуляционных насоса 5, располагающихся под углом 120^o один к другому вокруг вертикальной оси главного корпуса, и шесть промежуточных теплообменников 6, вставленных между первичными циркуляционными насосами 5.

Система первичных циркуляционных насосов 5 и промежуточных теплообменников 6 проходит сквозь плиту 4 ядерного реактора в зоне кольцевой формы, ось которой совпадает с вертикальной осью 7 главного корпуса.

Внутренний объем главного корпуса 1 между верхним уровнем 3 охлаждающей жидкости, представляющей собой жидкий натрий, и нижней поверхностью плиты перекрытия 4 заполнен инертным газом, в данном случае аргоном.

В центральной части плиты 4 выполнено специальное сквозное отверстие, в котором смонтирована поворотная заглушка 8, на которой установлена загрузочная машина 9 реактора, и система 10, называемая крышкой-заглушкой активной зоны и расположенная над активной зоной 11 данного ядерного реактора. Эта крышка-заглушка активной зоны содержит приборы и оборудование, необходимые для выполнения соответствующих измерений в активной зоне, а также средства отклонения потока жидкого натрия, циркулирующего в корпусе реактора, в сторону выхода из активной зоны 11.

Активная зона 11 ядерного реактора образована топливными блоками, нижняя часть или подошва которых вставлена в сварную металлическую конструкцию 12, называемую пятой или подушкой и образующую часть внутренних конструкций основного корпуса 1 ядерного реактора.

Пята или подушка 12 опирается на другую сварную металлическую конструкцию 13, называемую настилом, которая сама в свою очередь опирается на днище главного корпуса 1 в верхней части опорной обечайки 14. Эта опорная обечайка 14 содержит на своей внутренней поверхности средства опоры для элемента 15 внутренних конструкций ядерного реактора, называемого рекуператором, который располагается под настилом и дает возможность рекуперировать осколки активной зоны реактора в случае аварии и разрушения топливных сборок.

Элемент 16 внутренних конструкций ядерного реактора, называемый внутренней камерой или внутренним корпусом, располагается на верхней части настила и содержит обечайку, помещенную в такое положение, в котором она оказывается коаксиальной по отношению к главному корпусу реактора и охватывает активную зону 11, а также плоский кольцевой уступ 16а и верхнюю наружную обечайку 16б, имеющую диаметр, несколько меньший внутреннего диаметра главного корпуса 1 реактора.

Внутренняя обечайка 16с внутренней камеры им внутреннего корпуса 16 прикреплена к плоскому уступу 16а вдоль его внутреннего контура, а верхняя наружная обечайка 16б прикреплена к плоскому уступу 16а вдоль его наружного контура.

Этот плоский уступ 16а содержит отверстия перехода, на уровне каждого из которых закреплены либо обечайка 17 прохода первичного циркуляционного насоса 5, либо обечайка 18 прохода промежуточного теплообменника 6.

Обечайки 17, предназначенные для прохода первичных циркуляционных насосов 5, имеют верхнюю часть, располагающуюся над верхним уровнем 3 жидкого натрия, заполняющего главный корпус 1 реактора. В то же время обечайки 18, предназначенные для прохода промежуточных теплообменников 6, имеют верхнюю часть, располагающуюся внутри массы жидкого натрия, и содержат средства изоляции с помощью инертного газа 18а, взаимодействующие с соответствующими средствами промежуточного теплообменника 6 для того, чтобы обеспечить герметичный проход нижней части промежуточного теплообменника 6 через внутренний корпус или внутреннюю камеру реактора.

Таким образом, внутренняя камера разделяет внутренний объем главного корпуса реактора на первое пространство 19а, располагающееся над активной зоной реактора и называемое горячим коллектором и второе пространство 19б, располагающееся вокруг нижней части активной зоны реактора и под ней и называемое холодным коллектором.

Жидкий натрий, который циркулирует внутри главного корпуса реактора благодаря первичным циркуляционным насосам 5, проходит сквозь активную зону реактора в вертикальном направлении снизу вверх, как показывает стрелка 20 на фиг. 1, нагреваясь в контакте с топливными сборками этой активной зоны 11, и выходит в горячий коллектор 19а, расположенный над активной зоной. Уровень жидкого натрия в горячем коллекторе 19а главного корпуса реактора 1, который является динамическим уровнем, устанавливается в некоторой окрестности верхнего уровня, обозначенного позицией 3.

Каждый из промежуточных теплообменников 6 содержит верхнее окно 6а, открывающееся в горячий коллектор 19а, и нижнее окно 6б, открывающееся в холодный коллектор 19б.

Жидкий натрий, выходящий из активной зоны реактора, попадает в каждый из промежуточных теплообменников через соответствующее окно 6а, циркулирует внутри каждого промежуточного теплообменника и охлаждается в контакте с жидким натрием вторичного контура охлаждения, после чего выходит через нижние окна 6б промежуточных теплообменников 6 в холодный коллектор 19б при температуре более низкой, чем температура этого жидкого натрия на входе в промежуточные теплообменники.

Жидкий натрий вторичного контура охлаждения, нагретый в контакте с жидким натрием первичного контура, используется затем для производства пара в специальных парогенераторах, располагающихся вне главного корпуса ядерного реактора.

Всасывающая часть первичных циркуляционных насосов 5, располагающаяся на их нижнем конце, помещается в холодном коллекторе 19б и позволяет всасывать холодный жидкий натрий, выходящий из нижних окон 6б промежуточных теплообменников, и направлять этот холодный жидкий натрий в активную зону реактора через настил 13 и подушку 12, на которые опирается эта активная зона.

Уровень жидкого натрия 21 в холодном коллекторе устанавливается ниже уровня 3 в горячем коллекторе.

Часть жидкого натрия низкой температуры, образующая расход утечки внутри настила 13, попадает в кольцевое пространство, ограниченное внутренней поверхностью главного корпуса реактора 1 и наружной поверхностью направляющей обечайки жидкого охлаждающего металла 22, которая представляет собой часть внутренних конструкций данного ядерного реактора.

Верхняя часть направляющей обечайки 22 образует сливное устройство или сливное отверстие, обеспечивающее возврат жидкого натрия, охлаждающего внутреннюю поверхность главного корпуса реактора 1, в холодный коллектор, точнее в его зону, располагающуюся снаружи обечайки 16б внутренней камеры.

В соответствии с общей отличительной характеристикой изобретения каждый из элементов 12, 13, 15, 16 и 22 внутренних конструкций ядерного реактора содержит средства удержания и опоры, предназначенные для размещения на соответствующих средствах другого элемента внутренних конструкций реактора или на части внутренней поверхности главного корпуса 1 реактора.

Таким образом, элементы внутренних конструкций ядерного реактора необходимым образом удерживаются внутри главного корпуса этого реактора под действием их собственного веса и в результате взаимодействия средств удержания и опоры. При этом отсутствует необходимость фиксировать дополнительно эти элементы сваркой или механическими средствами крепления, например, винтами или болтами.

Кроме того первичные циркуляционные насосы 5 и промежуточные теплообменники 6 обычно монтируются внутри главного корпуса реактора через проходы в плите перекрытия 4 с обеспечением возможности их поднятия и извлечения из главного корпуса реактора 1.

Поскольку эта плита перекрытия 4 выполнена, как описано ниже, с возможностью поднятия и отделения от конструкции реактора, то можно последовательно извлечь из главного корпуса этого ядерного реактора элементы внутренних конструкций, как это будет описано более подробно в последующем изложении.

Подушка 12, над которой расположена активная зона ядерного реактора 11, опирается на верхнюю поверхность настила 13. Рекуператор 15 расположен на опорной части внутри опорной обечайки 14 и через нее опирается на днище главного корпуса 1.

Внутренняя камера 16 нижней частью своей внутренней обечайки 16с опирается на верхнюю поверхность настила 13 вокруг подушки 12 и активной зоны реактора 11.

Направляющая обечайка 22 охлаждающего жидкого натрия расположена своей нижней частью на опорной части настила на внутренней поверхности главного корпуса реактора 1.

Главный корпус 1 ядерного реактора в соответствии с изобретением имеет боковую стенку цилиндрической формы и днище тороидально-сферической формы, сильно сплющенное и почти выровненное. Центральная часть днища имеет сферическую форму с очень большим радиусом кривизны, а соединенная с ней периферийная часть, соединяющая боковую стенку главного корпуса с центральной частью днища сферической формы, имеет форму части тора с круглым меридианальным сечением.

В общем случае главный корпус 1 ядерного реактора в соответствии с изобретением характеризуется отношением высоты к диаметру, имеющим существенно большее значение, чем соответствующее отношение для главных корпусов ядерных реакторов, известных из существующего уровня техники.

На фиг. 2 показана нижняя часть главного корпуса 1 реактора, в которой располагается нижняя часть первичного циркуляционного насоса 5 ниже внутренней камеры 16 и внутри холодного коллектора 19б.

Настил 13 выполнен в форме сварной металлической конструкции, содержащей нижний горизонтальный настил и верхний горизонтальный настил, внешнюю боковую стенку, приваренную к верхнему и нижнему настилам, а также механические подкрепляющие связи и элементы крепления верхнего и нижнего настилов. Настил несет на себе три узла 23, закрепленных на боковой наружной стенке, каждый на уровне отверстия прохода в этой боковой стенке.

Каждый из узлов 23 содержит корпус 24, в который вставлена нижняя часть первичного циркуляционного насоса 5 и трубопровод 25, направляющий поток жидкого натрия в направлении подушки 12 и активной зоны 11 ядерного реактора, поддерживаемой этой подушкой 12.

Корпус 24 и трубопровод или патрубок 25 прикреплены сваркой к соединительной детали, смонтированной и приваренной в отверстии боковой стенки настила.

Патрубок 25 приварен одним из своих концов к этой соединительной детали. Другим своим концом этот патрубок приварен к другой соединительной детали, жестко связанной с верхней поверхностью настила 13 и образующей элемент герметичного соединения с подушкой 12, на которой расположена активная зона ядерного реактора.

Металлический лист 25а закреплен вокруг выпуклой наружной поверхности патрубка 25 подачи охлаждающего жидкого натрия. Этот лист 25а обеспечивает поддержание этого патрубка в случае разрыва или разрушения.

К нижней части боковой стенки настила 13 прикреплена коническая обечайка 26, располагающаяся коаксиально по отношению к настилу 13 и окружающая настил по всей его периферии.

На своей кромке коническая обечайка 26 несет опорное кольцо 27, посредством которого настил 13 опирается на кольцевую опорную пяту 28, проточенную на специальном утолщении на внутренней части стенки главного корпуса 1 ядерного реактора.

Направляющая обечайка 22 жидкого охлаждающего натрия опирается на опорную пяту или выступ 28 через кольцо 27, поддерживающее настил 13.

Коническая обечайка 26 настила 13 пронизывается насквозь отверстиями, в которых закреплены короткие обечайки прохода корпусов 24 первичных циркуляционных насосов 5.

Нижняя панель настила 13 находится в том случае, когда настил опирается через опорное кольцо 27 на опорную поверхность 28 главного корпуса 1 ядерного реактора, немного выше опорной обечайки 14, жестко связанной с днищем корпуса 1. Обечайка 14 обеспечивает удержание настила в случае аварийного разрушения его системы крепления.

Устройство 15 для сбора осколков активной зоны ядерного реактора содержит дефлектор и средства распределения осколков и лежит на опорной поверхности 14а, проточенной на специальном утолщении на внутренней поверхности обечайки 14.

Здесь следует отметить, что настил 13 и рекуператор 15 свободно лежат на своих опорных поверхностях 28 и 14а соответственно без закрепления сваркой и без использования механических средств соединения с главным корпусом реактора или с опорной обечайкой 14.

На фиг. 3 доказана нижняя часть главного корпуса 1 ядерного реактора, в которой располагается промежуточный теплообменник 6, проходящий через внутреннюю камеру 16 на уровне обечайки и герметичного перехода 18, 18а, причем верхнее окно 6а и нижнее окно 6б промежуточного теплообменника располагаются по обе стороны от плоского уступа 16а внутренней камеры 16.

Здесь следует отметить, что плоский уступ 16а, обеспечивающий соединение внутренней обечайки 16с с внешней обечайкой 16б внутренней камеры реактора, может быть заменен уступом, форма которого отлична от плоской, например, уступом конической формы.

В общем можно сказать, что для реакторов небольшой и средней мощности предпочтительнее использовать плоский уступ, а для ядерных реакторов более значительной мощности - уступ конической формы.

Защитный экран 6с закреплен на опоре 26 настила 13 напротив нижнего окна 6б выходной части промежуточного теплообменника 6.

Трубопроводы системы утилизации 30 охлаждающего ядерный реактор жидкого натрия закреплены в наклонном по отношению к горизонтали положении над обечайкой 26 опорной системы настила.

Как показано на фиг. 4A и 4B, трубы 30 циркуляции жидкого натрия, которые вставлены между первичными циркуляционными насосами и промежуточными теплообменниками ядерного реактора параллельно опорной обечайке 26 настила, приварены одним из своих концов к патрубку 31, в свою очередь приваренному к боковой стенке настила 13, и другим своим концом вставлены с натягом в отверстие, выполненное в опорном кольце 27 настила, изготовленном в виде кованого и механически отработанного элемента.

На уровне трубопровода 30 для жидкого натрия опорная деталь 28 главного корпуса 1 ядерного реактора, выполненная ковкой и последующей механической обработкой, содержит специальную проточку 32, видимую на фиг. 4A и 5 и обеспечивающую сообщение конца трубопровода 30 с кольцевым пространством 33, ограниченным внутренней поверхностью обечайки главного корпуса 1 и наружной поверхностью направляющей обечайки 22 для охлаждающего жидкого натрия. Таким образом, расход утечки жидкого натрия, охлажденного в промежуточном теплообменнике и циркулирующего под активной зоной 11 реактора, может быть направлен через трубы 30 внутрь кольцевого пространства 33, в котором этот жидкий натрий, перемещающийся снизу вверх, обеспечивает охлаждение обечайки или внутренней поверхности стенки главного корпуса ядерного реактора.

Способные контактировать за счет опоры или трения поверхности труб 30, опорного кольца 27, детали 28 главного корпуса реактора и кольца 22а обечайки, направляющей поток охлаждающего жидкого натрия, алюминированы или покрыты алюминизированными накладками для уменьшения трения и повышения износостойкости.

Обработка алюминированием или алитированием поверхностей трения оказывается предпочтительнее покрытия специальными сплавами типа стеллита, содержащего кобальт. Действительно, хорошо известно, что следует в максимально возможной степени избегать наличия кобальта во внутренней полости корпуса ядерного реактора.

Как показано на фиг. 6, детали 27 и 28, входящие в опорный контакт друг с другом, содержат каждая три паза, расположенных под углом 120^o вокруг оси главного корпуса реактора и ориентированных один против другого в процессе установки настила внутрь главного корпуса данного ядерного реактора.

После установки настила в корпус реактора в каждую из полостей, образованных располагающимися один против другого пазами, вводят шпонку 34. Таким образом осуществляется блокировка по вращательному движению установленного настила по отношению к внутренней поверхности главного корпуса реактора.

Направляющая обечайка 22 также фиксируется по вращательному движению по отношению к стенке главного корпуса 1 данного ядерного реактора.

Как показано на фиг. 7 и 8, подушка 12 лежит, опираясь нижней частью своей боковой стенки, образующей ее опорное основание, на верхней панели настила 13.

Кроме того, центральная ось 12а, показанная на фиг. 1, вставлена в специальную приемную деталь, закрепленную в верхней панели настила 13. Шпонки обеспечивают блокировку по вращательному движению этой подушки 12 по отношению к настилу 13.

Каждый из трех патрубков 25 подачи жидкого натрия в активную зону ядерного реактора, связанных с первичными циркуляционными насосами 5, жестко соединен своим концом, противоположным первичному насосу 5, с кованой деталью 35, образующей трубный наконечник, вставленный в отверстие подушки 12, оснащенное кольцом, выполненным в виде кованой детали.

На каждом из переходных колец нижней стенки подушки 12 установлена уплотняющая деталь 37 кольцевой формы, внутрь которой вставлен трубный наконечник 35.

Специальные прокладки 38, образованные металлическими кольцами, вставлены между верхним внутренним выступом кольцевой уплотнительной детали 37 и переходным кольцом отверстия подушки 12. Прокладки 38 зажаты между деталью 37 и подушкой действием давления жидкого охлаждающего металла.

Прокладки 39 в форме кольцевых зажимов вставлены между наружной поверхностью трубного наконечника 35 и внутренней цилиндрической поверхностью уплотнительной детали 37. Давление жидкого натрия на эти прокладки 39 позволяет обжать их на поверхности наружной части наконечника 35 и обеспечить таким образом герметичную связь между трубопроводом первичного циркуляционного насоса и конструкцией подушки.

Таким образом, трубный наконечник 35 имеет возможность смещаться в боковом направлении по отношению к подушке 12 в процессе тепловых переходных режимов во внутренней полости главного корпуса ядерного реактора. Трубный наконечник 35 имеет также возможность смещаться в вертикальном направлении внутри упомянутой выше уплотнительной детали 37.

Охлаждающий жидкий натрий направляется непрерывным и герметичным образом из трубопровода первичного циркуляционного насоса во внутреннюю полость подушки, как это показано стрелками 40 на фиг. 7. Подаваемый первичным насосом жидкий натрий проходит через верхнюю панель подушки 12 сквозь отверстия 41 с тем, чтобы попасть в активную зону 11 ядерного реактора, опирающуюся на подушку 12.

Внутренняя обечайка 16с внутренней камеры 16 жестко связана своей нижней частью с кованым и механически обработанным кольцом 36, содержащим выступ, выполненный таким образом, что это кольцо 36 накрывает верхнюю часть боковой стенки настила 13 в процессе установки внутренней камеры 16 в полость главного корпуса 1 ядерного реактора. Вставление верхней части боковой стенки настила 13 в деталь 36 внутренней камеры позволяет осуществить точное позиционирование внутренней камеры по отношению к настилу 13, который сам в свою очередь зафиксирован в строго центрированном положении внутри главного корпуса реактора посредством кованого опорного кольца 27. Вставление верхней части боковой стенки настила 13 в деталь 36 позволяет также предотвратить всякое качание внутренней камеры относительно настила 13 внутри главного корпуса 1 ядерного реактора.

На фиг. 9 можно видеть, что кованая опорная деталь 36 содержит пазы 36а, которые располагаются против соответствующих аналогичных пазов, проточенных в верхней части боковой стенки настила 13, в процессе установки внутренней камеры в полость главного корпуса реактора.

Для того, чтобы дополнить систему фиксации внутренней камеры во внутренней полости главного корпуса реактора, в каждую из полостей, образованных расположенными друг против друга пазами опорной детали 36 и настила 13, вводят шпонки 42. Таким образом осуществляется блокировка по вращательному движению внутренней камеры по отношению к настилу, который сам в свою очередь заблокирован по вращательному движению по отношению к главному корпусу реактора посредством уже упомянутых выше шпонок 34, как показано на фиг. 4A и 6.

Все поверхности подушки 12, настила 13 и опорной детали 36, входящие в опорный контакт друг с другом и изготовленные из нержавеющей стали, контактируют через специальные алюминированные прокладки для исключения непосредственного контакта нержавеющей стали с нержавеющей сталью. Эти прокладки устанавливаются в процессе опирания элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора друг на друга.

Как видно из чертежа, приведенного на фиг. 10, верхняя часть обечайки 22, направляющей поток охлаждающего жидкого натрия, соединена посредством кованой детали с двумя обечайками 43 и 44, образующими сливное устройство для жидкого натрия, введенного через трубопроводы 30 в кольцевое пространство 33 между стенкой главного корпуса ядерного реактора и направляющей обечайкой 22.

Жидкий натрий проходит над верхним краем обечайки 43, образующим порог перетекания, и попадает в устройство слива между обечайками 43 и 44.

Отверстия слива жидкого натрия 45, показанные на фиг. 10 и 11, позволяют снова направить жидкий натрий в холодный коллектор, уровень этого жидкого натрия, в котором 21 располагается существенно ниже уровня 3 жидкого натрия в горячем коллекторе данного ядерного реактора.

Таким образом, охлаждающий жидкий натрий может циркулировать в контакте с внутренней поверхностью стенки главного корпуса реактора, охлаждение которой он обеспечивает, и возвращаться затем в холодный коллектор не вызывая при этом вибраций в конструкциях данного ядерного реактора.

На фиг. 12 схематично представлена плита перекрытия 4 главного корпуса ядерного реактора, в которой выполнены отверстия, обеспечивающие проход первичных циркуляционных насосов 5 и промежуточных теплообменников 6.

Эта плита перекрытия 4 содержит также центральное отверстие, в котором установлена большая поворотная заглушка 8 ядерного реактора, которая имеет возможность вращаться на плите перекрытия 4 вокруг вертикальной оси 7 главного корпуса реактора.

На большой поворотной заглушке 8 смонтирована малая поворотная заглушка 46, которая имеет возможность вращаться вокруг оси, не совпадающей с осью главного корпуса реактора 7. На этой малой поворотной заглушке смонтирована загрузочная машина 9 данного ядерного реактора.

В результате осуществления совместного вращения большой поворотной заглушки 8 и малой поворотной заглушки 46 можно установить упомянутую выше загрузочную машину, осуществляющую манипуляции с ядерным топливом, в положение, совпадающее в вертикальном направлении, с любой топливной сборкой активной зоны данного ядерного реактора 11.

На большой поворотной заглушке 8 закреплена также в центрированном положении крышка-заглушка активной зоны реактора.

На чертеже, представленном на фиг. 13, показана наружная периферийная часть плиты перекрытия 4 ядерного реактора, содержащая средства опирания и фиксации этой плиты перекрытия на неподвижной конструкции сооружения 2 ядерного реактора.

Верхняя часть обечайки или стенки главного корпуса 1 ядерного реактора жестко связана с кольцевым фланцем 47. Фланец 48, также имеющий кольцевую форму, закреплен в конструкции сооружения данного ядерного реактора 2, в его верхней части, и располагается вокруг полости, образующей шахту, в которую помещается главный корпус 1 ядерного реактора.

Фланец 48, закрепленный в конструкции сооружения ядерного реактора, содержит паз кольцевой формы, позволяющий принять фланец 47, жестко связанный с верхней частью обечайки или стенки главного корпуса 1 ядерного реактора.

Плита перекрытия 4 образована пластиной стали очень большой толщины, наружная боковая поверхность которой механически обработана с тем, чтобы обеспечить расположение корпусного фланца 47 ядерного реактора и соответствующих средств крепления.

В частности, упомянутая выше плита перекрытия 4 содержит выступ 4а, образующий кольцевую поверхность, обращенную вниз, на которой закрепляются опорные устройства 49, располагающиеся против соответствующих опорных устройств 49', закрепленных на верхней опорной поверхности фланца 47, связанного со стенкой главного корпуса 1 ядерного реактора.

Упоры 49 и 49' содержат опорные поверхности криволинейной формы, совмещенные по общему вертикальному направлению 51.

Между каждым из упоров 49 и 49' опорной пары плиты перекрытия вставлены опоры 52, выполненные скользящими и шарнирно свободными внутри криволинейных вогнутых опорных поверхностей упомянутых выше упоров 49 и 49'.

Таким образом, периферийная часть плиты перекрытия может смещаться, например, для компенсации теплового расширения материала этой плиты в радиальном направлении. Шарнирные опоры описанного выше типа позволяют также поглотить деформации изгиба упомянутой плиты перекрытия.

Описанные выше скользящие и шарнирно установленные опоры 52 равномерно распределены по периферийной части плиты перекрытия ядерного реактора.

Между двумя последовательно расположенными опорами 52 установлена система 53, предназначенная для предотвращения самопроизвольного поднятия плиты перекрытия 4.

Каждое из упомянутых выше устройств 53, предотвращающих поднятие плиты перекрытия 4, содержит тягу 54, которая вставлена в отверстие в периферийной части плиты перекрытия 4 и в отверстие во фланце главного корпуса 47, располагающееся на осевом продолжении отверстия, выполненного в периферийной части плиты 4.

Конец упомянутой выше тяги проходит через отверстие, выполненное во фланце 48 на одной оси с отверстием во фланце 47 главного корпуса реактора и завинчивается в гайку 55, закрепленную и залитую в конструкции 2 сооружения данного ядерного реактора.

После закрепления упомянутой выше тяги устанавливается над головкой этой тяги 54 герметично закрывающий ее колпачок 56, обеспечивая герметизацию проходного пространства вокруг тяги 54.

Фланец 47 закрепляется после установки сварочным швом 57, располагающимся в упомянутом выше пазу, выполненном во фланце 48.

На внутренней верхней периферийной части фланца 47 закрепляется при помощи сварного шва 62 уплотняющая обечайка 50, которая может быть соединена сварным швом 61 на своем конце, противоположном сварному шву 62, с наружной периферийной частью плиты перекрытия 4 данного ядерного реактора.

Таким образом обеспечивается герметичное закрытие внутреннего объема главного корпуса 1 ядерного реактора, который содержит инертный газ, например, аргон, над поверхностью охлаждающего ядерный реактор жидкого натрия.

Сварочный шов 61, который представляет собой гетерогенный сварочный шов, выполняется в процессе установки на предусмотренное для нее место плиты перекрытия данного ядерного реактора после укладки плиты перекрытия 4 на опоры 52, но перед установкой и затягиванием тяг 54, предотвращающих поднятие этой плиты.

Сварочный шов 61 может быть выполнен вследствие того, что свободное периферийное пространство, открытое в своей верхней части, устроено между наружной периферийной частью плиты перекрытия 4 и неподвижной конструкции 2 сооружения ядерного реактора.

После осуществления или выполнения герметизирующего сварного шва 61 свободное периферийное пространство между плитой перекрытия 4 и неподвижной конструкции 2 сооружения ядерного реактора заполняется перекрывающими заглушками 58, которые закрепляются съемным образом на неподвижной конструкции 2 одна за другой по всему периметру плиты перекрытия 4. Специальная уплотнительная прокладка 59 вводится при этом между наружной периферийной поверхностью плиты перекрытия 4 и внутренней периферийной поверхностью заглушек 58, обеспечивая герметичное соединение этих заглушек с плитой перекрытия ядерного реактора.

Принцип установки и закрепления плиты перекрытия ядерного реактора, подробно описанный выше, дает возможность осуществить демонтаж и поднятие всей плиты перекрытия ядерного реактора в целом. Можно также обеспечить доступ во внутреннюю полость главного корпуса реактора на всей совокупности его поперечного сечения, например, для выполнения демонтажа и извлечения элементов внутренних конструкций этого ядерного реактора.

Здесь следует отметить, что все опорные плоскости элементов внутренних конструкций, соприкасающиеся друг с другом и с внутренними поверхностями главного корпуса ядерного реактора, находятся в так называемых "холодных зонах", в которых охлаждающий активную зону жидкий натрий в процессе нормального функционирования ядерного реактора имеет температуру порядка 400^oC, что значительно ниже температуры этого жидкого натрия в горячем коллекторе данного ядерного реактора, например, на выходе из его активной зоны.

На чертежах, представленных на фиг. 14 и 15, показана большая поворотная заглушка 8 ядерного реактора, которая установлена с возможностью вращения в центральной части плиты перекрытия 4. В периферийной части этой плиты перекрытия 4 выполнены специальные отверстия, через которые проходят первичные циркуляционные насосы 5 и промежуточные теплообменники 6. В двух зонах, располагающихся в диаметрально противоположных положениях на кромке поворотной заглушки, плита перекрытия 4 содержит две полости или две выемки, в которые могут быть введены два демонтируемых выступа 60а и 60б, изготовленных из стали той же толщины, что и сама плита перекрытия 4 ядерного реактора.

Большая поворотная заглушка может быть демонтирована и отделена от плиты перекрытия, в случае необходимости после демонтажа и подъема крышки-заглушки активной зоны реактора 10, образующей ее центральную часть.

После демонтажа и подъема большой поворотной заглушки появляется возможность демонтировать выступы 60а и 60б таким образом, чтобы обеспечить раскрытие прохода с размерами в диаметральном направлении, достаточными для прохождения подушки 12 в опрокинутом вертикальном положении с тем, чтобы обеспечить возможность выведения этой подушки 12 из главного корпуса ядерного реактора с использованием соответствующих подъемных средств.

На чертеже, представленном на фиг. 14, схематически показано диаметральное сечение 12' подушки 12, которое вписывается в сечение отверстия большой поворотной заглушки 8, увеличенное в диаметральном направлении за счет двух полостей приема демонтируемых выступов 60а и 60б.

После остановки и охлаждения ядерного реактора имеется возможность извлечь из его активной зоны все топливные блоки и поместить их на временное хранение в соответствующем месте
при помощи использования загрузочной машины данного ядерного реактора.

Затем можно демонтировать большую поворотную заглушку и демонтируемые выступы 60а и 60б для того, чтобы разместить их на месте временного хранения.

После этого появляется возможность доступа во внутреннюю полость главного корпуса ядерного реактора, что позволяет обеспечить манипуляции с подушкой активной зоны реактора и ее извлечение из главного корпуса реактора после опрокидывания или переворота этой подушки в вертикальное положение.

Эти операции осуществляются после полного слива охлаждающего жидкого натрия из внутренней полости главного корпуса ядерного реактора и предпочтительно в специально созданной там атмосфере инертного газа.

Демонтаж с места установки и извлечение из главного корпуса ядерного реактора подушки его активной зоны не требует никаких операций по демонтажу механических или разрушению сварных соединений, поскольку эта подушка активной зоны реактора в соответствии с изобретением свободно лежит на настиле и имеет только центральную ось центрирования 12а и три обечайки центрирования 37, вставляемые соответственно в приемную деталь настила и в три наконечника трубопровода 35 этого настила.

Для того, чтобы осуществить демонтаж системы элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением необходимо демонтировать и поднять со своего места плиту перекрытия данного ядерного реактора, что может быть выполнено, как уже было пояснено выше благодаря особой конструкции опорных и удерживающих элементов на этой плите перекрытия и в неподвижной конструкции данного ядерного реактора.

На чертеже, представленном на фиг. 16, схематически показаны различные элементы внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением в приподнятом положении внутри главного корпуса этого ядерного реактора в процессе извлечения этих элементов из корпуса реактора.

Схема, показанная на фиг. 16, не отражает какой-либо реально возможной фазы демонтажа элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора, но иллюстрирует порядок, в соответствии с которым должно осуществляться извлечение этих внутренних конструкций из главного корпуса ядерного реактора после подъема и отвода плиты перекрытия.

Прежде всего, как уже было сказано выше, можно осуществить подъем и извлечение из главного корпуса ядерного реактора подушки 12 его активной зоны. Это извлечение, как уже было подчеркнуто ранее, может быть выполнено путем открытия большой поворотной заглушки без снятия плиты перекрытия ядерного реактора, либо может быть осуществлено после открытия главного корпуса ядерного реактора в результате снятия плиты перекрытия.

Можно также демонтировать обечайку 22, направляющую поток охлаждающего жидкого натрия для охлаждения стенок главного корпуса, или внутреннюю камеру 16 при помощи простого подъема вследствие того, что эти элементы не несут на себе никаких других элементов внутренних конструкций ядерного реактора. Порядок извлечения из главного корпуса ядерного реактора упомянутых выше элементов 16 и 22 не имеет значения и может быть произвольным вследствие того, что оба эти элемента независимо один от другого лежат на опорных элементах настила 13.

После демонтажа элементов внутренних конструкций 12, 16 и 22 можно демонтировать настил 13, который свободно лежит лишь на внутренней детали 28 главного корпуса 1 реактора.

И наконец появляется возможность демонтировать рекуператор 15, который лежит на опорной обечайке 24, жестко связанной с днищем главного корпуса 1 ядерного реактора.

Извлечение из главного корпуса ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением всех элементов его внутренних конструкций может быть осуществлено без демонтажа механических или разрушения сварных соединений. Действительно, каждый из элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора в соответствии с изобретением покоится при помощи специальных опорных и удерживающих деталей либо на одном из элементов внутренних конструкций, либо на некоторой части внутренней поверхности главного корпуса ядерного реактора. Опора на внутреннюю поверхность главного корпуса ядерного реактора может быть осуществлена посредством специального опорного устройства, такого как часть 28, выступающая внутрь главного корпуса или опорная обечайка 14, жестко связанная с днищем этого главного корпуса.

Опорные средства элементов внутренних конструкций ядерного реактора, которые обычно представляют собой фланец кольцевой формы или край соответствующей обечайки, изготавливаются путем ковки и последующей механической обработки.

Поверхности контакта и центрирования опорных средств используемых в данном случае конструкций механически обрабатываются на токарном станке с очень высокой точностью таким образом, что удержание и центрирование элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора осуществляется с очень высокой точностью.

Вследствие достаточно высокой точности изготовления опорных поверхностей монтаж и демонтаж элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением может быть выполнен быстро я в весьма благоприятных условиях.

Между контактными поверхностями опорных средств элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с данным изобретением устанавливаются алюминированные пластины или прокладки, которые позволяют исключить непосредственный контакт нержавеющей стали с нержавеющей сталью во внутренней полости главного корпуса данного ядерного реактора.

Изготовление некоторых конструктивных деталей элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с изобретением в виде кованых деталей, подвергающихся затем точной механической обработке, позволяет упростить производство этих внутренних конструкций, поскольку такие операции, как сварное соединение обечайки с фланцем, могут быть автоматизированы в полном объеме вследствие весьма высокой геометрической и размерной точности изготовления фланца.

В данном случае обеспечивается также очень высокая точность в реализации описанных выше кольцевых пространств между различными элементами внутренних конструкций ядерного реактора.

Упомянутая выше точная механическая обработка конструктивных деталей элементов внутренних конструкций может быть выполнена на вертикальном токарном станке высокой производительности либо на предприятии-изготовителе, либо непосредственно на месте сооружения данного ядерного реактора.

Для совершенствования стыковки обечаек с коваными и затем механически обработанными фланцами перед их сваркой может быть осуществлена прикатка или вальцовка в холодном состоянии листов обечайки по меньшей мере в непосредственной близости от места стыка для того, чтобы обеспечить удовлетворительный профиль этих поверхностей. Затем производится измерение расширения обечаек, таким образом, чтобы можно было достаточно точно рассчитать радиус требуемой механической обработки присоединительной части кованого фланца. Таким образом обеспечивается совершенная по качеству стыковка упомянутых выше элементов, что позволяет использовать автоматизированные способы сварки типа способа TIG для плотного стыка.

Расположение элементов внутренних конструкций внутри главного корпуса ядерного реактора в соответствии с изобретением позволяет исключить применение сварных швов на соединительных деталях, содержащих несколько ветвей, например, имеющих Т-образное поперечное сечение. Отпадает также необходимость в использовании толстых отложений или наплавки металла в области зон соединения различных деталей.

С другой стороны, имеется более широкая свобода действий в том, что касается размещения сварных швов вне пределов критических зон соединения элементов.

Вследствие того, что опорные средства элементов внутренних конструкций главного корпуса ядерного реактора в соответствии с изобретением имеют достаточно большие диаметры, опорные поверхности этих средств имеют большие размеры и контактные давления в местах соприкосновения во всех случаях остаются относительно небольшими, причем эти контактные давления в случае, например, ядерного реактора на быстрых нейтронах мощностью 500 МВт во всех случаях не превышают 3 МПа. Кроме того исключается любой механический контакт, могущий привести к заеданию или заклиниванию, например, исключается всякий контакт нержавеющей стали с нержавеющей сталью. Это достигается при помощи введения между коваными опорными деталями элементов внутренних конструкций ядерного реактора алюминированных пластин или прокладок.

Концепция внутренней конструкции ядерного реактора, соответствующая предлагаемому изобретению, позволяет оптимизировать конструкцию нижней части крупных компонентов ядерного реактора, то есть конструкцию нижней части первичных циркуляционных насосов и промежуточных теплообменников. Как уже было сказано выше, можно использовать главный корпус ядерного реактора, имеющий днище относительно плоской тороидально-сферической формы. Это обстоятельство дает возможность использовать компоненты, имеющие максимальную длину в той мере, в какой они проходят на всю высоту данного главного корпуса вплоть до ближайшей окрестности практически плоского днища этого корпуса. Таким образом, имеется возможность в определенной степени уменьшить диаметр этих компонентов и в целом диаметр реакторного блока, сохраняя при этом практически ту же высоту главного корпуса, что и высота главных корпусов ядерных реакторов в соответствии с существующим уровнем техники в данной области.

Использование независимых друг от друга и частично механически обработанных с высокой точностью элементов внутренних конструкций ядерного реактора позволяет обеспечить высокую компактность этих внутренних конструкций, что выражается в возможности уменьшения диаметра главного корпуса ядерного реактора в соответствии с изобретением и в снижении массы материалов, используемых для изготовления как собственно главного корпуса данного ядерного реактора, так и его внутренних конструкций.

Обеспечивается также выигрыш в габаритных размерах плиты перекрытия данного главного корпуса и в размерах всего реакторного сооружения.

Возможности отделения элементов внутренних конструкций одна от другой путем простого их поднятия могут быть использованы не только для извлечения этих элементов из главного корпуса ядерного реактора, но и для обеспечения доступа к элементу, располагающемуся под элементом конструкции, подъем которого осуществляется, а также для обеспечения доступа к донной части главного корпуса данного ядерного реактора.

Изготовление с применением механической обработки на токарном станке опорных поверхностей различных конструктивных элементов ядерного реактора в соответствии с изобретением позволяет не только обеспечить высокоточное вставление элементов внутренних конструкций друг в друга, но и обеспечить также герметичность по отношению к утечкам из ядерного реактора без использования уплотнительных прокладок или других специальных герметизирующих элементов.

Предлагаемое изобретение не ограничивается описанным выше вариантом его практической реализации. Так, например, можно предположить использование внутренних конструкций, имеющих форму, отличную от той, которая была описана здесь, и содержащих иные опорные средства.

Данное изобретение в общем случае может быть применено к любам ядерным реакторам на быстрых нейтронах интегрального типа вне зависимости от числа используемых в данном случае первичных циркуляционных насосов или промежуточных теплообменников, введенных в главный корпус данного ядерного реактора.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бытовых нейтронах интегрального типа. Каждый из элементов (12, 13, 15, 16, 22) внутренних конструкций ядерного реактора на быстрых нейтронах в соответствии с изобретением содержит средства опоры и удержания, взаимодействующие с соответствующими средствами по меньшей мере одного компонента системы, образованной главным корпусом (1) данного ядерного реактора и элементами внутренних конструкций (12, 13, 15, 16, 22), для его фиксации путем простого опирания, без сварных соединений и без механических элементов соединения, внутри главного корпуса (1). Настил (13) покоится посредством опорной обечайки и фланца на части внутренней стенки главного корпуса реактора. Подушка (12), представляющая собой основание для активной зоны ядерного реактора (11), лежит на настиле (13). Внутренняя камера (16) лежит на настиле (13), опираясь на нижнюю часть его внутренней обечайки (16 с). Обечайка (22), направляющая жидкий натрий для охлаждения внутренней стенки главного корпуса (1) ядерного реактора, лежит своей нижней частью на опорном средстве настила (13). Технический результат изобретения - использование независимых друг от друга и технически обработанных с высокой точностью элементов внутренних конструкций ядерного реактора позволяет обеспечить высокую компактность этих внутренних конструкций, уменьшение диаметра главного корпуса и снижение массы материалов. 20 з.п. ф-лы, 17 ил.

1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах интегрального типа, содержащий главный корпус, заключающий в себе активную зону реактора, погруженную в охлаждающий жидкий металл, по меньшей мере, один первичный циркулирующий насос, предназначенный для обеспечения циркуляции охлаждающего жидкого металла в главном корпусе, по меньшей мере, один промежуточный теплообменник, погруженный в охлаждающий жидкий металл, и внутренние конструкции, образованные металлическими элементами, расположенные внутри главного корпуса, причем эти внутренние конструкции содержат, по меньшей мере, одну внутреннюю камеру в виде стенки, охватывающей активную зону и ограничивающей в главном корпусе зону для приема горячего жидкого металла, поступающего из активной зоны, и зону для приема охлажденного жидкого металла, поступающего из промежуточного теплообменника, обечайку, обеспечивающую направление потока охлаждающего жидкого металла в контакт с внутренней стенкой главного корпуса, расположенной соосно с главным корпусом, и опорные элементы, отличающийся тем, что внутренний корпус, обечайка для направления охлаждающего жидкого металла и опорные элементы активной зоны содержат средства для опоры и удержания на соответствующих средствах, по меньшей мере, одного компонента системы, образованной главным корпусом и опорными элементами активной зоны для фиксации при помощи простого опирания внутри главного корпуса. 2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что средства опоры и удержания элементов внутренних конструкций содержат, по меньшей мере, одну контактную поверхность, выполненную точной механической обработкой. 3. Ядерный реактор по п.2, отличающийся тем, что механически обработанные поверхности средств опоры и удержания выполнены токарной механической обработкой. 4. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 3, отличающийся тем, что средства опоры и удержания, по меньшей мере, одного из таких элементов, как внутренняя камера, направляющая обечайка и опорные элементы активной зоны образованы кольцевым фланцем, выполненным ковкой и последующей механической обработкой. 5. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 4, отличающийся тем, что элементы опоры активной зоны содержат настил, жестко соединенный с опорой обечайкой конической формы, имеющей опорное средство, на кольцевой опорной детали, выполненной ковкой и механической обработкой боковой стенки главного корпуса. 6. Ядерный реактор по п.5, отличающийся тем, что опорные элементы активной зоны содержат подушку, предназначенную для приема нижних частей или подошвы топливных блоков, содержащую опорное основание, лежащее на верхней горизонтальной панели настила и, по меньшей мере, одну центральную ось, предназначенную для введения в приемную деталь, закрепленную на верхней панели настила, а также, по меньшей мере, одну шпонку блокировки вращательного движения вокруг упомянутой выше центральной оси этой подушки по отношению к настилу. 7. Ядерный реактор по п.6, отличающийся тем, что, по меньшей мере, один трубопровод для подачи жидкого натрия в конструкцию подушки под активной зоной этого ядерного реактора закреплен на настиле и содержит на одном из своих концов трубный наконечник, причем подушка содержит на уровне отверстия для прохода жидкого металла уплотнительное кольцо, вставленное с некоторым радиальным зазором в отверстие подушки и содержащее внутреннюю расточку, предназначенную для приема трубного наконечника настила, причем это уплотнительное кольцо содержит герметизирующие прокладки для опоры и деформируемые в радиальном направлении прокладки, предназначенные для герметизации вокруг трубного наконечника. 8. Ядерный реактор по любому из пп.5 - 7, отличающийся тем, что настил содержит трубопроводы для транспортировки жидкого металла для охлаждения внутренней стенки главного корпуса ядерного реактора, каждый из которых одним из своих концов закреплен на нижней части настила, а другим своим концом вставлен в отверстие, выполненное в опорном средстве настила, опирающемся на выступающее опорное средство внутри главного корпуса ядерного реактора с выходом в пространство циркуляции жидкого натрия для охлаждения внутренней стенки главного корпуса ядерного реактора. 9. Ядерный реактор по любому из пп.5 - 8, отличающийся тем, что внутренняя камера содержит внутреннюю цилиндрическую обечайку и наружную цилиндрическую обечайку, связанные между собой в соосном положении уступом, причем опорные средства внутренней камеры образованы кольцевым фланцем, содержащим поверхность опоры на верхнюю периферийную часть настила. 10. Ядерный реактор по п.9, отличающийся тем, что уступ внутренней камеры образован плоской кольцевой пластиной. 11. Ядерный реактор по п.9, отличающийся тем, что уступ образован обечайкой конической формы. 12. Ядерный реактор по любому из пп.5 - 11, отличающийся тем, что обечайка, предназначенная для направления жидкого металла для охлаждения стенки корпуса, содержит опорное средство в своей нижней части, имеющее плоскую кольцевую поверхность опоры на соответствующую плоскую кольцевую поверхность опорного средства настила, закрепленного на краю опорной обечайки. 13. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 12, отличающийся тем, что элементы внутренних конструкций содержат, кроме того, рекуператор, предназначенный для рекуперации или утилизации осколков активной зоны ядерного реактора и свободно лежащий на опорной обечайке, закрепленной соосно по отношению к главному корпусу на его днище. 14. Ядерный реактор по п.7, отличающийся тем, что корпус насоса прикреплен к концу трубопровода, направляющего жидкий металл, противоположному трубному наконечнику с обеспечением приема части нижнего конца первичного насоса. 15. Ядерный реактор по любому из пп.5 - 12, отличающийся тем, что коническая опорная обечайка настила имеет сквозное отверстие для прохода промежуточного теплообменника напротив выходного окна промежуточного теплообменника. 16. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 15, отличающийся тем, что, по меньшей мере, два из таких элементов, как внутренняя камера, направляющая обечайка, опорные элементы активной зоны и главный корпус, опирающиеся друг на друга, содержат расположенные друг напротив друга пазы в их опорном положении и, по меньшей мере, одна шпонка имеет возможность ввода в расположенные друг напротив друга пазы для обеспечения блокировки вращательного движения двух элементов друг относительно друга. 17. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 6, отличающийся тем, что средства опоры и удержания содержат между их контактными поверхностями алюминированные пластины, предназначенные для разделения контактных поверхностей средств опоры и удержания. 18. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 17, отличающийся тем, что главный корпус ядерного реактора имеет цилиндрическую форму и подвергнутое рихтовке днище тороидально-сферической формы. 19. Ядерный реактор по п.18, отличающийся тем, что насос и теплообменник расположены практически по всей осевой высоте корпуса ядерного реактора. 20. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 19, отличающийся тем, что главный корпус ядерного реактора содержит плиту перекрытия, образованную плоской стальной пластиной большой толщины, содержащей скользящие и шарнирно закрепленные опорные средства и тяги крепления, прикрепленные к неподвижной конструкции ядерного реактора с возможностью демонтажа плиты для открытия верхнего конца корпуса ядерного реактора. 21. Ядерный реактор по п.20, отличающийся тем, что заглушка круглой формы установлена с возможностью вращения и демонтажа на плите перекрытия на уровне отверстия прохода через плиту перекрытия, удлиненного в диаметральном направлении двумя пазами, в которых закреплены два демонтируемых выступа перекрытия.