КОРПУС ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Советский патент 1972 года по МПК G21C13/87 

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано при сооружении ядерной энергетической установки с корпусом высокого давления для размещения активной зоны реактора.

Известны различные конструкции корпусов ядерных реакторов, в частности корпуса высокого давления водо-водяных и кипящих реакторов, окруженные бетонной защитой. Впутри корпуса, между корпусом и реакторо.м, размещен тепловой экран.

Созданне корпусов высокого давления для реакторов большой мощности - сложная и дорогостоящая техническая проблема.

Известны многослойные корпуса для больщих ядерных реакторов из предварительно напряженного бетона. Такие корпуса трудно рассчитать и изготовить. Для исключения влияния высоких давлений и температур на бетон (с целью предотвращения обезвоживания бетопа) необходимо создавать сложную и дорогостоящую систему охлаждения защиты. Как правило, отводимое тепло из-за нпзких параметров пе может быть использовано для получения электроэнергии.

Целью изобретения является создание корпуса высокого давлеиия, выполняющего одновре.менно функции защитного экрана и не требующего системы теплоотвода.

Для достижения цели корпус высокого давления выиолнен из предварительно напряженного чугуна в виде отдельных элементов с толщиной стенки, достаточной для нейтронной

защиты.

Предлагаемый корпус ядерного реактора имеет приспособления для ввода и вывода теплопосителя, загрузки и выгрузки топливных элементов и обеспечения работы системы

уиравлеиия и защиты. Хотя стенки корпуса играют одновременно роль защитного экрана, но из-за вторичного у-излучения требуется создание дополпптельной внешней защиты, не несущей давлеиия и без значительного тепловыделення,

Выбор предварительного напряжения осуществляется с учетом снятия критических наиряжеиий при растяжении и изгибе в аварийных ситуациях. При этом приемлемы способы

предварительного напряжения бетонных корпусов высокого давления.

Для ядерных реакторов малой мощности корпуса высокого давления могут изготовляться литьем как единое целое. Ядерные

реакторы большой мощности окружаются корпусом высокого давления из предварительно напряженных чугунных элементов. При этом корпус в плане .может иметь форму квадрата, прямоугольника или овала, хотя из прочностных соображений предпочтительны цилиндрические корпуса. Предлагаемая оптимальная конструкция чугунного корпуса высокого давления состоит из плиты фундамента, крышки и сегмента и/или кольца бокового цилиндра. Основные элементы могут быть также сборными. В частности, как -нижняя плита, так и крышка могут быть выполнены из сегментов с полостями для защитных материалов. С целью удешевления производства основную плиту и крышку изготовляют из железобетона. Стыковые зазоры чугунных элементов корпуса снабжены уплотнением с достаточной прочностью на сжатие. Из прочностных, а также радиационных соображений необходимо надежное сцепление элементов, для чего они снабжены соединительными элементами в форме выступов, пазов, пружин и т. п. Предлагаемый корпус высокого давления может работать без системы охлаждения. Более того, тепловое расширение корпуса может быть использовано для увеличения предварительного напряжения. Если же предусмотрено охлаждение корпуса высокого давления, то в этом случае в корпусе выполняют каналы или камеры. На фиг. 1 показан вертикальный разрез корпуса высокого давления для ядерного реактора; на фиг. 2 - горизонтальный разрез стенки корпуса высокого давления; «а фиг. 3- корпус высокого давления, вид сверху; на фиг. 4-вертикальный разрез крышки корпуса. Корпус ядерного реактора выполнен в виде металлического сосуда высокого давления 1, в котором размещена активная зона 2. Сосуд высокого давления изготовлен из предварительно напряженного чугуна. Стенки сосуда одновременно служат радиационной защитой. Сосуд высокого давления 1 состоит из предварительно напряженных элементов: цилиндрических сегментов 3, плиты-основания 4 и крышки 5. Плита-основание 4 и крышка 5 могут быть выполнены из железобетона. В области стыковых зазоров 6 предварительно напряженных чугунных элементов предусмотрена уплотняющая облицовка 7. Цилиндрические сегменты 5 в стыковых зазорах сцепляются с помощью выступа 8 и захода 9. Для осуществления предварительного напряжения элементы 3, 4 и 5 выполнены с каналами 10 для растягивающих средств И. Растягивающими средствами могут быть насаживаемые в горячем состоянии на цилиндрическую часть корпуса стальные кольца 12, составленные из сегментов 13 (см. фиг. 2). Предварительное напряжение достигается за счет одного или нескольких стягивающих V-образных сварных щвов 14. Все сварные швы сваривают одновременно изнутри наружу, так что после охлаждения швов начинают действовать стягивающие напряжения, вызывающие предварительное напряжение чугунных элементов. Повышение температуры чугунных элементов вследствие облучения приводит к тепловому расширению этих элементов, увеличивающему эффект предварительного напряжения. Сосуд / снабжен каналами 15 и камерами 16 для размещения защитных материалов и охлаждения. Кроме того, элементы 3, 4, 5 изготовлены из чугуна с максимально возможным содержанием углерода (более 3%). Размещение замедлителя в полостях сосуда предотвращает непроизводительные потери тепловых нейтронов. Чугунные элементы могут быть составлены под напряжением из блоков 17 вроде строительных камней. Стальные элементы, осуществляющие напряжение, располагают вдоль линий 18. Блоки 17 выполнены пустотелыми и заполнены защитным материалом 19. Предварительное напряжение может быть достигнуто также посредством наматывания тонкой проволоки 20 (см. фиг. 1). Предмет изобретения 1. Корпус ядерного реактора из предварительно напряженного металла, отличающийся тем, что, с целью повыщения теплостойкости корпуса и одновременного выполнения им функций защитного экрана, он выполнен из предварительно напряженного чугуна в виде отдельных элементов. 2. Корпус по п. 1, отличающийся тем, что снование и крыщка корпуса выполнены из редварительно напряженного бетона. 3. Корпус по пп. 1 и 2, отличающийся тем, то сборные элементы выполнены с пазами, аполненными замедлителем и/или отражатеем нейтронов.

ffUS 1

13

,

18

//

19

/7

Фи2 4