1
Изобретение относится к области ядерной техники и может использоваться в конструкциях ядерных реакторов.
Известны ядерные реакторы, содержащие рабочие каналы с приемным устройством для завески топливных сборок в активной зоне. Каждая топливная кассета состоит из комплекта тепловыделяющих элементов пруткового типа, закрепленного в головке, центральной трубки, служащей для трассировки коммуникаций к измерительным приборам, и ловушки для удержания и излучения из канала оторвавпшхся элементов сборки. Все детали сборки заключены в экранную оболочку из циркониевого сплава, жестко связанную с головкой и ловущкой. Оболочка формирует сборку, обеспечивает дистанционирование отдельных ее элементов, защищает внутренние детали сборки при транспортировании и перегрузках, а также организует поток теплоносителя по сборке и каналу реактора.
Однако в известных реакторах дорогостоящую оболочку извлекают вместе с топливной сборкой после выгорания топлива и, как правило, вторично не используют в связи с трудностями дистанционной разборки и последующей установки нового комплек
та тепловыделяющих элементов в облученной оболочке.
Цель изобретения - сокращение расхода дорогостоящих материалов с малым сечением поглощения нейтронов без применения дистанционных методов замены облученных оболочек.
Это достигается тем, что оболочки топливных сборок, формирующие комплект тепловыделяющих элементов сборки и направляющие поток теплоносителя по сборке, установлены в активной зоне реактора постоянно. В то же время каждая топливная сборка снабжена подвижным в ее осевом направлении защитным чехлом из обычных недорогих конструкционных материалов, который формирует детали сборки активной зоны, защищает их при транспортировании и перегрузках и направляет поток теплоносителя по сборке, когда она находится в рабочем канале вне активной зоны.
Приемное устройство рабочего канала имеет проходной размер для топливной сборки, несколько меньший, чем соответствующий наружный габаритный размер защитного чехла.Это соотношение размеров позволяет задерживать чехол в приемном устройстве вне активной зоны и вводить топливную сборку без чехла в активную зону, где она формируется постоянной оболочкой. После выработки кампании топливный комплект вновь переводят в защитный чехол и вместе с ним извлекают из реактора. Оболочка из дорогостоящего материала остается в активной зоне и при перегрузке в нее устанавливают новый комплект топливных элемен тов.
На фиг. 1 и 2 показан продольный разрез рабочего канала предлагаемого реактора при размещении топливной сборки с защитным чехлом соответственно в приемном устройстве рабочего канала, вне активной зоны, и в активной зоне, в постоянно установленной оболочке.
Ядерный реактор содержит рабочие каналы 1, в которых имеются приемные устройства 2. В активной зоне реактора постоянно установлена оболочка 3 топливной сборки, изготовленная из материала, слабо поглощающего нейтроны.
Топливная сборка состоит из набора топливных элементов 4, закрепленных в .головке 5 и размещенных вокруг центральной трубки 6, на которой укреплена ловушка 7. Сбррка заключена в подвижно установленный на ней съемный чехол 8 из обычного конструкционного материала. В чехле вьшолнены отверстия 9 для прохода теплоносителя. Головка топливной сборки соединена с перегрузочным приспособлением - штоком (или тросом) 10.
Устройство работает следующим образом.
Топливная сборка с защитным чехлом 8 собирается вне реактора и поступает на загрузку в рабочий канал 1. Приемное устройство 2 рабочего канала выполнено с проходным размером несколько меньпшм, чем наружный габаритный размер защитного съемного чехла, и при постановке сборки в рабочий канал чехол задерживается приемным устройством.
Подвижная установка чехла относительно остальных деталей топливной сборки и вьщолнение проходного размера приемного устройства несколько больншм, чем габаритный размер топливного комплекта, позволяют перевести комплект в активную зону без чехла. Перевод осуществляют с помощью перегрузочного приспособления (штока или троса). В активной зоне комплект топливных элементов формируется постоянно установленной оболочкой 3. Оболочка обеспечивает требуемое дистанционирование топливных элементов в сборке и направляет поток теплоносителя по сборке.
Чехол 8 при работе реактора может оставаться в рабочем канале. В этом случае теплоноситель поступает через отверстия 9 чехла.
После выработки кампании, комплект топливных элементов переводят из активной зоны в чехол и вместе с ним извлекают из рабочего канала реактора.
При аварийном разрушении сборки оторвавшиеся элементы задерживаются в ловушке 7. Подвеска ловущки на центральной трубке 6 позволяет извлекать ее вместе со сборкой.
Экономическая эффективность изобретения достигается за счет сокращения в реакторе расхода
дорогостоящего материала.
Применение в реакторе оболочки топливной сборки из материалов, слабо поглощающих нейтроны, установленной в активной зоне постоянно, и защитного съемного чехла из обычных конструкционных материалов в качестве временной оболочки сборки, исключает необходимость замены дорогостоящей оболочки при замене топливной сборки. При этом перевод элементов топливной
сборки из защитного чехла в экранную оболочку осуществляется непосредственно в рабочем канале реактора и не требует специального дистанционного оборудования.
Стоимость защитного чехла из обычных конструкционных материалов невелика, поэтому его многократное использование путем дистанционной замены нецелесообразно.
Формула изобретения
Ядерный реактор, содержащий активную зону, рабочие каналы и топливные сборки с защитными чехлами и комплектом топливных элементов, отличающийся тем, что, с целью сокращения расхода материалов с малым сечением поглощения нейтронов, защитные чехлы вьшолнены съемными, подвижными в осевом направлении относительно комплекта топливных элементов, а рабочие каналы
имеют приемные устройства с гнездами для установки и фиксации указанных съемных чехлов.
IIK Ч Г J
/
Ц
щ
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА И СПОСОБ ЕЕ ИЗГОТОВЛЕНИЯ | 2016 |
|
RU2651263C1 |
Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) | 2019 |
|
RU2699229C1 |
ТРАНСПОРТНЫЙ УПАКОВОЧНЫЙ КОМПЛЕКТ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ | 2011 |
|
RU2459295C1 |
ТРАНСПОРТНЫЙ УПАКОВОЧНЫЙ КОМПЛЕКТ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ | 2011 |
|
RU2463677C1 |
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СПОСОБ ЕЕ ИЗГОТОВЛЕНИЯ | 2016 |
|
RU2647707C1 |
ЧЕХОЛ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК | 2011 |
|
RU2458417C1 |
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ | 2014 |
|
RU2560919C1 |
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА КАНАЛЬНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2114468C1 |
КАНАЛ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ СОВМЕЩЕННЫЙ ДЛЯ ПРОМЫШЛЕННОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ | 2015 |
|
RU2577783C1 |
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143144C1 |
х
:/
/
VCAT
Л
Ix-
IH
UI
. /
X
О
Фиг.2
Авторы
Даты
1976-08-05—Публикация
1971-01-04—Подача