Ядерный реактор Советский патент 1976 года по МПК G21C3/00 

Описание патента на изобретение SU409595A1

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

Похожие патенты SU409595A1

название год авторы номер документа
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА И СПОСОБ ЕЕ ИЗГОТОВЛЕНИЯ 2016
  • Форстман Владимир Александрович
RU2651263C1
Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) 2019
  • Котов Ярослав Александрович
  • Алексеев Павел Николаевич
  • Гришанин Евгений Иванович
  • Шимкевич Александр Львович
RU2699229C1
ТРАНСПОРТНЫЙ УПАКОВОЧНЫЙ КОМПЛЕКТ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 2011
  • Амелин Альберт Михайлович
  • Воронцов Владимир Владимирович
  • Гуськов Владимир Дмитриевич
  • Зайцев Борис Иванович
  • Капусткина Ольга Олеговна
  • Сивков Александр Николаевич
  • Ходасевич Константин Борисович
RU2459295C1
ТРАНСПОРТНЫЙ УПАКОВОЧНЫЙ КОМПЛЕКТ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 2011
  • Амелин Альберт Михайлович
  • Воронцов Владимир Владимирович
  • Гуськов Владимир Дмитриевич
  • Зайцев Борис Иванович
  • Капусткина Ольга Олеговна
  • Сивков Александр Николаевич
  • Ходасевич Константин Борисович
RU2463677C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СПОСОБ ЕЕ ИЗГОТОВЛЕНИЯ 2016
  • Форстман Владимир Александрович
RU2647707C1
ЧЕХОЛ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК 2011
  • Амелин Альберт Михайлович
  • Воронцов Владимир Владимирович
  • Гуськов Владимир Дмитриевич
  • Зайцев Борис Иванович
  • Капусткина Ольга Олеговна
  • Сивков Александр Николаевич
  • Ходасевич Константин Борисович
RU2458417C1
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ 2014
  • Еремин Сергей Григорьевич
  • Плотников Андрей Иванович
  • Жемков Игорь Юрьевич
  • Варивцев Артем Владимирович
RU2560919C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА КАНАЛЬНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1997
  • Межуев В.А.
  • Панюшкин А.К.
  • Цибуля В.А.
  • Бек Е.Г.
  • Рябов В.В.
  • Камагин Д.Н.
  • Шестернин В.А.
RU2114468C1
КАНАЛ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ СОВМЕЩЕННЫЙ ДЛЯ ПРОМЫШЛЕННОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ 2015
  • Петрунин Виталий Владимирович
  • Скородумов Сергей Евгеньевич
  • Маров Игорь Викторович
  • Земляникин Евгений Вячеславович
  • Иваков Юрий Николаевич
  • Ажнин Евгений Иванович
  • Петров Кирилл Александрович
  • Соболев Анатолий Михайлович
RU2577783C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА 1997
  • Алексеев П.Н.
  • Горохов В.Ф.
  • Доронин А.С.
  • Духовенский А.С.
  • Лунин Г.Л.
  • Прошкин А.А.
  • Панюшкин А.К.
  • Межуев В.А.
  • Потоскаев Г.Г.
  • Курсков В.С.
  • Бек Е.Г.
  • Иванов А.В.
  • Шестернин В.А.
RU2143144C1

Иллюстрации к изобретению SU 409 595 A1

Реферат патента 1976 года Ядерный реактор

Формула изобретения SU 409 595 A1

х

:/

/

VCAT

Л

Ix-

IH

UI

. /

X

О

Фиг.2

SU 409 595 A1

Авторы

Богданов Н.В.

Ксенофонтов Г.Н.

Евдокимов Ю.А.

Даты

1976-08-05Публикация

1971-01-04Подача