Ядерный реактор Советский патент 1976 года по МПК G21C7/10 

Описание патента на изобретение SU475900A1

Изобретение относится к ядерным знергетийским реакторам, имеющим конструкцию для сриектирования пучка регулирующих стержней гфк продольном перемещении их над активной зоной i; защиты пучка регу.иирующих стержней от потока при выходе последнего из активной зоны.

Известны ядерные энергетические реакторы с водой под давлешгем, у которых органы регулирования представляют собой пучки длинных регулирующих стержней. Каждый пучок за;среплен на общей траверс-т. Траверсы соединены с приводами ядерных реактзров, перемещающкмк пучки регулирующих з заданном ре:«име. В ядерных энергетически; реакторах с таккм способом регулирования перемещение каждого регулирующего стержня над, зкх-ивной зоной пучкй гфоисхоол i направляющей трубочке с одним или двумя строго продольными сквозными пазами.

Недостатком известкой кокструкдЕш является сложность конструкздик блоков направляюндих и заищтных Т}эу6очек к некадежность их а ра-Зоте, так как сущестиуют зазоры между всеми регуш-рую1ЦИМИ стержкяй«5: пучка и :апразляющкми труЗсчками, вследствие чего зак1гинига1ше первого регулирующего сгуркчя в блоке Ноираъпяюту х. н защктньк трубочек приведет к выходу из строя всего пучка регулирующих стержней.

Цеп;1 изобретения - упрощение конструкции .ядерного реактора и обеспечение надежной работы пучков рэгулнрующих стержней.

Эта цель достигается тем, что регулирующие стержни расположены в каналах.

С целью лучшего обеспечения соосности регулируюц.их стержней каждого пучка с ответными каналалж в тепловыделяющей сборке, каналы для размещения элементов внутриреакторного контроля в нижней части имеют участок, ширина которого больше, чем тлирина остальных участков.

На фиг. показан общий вид реактора; на фиг.2 - конструкция предлагаемой колонны для направления и защиты регулирующих стержней над активной зогой (узел | ): на фиг.З - поперечный разргз по А-А на фнг.2 ; на фиг. 4 - разрез по Б-Б на фйг. 3 (условно показан только канал для элемента BHj/хриреакторного ко1лроля).

Ядерньш реактор с водой под давлением, как показано на фиг.1 включает корпус I и крышку 2.

Внутри - на шахте 3 с днищем 4 размещена активная зона 5, набракная из топливных сборок 6. Внутри ряда (нескольких) тошшвных сборок имеются направляющие трубочки, в которых размещены регулирующие стержни 8 пучков регулирующих сборок 9. Над активной зоной рашоложены блок нажимных и запщтных труб 10,нижняя часть которого содержит центрирующие втулки 11, соединенные ребрами 12. Центрирующие втулки 11 плотно надеты на головки 13 топливных сборок б. Нажимные ребра 12 сжимают пружинные блоки 14 на топливных сборках 6. Те центрирз ощие втулки 11, которые расположены над тошшБными сборками 6 с пучками регулирз ющих стержней 8, жестко соединены с заищтными трубами 15.Защитные трубы заделаны в плите 16, которая через фланец 17 згжата крьппкой 2 реактора. Через крышку реактора проходят тяги 18 приводов для перемещения пучков регулирующих стержней, которые соединены с траверсами 19, проходят также датчики 20 контрольно-измерительной аппаратуры для внутриреакторных измерений, в частности, для контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов в тепловыделяющих сборках. Элементы 20 контрольно-измерительной аппаратуры подводятся к активной зоне через каналы 21 которые закреплены на планках 22 внутри защитных труб 15. На траверсах 19 имеются продольные пазы 23, 9Ёрез которые свободно проходят направляющие каналы 21с планками 22. Направляющие каналы 21 через пазы 23 на траверсе образуют соединение, с помощью которого траверса 19 с пучком регулирующих стержней в допустимых пределах закреплена от разворота з плане. Шружные концы каналов 21 дня элементов внутриреакторного контроля (см.фиг.4) несколько шире, чем остальная наружная часть. Яря работе ядерного реактора теплоноситель подается во входные патрубки, нагреваясь проходит через тепловыделяющие сборки 6, проходит между нажимными ребрами 12, далее между защитными трубами 15 и выходит в выходные патрубки. Пучки регулирующих стержней, укрепленных на траверсах 19, под действием приводов через тяги 18 поднимаются, а потом, при необходимости, опускаются вниз Пазы 23 траверс 19 скользят по каналам 21 дая датчиков внутриреакторного контроля и планкам 22. В конце хода нижний участок канала выбирает большую часть зазора в пазах 23, что обеспечивает повьшюнную соосность регулирующих стержней 8 с направляющими трубками 7 и предотврзн ает задиры и быстрое изнашивание трущихся элементов. В результате плотного соединения центрирующих втулок 11с головками 13 тепловыделяющих сборок 6 внутри защитных труб 15 образуется застойная зона теплоносителя, которая способствует уменьшению колебаний дзижущихся регулирующих стержней, а постоянное соединение траверсы с направляющими каналами 21 обеспечивает соосно« рашоложение регулирующих стержней 8 с направляющими трубками 7 в тешювыделяшщих сборках 6. Формула изобретения Колонна ядерного реактора, гадержащая пучки |игулируншщх стержней с траверсами и кавалы с элементами внутрирегзгсхорного контроля, отличающаяся тем, что, с целью упрощения конструкции ядерного реактора и обзспечения надежности работы пучков регулируют, стержней, регулирующие стержни расположены в каналах.

Похожие патенты SU475900A1

название год авторы номер документа
УДЕРЖИВАЮЩИЙ УЗЕЛ ДЛЯ КОМПОНЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2009
  • Лю Цзинь
  • Ли Юнг Чунг
RU2482557C2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2015
  • Васильченко Иван Никитович
  • Васильченко Роман Иванович
  • Вьялицын Виктор Васильевич
  • Кушманов Сергей Александрович
RU2583842C1
Топливная сборка ядерного реактора 1978
  • Васильченко И.Н.
  • Демин Е.Д.
  • Маевский В.Ф.
  • Шмелев В.Д.
SU708830A1
ВНУТРИЗОННАЯ ИЗМЕРИТЕЛЬНАЯ СБОРКА В КАНАЛЕ 2012
  • Хейбел Майкл Д.
  • Кистлер Дэниел П.
  • Карваял Йорге В.
RU2609154C2
Верхняя концевая деталь топливной сборки 1979
  • Кирилюк Н.А.
  • Вихорев Ю.В.
  • Денисов В.П.
SU784570A1
Опорное устройство ядерного реактора 1975
  • Вильям Эдвард Пеннелл
  • Вильям Джон Рован
SU667168A3
РЕАКТОР ЯДЕРНОГО РАКЕТНОГО ДВИГАТЕЛЯ 1998
  • Баринов С.В.
  • Беззубцев В.С.
  • Беляков М.С.
  • Колганов В.Д.
  • Логачев О.Н.
  • Хандамиров Ю.Э.
RU2149468C1
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 ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ) 2003
  • Рыжов С.Б.
  • Васильченко И.Н.
  • Кобелев С.Н.
  • Пономаренко Г.Л.
  • Демин Е.Д.
  • Вьялицын В.В.
RU2246142C1
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА 2007
  • Лебедев Валерий Иванович
  • Черников Олег Георгиевич
  • Шмаков Леонид Васильевич
  • Кудрявцев Константин Германович
  • Завьялов Александр Васильевич
  • Завьялов Лев Александрович
RU2347292C1

Иллюстрации к изобретению SU 475 900 A1

Реферат патента 1976 года Ядерный реактор

Формула изобретения SU 475 900 A1

SU 475 900 A1

Авторы

Вихорев Ю.В.

Бирюков Г.И.

Капралов Е.И.

Камышев В.В.

Кирилюк Н.А.

Семченко Ю.Ф.

Даты

1976-08-05Публикация

1971-02-17Подача