перемещения вдоль обсадных труб, часть тепловыделяющих сборок, расположенная с возможностью перемещения вдоль обсадных труб, выполнена с высотой активной части, вдвое превышающей высоту активной зоны.
На чертеже изображен ядерный реактор, продольный разрез.
Ядерный реактор содержит верхние обсадные трубы 1, нижние обсадные трубы 2, активную зону 3, которая состоит из рабочих тепловыделяющих сборок 4, тепловыделяющих сборок 5 системы управления и защиты реактора, сочлененных с поглощающей частью 6, двухъярусной тепловыделяющей сборки 7.
Устройство работает следующим образом.
При работе реактора двухъярусная тепловыделяющая сборка 7 соверщает перемещение вверх-вниз (по высоте активной зоны) с заданными скоростями, практически не влияя на режим работы реактора. Таким образом, тепловыделяющие элементы каждого пучка поочередно попадают в области с больщой разницей в области нейтронного потока: в активную зону 3, верхние обсадные трубы 1 или нижние обсадные трубы 2. Тем самым на них создается переменная тепловая нагрузка значительной амплитуды, имитирующая условия работы Твэл в реакторе, работающем в полупиковом режиме.
Изобретение позволяет обеспечить проведение исследований работоспособности тепловыделяющих элементов при многократных циклических нагрузках в условиях штатного реактора. Экспериментальные исследования на реакторных петлях с реализацией циклического режима в соответствии с изобретением не требуют значительной реконструкции реактора и петли, что позволяет расширить эксплуатационные возможности реактора.
Изобретение поможет решить одну из важнейших проблем атомной энергетики - обеспечение маневренности энергоблоков с реакторными установками.
Формула изобретения
Активная зона ядерного реактора, включающая каналы с тепловыделяющими сборками, одни из которых установлены неподвижно в активной зоне, а другие, соединенные с системой управления и защиты реактора, расположены с возможностью перемещения вдоль обсадных труб, отличающаяся тем, что, с целью расширения эксплуатационных возможностей реактора за счет осуществления многократных циклических изменений нагрузок на тепловыделяющие элементы без изменения мощности
5 реактора, часть тепловыделяющих сборок, располол енная с возможностью перемещения вдоль обсадных труб, выполнена с высотой активной части, вдвое превышающей высоту активной зоны.
Источники информации, принятые во внимание при экспертизе:
1.Крамеров А. Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов, М., «Атомиздат,
5 1971, с. 74-78.,
2.Мельников Н. П. Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов, М., 1«Атомиздат, 1972, с. 123 (прототип).
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
ПЕРЕГРУЗОЧНОЕ УСТРОЙСТВО С ПЕРЕХОДНЫМ БЛОКОМ ДЛЯ УСТАНОВКИ И ИЗВЛЕЧЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ | 2014 |
|
RU2569336C1 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 | 2001 |
|
RU2200997C2 |
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА С ГРАФИТОВЫМ ЗАМЕДЛИТЕЛЕМ | 2002 |
|
RU2239247C2 |
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА | 2007 |
|
RU2347292C1 |
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР | 2015 |
|
RU2594889C1 |
СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ПРИ КОНТРОЛЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ КАНАЛОВ НА ВОДОГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ | 2000 |
|
RU2182734C1 |
АКТИВНАЯ ЗОНА И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА КАНАЛЬНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2001 |
|
RU2224305C2 |
ЦЕНТРАЛЬНОЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО В ЗАМЕДЛЯЮЩЕЙ ПОЛОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА | 2008 |
|
RU2410773C2 |
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА | 2009 |
|
RU2403637C1 |
ТЕПЛОВАЯ ЗАЩИТА КОРПУСА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2005 |
|
RU2285302C1 |
Авторы
Даты
1982-01-30—Публикация
1979-05-28—Подача