Ядерный реактор

 

СОЮЗ СОВЕ ГСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК (я)з G.21 С 7/10

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПАТЕНТНОЕ

ВЕДОМСТВО СССР (ГОСПАТЕНТ CCCP}

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21) 3331477/25 (22) 25.08.81 (46) 23.06.93. Бюл. ЬЬ 23 (72) В.А.Баев и В.ll.Íèêîëàåâ (56) Патент Швейцарии ЬЬ 371528, кл. G 21 С7/00, опублик. 1966.

Гирнис В.В. и др. Монтаж оборудования атомных электростанций. М.: Высшая школа, 1980,(19.

Конструкция ядерного реактора ВВЭР440, с.51. (54)(57)1. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, содержащий активную зону с направляющими каналами, в которых размещены с возможностью вертикального перемещения органы регулирования, состоящие из нейтронопоглощающей и топливной части, соединенные между собой, а также с исполнительными Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к технике регулирования ядерных реакторов.

Целью изобретения является снижение стоимости эа счет уменьшения высоты реактора.

На чертеже представлен вариант применения данного технического решения в водо-водяном энергетическом реакторе..

Ядерный реактор содержит корпус 1 с входными 2 и выходными 3 патрубками для теплоносителя. Внутри корпуса размещены шахта 4, активная зона 5 с каналами регулирования 6, блок защитных труб 7 с направляющими каналами 8, разделительное кольцо 9. На корпусе установлена крышка

10, на которой установлены приводы 11, исполнительные органы 12, которые(якори линейных электродвигателей) соединены через промштанги 13 с нейтронопоглощающими частями 14 органов регулирования.

»5U(1007532 А1.органами приводов, отличающийся тем, что, с целью снижения стоимости за счет уменьшения высоты ядерного реактора, нейтронопоглощающие части жестко соединены с исполнительными органами приводов, а топливные части органов регулирования соединены с исполнительными органами приводов посредством гибких элементов, перекинутых через блоки, размещенные в верхней части ядерного реактора.

2. Ядерный реактор по п.1, о тл и ч а юшийся тем, что исполнительные органы приводов и нейтронопоглощающие части выполнены полыми, а топливные части оргаков регулирования расположены внутри исполнительных органов приводов и нейтронопоглощающих частей органов регулирования.

Другим концом якорь 12 соединен гибким элементом 15(тросом или цепью}, перекинутым через блок 16, закрепленный на крышке а

17 привода 11, с топливной частью 18 органа С) регулирования через штангу 19. Якорь 12, «р промштанга 13 и . нейтронопоглощающая часть 14 органа регулирования выполнены полыми и образуют канал 20 для топливной части 18 органа регулирования и штанги 19.

Для лучшего направления на штанге 19 мо- Э гут быть закреплены направляющие кольца

21. В промшгенге 13 выполнены боковые отверстия (на чертеже не показаны) для выхода теплоносителя, охлаждающего топливные части 14 органов регулирования.

Снаружи на приводах установлены статоры

22 линейных электродвигателей. На чертеже слева от оси реактора показано положение с введенной в активную зону топливной частью регулирующего органа, а справа— нейтронопоглощающей частью.

";00 532 ри работе реакторй на мощности в активной зоне выделяется тепло, уносимое

Тоо toHooè÷åJ;åì, поступающим в реактор через BKopi oé IBTpjGoх 2, oo>jскающимся вниз по кольцевому каналу межпу шахтой 4

M K о р и ус ом 1, o M bl B o!o UJ K t а к ти в и у10 30 I I ) и выходящим из реактора через выходные патрубки 3.

Регулирование мощности ядерного реактора осуществляется путем перемещения в направляющем канале регулирования G органа регулирования, состоящего иэ топлиьной части 18 и нейтронопоглощающей части 14, Перемещение их осуществляется путем коммутации фаэ статора 22 линейного электродвигателя привода 11, при этом перемещается якорь 12, т.е. исполнительный орган привода (зто может быть рейка, винт и т.д„в зависимости от типа привода).

Перемещаясь вверх, якорь l2, жестко соединенный через промштангу 13 с нейтронопоглощающей частью 14 органа регулирования, выводит последнюю иэ

GKTNBHoA зоны, при этом топливная часть

18, будучи связанной с якорем 12 гибким элементам 15 через блок 16, вводится в зону под действием собственного веса. Таким образом осуществляется увеличение реактивности реактора. При перемещении в обратном направлении реактивность уменьшается. При движении нейтронопоглощающая часть направляется внутри KBHQлов 8 и 6, з-топливная часть внутри нейтронопоглощающей части и промштанги (т,е. в канале 20).

При аварийном сбросе за счет того. что жесткий стержень, состоящий из якоря 12. промштанги 13 и нейтронопоглощающей части 14 обладает большей массой, чем топГ ливная часть 18 со штангой, то в зону вводится нейтронопоглощающая часть органа регулирования, а топливная выводится. Тем самым обеспечивается аварийная защита реактора.

В случае разуплотнения чехла привода

1 1, якорь 12 заклинивается в приводе одним из известных способов, например, посредством гидростопора. Выброс же из активной эоны топливной части органа регулирования восходящим потоком теплоносителя будет способствовать уменьшению реактивности.

Выше был рассмотрен случай, когда нейтронопоглощающая часть жестко соеди20 иана с исполнительным органом привода, а топливная — через гибкий элемент (трос).

Однако, может быть вариант устройства и в обратном случае.

Предложенная конструкция позволяет чг уменьшить осевые габариты реактора, что создаст возможность уменьшить высоту корпуса для варианта водо-водяного энергетического реактора эа счет участка между низом активной зоны и днищем на величи30 ну, равную высоте активной эоны, Уменьшение высоты корпуса улучшит условия его транспортабельности по железной дороге и создаст зкономический эффект за счет сокращения числа обечаек в корпусе, т.е. снижает стоимость..

100 53З

Составитель

Техред M.Ìîðãåíòàë

Корректор Н.Гунько

Редактор Л.Письман

Производственно-издательский комбинат "Патент", г. Ужгород, ул,Гагарина, 101

Заказ 2376 Тираж Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., 4/5

Ядерный реактор Ядерный реактор Ядерный реактор 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной техники, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водоводяных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности, при переходе с одного уровня мощности на другой и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих (управляющих) стержней, или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности и особенно в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Изобретение относится к области ядерной энергетики и конкретно касается конструкции привода, управляющего поворотными органами регулирования ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции поглотителей нейтронов для ядерных реакторов типа РБМК и может быть использовано для производства -источников

Изобретение относится к управляющей колонке из тепловыделяющего элемента и поглощающего элемента в соответствии с ограничительной частью 1 формулы изобретения, а также к тепловыделяющему элементу и поглощающему элементу этой управляющей колонки [1]

Изобретение относится к стержню управления для использования в реакторе на быстрых нейтронах, который использует охладитель на жидком натрии
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к устройствам для управления реактивностью ядерного реактора и может быть использовано в органах регулирования и в устройствах аварийной защиты ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к увеличению безопасности и эффективности эксплуатации атомных электростанций (АЭС), содержащих реактор-размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрием) - БН

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов
Наверх