Ядерный реактор

 

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК (sr)s G 21 С 1/06

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПАТЕНТНОЕ

ВЕДОМСТВО СССР (ГОСПАТЕНТ СССР) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21) 3739111/25 (22) 11.05.84 (46) 23.06.93. Бюл. hb 23 (72) В.А.Баев (56) Емельянов И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.: Энергоиздат, 1982, с. 119.

Вопросы атомной науки и техники, серия "Физика и техника ядерных реакторов", 1978, вып. 1(21), с.117-119, рис.12. (54)(57) 1. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, содержащий ограниченную торцовыми плитами и боковым отражателем активную зону, образованную размещенными между торцовыми плитами каналами, по которым циркулируют твердые элементы, о т л и ч аю шийся тем, что, с целью улучшения баланса нейтронов за счет уменьшения коИзобретение относится к области атомной энергетики, а именно, к высокотемпературным ядерным реакторам для энергетического и технологического назначения.

Цель изобретения — улучшение баланса нейтронов в активной зоне за счет уменьшения количества замедлителя и использование циркулирующих элементов после выхода их из активной зоны по различному назначению в зависимости от их свойств.

На фиг.1 показан реактор, общий вид; на фиг.2 — узел 1 на фиг.1 (соединение подводящих трубопроводов и стержней с трубной доской); на фиг.3 — сечение А-А на фиг.1, поперечное сечение одного из каналов активной зоны; на фиг.4 — узел li на фиг.1 продольное сечение одного иэ каналов ак. Ж 1222109 А1 личества эамедлителя, каналы образованы стержнями, установленными между торцовыми плитами, при этом расстояние между двумя смежными стержнями меньше поперечного размера циркулирующих твердых элементов.

2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что, с целью использования циркулирующих элементов после выхода их иэ активной зоны по различному назначению в зависимости от их свойств, ограничивающие активную зону торцовые плиты выполнены в виде трубных досок, с которыми соединены трубопроводы, имеющие форму поперечного сечения циркулирующих твер- . дых элементов и установленные с наклоном в сторону от центра активной эоны, при этом наклон тем больше, чем дальше трубопровод отстоит от центра. тивной эоны; на фиг.5 — сечение Б-Б на фиг.1, поперечное сечение подводящего трубопровода твэлов; на фиг.6- поперечное сечение одного из каналов зоны (второй вариант); на фиг.7 — то же, третий вариант; на фиг.8 — схема циркуляции теплоносителя и твэлов в реакторе.

Ядерный реактор содержит ограниченную слоем бокового отражателя 1, верхней

2 и нижней 3 трубными досками активную зону 4, В активной зоне размещены установленные между трубными досками стержни 5 иэ материала замедлителя и твэлы 6, размещенные между стержнями 5.

Твэлы 6 могут быть различной формы; сферической с пазами 7, в которых размещены стержни 5 (фиг.3), многогранной, при этом стержни 5 треугольной формы (фиг.б), сферической, при этом стержни 5 имеют

1222109 формулу треугольной призмы с вогнутыми гранями (фиг,7).

Стержни 5 закреплены в трубных досках 2 и 3 таким образом, что образуют каналы 8, в поперечном сечении каждого из которых может разместиться лишь один твэл, кроме того, твэл не может перейти в соседний канал, т.е. протиснуться между двумя рядом стоящими стержнями. Узел крепления стержня 5 в трубной доске 2 показан на фиг.2. С трубными досками 2 и 3 соединены трубопроводы 9, 10, в которых размещены твэлы 6, Трубопроводы расходятся в радиальном направлении от центра реактора:трубопроводы 9 вверх и в стороны от трубной доски 2, трубопроводы 10 вниз и в стороны от трубной доски 3, При этом наклон трубопроводов тем больше, чем дальше удалены они от центра активной эоны, Центральные трубопроводы 9 и 10 не имеют наклона и установлены перпендикулярно трубной доске, Между трубопроводами 9 и 10 над трубной доской 2 и под трубной доской 3 размещен материал биологической защиты 11, например, бетон, Биологическая защита 12 размещена также снаружи бокового отражателя.

В первом варианте выполнения трубопроводы 9 и 10 имеются выступы 13, размещенные в пазах 7 твэлов 6.

В стержнях выполнены каналы 14, в которых размещены поглощающие стержни

15, В твэлах могут быть выполнены каналы

16 для прохода теплоносителя (см.фиг,б).

Реактор, включая отражатель 1 и трубные доски 2 и 3, окружен герметичным кожухом 17, снабженным патрубками 18 и 19 подвода и отвода теплоносителя (например, гелия — Не, см, фиг.8). Направление движения гелия и твэлов показано стрелками 20 и

21 на фиг.8.

Твэлы состоят из сердечника 22, состоящего из топливных частиц в графитовой матрице, и оболочки 23. Стержни 5 выполнены из графита.

Может быть предложен и такой вариант ядерного реактора, когда топливные частицы размещены в стержнях 5, т,е. стержни являются твэлами, а сферические или призматические тела перемещаются в каналах 8, образованных стержнями. При этом можно отказаться от прокачки через зону газообразного теплоносителя и отводить тепло путем циркуляции в контуре графитовых тел..

Возможен также вариант выполнения тел из материала, содержащего вещества, в которых под воздействием нейтронного поля реактора возникает интенсивное у-излучение. Такие ) -реактивные вещества можно затем испольэовать в технологических целях. Возможно выделение отдельных каналов 8 под тела с у-активными веществами.

При работе реактора твэл ы 6 по трубопроводам 9 поступают в активную зону 4. При этом при размещении твэлов в трубопроводах ядерная реакция деления не идет из-за наличия промежутков между трубопроводами (увеличивающимся по мере удаления от активной зоны) и наличия между трубопроводами вещества 11 эффективно замедляющего и поглощающего нейтроны, Следовательно, вне активной зоны 4 не достигается критическая масса.

Из трубопровода 9 твэл 6 через соответствующее по форме твэлу, проходному сечению трубопровода и канала 8 реактора отверстие в трубной доске 2 попадает в ка20 нал 8 активной зоны 4.

В активной зоне 4, ограниченной с торцов трубными. досками 2 и 3, возникают усповил для самоподдерживающейся цепной реакции деления. При этом каждый твэл перемещается по своему каналу активной зоны, образованной смежными стержнями 5.

По центру активной зоны перемещаются твэлы с меньшим обогащением топлива, по периферии — с большим. По отдельным каналам перемещаются сферические или призматические элементы с у-активными веществами, Различное обогащение твэлов в различных каналах выравнивает нейтронное поле по радиусу ядерного реактора.

Регулирование мощности реактора и компенсация реактивности осуществляется поглощающими стержнями 15, перемещаемыми в каналах 14 стержней 5.

Возможна компенсация реактивности посредством перемещающихся между твэлами шаровых или призматических элементов из материала поглотителя, при этом в отличие от реакторов со свободной засыпкой зоны можно достаточно точно судить о

45 положении его в активной зоне по высоте (положение его по радиусу абсолютно точно определено размещением его в определенном канале).

Твэлы перемещаются через активную зону и по трубопроводам под действием собственного веса в направлении, показанном стрелками 21.

Каждый твэл активной зоны циркулирует также в отдельном канале. После прохож55 дения активной зоны твэпы могут поступать в технологический аппарат, например, для облучения полиэтилена.

В случае реакции цикла многократного прохождения активной зоны твэлы после

1222109 технологического аппарата шнековым, поршневым или пневматическим подъемником поднимаются вверх и затем опять по каналам опускаются через активную зону. При этом возможна реализация такого принци па, когда твэлы, прошедшие при первом прохождении через периферию зоны, затем перемещаются по центральным каналам.

Для этого необходимо соединить выходы периферийных каналов с входами центральных каналов через каналы, в которых размещены подъемные механизмы, Охлаждается активная эона потоком гелия, поступающего в ее полость через патрубки 18 и опускающегося вниз и покидающего зону через патрубки 19.

В случае варианта, когда топливо размещено в стержнях 5, сферические и призматические элементы могут и не содержать топлива. Проходя зону, элементы путем теплопроводности и лучистого теплообме а ия греваются от стержней 5. далее поступлю в теплообменник, где отдают тепло теплово сителю второго контура.

Использование предложенного ядерно го реактора позволит эффективно регулирп. вать поле энерговы ведений по радиусу зонь за счет размещения твэлов в различных кя

10 налах с различным обогащением, использо. вать твэлы или твердые элементы различного состава для разных технологических или энергетических целей после прохождения зоны за счет деления их на

15 различные потоки, улучшить баланс нейтро нов по сравнению с прототипом, так как в случае конструкции каналов, образованной стержнями, уменьшается объемная доля замедлителя в активной зоне по сравнению с

20 топливом.

1222109

А-А

Фиг. 3

1222109. Е-,Е поРеряулп

1???10Ч

1222109

Нс фиа 8

Составитель В.Перевезенцев

Редактор Л.Письман Техред M.Ìîðãåíòàë Koppekiop Н Гунько

Заказ 2376 Тираж Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

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

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

Ядерный реактор Ядерный реактор Ядерный реактор Ядерный реактор Ядерный реактор Ядерный реактор Ядерный реактор 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к средствам получения высокопотенциального пара, используемого в турбоагрегатах, но может найти пpименение и для других установок как средство упрощения технологической схемы охлаждения реактора при получении сравнительно легко извлекаемого ядерного топлива

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для усовершенствования конструкции ядерных реакторов, в особенности с шаровыми тепловыделяющими элементами

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании транспортабельных и стационарных ядерных паропроизводящих установок

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании транспортабельных и стационарных ядерных паропроизводящих установок

Изобретение относится к химической технологии регулирования качества теплоносителей АЭС, а именно к способам регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов типа РБМК

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ) с водоводяными кипящими ядерными реакторами (ЯР)

Ядерный реактор

Наверх