Ядерный реактор

 

Использование: в качестве источников электрической энергии в ядерных энергетических установках космических аппаратов. Сущность: ядерный реактор содержит корпус, выполненный в виде обечайки и трубных досок, соединенных для теплоносителя, в которых соосно установлены элементы с ядерным топливом и между которыми размещен замедлитель. На замедлитель нанесено покрытие с низкой водородопроницаемостью, а полость корпуса заполнена газовой средой. В радиальном зазоре между обечайкой корпуса реактора и замедлителем установлены упругие элементы, обеспечивающие радиальную фиксацию замедлителя и не препятствующие температурному и ресурсному изменению его размеров. На боковой поверхности замедлителя выполнены углубления, в продольном канале между обечайкой корпуса реактора и углублениями на боковой поверхности замедлителя размещены пластины и упругие элементы, причем пластины контактируют с поверхностью замедлителя, а жесткость упругих элементов определяется из условия C=KMn/ , где С - жесткость упругого элемента; К - коэффициент запаса, К > 1; М - масса замедлителя; n - максимальная перегрузка; - минимальный зазор между трубами теплоносителя и отверстиями для них в замедлителе. 1 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам, в частности к ядерным реактором (ЯР), используемым в качестве источников электрической энергии в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) космических аппаратов.

Известная конструкция реактора ЯЭУ "Топаз", в корпусе реактора которой расположен цилиндрический массив замедлителя, в отверстиях которого параллельно его оси расположены трубки теплоносителя и электрогенерирующие каналы (ЭКГ), и боковой отражатель [1].

Недостатком такой конструкции является небольшой ресурс работы вследствие отсутствия элементов фиксации замедлителя, что может привести к его разрушению при воздействии вибрационных нагрузок на ЯЭУ или/и к деформации трубок теплоносителя и расположенных внутри них ЭГК.

Наиболее близким техническим решением к заявленному является ядерный реактор космической энергетической установки, содержащей корпус, выполненный в виде обечайки и трубных досок, соединенных трубками для теплоносителя, в которых соосно установлены элементы с ядерным топливом и между которыми размещены цилиндрический замедлитель и торцевой отражатель, при этом на замедлитель нанесено покрытие с низкой водородопроницаемостью, а полость корпуса заполнена газовой средой [2].

Недостатком такой конструкции является относительно большая пористость замедлителя вследствие необходимости термической развязки узлов реактора (трубки теплоносителя, трубные доски, замедлитель и обечайка корпуса реактора), выполненных из различных материалов и имеющих существенно разные температуры на пусковом и номинальном режимах и режиме расхолаживания, а также относительно небольшой ресурс работы вследствие отсутствия элементов фиксации замедлителя, что может привести к его разрушению при воздействии вибрационных нагрузок на ЯЗУ, нарушению целостности покрытия с низкой водородопроницаемостью на поверхности замедлителя или/и к деформации трубок теплоносителя и расположенных внутри них ЭТК.

Задача изобретения - снижение пористости замедлителя при сохранении целостности покрытия с низкой водородопроницаемостью на поверхности замедлителя и, как следствие, улучшение ядерно-физических характеристик и ресурсоспособности ядерного ректора.

Технический результат - радиальная фиксация замедлителя при сборке ядерного реактора и в процессе эксплуатации при минимально возможной пористости замедлителя (минимальные зазоры между трубками теплоносителя и отверстиями в замедлителе и между поверхностью замедлителя и обечайкой корпуса реактора), что повышает запасы реактивности при заданных размерах и загрузке активной зоны реактора, увеличивая тем самым продолжительность кампании ядерного реактора, и снижает эффект возрастания реактивности в аварийных ситуациях, связанных с заполнением активной зоны реактора водой.

Этот результат достигается тем, что в радиальном зазоре между обечайкой корпуса реактора и замедлителем установлены упругие элементы, обеспечивающие радиальную фиксацию замедлителя и препятствующие температурному и ресурсному изменению его размеров, причем для уменьшения площади радиального зазора между обечайкой корпуса реактора и замедлителем, т.е. для уменьшения пористости замедлителя, в местах установок упругих элементов на боковой поверхности замедлителя выполнены углубления, в продольном канале между обечайкой корпуса реактора и углублениями на боковой поверхности замедлителя размещены пластины и упругие элементы, причем пластины контактируют с поверхностью замедлителя.

Кроме того, жесткость упругих элементов определяется из условия C = K M n/, где C - жесткость упругого элемента; K - коэффициент запаса, K>1; M - масса замедлителя; N - максимальная перегрузка; - минимальный зазор между трубами теплоносителя и отверстиями для них в замедлителе; На чертеже приведена конструктивная схема ЯР (продольный разрез) в соответствии с признаками изобретения.

Ядерный реактор содержит корпус, выполненный в виде обечайки 1 и трубных досок 2 и 3, соединенных трубками 4 для теплоносителя, в которых соосно установлены элементы с ядерным топливом 5 и между которыми размещен замедлитель 6, и торцевые отражатели 7 и 8, вокруг обечайки 1 корпуса ЯР расположены боковой отражатель 9 и органы регулирования 10, при этом на замедлитель 6, выполненный, например, в виде диска с отверстиями, нанесено покрытие с низкой водопроницаемостью, а полость корпуса заполнена газовой средой, диски замедлителя 6 установлены внутри обечайки 1 корпуса реактора с радиальным зазором 11, необходимым для компенсации температурных и ресурсных изменений его размеров, кроме того, на боковой поверхности дисков замедлителя 6 выполнены не менее трех углублений 12, в образовавшемся продольном канале между обечайкой 1 корпуса реактора и углублениями 12 на боковой поверхности дисков замедлителя размещены упругие элементы 13 и пластины 14, причем пластины контактируют с поверхностью замедлителя.

Предложенный реактор работает следующим образом.

Упругий элемент 13 установлен в продольном канале, образованном обечайкой 1 корпуса и углублением 12 на боковой поверхности дисков замедлителя.

Между каждым упругим элементом 13 и поверхностью диска замедлителя 6 установлена пластины 14, предохраняющая от повреждения покрытие с низкой водородопроницаемостью на дисках замедлителя. Жесткость упругого элемента 13 рассчитана так, чтобы ограничить перемещение дисков замедлителя 6 при действии максимальных перегрузок при транспортировании и запуске ЯЭУ на орбиту величиной, составляющей часть величины зазора 15 между трубами 4 теплоносителя и отверстиями для них в дисках замедлителя. Это позволяет, с одной стороны, надежно предохранять от деформаций и повреждений трубы 4 теплоносителя и размещенные внутри них элементы 5, содержащие ядерное топливо, а, с другой стороны, с учетом релаксации напряжений при длительной работе в условиях высоких температур не препятствовать ресурсному распуханию замедлителя.

Возможность получения указанного технического результата определяется следующими обстоятельствами: расчетные оценки показывают, что предлагаемое решение по сравнению с прототипом позволит увеличить эффективный коэффициент размножения Кэфф реактора на тепловых нейтронах за счет уменьшения пористости замедлителя в пределах 1 - 1,5% в зависимости от типа тепловыделяющего элемента или ЭГК и размерности реактора. Кроме того, за счет приближения замедлителя к ядерному топливу ожидается дополнительное увеличение Кэфф, которое составит около +0,2%; вышеуказанный выигрыш по реактивности составляет значительную долю от необходимых ресурсных запасов реактивности для современных проектов долгоресурсных ЯР, оцениваемых в 3 - 4%, что существенно повышает возможность достижения ресурса работы таких реакторов в 5 - 7 и более лет;
уменьшение пористости замедлителя по сравнению и прототипом в соответствии с расчетными оценками может снизить положительный эффект реактивности в аварийных ситуациях с заполнением активной зоны водой на величину до 20 - 25%. что соответствующим образом повышает эффективность системы безопасности реактора.


Формула изобретения

Ядерный реактор, содержащий корпус, выполненный в виде обечайки и трубных досок, соединенных трубками для теплоносителя, в которых соосно установлены элементы с ядерным топливом и между которыми размещен замедлитель, при этом на замедлитель нанесено покрытие с низкой водородопроницаемостью, а полость корпуса заполнена газовой средой, отличающийся тем, что на боковой поверхности замедлителя выполнены углубления, в продольном канале между обечайкой корпуса реактора и углублениями на боковой поверхности замедлителя размещены пластины и упругие элементы, обеспечивающие радиальную фиксацию замедлителя и не препятствующие температурному и ресурсному изменению его размеров, причем пластины контактируют с поверхностью замедлителя, а жесткость упругих элементов определяется из условия
C = KMn/ ,
где С - жесткость упругого элемента;
К - коэффициент запаса, К > 1;
М - масса замедлителя;
n - максимальная перегрузка;
- минимальный зазор между трубами теплоносителя и отверстиями для нах в замедлителе.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

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 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 атомным энергетическим устройствам и может быть успешно реализовано в стационарной теплоэнергетике и как элемент силовых установок на транспорте (морском, водном) суда речные, озерные, смешанного плавания типа река-море (железнодорожном)
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в качестве способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в качестве способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в качестве способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами

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)

Изобретение относится к технике и оборудованию для получения изотопов из делящихся материалов, в частности, для получения молибдена-99 и ксенона-133, применяемых в современной диагностике

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из двух и более реакторов

Изобретение относится к устройствам для закрепления оборудования, установленного внутри сосуда под давлением ядерного реактора, содержащего сегменты упругого элемента

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано в ядерных реакторах, например, выскотемпературных газографитового типа или уранграфитовых реакторах с водой под давлением

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано в ядерных реакторах, например, выскотемпературных газографитового типа или уранграфитовых реакторах с водой под давлением

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для получения медицинских изотопов, например молибдена-99

Ядерный реактор, ядерные реакторы и установки, ядерный реактор размеры

Наверх