Внутренний блок ядерного реактора

 

Использование: в конструкциях внутренних блоков водоводяных ядерных реакторов, используемых в ядерных установках АЭС малой мощности или другого назначения для повышения надежности и увеличения ресурса работы. Сущность изобретения: во внутреннем блоке, содержащем обечайку, прикрепленные к ней перфорированные плиты - верхнюю, среднюю и нижнюю, а также стержни-поглотители, расположенные в пространстве между тепловыделяющими сборками, проходящие через отверстия в средней плите и объединенные с помощью траверс, перемещающихся по направляющим, установленным между верхней и средней плитами, нижние концы стержней зафиксированы в перфорированном листе, прикрепленном к ним с обеспечением зазоров в соединениях и перемещающемся со стержнями между средней и нижней плитами с направлением не менее чем по двум трубам, которые установлены между ними с возможностью замены во время перегрузки топлива в ядерном реакторе. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к конструкциям внутренних блоков водо-водяных ядерных реакторов, используемых в ядерных установках АЭС малой мощности или другого назначения.

Известен внутренний блок ядерного реактора, содержащий обечайку, прикрепленные к ней плиты - верхнюю, среднюю и нижнюю, перфорированные для установки в них тепловыделяющих сборок (ТВС), а также стержни-поглотители нейтронов, расположенные в пространстве между ТВС, проходящие через отверстия в средней плите и являющиеся органами системы управления реактором, Стержни-поглотители объединены в несколько групп с помощью траверс, к которым верхние концы стержней крепятся шарнирно. Траверсы перемещаются по направляющим трубам, установленным между верхней и средней плитами. В пределах активной зоны все стержни находятся в защитных трубах, в которых они перемещаются. Трубы установлены между средней и нижней плитами и выполнены из циркониевого сплава, обладающего малым сечением поглощения тепловых нейтронов (см., например, журнал "Морской флот", 10, 1989 г., стр.34, рис.2).

Недостатком конструкции является то, что трубы из циркониевого сплава при работе в условиях водо-водяного реактора подвержены коррозионному поражению, наводораживанию и радиационному росту, следствием чего являются обрастание их продуктами коррозии, образование трещин и искривление после определенного периода эксплуатации. Все это вызывает постепенное увеличивание усилий, необходимых для перемещения групп стержней из-за увеличения сил трения между стержнями и трубами и, в конечном итоге, может привести к заклиниванию групп стержней, что является нарушением условий обеспечения ядерной безопасности установки.

Таким образом, трубы из циркониевого сплава, направляющие перемещение стержней в активной зоне и являющиеся незаменяемыми элементами внутреннего блока, ограничивают ресурс надежной и безопасной его работы и определяют необходимость и периодичность трудоемкой и дорогостоящей операции замены блока в процессе эксплуатации реактора.

Известен также внутренний блок ядерного реактора, содержащий обечайку, плиты и установленные между ними ТВС, в которых размещаются стержни-поглотители системы управления реактором, объединенные в группы в каждой ТВС с помощью траверс. Перемещение стержней в ТВС происходит в направляющих каналах-трубах, выполненных из нержавеющей стали, значительно меньше подверженной в условиях реактора коррозии, наводораживанию и радиационному росту, чем циркониевые сплавы (см., например, книгу "Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов", книга 1. - М.: Атомэнергоиздат, 1995 г., стр.15, 184, 185).

Недостатком конструкции является наличие в активной зоне ядерного реактора большого количества конструктивных элементов из нержавеющей стали, что требует увеличенной загрузки ядерного топлива для компенсации паразитного захвата тепловых нейтронов, поскольку сечение поглощения тепловых нейтронов у нержавеющей стали в несколько раз больше, чем у циркониевых сплавов. Это отрицательно влияет на экономические показатели установки в целом.

Анализ показывает, что указанный первым внутренний блок ядерного реактора является прототипом для предлагаемого технического решения, поскольку имеет с ним наибольшее число сходных существенных признаков.

Задачей изобретения является повышение надежности, в том числе ресурса внутреннего блока ядерного реактора, и улучшение экономических показателей установки за счет уменьшения числа его замен за весь срок службы реактора путем обеспечения направления при перемещении стержней в активной зоне без использования защитных труб.

Для этого в известном внутреннем блоке, содержащем обечайку, прикрепленные к ней перфорированные плиты - верхнюю, среднюю и нижнюю, а также стержни-поглотители, расположенные в пространстве между тепловыделяющими сборками, проходящие через отверстия в средней плите и объединенные в несколько групп с помощью траверс, перемещающихся по направляющим, установленным между верхней и средней плитами, нижние концы стержней каждой группы или отдельных групп зафиксированы в своем перфорированном листе, прикрепленном к ним с обеспечением зазоров в соединениях и перемещающемся со стержнями между средней и нижней плитами с направлением не менее чем по двум трубам, которые установлены между ними с возможностью замены во время перегрузки топлива в ядерном реакторе.

Трубы, установленные между средней и нижней плитами, могут быть выполнены в виде продолжения направляющих для траверс.

Трубы, установленные между средней и нижней плитами, могут быть выполнены в виде утолщенных кожуховых труб отдельных тепловыделяющих сборок.

Материал труб - циркониевый сплав или нержавеющая сталь.

Изобретение поясняется чертежами, на которых изображены: на фиг.1 - продольный разрез внутреннего блока реактора; на фиг.2 - сечение А-А фиг.1, на фиг.3 - узел Б фиг, 1; на фиг.4 - сечение В-В фиг.2 (вариант выполнения изобретения).

Внутренний блок ядерного реактора содержит обечайку 1, прикрепленные к ней перфорированные плиты - верхнюю 2, среднюю 3 и нижнюю 4, в которые устанавливаются ТВС 5. В пространстве между ними размещаются стержни-поглотители 6, проходящие через отверстия в средней плите 3. Верхними концами стержни 6 с помощью шарнирных соединений 7 крепятся к подвижным траверсам 8, образуя с ними функциональные группы. Траверсы 8 перемещаются по направляющим трубам 9, в которые также устанавливаются ТВС 5. Все стержни 6 каждой группы или отдельных групп нижними концами фиксируются в отверстиях своего перфорированного листа 10, который крепится на стержнях 6 гайками 11 с обеспечением зазоров "а" и "б" в соединениях. Каждый перфорированный лист 10 перемещается не менее чем по двум трубам 12, установленным между средней 3 и нижней 4 плитами. Трубы 12 могут быть выполнены в виде продолжения направляющих 9 (см. фиг. 1) или в виде утолщенных кожуховых груб 13 отдельных (специальных) ТВС 14 (см. фиг.4). Соединение группы стержней 6 с приводом осуществляется с помощью штока 15.

При работе реактора группы стержней 6 перемещаются в активной зоне между ТВС 5. Благодаря наличию зазоров "а" и "б" в соединениях перфорированного листа 10 со стержнями 6, а также шарнирным соединением 7 стержней 6 с траверсой 8, исключается жесткая связь листа 10 с траверсой 8 и обеспечивается его самоустановка на направляющих трубах 12, что снижает нагрузки в местах контакта листа 10 с трубами 12 и уменьшает силы трения в этих парах в рабочих условиях, Это, в свою очередь, снижает усилие, необходимое для перемещения группы, и уменьшает вероятность ее заклинивания.

Таким образом, предлагаемое решение позволяет повысить надежность и увеличить ресурс внутреннего блока ядерного реактора.

Формула изобретения

1. Внутренний блок ядерного реактора, содержащий обечайку, прикрепленные к ней перфорированные плиты - верхнюю, среднюю и нижнюю, а также стержни-поглотители, расположенные в пространстве между тепловыделяющими сборками, проходящие через отверстия в средней плите и объединенные с помощью траверс, перемещающихся по направляющим, установленным между верхней и средней плитами, отличающийся тем, что нижние концы стержней зафиксированы в своем перфорированном листе, прикрепленном к ним с обеспечением зазоров в соединениях и перемещающемся со стержнями между средней и нижней плитами с направлением не менее чем по двум трубам, которые установлены между ними с возможностью замены во время перегрузки топлива в ядерном реакторе.

2. Внутренний блок ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что трубы, установленные между средней и нижней плитами, выполнены в виде продолжения направляющих траверс.

3. Внутренний блок ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что трубы, установленные между средней и нижней плитами, выполнены в виде утолщенных кожуховых труб отдельных тепловыделяющих сборок.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4

MM4A Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины заподдержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 26.01.2011

Дата публикации: 10.12.2011




 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к ядерным реакторам транспортных установок, например, космического назначения

Изобретение относится к эксплуатации и ремонту ядерных реакторов и может быть использовано при проведении ремонтно-восстановительных работ на ядерных реакторах типа РБМК

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при создании плавучих атомных электростанций средней мощности для эксплуатации в прибрежных зонах

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам эксплуатации быстрых гомогенных ядерных реакторов

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при строительстве и модернизации АЭС с несколькими реакторными установками

Изобретение относится к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкциям быстрых реакторов с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к способам контроля технологической операции перегрузки поглощающих элементов активной зоны (сборок пэлов) ядерного реактора, находящегося в заглушенном состоянии и имеющего изотропную структуру

Изобретение относится к технике эксплуатации канальных ядерных реакторов, а именно к способу реконструкции активной зоны канального ядерного реактора, и может быть использовано при проведении капитальных ремонтов по замене технологических каналов (ТК)

Изобретение относится к новым способам и материалам для минимизации отложений окислов металлов на трубах парогенератора во вторичной линии работающих под давлением парогенераторов атомных электростанций (АЭС) при использовании полимерных диспергаторов высокой чистоты

Изобретение относится к устройствам для обработки материалов с радиоактивным заражением и может быть использовано преимущественно при локализации последствий аварии на атомных электростанциях, а также в технологии очистки фильтрацией газообразных отходов на радиохимических заводах
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к технологии преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенной для разработки энергетических установок нового поколения
Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к активным зонам водо-водяных реакторов, к составляющим их тепловыделяющим сборкам, содержащим делящееся ядерное топливо, и способу их эксплуатации
Изобретение относится к области производства энергии, в частности к производству электроэнергии, и может быть использовано для создания безопасной ядерной электроэнергетики нового типа

Изобретение относится к области ядерной техники и технологии, в частности к конструкции тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора и его активной зоны, преимущественно водо-водяного энергетического ядерного реактора (ВВЭР-1000)

Изобретение относится к области физики и техники реакторов, более конкретно к методам контроля и обеспечения безопасности подкритических сборок
Наверх