RU1187612C - Водо-вод ной дерный реактор - Google Patents

Водо-вод ной дерный реактор

Info

Publication number
RU1187612C
RU1187612C SU843739110A SU3739110A RU1187612C RU 1187612 C RU1187612 C RU 1187612C SU 843739110 A SU843739110 A SU 843739110A SU 3739110 A SU3739110 A SU 3739110A RU 1187612 C RU1187612 C RU 1187612C
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
water
reactor
emergency
moderated reactor
extension
Prior art date
Application number
SU843739110A
Other languages
English (en)
Inventor
В.А. Баев
В.А. Новожилова
Original Assignee
Предприятие П/Я Г-4781
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Предприятие П/Я Г-4781 filed Critical Предприятие П/Я Г-4781
Priority to SU843739110A priority Critical patent/RU1187612C/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU1187612C publication Critical patent/RU1187612C/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

Исполнительный орган 10 посредством промежуточной штанги 15 соединен с регулирующим органом 8, состо щим из топливной кассеты 16 в нижней части и полой надставки 17, выполненной в виде нейтральной ловушки, т.е. включающей канал 18, заполненный водой и окруженный поглотителем 19 нейтронов,
Внутри реактора установлена шахта 20, в которой установлена активна  зона 21, набранна  из установленных на решетку 22 топливных кассет 23. Между кассетами имеютс  каналы 24 дл  перемещени  регулирующих органов 8. В решетке 22 имеютс  также отверсти  25 дл  прохода регулирующих органов 8. Решетка 22 состоит из верхней плиты 26 и нижней плиты 27, между которыми установлены стойки 28, образующие отверсти  25 в решетке. В стойках 28 выполнены окна 29.
. В полой надставке 17 регулирующих органов 8 также выполнены окна 30, совмещенные с окнами 29 а стойках 28.
Исполнительный орган 10 и штанга 15
выполнены полыми, при этом их полости
образуют единый полый канал с каналом 18,
Приводы 7 размещены в чехлах 31, к
которым подведены трубопроводы 32, сое-диненные с емкостью аварийного запаса охлаждающей воды в нормальных и
аварийных режимах.
Работает реактор следующим образом .
При работе в нормальном режиме теплоноситель (вода) под давлением поступает внутрь корпуса 1 через патрубки 2, опускаетс  вниз по кольцевому зазору между корпусом 1 и шахтой 20, затем поток теплоносител  поворачивает внутрь шахты 20, прокачиваетс  через активную зону 21, омыва  топливные кассеты 23, нагреваетс  и выходит из корпуса 1 через патрубки 3.
Регулирование мощности реактора осуществл етс  перемещением приводом 7 регулирующего органа 8. Когда регулирующий орган 8 в верхнем положении, в активной зоне 21 находитс  топливна  кассета 16, а пола  надставка 17 - выше активной зоны. Дл  введени  отрицательной реактивности, регулирующий орган опускает вниз, при этом пола  надставка 17 вводитс  в активную зону, а топливна  кассета 16 выводитс  из нее. В результате число образующихс  в зоне нейтронов, а следовательно, и теплова  мощность реактора уменьшаютс .
При вводе положительной реактивности регулирующий орган 8 поднимаетс  вверх.
При необходимости аварийного снижени  мощности реактора приводы 7 обесточивают , регулирующие органы 8 под действием собственного веса ввод тс  н активную зону, гас   дерную реакцию.
При аварийном разуплотнении первого
контура давление в реакторе снижаетс . При этом возникает необходимость обеспечивани  теплоотвода от зоны с целью недопущени  ее расплавлени . Дл  отвода
тепловыделений в схеме энергетической установки имеетс  емкость аварийного запаса охлаждающей воды, где вода содержитс  под некоторым давлением.
При снижении давлени  в первом контуре ниже давлени  в емкости аварийного запаса воды относительно холодна  вода из емкости по трубопроводам 32 поступает в полости 12 чехлов 31 приводов 7.
Поскольку разуплотнение первого контура сопровождаетс  аварийным сбросом регулирующего органа 8, последний вместе со штангой 15 и исполнительным органом 10 находитс  в нижнем положении, при
этом утолщение 14 исполнительного органа 10 опущено на уплотнение 11 и полость 12 оказываетс  отделенной от полости 13 реактора , и поток воды вынужден идти по внутреннему каналу, образованному полост ми
исполнительного органа 10, штанги 15 и полей надставки 17 регулирующего органа 8. Из канала 18 поток проходит внутри полой надставки 17 через окна 30 и. 29, откуда поднимаетс  вверх, охлажда  топливные
кассеты 23. Затем поток выходит из корпуса 1 через патрубок 3.
Направление движени  воды в активной зоне может быть обеспечено выбегом циркул ционных насосов (в случае их обесточивани ) или организацией естественной циркул ции.
Использование предложенной конструкции исключает взаимодействие холодной воды с материалом корпуса реактора,
что исключает возможность ее разрушени .
Холодна  вода из аварийной емкости поступает внутрь чехлов из хромоникелевой аустенитной нержавеющей стали, дл  которых пон тие критическа  температура хрупкости в рабочем диапазоне температур отсутствуют.
Кроме того, чехлы приводов имеют значительно меньшую толщину стенки, чем корпус реактора.
Поэтому в них меньше и температурные напр жени . Холодна  вода не взаимодействует также с поверхност ми патрубка 5 и крышки 4, так как проходит внутри канала, образованного исполни511876126
тельным органом, штангой и регулирующим и патрубком имеетс  зазор, заполненный органом, а между исполнительным органом гор чей водой.
123
м
ч
«Л  л В-Л1 t.5 t гО 2J -:« .: /-- V - гч/-- . г;;
SU843739110A 1984-05-11 1984-05-11 Водо-вод ной дерный реактор RU1187612C (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU843739110A RU1187612C (ru) 1984-05-11 1984-05-11 Водо-вод ной дерный реактор

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU843739110A RU1187612C (ru) 1984-05-11 1984-05-11 Водо-вод ной дерный реактор

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU1187612C true RU1187612C (ru) 1993-06-23

Family

ID=21118370

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU843739110A RU1187612C (ru) 1984-05-11 1984-05-11 Водо-вод ной дерный реактор

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU1187612C (ru)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Емель нов И.Я. и др. Конструирование дерных реакторов. - М., Энергоиздат, 1982. с.98-101. рис.47, 48. Гирнис В.В. и др. Монтаж оборудовани атомных электростанций. М.: Высша школа. 1980. с. 49-60. рис. 24.25 . *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA1173570A (en) Nuclear reactor plant
US4033814A (en) Thermogenic swimming-pool type nuclear reactor
JP4313204B2 (ja) コンパクトな加圧水型原子炉
US4045286A (en) Molten fuel-salt reactor
GB1563911A (en) Nuclear core region fastener arrangement
US3223589A (en) Regulating method and apparatus for nuclear reactors
GB878180A (en) Nuclear reactor
US3365368A (en) Telescopically arranged nuclear reactor control elements
US4246069A (en) Heat-generating nuclear reactor
RU1187612C (ru) Водо-вод ной дерный реактор
KR830009583A (ko) 가압경수로형 원자로
US4032401A (en) Combined solid and liquid system for controlling nuclear reactors
CA1070860A (en) Power reducing pool water for a nuclear reactor
US3988203A (en) Control assembly of a nuclear reactor
US4812286A (en) Shroud tank and fill pipe for a boiling water nuclear reactor
US4654185A (en) Deep beam reactor vessel head and nuclear reactor including same
GB1073715A (en) Improvements in nuclear reactors
US4017357A (en) Nuclear core inlet flow arrangement
US3342689A (en) Liquid-moderated, gas-cooled nuclear reactor and pressure equalization system
US3231473A (en) Nuclear reactor control system
JP4101424B2 (ja) 反射体制御方式の高速増殖炉
RU2084025C1 (ru) Способ хранения отработавшего ядерного топлива
JPS61149894A (ja) 原子炉ダウンカマ−部における冷却材ミキシング構造
JPH04188096A (ja) 沸騰水型原子炉圧力容器
JPH0552979A (ja) 小型高速炉