RU2137220C1 - Ядерный реактор - Google Patents

Ядерный реактор Download PDF

Info

Publication number
RU2137220C1
RU2137220C1 RU97111910A RU97111910A RU2137220C1 RU 2137220 C1 RU2137220 C1 RU 2137220C1 RU 97111910 A RU97111910 A RU 97111910A RU 97111910 A RU97111910 A RU 97111910A RU 2137220 C1 RU2137220 C1 RU 2137220C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
centers
moderator
holes
core
Prior art date
Application number
RU97111910A
Other languages
English (en)
Other versions
RU97111910A (ru
Inventor
С.В. Барсуков
Г.М. Грязнов
Е.Е. Жаботинский
В.П. Залманов
В.И. Ионкин
В.В. Лапшов
В.А. Матвеев
Ф.П. Раскач
В.И. Сербин
В.Г. Сидоров
Original Assignee
Государственное предприятие "Красная звезда"
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 Государственное предприятие "Красная звезда" filed Critical Государственное предприятие "Красная звезда"
Priority to RU97111910A priority Critical patent/RU2137220C1/ru
Publication of RU97111910A publication Critical patent/RU97111910A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2137220C1 publication Critical patent/RU2137220C1/ru

Links

Images

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)

Abstract

Использование: в ядерных энергетических установках космических аппаратов. Ядерный реактор содержит замедлитель и торцевые отражатели, выполненные в виде дисков с отверстиями, оси которых параллельны оси реактора, через которые проходят трубки каналов теплоносителя, заделанные в расположенные за отражателями трубные доски. Центры отверстий в замедлителе и отражателях смещены относительно центров соответствующих трубок каналов теплоносителя по радиусу активной зоны на расстояния, пропорциональные расстоянию центров трубок от центра активной зоны, причем максимальные хорды отверстий направлены вдоль радиуса активной зоны, а величины максимальных хорд увеличиваются в зависимости от расстояния между центром трубок и центром активной зоны по линейному закону. В результате уменьшается пористость активной зоны за счет термической развязки узлов активной зоны, достаточной для предотвращения деформации каналов теплоносителя, что увеличивает запас реактивности реактора. 1 з.п.ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерным реакторам и, в частности, к реакторам-преобразователям, используемым в качестве источников электроэнергии в ядерных энергетических установках космических аппаратов.
Наиболее близким техническим решением к заявленному является ядерный реактор с осесимметричной цилиндрической активной зоной, замедлитель и торцевые отражатели которого выполнены в виде дисков с отверстиями с осями, параллельными оси реактора, через которые проходят трубки каналов теплоносителя, заделанные в расположенные за торцевыми отражателями трубные доски (см., например, А.А.Куландин, С.В.Тимашев и др. Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ. Ленинград, Энергоатомиздат, 1987, с.196).
Недостатком такого решения является относительно большая пористость замедлителя и торцевых отражателей вследствие необходимости термической развязки узлов реактора (трубок теплоносителя, трубных досок, замедлителя, торцевых отражателей), выполненных из различных материалов и имеющих существенно разные температуры на пусковом и номинальном режимах и режиме расхолаживания. Различные термические расширения трубных досок (вместе с которыми перемещаются центры трубок теплоносителя), замедлителя и торцевых отражателей приводят к различному по величине смещению центров трубок и центров отверстий в замедлителе и торцевых отражателях. В силу этого возможна деформация трубок дисками замедлителя и торцевыми отражателями, которая может приводить как к нарушению условий охлаждения твэлов в реакторе обычного канального типа или электрогенерирующих каналов в термоэмиссионном реакторе-преобразователе, так и к разгерметизации полости теплоносителя, что, в свою очередь, может вызвать нарушение работоспособности реактора. Таким образом, требование обеспечения достаточной термической развязки для конструкции реактора, в которой центры трубок теплоносителя и центры отверстий в замедлителе и торцевых отражателях совпадают, вызывает необходимость увеличения этих отверстий и, следовательно, пористости замедлителя и торцевых отражателей, что имеет своим следствием:
уменьшение запаса реактивности при заданных размерах и загрузке ядерного топлива и, следовательно, уменьшение возможной продолжительности кампании реактора;
увеличение размеров реактора и загрузки ядерного топлива при заданной продолжительности кампании;
ужесточение требований к системе безопасности реактора из-за возрастания положительной реактивности, вносимой в аварийной ситуации, связанной с заполнением активной зоны водой.
Задача, на выполнение которой направлено заявленное изобретение, - уменьшение пористости активной зоны реактора и его торцевых отражателей.
Технический результат - обеспечение термической развязки узлов активной зоны (трубок теплоносителя, трубных досок, дисков замедлителя и торцевых отражателей), достаточной для предотвращения деформации и разрушения каналов теплоносителя, при минимально возможной пористости дисков замедлителя и торцевых отражателей, что повышает запасы реактивности при заданных размерах и загрузке активной зоны, увеличивая, тем самым, продолжительность кампании реактора, и снижает эффекты возрастания реактивности в аварийных ситуациях, связанных с заполнением активной зоны реактора водой.
Этот результат достигается тем, что центры отверстий в дисках замедлителя и торцевых отражателях смешены относительно центров соответствующих трубок каналов теплоносителя по радиусу активной зоны на расстояния, пропорциональные расстоянию центров трубок каналов теплоносителя от центра активной зоны, а величины максимальных хорд увеличиваются в зависимости от расстояния между центром трубок и центром активной зоны по линейному закону. Отверстия в дисках замедлителя и торцевых отражателях в сечениях, перпендикулярных продольной оси реактора, выполнены в виде двух одинаковых полуокружностей, расположенных оппозитно друг другу с центрами, лежащими на одном радиусе активной зоны, и соединенных между собой касательными к этим окружностям, параллельными радиусу, на котором расположены центры полуокружностей.
На чертежах в соответствии с признаками заявленного изобретения представлена конструктивная схема реактора в виде поперечного сечения его активной зоны. На фиг.1 - осесимметричная цилиндрическая активная зона содержит замедлитель в виде диска 1 с круглыми отверстиями 2 с осями, параллельными оси реактора. В отверстиях 2 проходят трубки 3 каналов теплоносителя, заделанные в расположенные за торцевыми отражателями трубные доски. Центры 4 отверстий 2 в замедлителе и торцевых отражателях смещены относительно центров 5 соответствующих трубок каналов теплоносителя по радиусу активной зоны на расстояния ab, пропорциональные расстоянию cd центров 5 трубок 3 от центра 6 активной зоны; а величины ef максимальных хорд (для фиг. 1- диаметров) увеличиваются в зависимости от расстояния между центром 5 трубок 3 и центром 6 активной зоны по линейному закону. На фиг. 2 - отверстия 2 в блоке 1 замедлителя в сечениях, перпендикулярных продольной оси реактора, выполнены в виде двух одинаковых полуокружностей 7, расположенных оппозитно друг другу с центрами 8 и 9, лежащими на одном радиусе активной зоны, и соединенных между собой касательными 10 к этим окружностям, параллельными радиусу, на котором расположены центры полуокружностей.
Предложенное устройство работает следующим образом. В процессе работы реактора на пусковом, номинальном режимах и на режиме расхолаживания относительные смещения компонентов активной зоны происходят в соответствии с величинами коэффициентов линейного термического расширения и разностью температур между трубными досками, дисками замедлителя и торцевыми отражателями. Закон изменения смещений центров отверстий в дисках замедлителя и торцевых отражателях относительно центров соответствующих трубок по радиусу активной зоны имеет вид, ab = k1 cd, а величины максимальных хорд изменяются по закону ef = k2 cd, где k1 и k2 - коэффициенты пропорциональности, величины которых соответствуют максимальным значениям из значений этих коэффициентов, определенных для характерных режимов работы реактора, исходя из разности температур между трубными досками, дисками замедлителя и торцевыми отражателями на этих режимах. Конструкция реактора, выполненная в соответствии с заявленными признаками, обеспечивает то, что относительное смещение трубок теплоносителя, дисков замедлителя и торцевых отражателей происходит в пределах, не вызывающих их взаимного соприкосновения и возможного последующего нарушения условий теплоотвода в реакторе и деформации трубок.
Возможность получения указанного технического эффекта определяется следующими обстоятельствами:
1. 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 и торцевых отражателей в пределах 1... 1,5% в зависимости от типа тепловыделяющего элемента или электрогенерирующего канала и размерности реактора. Кроме того, за счет приближения замедлителя к ядерному топливу ожидается дополнительное увеличение Кэфф, которое составит около + 0,2%.
2. Указанный в предыдущем пункте выигрыш по реактивности составляет значительную долю от необходимых ресурсных запасов реактивности для современных проектов долгоресурсных термоэмиссионных реакторов-преобразователей, оцениваемых в 3...4%, что существенно повышает возможность достижения ресурса работы таких реакторов в 5...7 и более лет.
3. Уменьшение пористости замедлителя и торцевых отражателей по сравнению с 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.

Claims (2)

1. Ядерный реактор, содержащий осесимметричную цилиндрическую активную зону, замедлитель и торцевые отражатели, которые выполнены в виде дисков с отверстиями с осями, параллельными оси реактора, через которые проходят трубки каналов теплоносителя, заделанные в расположенные за торцевыми отражателями трубные доски, отличающийся тем, что центры отверстий в замедлителе и торцевых отражателях смещены относительно центров соответствующих трубок, каналов теплоносителя по радиусу активной зоны на расстояния, пропорциональные расстоянию центров трубок от центра активной зоны, максимальные хорды отверстий направлены вдоль радиуса активной зоны, а величины максимальных хорд увеличиваются в зависимости от расстояния между центром отверстия и центром активной зоны по линейному закону.
2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что отверстия в дисках замедлителя и торцевых отражателях в сечениях, перпендикулярных продольной оси реактора, выполнены в виде двух одинаковых полуокружностей, расположенных оппозитно друг другу с центрами, лежащими на одном радиусе активной зоны, и соединенных между собой касательными к этим окружностям, параллельными радиусу, на котором расположены центры полуокружностей.
RU97111910A 1997-07-08 1997-07-08 Ядерный реактор RU2137220C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97111910A RU2137220C1 (ru) 1997-07-08 1997-07-08 Ядерный реактор

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97111910A RU2137220C1 (ru) 1997-07-08 1997-07-08 Ядерный реактор

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU97111910A RU97111910A (ru) 1999-06-10
RU2137220C1 true RU2137220C1 (ru) 1999-09-10

Family

ID=20195236

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU97111910A RU2137220C1 (ru) 1997-07-08 1997-07-08 Ядерный реактор

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2137220C1 (ru)

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Куландин А.А. и др. Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ. -Л.: Энергоатомиздат, 1987, с.196. *
Ушаков Б.А. и др. Основы термоэмиссионного преобразования энергии. -М.: Атомиздат, 1974, с.189. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4755350A (en) Thermionic reactor module with thermal storage reservoir
RU2671002C2 (ru) Конструкция ядерной тепловыделяющей сборки
JPS62265597A (ja) 放熱容器補助冷却系
JPH02266292A (ja) 燃料集合体の中性子束シンブル管の振動低減装置
US2984613A (en) Fuel element for nuclear reactors
CN111524624A (zh) 一种热离子转换与布雷顿循环联合发电反应堆系统
CN114283953A (zh) 应用于陆上移动式电源的紧凑堆芯及陆上移动式电源
WO2021104994A1 (en) Thermal power reactor
US4239597A (en) Nuclear fuel spacer grid
ES8707625A1 (es) Un conjunto reflector de neutrones
US5039475A (en) Thermionic fuel element pressure vessel
CN112102972A (zh) 一种用于大功率热管堆的堆芯传热方案
SE8700462D0 (sv) Brenslepatron for kernreaktor
RU2137220C1 (ru) Ядерный реактор
CN111341466A (zh) 一种基于热管冷却的热离子燃料元件
JP2024504432A (ja) マイクロ原子炉炉心の機械的支持
US3212991A (en) Continuous support fuel rod spacer system
US3940314A (en) Nuclear reactor fuel element
US3189524A (en) Fuel element assembly
CN114937510A (zh) 一种大功率热管冷却反应堆
RU2106699C1 (ru) Ядерный реактор
JP2021179313A (ja) 原子炉および原子炉の除熱方法
RU2510652C1 (ru) Атомный реактор
US3274070A (en) Fuel element with improved purge gas arrangement
CN116403737B (zh) 一种模块化高安全热管堆堆芯结构