RU2152089C1 - Тепловыделяющая сборка ядерного реактора - Google Patents
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2152089C1 RU2152089C1 RU98104815/06A RU98104815A RU2152089C1 RU 2152089 C1 RU2152089 C1 RU 2152089C1 RU 98104815/06 A RU98104815/06 A RU 98104815/06A RU 98104815 A RU98104815 A RU 98104815A RU 2152089 C1 RU2152089 C1 RU 2152089C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel assembly
- guide channels
- nuclear reactor
- fuel
- measuring
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Использование: при установке измерительного зонда в тепловыделяющие сборки, эксплуатируемые с поглощающими стержнями, для повышения представительности контроля теплоносителя и плотности нейтронного потока в активной зоне и, соответственно, повышения безопасности ядерного реактора. Сущность изобретения: тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку (1) и хвостовик (2), связанные между собой направляющими каналами (3), а также измерительный канал (4) и размещенные в направляющих каналах поглощающие стержни (5), подвешенные к консолях (6) своей подвижной траверсы (7). Направляющие каналы (3) и измерительный канал (4) размещены среди тепловыделяющих элементов (8), установленных вертикально в дистанционирующие решетки (9). Измерительный канал (4) имеет сверху вход (10) для измерительного зонда (11) и расположен при этом между проекциями консолей (6) траверсы (7) поглощающих стержней (5) на поперечное сечение тепловыделяющей сборки. 2 ил.
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением.
Предшествующий уровень техники
Надежный контроль условий эксплуатации тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора, в частности температуры теплоносителя и плотности нейтронного потока, является решающим фактором, влияющим на его безопасность. Существует ряд конструкций тепловыделяющих сборок, в которых контроль названных условий осуществляют с помощью измерительных зондов, устанавливаемых после сборки активной зоны реактора в специальные измерительные каналы, имеющиеся в тепловыделяющих сборках и представляющие собой трубы, размещенные среди тепловыделяющих элементов. При этом очень важно, чтобы обеспечивалась возможность установки измерительных зондов в любую тепловыделяющую сборку, находящуюся в активной зоне. Особенно это касается тех тепловыделяющих сборок, которые эксплуатируются с подвижными поглощающими стержнями, применяемыми для регулирования мощности ядерного реактора или его быстрой остановки. Существующие в настоящее время тепловыделяющие сборки такой конструкции не удовлетворяют в полной мере указанному требованию.
Надежный контроль условий эксплуатации тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора, в частности температуры теплоносителя и плотности нейтронного потока, является решающим фактором, влияющим на его безопасность. Существует ряд конструкций тепловыделяющих сборок, в которых контроль названных условий осуществляют с помощью измерительных зондов, устанавливаемых после сборки активной зоны реактора в специальные измерительные каналы, имеющиеся в тепловыделяющих сборках и представляющие собой трубы, размещенные среди тепловыделяющих элементов. При этом очень важно, чтобы обеспечивалась возможность установки измерительных зондов в любую тепловыделяющую сборку, находящуюся в активной зоне. Особенно это касается тех тепловыделяющих сборок, которые эксплуатируются с подвижными поглощающими стержнями, применяемыми для регулирования мощности ядерного реактора или его быстрой остановки. Существующие в настоящее время тепловыделяющие сборки такой конструкции не удовлетворяют в полной мере указанному требованию.
Известна тепловыделяющая сборка [1] ядерного реактора, содержащая головку и хвостовик, связанные между собой направляющими каналами, а также измерительный канал с нижним входом для измерительного зонда и расположенные в направляющих каналах поглощающие стержни, подвешенные к консолям своей подвижной траверсы. Упомянутые измерительный и направляющие каналы размещены среди тепловыделяющих элементов, установленных вертикально в дистанционирующие решетки, при этом измерительный канал расположен по центру поперечного сечения тепловыделяющей сборки.
Установку измерительных зондов в тепловыделяющие сборки данной конструкции осуществляют через специальные проходки в днище корпуса ядерного реактора. Эти проходки снижают прочность корпуса ядерного реактора и надежность его уплотнений во избежание обезвоживания активной зоны, что, в конечном итоге, снижает безопасность самого ядерного реактора.
Известна также тепловыделяющая сборка [2] ядерного реактора, содержащая головку и хвостовик, связанные между собой направляющими каналами, а также измерительный канал с верхним входом для измерительного зонда и расположенные в направляющих каналах поглощающие стержни, подвешенные к консолям своей подвижной траверсы. Измерительный и направляющие каналы этой тепловыделяющей сборки тоже размещены среди тепловыделяющих элементов, установленных вертикально в дистанционирующие решетки, причем измерительный канал расположен по центру ее поперечного сечения.
В данной тепловыделяющей сборке не обеспечивается возможность установки измерительного зонда, так как вход в ее измерительный канал закрыт траверсой поглощающих стержней и ее приводом. Контроль условий эксплуатации этой тепловыделяющей сборки производят косвенно, контролируя условия эксплуатации соседних тепловыделяющих сборок, установленных в активную зону без поглощающих стержней. Ввод измерительных зондов в тепловыделяющие сборки без поглощающих стержней осуществляют через специальные проходки в крышке ядерного реактора. Несмотря на преимущества верхнего ввода измерительного зонда с точки зрения обеспечения прочности и плотности корпуса ядерного реактора, косвенный контроль условий эксплуатации известной тепловыделяющей сборки является менее представительным и не позволяет обеспечить современные требования по безопасности ядерного реактора.
Раскрытие изобретения
В основу изобретения поставлена задача усовершенствования тепловыделяющей сборки, в которой путем изменения взаимного расположения ее составных частей обеспечивается возможность установки измерительного зонда для непосредственного контроля условий ее эксплуатации и за счет этого повышается представительность этого контроля и безопасность ядерного реактора.
В основу изобретения поставлена задача усовершенствования тепловыделяющей сборки, в которой путем изменения взаимного расположения ее составных частей обеспечивается возможность установки измерительного зонда для непосредственного контроля условий ее эксплуатации и за счет этого повышается представительность этого контроля и безопасность ядерного реактора.
Поставленная задача решается тем, что в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей головку и хвостовик, связанные между собой направляющими каналами, а также измерительный канал с верхним входом для измерительного зонда, размещенный вместе с направляющими каналами среди тепловыделяющих элементов, установленных вертикально в дистанционирующие решетки, и расположенные в направляющих каналах поглощающие стержни, подвешенные к консолям своей подвижной траверсы, согласно изобретению упомянутый измерительный канал расположен между проекциями консолей траверсы поглощающих стержней на поперечное сечение тепловыделяющей сборки.
Такое устройство тепловыделяющей сборки обеспечивает возможность установки в нее измерительного зонда независимо от наличия поглощающих стержней. Это позволит контролировать условия ее эксплуатации непосредственно, повысить, тем самым, представительность этого контроля и обеспечить в соответствии с современными требованиями большую безопасность ядерного реактора.
Краткое описание чертежей
Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены:
фиг. 1 - вертикальный разрез тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащей измерительный канал с верхним входом для измерительного зонда, расположенный между проекциями консолей траверсы поглощающих стержней на поперечное сечение тепловыделяющей сборки;
фиг. 2 - поперечный разрез тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащей измерительный канал с верхним входом для измерительного зонда, расположенный между проекциями консолей траверсы поглощающих стержней на поперечное сечение тепловыделяющей сборки.
Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены:
фиг. 1 - вертикальный разрез тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащей измерительный канал с верхним входом для измерительного зонда, расположенный между проекциями консолей траверсы поглощающих стержней на поперечное сечение тепловыделяющей сборки;
фиг. 2 - поперечный разрез тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащей измерительный канал с верхним входом для измерительного зонда, расположенный между проекциями консолей траверсы поглощающих стержней на поперечное сечение тепловыделяющей сборки.
Варианты осуществления изобретения
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (смотри фиг. 1) содержит головку 1 и хвостовик 2, связанные между собой направляющими каналами 3, а также измерительный канал 4 и поглощающие стержни 5, расположенные в направляющих каналах 3 и подвешенные к консолям 6 своей подвижной траверсы 7. Направляющие каналы 3 и измерительный канал 4 размещены среди тепловыделяющих элементов 8, установленных в дистанционирующие решетки 9. Измерительный канал 4 имеет сверху вход 10 для измерительного зонда 11 и расположен при этом между проекциями консолей 6 траверсы 7 поглощающих стержней 5 на поперечное сечение тепловыделяющей сборки (смотри фиг. 2).
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (смотри фиг. 1) содержит головку 1 и хвостовик 2, связанные между собой направляющими каналами 3, а также измерительный канал 4 и поглощающие стержни 5, расположенные в направляющих каналах 3 и подвешенные к консолям 6 своей подвижной траверсы 7. Направляющие каналы 3 и измерительный канал 4 размещены среди тепловыделяющих элементов 8, установленных в дистанционирующие решетки 9. Измерительный канал 4 имеет сверху вход 10 для измерительного зонда 11 и расположен при этом между проекциями консолей 6 траверсы 7 поглощающих стержней 5 на поперечное сечение тепловыделяющей сборки (смотри фиг. 2).
На стенке измерительного канала 4 могут быть выполнены отверстия 12.
Измерительный канал 4 может быть расположен аналогичным образом и в тепловыделяющих сборках, устанавливаемых в активную зону без поглощающих стерней 5, а также в тепловыделяющих сборках, направляющие каналы 3 которых используют для размещения стержней выгорающего поглотителя, применяемых для компенсации избыточного начального запаса реактивности, или нейтронных источников, необходимых для пуска реактора, или трубок с ограниченным расходом для выравнивания потока теплоносителя между тепловыделяющими сборками, или стержней вытеснителей, применяемых для оптимизации размножающих свойств тепловыделяющих сборок.
Работа тепловыделяющей сборки ядерного реактора осуществляется следующим образом.
Сначала тепловыделяющую сборку вместе с другими тепловыделяющими сборками загружают в активную зону ядерного реактора и закрывают его крышкой (оборудование реактора на чертежах не показано). Затем с траверсой 7 поглощающих стержней 5, расположенных в направляющих каналах 3, соединяют ее привод, размещенный на крышке реактора, и через специальную проходку в этой крышке устанавливают измерительный зонд 11 в измерительный канал 4 тепловыделяющей сборки. Поскольку измерительный канал 4 расположен в тепловыделяющей сборке между проекциями консолей 6 траверсы 7 поглощающих стержней 5 на поперечное сечение тепловыделяющей сборки, то измерительный зонд 11 беспрепятственно проходит в этот измерительный канал 4 через его вход 10. Потом запускают реактор в работу. В тепловыделяющую сборку снизу через хвостовик 2 начинает поступать теплоноситель, который, пройдя между тепловыделяющими элементами 8 и через внутреннюю полость измерительного канала 4, затем выходит через головку 1, и отводится из активной зоны. Проходя между тепловыделяющими элементами 8, теплоноситель снимает генерируемое ими тепло, нагревается и подогревает за счет теплопередачи через стенку измерительного канала 4 теплоноситель, протекающий через него и омывающий измерительный зонд 11. Измерительный зонд 11 в зависимости от своего назначения начинает регистрировать или температуру теплоносителя или плотность нейтронного потока в тепловыделяющей сборке.
Отверстия 12, выполненные на стенке измерительного канала 4, служат для дополнительного притока в него теплоносителя, нагретого тепловыделяющими элементами 8 непосредственно и имеющего, соответственно, более высокую температуру, чем теплоноситель, поступивший сюда через хвостовик 2. Для интенсификации тепломассопереноса через упомянутые отверстия 12 их располагают, как правило, вблизи дистанционирующих решеток 9, причем как сверху, так и снизу, поскольку дистанционирующие решетки 9 создают в тепловыделяющей сборке зоны со скачками давления теплоносителя. Дополнительный приток через отверстия 12 более нагретого теплоносителя в измерительный канал 4 способствует повышению представительности контроля температуры теплоносителя в тепловыделяющей сборке.
Для удобства обращения с тепловыделяющими сборками при их перестановках в активной зоне ядерного реактора в каждой из них может быть установлено более одного измерительного канала 4 (например, второй измерительный канал 4 может быть расположен симметрично первому относительно центра поперечном сечении тепловыделяющей сборки).
Промышленная применимость
Наиболее целесообразно предложенные решения использовать для эксплуатации на водо-водяных ядерных энергетических реакторах и в реакторах с водой под давлением.
Наиболее целесообразно предложенные решения использовать для эксплуатации на водо-водяных ядерных энергетических реакторах и в реакторах с водой под давлением.
Источники информации
1. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. /Ф.Ран, А.Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч.Браун. Под. Ред. В.А.Легасова. - М.: Энергоатомиздат, 1989, стр. 218-228.
1. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. /Ф.Ран, А.Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч.Браун. Под. Ред. В.А.Легасова. - М.: Энергоатомиздат, 1989, стр. 218-228.
2. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов. -2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990, стр. 41-45.
Claims (1)
- Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая головку (1), хвостовик (2), связанные между собой направляющими каналами (3), а также измерительный канал (4) с верхним входом (10) для измерительного зонда (11), размещенный вместе с направляющими каналами (3) среди тепловыделяющих элементов (8), установленных вертикально в дистанционирующих решетках (9), и расположенные в направляющих каналах (3) поглощающие стержни (5), подвешенные к консолям (6) подвижной траверсы (7), отличающаяся тем, что упомянутый измерительный канал (4) расположен между проекциями консолей (6) траверсы (17) поглощающих стержней (5) на поперечное сечение тепловыделяющей сборки.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98104815/06A RU2152089C1 (ru) | 1998-03-12 | 1998-03-12 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98104815/06A RU2152089C1 (ru) | 1998-03-12 | 1998-03-12 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU98104815A RU98104815A (ru) | 2000-01-10 |
| RU2152089C1 true RU2152089C1 (ru) | 2000-06-27 |
Family
ID=20203453
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU98104815/06A RU2152089C1 (ru) | 1998-03-12 | 1998-03-12 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2152089C1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2583842C1 (ru) * | 2015-03-03 | 2016-05-10 | Акционерное общество "ТВЭЛ" (АО "ТВЭЛ") | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| CN106935298A (zh) * | 2015-12-31 | 2017-07-07 | 中核建中核燃料元件有限公司 | 一种仪表棒装配方法 |
-
1998
- 1998-03-12 RU RU98104815/06A patent/RU2152089C1/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. - М.: Энергоатомиздат, 1990, с. 41 - 45. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2583842C1 (ru) * | 2015-03-03 | 2016-05-10 | Акционерное общество "ТВЭЛ" (АО "ТВЭЛ") | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| CN106935298A (zh) * | 2015-12-31 | 2017-07-07 | 中核建中核燃料元件有限公司 | 一种仪表棒装配方法 |
| CN106935298B (zh) * | 2015-12-31 | 2019-06-11 | 中核建中核燃料元件有限公司 | 一种仪表棒装配方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3853703A (en) | Fuel assembly hold-up device | |
| EP0240894B1 (en) | Bwr critical-power-enhancing water rod | |
| KR102109504B1 (ko) | 일체형 가압수로형 원자로를 위한 가압기 서지선 분리기 | |
| JPH0816712B2 (ja) | 沸騰水型原子炉中の燃料バンドル‐チャネル間クリアランスを最適にするスペーサバンド | |
| EP3127122B1 (en) | Low pressure drop nuclear fuel assembly | |
| GB1563911A (en) | Nuclear core region fastener arrangement | |
| RU2152089C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
| JPH05232273A (ja) | 燃料集合体及び炉心 | |
| US4035233A (en) | Channel follower leakage restrictor | |
| WO2012150699A1 (ja) | 燃料集合体、炉心及び水冷却型原子炉 | |
| US5255300A (en) | Fuel assembly for boiling water reactors | |
| EP0514215B1 (en) | Part length rod placement in boiling water reactor fuel assembly for reactivity control | |
| JP4794149B2 (ja) | 炉心を含む原子炉圧力容器内に核燃料集合体を支持するための装置 | |
| EP0125325B1 (en) | Nuclear reactor | |
| JP2531910B2 (ja) | 沸騰水型原子炉内の寄生バイパス流を減少する装置 | |
| JP5449716B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| EP0281259A2 (en) | Nuclear reactor installations | |
| JPH1123773A (ja) | 高速増殖炉の炉心冷却構造 | |
| JPH0246114B2 (ru) | ||
| JPS63309894A (ja) | 圧力管型原子炉 | |
| Williamson et al. | Channel follower leakage restrictor | |
| Gilroy | Nuclear reactor | |
| Yant et al. | Nuclear reactor.[LMFBR] | |
| JPH0972985A (ja) | 竪型熱交換器の被加熱流体混合促進構造 | |
| Ventre | Nuclear reactor with integrated heat exchanger |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20110313 |