RU2153708C2 - Integrated fast reactor - Google Patents

Integrated fast reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2153708C2
RU2153708C2 RU95109917/06A RU95109917A RU2153708C2 RU 2153708 C2 RU2153708 C2 RU 2153708C2 RU 95109917/06 A RU95109917/06 A RU 95109917/06A RU 95109917 A RU95109917 A RU 95109917A RU 2153708 C2 RU2153708 C2 RU 2153708C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
nuclear reactor
main body
support
reactor
reactor according
Prior art date
Application number
RU95109917/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU95109917A (en
Inventor
КРОС Ален (FR)
КРОС Ален
Original Assignee
Фраматом
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 Фраматом filed Critical Фраматом
Publication of RU95109917A publication Critical patent/RU95109917A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2153708C2 publication Critical patent/RU2153708C2/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • 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

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: each internal structural component 12, 13, 15, 16, 22 of fast reactor is provided with supporting and holding members engageable with at least one component of system that includes reactor main vessel 1 and mentioned internal structural components 12, 13, 15, 16, 22 so as to hold them in position simply by resting on surfaces inside main vessel 1 without welded and mechanical joints. Floor 13 rests on supporting ferrule and flange in part of internal wall of main vessel. Cushion 12 that functions as base of reactor core 11 lies on floor 13. Internal chamber 16 is mounted on floor 13 and rests on bottom part of its internal ferrule 16c. Ferrule 22 that passes liquid sodium for cooling internal wall of reactor main vessel 1 rests with its bottom part on supporting facility of floor 13. Mentioned internal structural components are independent structures distinguished by high-precision treatment which makes them compact. EFFECT: reduced diameter of main vessel and mass of materials. 21 cl, 16 dwg

Description

Предлагаемое изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах интегрального типа, содержащему главный корпус, заключающий в себе внутренние демонтируемые конструкции данного реактора. The present invention relates to an integral type fast neutron nuclear reactor comprising a main body enclosing internal dismountable structures of this reactor.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах интегрального типа содержат основной корпус, внутри которого содержится и циркулирует охлаждающая жидкотекучая среда, образованная обычно жидким металлом типа натрия. В этот жидкий металл погружены активная зона ядерного реактора, насосы, обеспечивающие циркуляцию охлаждающей данный реактор жидкотекучей среда, и промежуточные теплообменники, предназначенные для передачи тепловой энергии от охлаждающей жидкости ядерного реактора, находящейся в непосредственном контакте с ним, к охлаждающей жидкости вторичного контура. Integrated-type fast-neutron reactors contain a main body, inside which a cooling fluid medium is formed and circulates, which is usually formed by a liquid metal such as sodium. The core of the nuclear reactor, the pumps that circulate the fluid cooling the reactor, and the intermediate heat exchangers designed to transfer heat energy from the coolant of the nuclear reactor in direct contact with it to the coolant of the secondary circuit are immersed in this liquid metal.

Циркуляционные насосы, погруженные в охлаждающую жидкость внутри главного корпуса реактора или так называемые первичные насосы, обеспечивают циркуляцию жидкого металла, представляющего собой в данном случае охлаждающую жидкость, таким образом, что этот жидкий металл непосредственно соприкасается с активной зоной реактора, нагреваясь в контакте с топливными блоками. Затем нагретый жидкий металл поступает в промежуточные теплообменники, где он охлаждается в контакте с охлаждающей жидкостью вторичного контура охлаждения, которая обычно также представляет собой металл в жидком состоянии. Circulation pumps immersed in the coolant inside the main body of the reactor or the so-called primary pumps circulate the liquid metal, which in this case is the cooling liquid, so that this liquid metal is in direct contact with the reactor core, being heated in contact with the fuel blocks . Then the heated liquid metal enters the intermediate heat exchangers, where it is cooled in contact with the coolant of the secondary cooling circuit, which is usually also a metal in the liquid state.

Жидкий металл первичного контура, охлажденный на выходе из промежуточных теплообменников, возвращается в контур охлаждения реактора при помощи первичных насосов. The primary metal liquid metal cooled at the outlet of the intermediate heat exchangers is returned to the reactor cooling circuit using primary pumps.

Главный корпус ядерного реактора заключает в себе систему внутренних конструкций, которые обеспечивают, в частности, разделение на отсеки внутреннего объема этого корпуса, опору для активной зоны данного реактора и направление части потока охлаждающей среды в виде жидкого металла, используемой для охлаждения внутренней поверхности этого главного корпуса. The main body of the nuclear reactor comprises a system of internal structures that provide, in particular, separation into compartments of the internal volume of this body, support for the core of the reactor and the direction of the flow of the cooling medium in the form of liquid metal, used to cool the inner surface of this main body .

Внутренние конструкции главного корпуса ядерного реактора содержат, в частности, внутреннюю камеру, которая ограничивает внутри главного корпуса первую зону или горячий коллектор, в который поступает нагретый жидкий металл, выходящий из активной зоны реактора, и вторую зону или холодный коллектор, в который поступает охлажденный жидкий металл, выходящий из упомянутых выше промежуточных теплообменников. The internal structures of the main vessel of the nuclear reactor contain, in particular, an internal chamber that delimits a first zone or a hot collector inside the main body, into which heated liquid metal exits from the reactor core, and a second zone or cold collector into which the cooled liquid enters metal exiting from the above-mentioned intermediate heat exchangers.

Промежуточные теплообменники и погружные насосы представляют собой обычно агрегаты цилиндрической формы и достаточно большой высоты. Эти агрегаты погружаются в вертикальном направлении в главный корпус ядерного реактора, верхняя часть которого закрывается плитой, содержащей специальные отверстия для прохода верхних частей упомянутых выше погружных насосов и промежуточных теплообменников. Intermediate heat exchangers and submersible pumps are usually units of cylindrical shape and a sufficiently large height. These units are plunged vertically into the main body of the nuclear reactor, the upper part of which is closed by a plate containing special openings for the passage of the upper parts of the aforementioned submersible pumps and intermediate heat exchangers.

Промежуточные теплообменники ядерного реактора проходят через упомянутую выше внутреннюю камеру и содержат входное отверстие для нагретого жидкого металла, выполняющего роль охлаждающей жидкости, соединенное с упомянутым выше горячим коллектором, и выходное отверстие для жидкого металла, охлажденного в теплообменнике, открывающееся в упомянутый выше холодный коллектор. The intermediate heat exchangers of a nuclear reactor pass through the aforementioned inner chamber and comprise an inlet for a heated liquid metal acting as a cooling liquid connected to the aforementioned hot collector and an outlet for liquid metal cooled in a heat exchanger opening into the aforementioned cold collector.

Всасывающая часть первичных погружных насосов открывается в упомянутый холодный коллектор. The suction portion of the primary submersible pumps opens into said cold collector.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах содержат обычно систему первичных насосов и промежуточных теплообменников, которые своими верхними частями проходят сквозь горизонтально расположенную плиту перекрытия верхней части главного корпуса данного ядерного реактора в зоне кольцевой формы, имеющей в качестве оси симметрии вертикальную ось симметрии упомянутого главного корпуса. Fast neutron reactors usually contain a system of primary pumps and intermediate heat exchangers, which pass through their upper parts through a horizontally located overlap plate of the upper part of the main body of a given nuclear reactor in a ring-shaped region having the vertical axis of symmetry of the main body as the axis of symmetry.

Активная зона ядерного реактора поддерживается частью внутренней конструкции главного корпуса, называемой подушкой, которая в свою очередь покоится на элементе внутренних конструкций, называемом настилом, опирающимся на часть внутренней поверхности главного корпуса ядерного реактора и обычно на дно этого корпуса. The core of a nuclear reactor is supported by a part of the internal structure of the main body, called the pillow, which in turn rests on an element of internal structures called the floor, resting on part of the inner surface of the main body of the nuclear reactor and usually on the bottom of this body.

Часть внутренних конструкций главного корпуса ограничивает объем кольцевой формы вместе с внутренней поверхностью корпуса и определяет пространство циркуляции жидкого металла, выполняющего роль охлаждающей жидкости главного корпуса в его периферийной части. A part of the internal structures of the main body limits the volume of the annular shape together with the internal surface of the body and determines the space of circulation of the liquid metal, which acts as the coolant of the main body in its peripheral part.

Внутренние конструкции главного корпуса ядерного реактора могут также содержать рекуператор, располагающийся под активной зоной реактора и обеспечивающий возможность защиты донной части главного корпуса и рекуперацию отходов или осколков, источником которых является активная зона данного ядерного реактора. The internal structures of the main body of a nuclear reactor may also contain a recuperator located under the reactor core and providing the ability to protect the bottom of the main body and recover waste or fragments from the core of the nuclear reactor.

В известных на существующем уровне техники ядерных реакторах внутренние конструкции, располагающиеся в полости главного корпуса и образующие реакторный блок, обычно соединяются между собой при помощи сварки таким образом, чтобы сформировать жесткую моноблочную систему или агрегат. In nuclear reactors known in the art, internal structures located in the cavity of the main body and forming the reactor block are usually interconnected by welding in such a way as to form a rigid monoblock system or assembly.

Подобные варианты практической реализации внутренних конструкций ядерного реактора на быстрых нейтронах описаны, в частности, во французских патентах FR-A-2506062, FR-A-2680597, FR-A-2558635, FR-A-2541496. Similar options for the practical implementation of the internal structures of a fast neutron nuclear reactor are described, in particular, in French patents FR-A-2506062, FR-A-2680597, FR-A-2558635, FR-A-2541496.

Только лишь некоторые компоненты этих ядерных реакторов на быстрых нейтронах, имеющие достаточно большие размеры, такие, например, как первичные циркуляционные насосы, промежуточные теплообменники или крышка-заглушка активной зоны реактора, обеспечивая, в частности, прохождение необходимого оборудования и аппаратуры активной зоны и системы трубопроводов жидкого металла в верхней части главного корпуса выполнены демонтируемыми и могут быть выведены из этого главного корпуса путем подъема этих компонентов ядерного реактора при помощи специального оборудования. Only some of the components of these fast neutron nuclear reactors, which are large enough, such as primary circulation pumps, intermediate heat exchangers or a cover-cap of the reactor core, providing, in particular, the passage of the necessary equipment and apparatus of the core and piping system liquid metal in the upper part of the main building is made dismountable and can be removed from this main building by lifting these components of the nuclear reactor using special equipment.

При этом остальные элементы внутренних конструкций таких ядерных реакторов, располагающиеся в полости главного корпуса, являются несъемными либо вследствие того, что они соединены между собой при помощи сварки в процессе изготовления данного реакторного блока путей его сборки на месте установки, либо по причине того, что их габаритные размеры не позволяют обеспечить прохождение этого элементов через технологические отверстия, выполненные насквозь в плите перекрытия главного корпуса. At the same time, the remaining elements of the internal structures of such nuclear reactors located in the cavity of the main body are non-removable either due to the fact that they are interconnected by welding in the manufacturing process of this reactor block of its assembly paths at the installation site, or because their overall dimensions do not allow the passage of this elements through technological holes made through and through in the slab of the main building.

Действительно, верхняя плита перекрытия главного корпуса обычно выполнена таким образом, что она не может быть приподнята для освобождения верхней части главного корпуса реактора, в результате чего конструктивные элементы, располагающиеся внутри этого главного корпуса, могут быть выведены из него только через специальные технологические сквозные отверстия, проделанные в этой плите. Indeed, the upper slab of the main body is usually made in such a way that it cannot be raised to release the upper part of the main reactor body, as a result of which the structural elements located inside this main body can be removed from it only through special technological through holes, done in this stove.

В соответствии с обычно используемой схемой построения ядерного реактора на быстрых нейтронах плита перекрытия главного корпуса может быть образована смешанной конструкцией, содержащей металлические детали, залитые в бетон, которая создается в процессе строительства реакторного зала, причем упомянутые выше металлические элементы, залитые в бетон, сохраняют для обеспечения затем возможности сварки верхней части главного корпуса. In accordance with the commonly used fast neutron nuclear reactor construction scheme, the slab of the main building can be formed by a mixed structure containing metal parts poured into concrete, which is created during the construction of the reactor hall, and the above metal elements poured into concrete are stored for providing then the possibility of welding the upper part of the main body.

Главный корпус реактора может быть также подвешен на растяжке, зажатой в конструкции здания реактора и в этом случае плита перекрытия этого главного корпуса устанавливается на часть здания реактора. The main reactor vessel can also be suspended on a stretch clamped in the structure of the reactor building, in which case the floor slab of this main vessel is installed on a part of the reactor building.

Для ядерных реакторов, построенных в соответствии с существующим уровнем техники, невозможно осуществить демонтаж или замену элемента внутренней конструкции корпуса вследствие того, что отсутствует возможность доступа во внутреннюю полость этого главного корпуса. Также отсутствует возможность извлечения или введения внутренних элементов конструкции через плиту перекрытия данного ядерного реактора. For nuclear reactors built in accordance with the current level of technology, it is impossible to dismantle or replace an element of the internal structure of the hull due to the fact that there is no possibility of access to the internal cavity of this main hull. Also, there is no possibility of extracting or introducing internal structural elements through the slab of the given nuclear reactor.

В том случае, когда возникает необходимость извлечь из главного корпуса те или иные элементы внутренних конструкций, то есть тогда, когда осуществляется демонтаж или ликвидация данного ядерного реактора, отслужившего свой срок службы, необходимо полностью слить из главного корпуса демонтируемого ядерного реактора содержащейся в ней жидкий натрий и разрезать внутренние конструкции реактора в атмосфере инертного газа. In the case when it becomes necessary to extract certain elements of internal structures from the main building, that is, when this nuclear reactor, which has served its life, is dismantled or liquidated, it is necessary to completely empty the liquid sodium contained in it from the main building of the dismantled nuclear reactor and cut the internal structure of the reactor in an inert gas atmosphere.

Таким образом, в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, построенных по существующей на современном уровне техники схеме, отсутствует возможность оперативного демонтажа внутренних конструкций главного корпуса, необходимого, например, для осуществления ремонта этих элементов или их замены. Отсутствует также возможность приподнятия совокупности элементов внутренней конструкции главного корпуса для обеспечения доступа к донной части корпуса для осуществления инспекционного осмотра или выполнения текущего ремонта на донной части этого главного корпуса реактора. Thus, in fast-neutron nuclear reactors constructed according to the scheme existing at the modern level of technology, there is no possibility of prompt dismantling of the internal structures of the main building, necessary, for example, to repair these elements or replace them. There is also no possibility of raising the totality of the elements of the internal structure of the main vessel to provide access to the bottom of the vessel for inspection or to carry out maintenance on the bottom of this main reactor vessel.

Кроме того, вследствие принятого на сегодняшний день способа построения внутренних конструкций корпуса, которые должны быть сварены во внутренней полости корпуса, операции монтажа и закрепления внутренних элементов конструкции этого главного корпуса составляют значительную часть общей продолжительности сооружения ядерного реактора подобного типа. In addition, due to the currently accepted method of constructing the internal structures of the hull, which must be welded in the internal cavity of the hull, the installation and fixing of the internal structural elements of this main hull constitute a significant part of the total construction time of a nuclear reactor of this type.

И наконец, вследствие принятого способа реализации внутренние конструкции и оборудование главного корпуса характеризуются весьма значительными габаритными размерами и большой массой. And finally, due to the adopted method of implementation, the internal structures and equipment of the main building are characterized by very significant overall dimensions and large mass.

Задачей настоящего изобретения является создание конструкции ядерного реактора на быстрых нейтронах интегрального типа, содержащей главный корпус, заключающий в себе активную зону реактора, погруженную в жидкий металл первичного контура охлаждения, по меньшей мере один первичный насос, обеспечивающий циркуляцию охлаждающей жидкости в главном корпусе, по меньшей мере один промежуточный теплообменник, погруженный в охлаждающую жидкость, и внутренние конструкции, располагающиеся во внутренней полости главного корпуса и образованные металлическими элементами больших размеров. An object of the present invention is to provide an integral type of fast fast neutron nuclear reactor structure comprising a main body comprising a reactor core immersed in a liquid metal of a primary cooling circuit, at least one primary pump circulating cooling liquid in the main body, at least at least one intermediate heat exchanger immersed in coolant and internal structures located in the internal cavity of the main body and formed by m large metal elements.

К этим внутренним конструкциям главного корпуса реактора относятся по меньшей мере одна внутренняя камера, разграничивающая в этом корпусе зону, принимающую горячий жидкий металл, поступающий из активной зоны ядерного реактора, и зону, принимающую охлажденный жидкий металл, поступающий из промежуточного теплообменника, обечайка формирования потока охлаждающего жидкого металла в контакте с внутренней стенкой главного корпуса и опорные конструкции активной зоны, причем внутренние конструкции ядерного реактора выполняются с возможностью демонтирования или приподнятия внутри главного корпуса, что обеспечивает упрощение и ускорение выполнения операций сооружения ядерного реактора. These internal structures of the main reactor vessel include at least one internal chamber, delimiting in this vessel a zone receiving hot liquid metal coming from the core of a nuclear reactor and a zone receiving cooled liquid metal coming from an intermediate heat exchanger, a cooling stream forming shell liquid metal in contact with the inner wall of the main body and supporting structures of the active zone, and the internal structure of a nuclear reactor is performed with the possibility Tew dismantling or lifting inside the main building, which simplifies and accelerates the operations of constructing a nuclear reactor.

Для достижения указанного результата каждый из элементов внутренних конструкций содержит средства удержания и опоры на соответствующие средства по меньшей мере одного компонента системы, образованной главным корпусом реактора и внутренними конструкциями, предназначенные для его фиксации путем простого опирания внутри этого главного корпуса. To achieve this result, each of the elements of the internal structures contains means for holding and supporting the corresponding means of at least one component of the system formed by the main reactor vessel and internal structures, intended for its fixation by simple support inside this main vessel.

Для лучшего понимания сути предлагаемого изобретения ниже приводится описание, не являющегося ограничительным примером практической реализации ядерного реактора на быстрых нейтронах в соответствии с данным изобретением со ссылками на чертежи, на которых представлено следующее. For a better understanding of the essence of the invention, the following is a description, which is not a restrictive example of the practical implementation of a nuclear fast neutron reactor in accordance with this invention with reference to the drawings, which show the following.

Фиг. 1 - вид спереди в разрезе по вертикальной плоскости главного корпуса и внутренних конструкций ядерного реактора на быстрых нейтронах, выполненного в соответствии с изобретением. FIG. 1 is a front elevational sectional view of the main body and internal structures of a fast fast neutron nuclear reactor in accordance with the invention.

Фиг. 2 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части главного корпуса и внутренних конструкций у нижнего конца циркуляционного насоса. FIG. 2 is a vertical sectional view of a portion of the main body and internal structures at the lower end of the circulation pump.

Фиг. 3 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части главного корпуса и внутренних конструкций у нижнего конца промежуточного теплообменника. FIG. 3 is a vertical sectional view of a portion of the main body and internal structures at the lower end of the intermediate heat exchanger.

Фиг. 4A и 4B - вид в разрезе по вертикальной плоскости двух частей внутренних конструкций, показывающий средства канализации жидкого натрия, охлаждающего главный корпус реактора. FIG. 4A and 4B are a vertical sectional view of two parts of internal structures showing sewage liquid sodium cooling the main reactor vessel.

Фиг. 5 - разрез по линии 5-5 на фиг. 4A. FIG. 5 is a section along line 5-5 of FIG. 4A.

Фиг. 6 - разрез по линии 6 на фиг. 4A. FIG. 6 is a section along line 6 of FIG. 4A.

Фиг. 7 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части внутренних конструкций ядерного реактора, обеспечивающих опору для его активной зоны. FIG. 7 is a vertical sectional view of a portion of the internal structures of a nuclear reactor providing support for its core.

Фиг. 8 - вид в увеличенном масштабе детали 8, показанной на фиг. 7. FIG. 8 is an enlarged view of a part 8 shown in FIG. 7.

Фиг. 9 - вид по линии 9 на фиг. 8. FIG. 9 is a view along line 9 of FIG. 8.

Фиг. 10 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части внутренних конструкций, обеспечивающих формирование потоков охлаждающего жидкого металла в главном корпусе реактора. FIG. 10 is a vertical sectional view of a portion of internal structures providing for the formation of flows of cooling liquid metal in the main reactor vessel.

Фиг. 11 - разрез по линии II-II на фиг. 10. FIG. 11 is a section along line II-II in FIG. ten.

Фиг. 12 - схематический вид сверху плиты перекрытия корпуса ядерного реактора. FIG. 12 is a schematic top view of a floor slab of a nuclear reactor vessel.

Фиг. 13 - вид в разрезе периферийной части плиты перекрытия корпуса реактора. FIG. 13 is a cross-sectional view of a peripheral part of a slab of a reactor vessel.

Фиг. 14 - вид сверху части плиты перекрытия корпуса реактора. FIG. 14 is a top view of a portion of the reactor pressure vessel overlap plate.

Фиг. 15 - вид сечения вертикальной плоскостью по линии 15-15 на фиг. 14. FIG. 15 is a vertical sectional view along line 15-15 of FIG. fourteen.

Фиг. 16 - вид в разрезе главного корпуса и внутренних конструкций ядерного реактора, иллюстрирующий порядок демонтажа различных элементов внутренних конструкций этого реактора. FIG. 16 is a sectional view of the main body and internal structures of a nuclear reactor, illustrating the dismantling of various elements of the internal structures of the reactor.

На фиг. 1 показан главный корпус ядерного реактора на быстрых нейтронах, выполненного в соответствии с изобретением, обозначенная в целом позицией 1. Этот главный корпус 1 установлен внутри конструкции 2 реакторного сооружения и содержит охлаждающий жидкий металл, заполняющий корпус до уровня, обозначенного позицией 3. В охлаждающий жидкий металл погружены активная зона ядерного реактора, система внутренних конструкций, первичные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники охлаждающей жидкости. In FIG. 1 shows the main body of a fast fast neutron reactor in accordance with the invention, indicated generally by 1. This main body 1 is installed inside structure 2 of the reactor structure and contains cooling liquid metal filling the body to the level indicated by 3. B to cooling liquid metal immersed in the core of a nuclear reactor, a system of internal structures, primary circulation pumps and intermediate coolant heat exchangers.

Главный корпус реактора 1 окружен снаружи предохранительной камерой 1, формирующей между двумя этими камерами пространство, заполненное газом. The main body of the reactor 1 is surrounded on the outside by a safety chamber 1, which forms a space filled with gas between these two chambers.

Главный корпус реактора 1 закрыт сверху горизонтально расположенной плитой 4 большой толщины, покоящейся на конструкции 2 ядерного реактора над верхней кромкой его корпуса. The main body of the reactor 1 is closed on top of a horizontally positioned plate 4 of large thickness, resting on the structure 2 of the nuclear reactor above the upper edge of its body.

В плите 4 выполнены сквозные отверстия, обеспечивающие проход верхних частей первичных циркуляционных насосов 5 и промежуточных теплообменников 6. In the plate 4, through holes are made providing passage of the upper parts of the primary circulation pumps 5 and intermediate heat exchangers 6.

Как показано на фиг. 12 и 14, данный ядерный реактор содержит три первичных циркуляционных насоса 5, располагающихся под углом 120o один к другому вокруг вертикальной оси главного корпуса, и шесть промежуточных теплообменников 6, вставленных между первичными циркуляционными насосами 5.As shown in FIG. 12 and 14, this nuclear reactor contains three primary circulation pumps 5 located at an angle of 120 ° to one another around the vertical axis of the main body, and six intermediate heat exchangers 6 inserted between the primary circulation pumps 5.

Система первичных циркуляционных насосов 5 и промежуточных теплообменников 6 проходит сквозь плиту 4 ядерного реактора в зоне кольцевой формы, ось которой совпадает с вертикальной осью 7 главного корпуса. The system of primary circulation pumps 5 and intermediate heat exchangers 6 passes through a plate 4 of a nuclear reactor in an annular zone, the axis of which coincides with the vertical axis 7 of the main body.

Внутренний объем главного корпуса 1 между верхним уровнем 3 охлаждающей жидкости, представляющей собой жидкий натрий, и нижней поверхностью плиты перекрытия 4 заполнен инертным газом, в данном случае аргоном. The internal volume of the main body 1 between the upper level 3 of the coolant, which is liquid sodium, and the lower surface of the floor slab 4 is filled with an inert gas, in this case argon.

В центральной части плиты 4 выполнено специальное сквозное отверстие, в котором смонтирована поворотная заглушка 8, на которой установлена загрузочная машина 9 реактора, и система 10, называемая крышкой-заглушкой активной зоны и расположенная над активной зоной 11 данного ядерного реактора. Эта крышка-заглушка активной зоны содержит приборы и оборудование, необходимые для выполнения соответствующих измерений в активной зоне, а также средства отклонения потока жидкого натрия, циркулирующего в корпусе реактора, в сторону выхода из активной зоны 11. In the central part of the plate 4, a special through hole is made in which a rotary plug 8 is mounted on which a loading machine 9 of the reactor is mounted, and a system 10, called the core cover-cap, located above the core 11 of this nuclear reactor. This core cover-cap contains instruments and equipment necessary for performing the corresponding measurements in the core, as well as means for deflecting the flow of liquid sodium circulating in the reactor vessel towards the outlet from the core 11.

Активная зона 11 ядерного реактора образована топливными блоками, нижняя часть или подошва которых вставлена в сварную металлическую конструкцию 12, называемую пятой или подушкой и образующую часть внутренних конструкций основного корпуса 1 ядерного реактора. The core 11 of the nuclear reactor is formed by fuel blocks, the lower part or sole of which is inserted into the welded metal structure 12, called the fifth or pillow and forming part of the internal structures of the main body 1 of the nuclear reactor.

Пята или подушка 12 опирается на другую сварную металлическую конструкцию 13, называемую настилом, которая сама в свою очередь опирается на днище главного корпуса 1 в верхней части опорной обечайки 14. Эта опорная обечайка 14 содержит на своей внутренней поверхности средства опоры для элемента 15 внутренних конструкций ядерного реактора, называемого рекуператором, который располагается под настилом и дает возможность рекуперировать осколки активной зоны реактора в случае аварии и разрушения топливных сборок. A heel or cushion 12 rests on another welded metal structure 13, called a flooring, which itself, in turn, rests on the bottom of the main body 1 in the upper part of the support shell 14. This support shell 14 contains on its inner surface support means for the element 15 of the internal structures of the nuclear a reactor, called a recuperator, which is located under the deck and makes it possible to recover fragments of the reactor core in the event of an accident and the destruction of fuel assemblies.

Элемент 16 внутренних конструкций ядерного реактора, называемый внутренней камерой или внутренним корпусом, располагается на верхней части настила и содержит обечайку, помещенную в такое положение, в котором она оказывается коаксиальной по отношению к главному корпусу реактора и охватывает активную зону 11, а также плоский кольцевой уступ 16а и верхнюю наружную обечайку 16б, имеющую диаметр, несколько меньший внутреннего диаметра главного корпуса 1 реактора. Element 16 of the internal structures of the nuclear reactor, called the inner chamber or inner shell, is located on the upper part of the deck and contains a shell placed in such a position that it turns out to be coaxial with respect to the main reactor shell and covers the active zone 11, as well as a flat annular ledge 16a and the upper outer shell 16b having a diameter slightly smaller than the inner diameter of the reactor main body 1.

Внутренняя обечайка 16с внутренней камеры им внутреннего корпуса 16 прикреплена к плоскому уступу 16а вдоль его внутреннего контура, а верхняя наружная обечайка 16б прикреплена к плоскому уступу 16а вдоль его наружного контура. The inner shell 16c of the inner chamber by them of the inner housing 16 is attached to a flat ledge 16a along its inner contour, and the upper outer shell 16b is attached to a flat ledge 16a along its outer contour.

Этот плоский уступ 16а содержит отверстия перехода, на уровне каждого из которых закреплены либо обечайка 17 прохода первичного циркуляционного насоса 5, либо обечайка 18 прохода промежуточного теплообменника 6. This flat ledge 16a contains transition holes, at the level of each of which are fixed either the shell 17 of the passage of the primary circulation pump 5 or the shell 18 of the passage of the intermediate heat exchanger 6.

Обечайки 17, предназначенные для прохода первичных циркуляционных насосов 5, имеют верхнюю часть, располагающуюся над верхним уровнем 3 жидкого натрия, заполняющего главный корпус 1 реактора. В то же время обечайки 18, предназначенные для прохода промежуточных теплообменников 6, имеют верхнюю часть, располагающуюся внутри массы жидкого натрия, и содержат средства изоляции с помощью инертного газа 18а, взаимодействующие с соответствующими средствами промежуточного теплообменника 6 для того, чтобы обеспечить герметичный проход нижней части промежуточного теплообменника 6 через внутренний корпус или внутреннюю камеру реактора. The shells 17, intended for the passage of the primary circulation pumps 5, have an upper part located above the upper level 3 of liquid sodium filling the main body 1 of the reactor. At the same time, the shells 18, intended for the passage of the intermediate heat exchangers 6, have an upper part located inside the mass of liquid sodium and contain means of insulation with inert gas 18a, interacting with the corresponding means of the intermediate heat exchanger 6 in order to ensure a tight passage of the lower part the intermediate heat exchanger 6 through the inner shell or inner chamber of the reactor.

Таким образом, внутренняя камера разделяет внутренний объем главного корпуса реактора на первое пространство 19а, располагающееся над активной зоной реактора и называемое горячим коллектором и второе пространство 19б, располагающееся вокруг нижней части активной зоны реактора и под ней и называемое холодным коллектором. Thus, the inner chamber divides the inner volume of the main reactor vessel into a first space 19a located above the reactor core and called a hot collector and a second space 19b located around and below the bottom of the reactor core and called a cold collector.

Жидкий натрий, который циркулирует внутри главного корпуса реактора благодаря первичным циркуляционным насосам 5, проходит сквозь активную зону реактора в вертикальном направлении снизу вверх, как показывает стрелка 20 на фиг. 1, нагреваясь в контакте с топливными сборками этой активной зоны 11, и выходит в горячий коллектор 19а, расположенный над активной зоной. Уровень жидкого натрия в горячем коллекторе 19а главного корпуса реактора 1, который является динамическим уровнем, устанавливается в некоторой окрестности верхнего уровня, обозначенного позицией 3. Liquid sodium, which circulates inside the main reactor vessel thanks to the primary circulation pumps 5, passes through the reactor core in a vertical direction from the bottom up, as shown by arrow 20 in FIG. 1, heating in contact with the fuel assemblies of this core 11, and exits into a hot collector 19a located above the core. The level of liquid sodium in the hot collector 19a of the main body of the reactor 1, which is a dynamic level, is set in a certain neighborhood of the upper level indicated by 3.

Каждый из промежуточных теплообменников 6 содержит верхнее окно 6а, открывающееся в горячий коллектор 19а, и нижнее окно 6б, открывающееся в холодный коллектор 19б. Each of the intermediate heat exchangers 6 comprises an upper window 6a opening into the hot collector 19a and a lower window 6b opening into the cold collector 19b.

Жидкий натрий, выходящий из активной зоны реактора, попадает в каждый из промежуточных теплообменников через соответствующее окно 6а, циркулирует внутри каждого промежуточного теплообменника и охлаждается в контакте с жидким натрием вторичного контура охлаждения, после чего выходит через нижние окна 6б промежуточных теплообменников 6 в холодный коллектор 19б при температуре более низкой, чем температура этого жидкого натрия на входе в промежуточные теплообменники. Liquid sodium leaving the reactor core enters each of the intermediate heat exchangers through a corresponding window 6a, circulates inside each intermediate heat exchanger and is cooled in contact with the liquid sodium of the secondary cooling circuit, and then exits through the lower windows 6b of the intermediate heat exchangers 6 to the cold collector 19b at a temperature lower than the temperature of this liquid sodium at the inlet to the intermediate heat exchangers.

Жидкий натрий вторичного контура охлаждения, нагретый в контакте с жидким натрием первичного контура, используется затем для производства пара в специальных парогенераторах, располагающихся вне главного корпуса ядерного реактора. The liquid sodium of the secondary cooling circuit, heated in contact with the liquid sodium of the primary circuit, is then used to produce steam in special steam generators located outside the main body of the nuclear reactor.

Всасывающая часть первичных циркуляционных насосов 5, располагающаяся на их нижнем конце, помещается в холодном коллекторе 19б и позволяет всасывать холодный жидкий натрий, выходящий из нижних окон 6б промежуточных теплообменников, и направлять этот холодный жидкий натрий в активную зону реактора через настил 13 и подушку 12, на которые опирается эта активная зона. The suction part of the primary circulation pumps 5, located at their lower end, is placed in the cold manifold 19b and allows the cold liquid sodium to be sucked out of the lower windows 6b of the intermediate heat exchangers and to direct this cold liquid sodium into the reactor core through the flooring 13 and pillow 12, on which this core rests.

Уровень жидкого натрия 21 в холодном коллекторе устанавливается ниже уровня 3 в горячем коллекторе. The liquid sodium level 21 in the cold collector is set below level 3 in the hot collector.

Часть жидкого натрия низкой температуры, образующая расход утечки внутри настила 13, попадает в кольцевое пространство, ограниченное внутренней поверхностью главного корпуса реактора 1 и наружной поверхностью направляющей обечайки жидкого охлаждающего металла 22, которая представляет собой часть внутренних конструкций данного ядерного реактора. The part of low temperature liquid sodium that forms the leakage flow inside the deck 13 falls into the annular space bounded by the inner surface of the main reactor vessel 1 and the outer surface of the liquid cooling metal shell guide 22, which is part of the internal structures of this nuclear reactor.

Верхняя часть направляющей обечайки 22 образует сливное устройство или сливное отверстие, обеспечивающее возврат жидкого натрия, охлаждающего внутреннюю поверхность главного корпуса реактора 1, в холодный коллектор, точнее в его зону, располагающуюся снаружи обечайки 16б внутренней камеры. The upper part of the guide shell 22 forms a drain device or drain hole, providing the return of liquid sodium, cooling the inner surface of the main body of the reactor 1, in a cold collector, more precisely in its zone, located outside the shell 16b of the inner chamber.

В соответствии с общей отличительной характеристикой изобретения каждый из элементов 12, 13, 15, 16 и 22 внутренних конструкций ядерного реактора содержит средства удержания и опоры, предназначенные для размещения на соответствующих средствах другого элемента внутренних конструкций реактора или на части внутренней поверхности главного корпуса 1 реактора. In accordance with the general distinguishing characteristic of the invention, each of the elements 12, 13, 15, 16, and 22 of the internal structures of the nuclear reactor contains holding means and supports designed to be placed on the respective means of another element of the internal structures of the reactor or on a part of the inner surface of the main reactor vessel 1.

Таким образом, элементы внутренних конструкций ядерного реактора необходимым образом удерживаются внутри главного корпуса этого реактора под действием их собственного веса и в результате взаимодействия средств удержания и опоры. При этом отсутствует необходимость фиксировать дополнительно эти элементы сваркой или механическими средствами крепления, например, винтами или болтами. Thus, the elements of the internal structures of a nuclear reactor are necessarily held inside the main body of this reactor under the influence of their own weight and as a result of the interaction of the containment and support. At the same time, there is no need to additionally fix these elements by welding or mechanical means of fastening, for example, screws or bolts.

Кроме того первичные циркуляционные насосы 5 и промежуточные теплообменники 6 обычно монтируются внутри главного корпуса реактора через проходы в плите перекрытия 4 с обеспечением возможности их поднятия и извлечения из главного корпуса реактора 1. In addition, the primary circulation pumps 5 and intermediate heat exchangers 6 are usually mounted inside the main reactor vessel through the passages in the floor slab 4, allowing them to be lifted and removed from the main reactor vessel 1.

Поскольку эта плита перекрытия 4 выполнена, как описано ниже, с возможностью поднятия и отделения от конструкции реактора, то можно последовательно извлечь из главного корпуса этого ядерного реактора элементы внутренних конструкций, как это будет описано более подробно в последующем изложении. Since this floor slab 4 is made, as described below, with the possibility of lifting and separating from the reactor structure, it is possible to sequentially remove elements of internal structures from the main body of this nuclear reactor, as will be described in more detail in the following discussion.

Подушка 12, над которой расположена активная зона ядерного реактора 11, опирается на верхнюю поверхность настила 13. Рекуператор 15 расположен на опорной части внутри опорной обечайки 14 и через нее опирается на днище главного корпуса 1. The pillow 12, over which the active zone of the nuclear reactor 11 is located, rests on the upper surface of the deck 13. The recuperator 15 is located on the support part inside the support shell 14 and, through it, rests on the bottom of the main building 1.

Внутренняя камера 16 нижней частью своей внутренней обечайки 16с опирается на верхнюю поверхность настила 13 вокруг подушки 12 и активной зоны реактора 11. The inner chamber 16 with the lower part of its inner shell 16c rests on the upper surface of the flooring 13 around the pillow 12 and the reactor core 11.

Направляющая обечайка 22 охлаждающего жидкого натрия расположена своей нижней частью на опорной части настила на внутренней поверхности главного корпуса реактора 1. The guide shell 22 of the cooling liquid sodium is located with its lower part on the supporting part of the flooring on the inner surface of the main reactor vessel 1.

Главный корпус 1 ядерного реактора в соответствии с изобретением имеет боковую стенку цилиндрической формы и днище тороидально-сферической формы, сильно сплющенное и почти выровненное. Центральная часть днища имеет сферическую форму с очень большим радиусом кривизны, а соединенная с ней периферийная часть, соединяющая боковую стенку главного корпуса с центральной частью днища сферической формы, имеет форму части тора с круглым меридианальным сечением. The main body 1 of a nuclear reactor in accordance with the invention has a side wall of cylindrical shape and a toroidal-spherical bottom, highly flattened and almost aligned. The central part of the bottom has a spherical shape with a very large radius of curvature, and the peripheral part connected to it, connecting the side wall of the main body with the central part of the bottom of a spherical shape, has the shape of a torus part with a round meridian section.

В общем случае главный корпус 1 ядерного реактора в соответствии с изобретением характеризуется отношением высоты к диаметру, имеющим существенно большее значение, чем соответствующее отношение для главных корпусов ядерных реакторов, известных из существующего уровня техники. In the General case, the main body 1 of a nuclear reactor in accordance with the invention is characterized by a ratio of height to diameter, which is significantly greater than the corresponding ratio for the main buildings of nuclear reactors known from the prior art.

На фиг. 2 показана нижняя часть главного корпуса 1 реактора, в которой располагается нижняя часть первичного циркуляционного насоса 5 ниже внутренней камеры 16 и внутри холодного коллектора 19б. In FIG. 2 shows the lower part of the reactor main body 1, in which the lower part of the primary circulation pump 5 is located below the inner chamber 16 and inside the cold collector 19b.

Настил 13 выполнен в форме сварной металлической конструкции, содержащей нижний горизонтальный настил и верхний горизонтальный настил, внешнюю боковую стенку, приваренную к верхнему и нижнему настилам, а также механические подкрепляющие связи и элементы крепления верхнего и нижнего настилов. Настил несет на себе три узла 23, закрепленных на боковой наружной стенке, каждый на уровне отверстия прохода в этой боковой стенке. The flooring 13 is made in the form of a welded metal structure comprising a lower horizontal flooring and an upper horizontal flooring, an external side wall welded to the upper and lower floorings, as well as mechanical reinforcing ties and fastening elements of the upper and lower floorings. The flooring carries three nodes 23 mounted on a side outer wall, each at the level of the passage opening in this side wall.

Каждый из узлов 23 содержит корпус 24, в который вставлена нижняя часть первичного циркуляционного насоса 5 и трубопровод 25, направляющий поток жидкого натрия в направлении подушки 12 и активной зоны 11 ядерного реактора, поддерживаемой этой подушкой 12. Each of the nodes 23 contains a housing 24, in which the lower part of the primary circulation pump 5 and a pipe 25 are inserted, directing the flow of liquid sodium in the direction of the pillow 12 and the core 11 of the nuclear reactor supported by this pillow 12.

Корпус 24 и трубопровод или патрубок 25 прикреплены сваркой к соединительной детали, смонтированной и приваренной в отверстии боковой стенки настила. The housing 24 and the pipe or pipe 25 are welded to a connecting part mounted and welded in the hole in the side wall of the deck.

Патрубок 25 приварен одним из своих концов к этой соединительной детали. Другим своим концом этот патрубок приварен к другой соединительной детали, жестко связанной с верхней поверхностью настила 13 и образующей элемент герметичного соединения с подушкой 12, на которой расположена активная зона ядерного реактора. The pipe 25 is welded with one of its ends to this connecting part. At its other end, this pipe is welded to another connecting part, rigidly connected to the upper surface of the flooring 13 and forming an element of tight connection with the pillow 12, on which the active zone of the nuclear reactor is located.

Металлический лист 25а закреплен вокруг выпуклой наружной поверхности патрубка 25 подачи охлаждающего жидкого натрия. Этот лист 25а обеспечивает поддержание этого патрубка в случае разрыва или разрушения. The metal sheet 25a is fixed around the convex outer surface of the cooling liquid sodium supply pipe 25. This sheet 25a provides support for this pipe in case of rupture or destruction.

К нижней части боковой стенки настила 13 прикреплена коническая обечайка 26, располагающаяся коаксиально по отношению к настилу 13 и окружающая настил по всей его периферии. A conical shell 26 is attached to the lower part of the side wall of the flooring 13, located coaxially with respect to the flooring 13 and surrounding the flooring along its entire periphery.

На своей кромке коническая обечайка 26 несет опорное кольцо 27, посредством которого настил 13 опирается на кольцевую опорную пяту 28, проточенную на специальном утолщении на внутренней части стенки главного корпуса 1 ядерного реактора. At its edge, the conical shell 26 carries a support ring 27, through which the deck 13 is supported by an annular support heel 28, machined on a special thickening on the inner part of the wall of the main body 1 of the nuclear reactor.

Направляющая обечайка 22 жидкого охлаждающего натрия опирается на опорную пяту или выступ 28 через кольцо 27, поддерживающее настил 13. The guide shell 22 of the liquid cooling sodium rests on the support heel or protrusion 28 through the ring 27 supporting the flooring 13.

Коническая обечайка 26 настила 13 пронизывается насквозь отверстиями, в которых закреплены короткие обечайки прохода корпусов 24 первичных циркуляционных насосов 5. The conical shell 26 of the flooring 13 is pierced through with holes in which the short shells of the passage of the housings 24 of the primary circulation pumps 5 are fixed.

Нижняя панель настила 13 находится в том случае, когда настил опирается через опорное кольцо 27 на опорную поверхность 28 главного корпуса 1 ядерного реактора, немного выше опорной обечайки 14, жестко связанной с днищем корпуса 1. Обечайка 14 обеспечивает удержание настила в случае аварийного разрушения его системы крепления. The bottom panel of the flooring 13 is in the case when the flooring is supported through the supporting ring 27 on the supporting surface 28 of the main body 1 of the nuclear reactor, slightly higher than the supporting shell 14, rigidly connected to the bottom of the shell 1. The shell 14 provides retention of the flooring in case of emergency destruction of its system fastenings.

Устройство 15 для сбора осколков активной зоны ядерного реактора содержит дефлектор и средства распределения осколков и лежит на опорной поверхности 14а, проточенной на специальном утолщении на внутренней поверхности обечайки 14. A device 15 for collecting fragments of the core of a nuclear reactor contains a deflector and means for the distribution of fragments and lies on a supporting surface 14a, machined on a special thickening on the inner surface of the shell 14.

Здесь следует отметить, что настил 13 и рекуператор 15 свободно лежат на своих опорных поверхностях 28 и 14а соответственно без закрепления сваркой и без использования механических средств соединения с главным корпусом реактора или с опорной обечайкой 14. It should be noted here that the flooring 13 and the recuperator 15 lie freely on their supporting surfaces 28 and 14a, respectively, without fixing by welding and without using mechanical means of connection with the main reactor body or with the supporting shell 14.

На фиг. 3 доказана нижняя часть главного корпуса 1 ядерного реактора, в которой располагается промежуточный теплообменник 6, проходящий через внутреннюю камеру 16 на уровне обечайки и герметичного перехода 18, 18а, причем верхнее окно 6а и нижнее окно 6б промежуточного теплообменника располагаются по обе стороны от плоского уступа 16а внутренней камеры 16. In FIG. 3, the lower part of the main body 1 of the nuclear reactor is proved, in which the intermediate heat exchanger 6 is located, passing through the inner chamber 16 at the level of the shell and the tight transition 18, 18a, with the upper window 6a and the lower window 6b of the intermediate heat exchanger located on both sides of the flat ledge 16a inner chamber 16.

Здесь следует отметить, что плоский уступ 16а, обеспечивающий соединение внутренней обечайки 16с с внешней обечайкой 16б внутренней камеры реактора, может быть заменен уступом, форма которого отлична от плоской, например, уступом конической формы. It should be noted here that the flat shoulder 16a, which provides the connection of the inner shell 16c with the outer shell 16b of the inner chamber of the reactor, can be replaced by a ledge, the shape of which is different from a flat one, for example, a ledge with a conical shape.

В общем можно сказать, что для реакторов небольшой и средней мощности предпочтительнее использовать плоский уступ, а для ядерных реакторов более значительной мощности - уступ конической формы. In general, it can be said that for reactors of small and medium power it is preferable to use a flat ledge, and for nuclear reactors of greater power - a ledge of a conical shape.

Защитный экран 6с закреплен на опоре 26 настила 13 напротив нижнего окна 6б выходной части промежуточного теплообменника 6. The protective screen 6c is mounted on the support 26 of the deck 13 opposite the lower window 6b of the output part of the intermediate heat exchanger 6.

Трубопроводы системы утилизации 30 охлаждающего ядерный реактор жидкого натрия закреплены в наклонном по отношению к горизонтали положении над обечайкой 26 опорной системы настила. The pipelines of the disposal system 30 cooling the liquid sodium liquid nuclear reactor are secured in a horizontal inclination relative to the horizontal position above the shell 26 of the floor support system.

Как показано на фиг. 4A и 4B, трубы 30 циркуляции жидкого натрия, которые вставлены между первичными циркуляционными насосами и промежуточными теплообменниками ядерного реактора параллельно опорной обечайке 26 настила, приварены одним из своих концов к патрубку 31, в свою очередь приваренному к боковой стенке настила 13, и другим своим концом вставлены с натягом в отверстие, выполненное в опорном кольце 27 настила, изготовленном в виде кованого и механически отработанного элемента. As shown in FIG. 4A and 4B, liquid sodium circulation pipes 30, which are inserted between the primary circulation pumps and the intermediate heat exchangers of the nuclear reactor parallel to the support shell 26 of the deck, are welded at one of their ends to a pipe 31, which is in turn welded to the side wall of the deck 13, and its other end inserted with interference into the hole made in the support ring 27 of the flooring, made in the form of a forged and mechanically worked out element.

На уровне трубопровода 30 для жидкого натрия опорная деталь 28 главного корпуса 1 ядерного реактора, выполненная ковкой и последующей механической обработкой, содержит специальную проточку 32, видимую на фиг. 4A и 5 и обеспечивающую сообщение конца трубопровода 30 с кольцевым пространством 33, ограниченным внутренней поверхностью обечайки главного корпуса 1 и наружной поверхностью направляющей обечайки 22 для охлаждающего жидкого натрия. Таким образом, расход утечки жидкого натрия, охлажденного в промежуточном теплообменнике и циркулирующего под активной зоной 11 реактора, может быть направлен через трубы 30 внутрь кольцевого пространства 33, в котором этот жидкий натрий, перемещающийся снизу вверх, обеспечивает охлаждение обечайки или внутренней поверхности стенки главного корпуса ядерного реактора. At the level of the liquid sodium pipe 30, the supporting part 28 of the main body 1 of the nuclear reactor, forged and machined, contains a special groove 32, visible in FIG. 4A and 5 and communicating the end of the pipe 30 with an annular space 33 bounded by an inner shell surface of the main body 1 and an outer surface of the guide shell 22 for cooling liquid sodium. Thus, the leakage rate of liquid sodium cooled in the intermediate heat exchanger and circulating under the reactor core 11 can be directed through pipes 30 into the annular space 33, in which this liquid sodium, moving from bottom to top, provides cooling of the shell or the inner surface of the wall of the main body nuclear reactor.

Способные контактировать за счет опоры или трения поверхности труб 30, опорного кольца 27, детали 28 главного корпуса реактора и кольца 22а обечайки, направляющей поток охлаждающего жидкого натрия, алюминированы или покрыты алюминизированными накладками для уменьшения трения и повышения износостойкости. Able to contact due to the support or friction of the surface of the pipes 30, the support ring 27, the parts 28 of the main reactor vessel and the shell ring 22a that directs the flow of cooling liquid sodium, are aluminized or coated with aluminized linings to reduce friction and increase wear resistance.

Обработка алюминированием или алитированием поверхностей трения оказывается предпочтительнее покрытия специальными сплавами типа стеллита, содержащего кобальт. Действительно, хорошо известно, что следует в максимально возможной степени избегать наличия кобальта во внутренней полости корпуса ядерного реактора. Processing by aluminizing or aluminizing friction surfaces is preferable to coating with special alloys such as stellite containing cobalt. Indeed, it is well known that the presence of cobalt in the internal cavity of a nuclear reactor vessel should be avoided as much as possible.

Как показано на фиг. 6, детали 27 и 28, входящие в опорный контакт друг с другом, содержат каждая три паза, расположенных под углом 120o вокруг оси главного корпуса реактора и ориентированных один против другого в процессе установки настила внутрь главного корпуса данного ядерного реактора.As shown in FIG. 6, parts 27 and 28, which are in contact with each other, each contain three slots located at an angle of 120 o around the axis of the main reactor vessel and oriented one against the other during installation of the flooring inside the main vessel of this nuclear reactor.

После установки настила в корпус реактора в каждую из полостей, образованных располагающимися один против другого пазами, вводят шпонку 34. Таким образом осуществляется блокировка по вращательному движению установленного настила по отношению к внутренней поверхности главного корпуса реактора. After installing the flooring in the reactor vessel, a key 34 is inserted into each of the cavities formed one against the other by the grooves. In this way, the rotational movement of the installed flooring is blocked with respect to the inner surface of the main reactor vessel.

Направляющая обечайка 22 также фиксируется по вращательному движению по отношению к стенке главного корпуса 1 данного ядерного реактора. The guide shell 22 is also fixed in a rotational motion with respect to the wall of the main body 1 of the given nuclear reactor.

Как показано на фиг. 7 и 8, подушка 12 лежит, опираясь нижней частью своей боковой стенки, образующей ее опорное основание, на верхней панели настила 13. As shown in FIG. 7 and 8, the cushion 12 lies, leaning on the lower part of its side wall, forming its supporting base, on the upper panel of the flooring 13.

Кроме того, центральная ось 12а, показанная на фиг. 1, вставлена в специальную приемную деталь, закрепленную в верхней панели настила 13. Шпонки обеспечивают блокировку по вращательному движению этой подушки 12 по отношению к настилу 13. In addition, the central axis 12a shown in FIG. 1, is inserted into a special receiving part, fixed in the upper panel of the flooring 13. The keys provide locking by the rotational movement of this pillow 12 relative to the flooring 13.

Каждый из трех патрубков 25 подачи жидкого натрия в активную зону ядерного реактора, связанных с первичными циркуляционными насосами 5, жестко соединен своим концом, противоположным первичному насосу 5, с кованой деталью 35, образующей трубный наконечник, вставленный в отверстие подушки 12, оснащенное кольцом, выполненным в виде кованой детали. Each of the three nozzles 25 for supplying liquid sodium to the core of the nuclear reactor connected to the primary circulation pumps 5 is rigidly connected at its end opposite the primary pump 5 to the forged part 35 forming a pipe tip inserted into the hole of the pillow 12, equipped with a ring made in the form of a forged part.

На каждом из переходных колец нижней стенки подушки 12 установлена уплотняющая деталь 37 кольцевой формы, внутрь которой вставлен трубный наконечник 35. On each of the transition rings of the bottom wall of the cushion 12, a ring-shaped sealing part 37 is installed, inside of which a pipe lug 35 is inserted.

Специальные прокладки 38, образованные металлическими кольцами, вставлены между верхним внутренним выступом кольцевой уплотнительной детали 37 и переходным кольцом отверстия подушки 12. Прокладки 38 зажаты между деталью 37 и подушкой действием давления жидкого охлаждающего металла. Special gaskets 38 formed by metal rings are inserted between the upper inner protrusion of the annular sealing part 37 and the adapter ring of the hole of the pillow 12. The gaskets 38 are sandwiched between the part 37 and the pillow by the pressure of the liquid cooling metal.

Прокладки 39 в форме кольцевых зажимов вставлены между наружной поверхностью трубного наконечника 35 и внутренней цилиндрической поверхностью уплотнительной детали 37. Давление жидкого натрия на эти прокладки 39 позволяет обжать их на поверхности наружной части наконечника 35 и обеспечить таким образом герметичную связь между трубопроводом первичного циркуляционного насоса и конструкцией подушки. Gaskets 39 in the form of ring clamps are inserted between the outer surface of the pipe lug 35 and the inner cylindrical surface of the sealing part 37. The pressure of liquid sodium on these gaskets 39 allows them to be squeezed onto the surface of the outer part of the lug 35 and thus provide a tight connection between the primary circulation pump pipeline and the structure pillows.

Таким образом, трубный наконечник 35 имеет возможность смещаться в боковом направлении по отношению к подушке 12 в процессе тепловых переходных режимов во внутренней полости главного корпуса ядерного реактора. Трубный наконечник 35 имеет также возможность смещаться в вертикальном направлении внутри упомянутой выше уплотнительной детали 37. Thus, the tube tip 35 has the ability to move laterally with respect to the pillow 12 during thermal transitions in the inner cavity of the main body of the nuclear reactor. The tube tip 35 also has the ability to move vertically within the aforementioned sealing part 37.

Охлаждающий жидкий натрий направляется непрерывным и герметичным образом из трубопровода первичного циркуляционного насоса во внутреннюю полость подушки, как это показано стрелками 40 на фиг. 7. Подаваемый первичным насосом жидкий натрий проходит через верхнюю панель подушки 12 сквозь отверстия 41 с тем, чтобы попасть в активную зону 11 ядерного реактора, опирающуюся на подушку 12. The cooling liquid sodium is guided in a continuous and sealed manner from the primary circulation pump line into the interior of the cushion, as shown by arrows 40 in FIG. 7. The liquid sodium supplied by the primary pump passes through the top panel of the pillow 12 through the openings 41 so as to enter the core 11 of the nuclear reactor supported by the pillow 12.

Внутренняя обечайка 16с внутренней камеры 16 жестко связана своей нижней частью с кованым и механически обработанным кольцом 36, содержащим выступ, выполненный таким образом, что это кольцо 36 накрывает верхнюю часть боковой стенки настила 13 в процессе установки внутренней камеры 16 в полость главного корпуса 1 ядерного реактора. Вставление верхней части боковой стенки настила 13 в деталь 36 внутренней камеры позволяет осуществить точное позиционирование внутренней камеры по отношению к настилу 13, который сам в свою очередь зафиксирован в строго центрированном положении внутри главного корпуса реактора посредством кованого опорного кольца 27. Вставление верхней части боковой стенки настила 13 в деталь 36 позволяет также предотвратить всякое качание внутренней камеры относительно настила 13 внутри главного корпуса 1 ядерного реактора. The inner shell 16c of the inner chamber 16 is rigidly connected with its lower part to a forged and machined ring 36 containing a protrusion made in such a way that this ring 36 covers the upper part of the side wall of the deck 13 during installation of the inner chamber 16 in the cavity of the main body 1 of the nuclear reactor . The insertion of the upper part of the side wall of the deck 13 into the part 36 of the inner chamber allows precise positioning of the inner chamber with respect to the deck 13, which itself, in turn, is fixed in a strictly centered position inside the main reactor body by means of a forged support ring 27. Insertion of the upper part of the side wall of the deck 13 to part 36 also helps prevent any swing of the inner chamber relative to the deck 13 inside the main body 1 of the nuclear reactor.

На фиг. 9 можно видеть, что кованая опорная деталь 36 содержит пазы 36а, которые располагаются против соответствующих аналогичных пазов, проточенных в верхней части боковой стенки настила 13, в процессе установки внутренней камеры в полость главного корпуса реактора. In FIG. 9 it can be seen that the forged support part 36 comprises grooves 36a which are opposed to corresponding similar grooves grooved in the upper part of the side wall of the flooring 13 during installation of the inner chamber in the cavity of the main reactor vessel.

Для того, чтобы дополнить систему фиксации внутренней камеры во внутренней полости главного корпуса реактора, в каждую из полостей, образованных расположенными друг против друга пазами опорной детали 36 и настила 13, вводят шпонки 42. Таким образом осуществляется блокировка по вращательному движению внутренней камеры по отношению к настилу, который сам в свою очередь заблокирован по вращательному движению по отношению к главному корпусу реактора посредством уже упомянутых выше шпонок 34, как показано на фиг. 4A и 6. In order to supplement the fixation system of the inner chamber in the inner cavity of the main reactor vessel, dowels 42 are inserted into each cavity formed against each other by the grooves of the support part 36 and the floor 13. In this way, the rotational movement of the inner chamber with respect to the deck, which itself is in turn blocked by rotational motion with respect to the main reactor vessel by means of the keys 34 mentioned above, as shown in FIG. 4A and 6.

Все поверхности подушки 12, настила 13 и опорной детали 36, входящие в опорный контакт друг с другом и изготовленные из нержавеющей стали, контактируют через специальные алюминированные прокладки для исключения непосредственного контакта нержавеющей стали с нержавеющей сталью. Эти прокладки устанавливаются в процессе опирания элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора друг на друга. All surfaces of the cushion 12, the flooring 13 and the support part 36, which come into contact with each other and are made of stainless steel, are contacted through special aluminized gaskets to prevent direct contact of stainless steel with stainless steel. These gaskets are installed in the process of supporting elements of the internal structures of a given nuclear reactor on top of each other.

Как видно из чертежа, приведенного на фиг. 10, верхняя часть обечайки 22, направляющей поток охлаждающего жидкого натрия, соединена посредством кованой детали с двумя обечайками 43 и 44, образующими сливное устройство для жидкого натрия, введенного через трубопроводы 30 в кольцевое пространство 33 между стенкой главного корпуса ядерного реактора и направляющей обечайкой 22. As can be seen from the drawing shown in FIG. 10, the upper part of the shell 22, directing the flow of cooling liquid sodium, is connected through a forged part to two shells 43 and 44, forming a drain device for liquid sodium introduced through pipelines 30 into the annular space 33 between the wall of the main body of the nuclear reactor and the guide shell 22.

Жидкий натрий проходит над верхним краем обечайки 43, образующим порог перетекания, и попадает в устройство слива между обечайками 43 и 44. Liquid sodium passes over the upper edge of the shell 43, which forms the overflow threshold, and enters the drain device between the shells 43 and 44.

Отверстия слива жидкого натрия 45, показанные на фиг. 10 и 11, позволяют снова направить жидкий натрий в холодный коллектор, уровень этого жидкого натрия, в котором 21 располагается существенно ниже уровня 3 жидкого натрия в горячем коллекторе данного ядерного реактора. The liquid sodium drain holes 45 shown in FIG. 10 and 11 make it possible to direct liquid sodium into the cold collector, the level of this liquid sodium, in which 21 is significantly lower than the level 3 of liquid sodium in the hot collector of this nuclear reactor.

Таким образом, охлаждающий жидкий натрий может циркулировать в контакте с внутренней поверхностью стенки главного корпуса реактора, охлаждение которой он обеспечивает, и возвращаться затем в холодный коллектор не вызывая при этом вибраций в конструкциях данного ядерного реактора. Thus, the cooling liquid sodium can circulate in contact with the inner surface of the wall of the main reactor vessel, the cooling of which it provides, and then return to the cold collector without causing vibrations in the structures of this nuclear reactor.

На фиг. 12 схематично представлена плита перекрытия 4 главного корпуса ядерного реактора, в которой выполнены отверстия, обеспечивающие проход первичных циркуляционных насосов 5 и промежуточных теплообменников 6. In FIG. 12 schematically shows a floor slab 4 of the main body of a nuclear reactor, in which openings are made to allow passage of primary circulation pumps 5 and intermediate heat exchangers 6.

Эта плита перекрытия 4 содержит также центральное отверстие, в котором установлена большая поворотная заглушка 8 ядерного реактора, которая имеет возможность вращаться на плите перекрытия 4 вокруг вертикальной оси 7 главного корпуса реактора. This floor slab 4 also contains a central hole in which a large rotary plug 8 of the nuclear reactor is installed, which has the ability to rotate on the floor slab 4 around the vertical axis 7 of the main reactor vessel.

На большой поворотной заглушке 8 смонтирована малая поворотная заглушка 46, которая имеет возможность вращаться вокруг оси, не совпадающей с осью главного корпуса реактора 7. На этой малой поворотной заглушке смонтирована загрузочная машина 9 данного ядерного реактора. On a large rotary plug 8, a small rotary plug 46 is mounted, which has the ability to rotate around an axis that does not coincide with the axis of the main reactor body 7. On this small rotary plug, a loading machine 9 of this nuclear reactor is mounted.

В результате осуществления совместного вращения большой поворотной заглушки 8 и малой поворотной заглушки 46 можно установить упомянутую выше загрузочную машину, осуществляющую манипуляции с ядерным топливом, в положение, совпадающее в вертикальном направлении, с любой топливной сборкой активной зоны данного ядерного реактора 11. As a result of the joint rotation of the large rotary plug 8 and the small rotary plug 46, it is possible to set the aforementioned loading machine that manipulates nuclear fuel into a position that coincides in the vertical direction with any fuel assembly of the core of this nuclear reactor 11.

На большой поворотной заглушке 8 закреплена также в центрированном положении крышка-заглушка активной зоны реактора. On the large rotary plug 8 is also fixed in a centered position, the cap-plug of the reactor core.

На чертеже, представленном на фиг. 13, показана наружная периферийная часть плиты перекрытия 4 ядерного реактора, содержащая средства опирания и фиксации этой плиты перекрытия на неподвижной конструкции сооружения 2 ядерного реактора. In the drawing of FIG. 13, the outer peripheral part of the nuclear reactor floor slab 4 is shown, comprising means for supporting and fixing the floor slab on a fixed structure of the nuclear reactor structure 2.

Верхняя часть обечайки или стенки главного корпуса 1 ядерного реактора жестко связана с кольцевым фланцем 47. Фланец 48, также имеющий кольцевую форму, закреплен в конструкции сооружения данного ядерного реактора 2, в его верхней части, и располагается вокруг полости, образующей шахту, в которую помещается главный корпус 1 ядерного реактора. The upper part of the shell or wall of the main body 1 of the nuclear reactor is rigidly connected with the annular flange 47. The flange 48, also having an annular shape, is fixed in the structure of the construction of this nuclear reactor 2, in its upper part, and is located around the cavity forming the shaft into which it is placed main building 1 of a nuclear reactor.

Фланец 48, закрепленный в конструкции сооружения ядерного реактора, содержит паз кольцевой формы, позволяющий принять фланец 47, жестко связанный с верхней частью обечайки или стенки главного корпуса 1 ядерного реактора. The flange 48, mounted in the construction of the nuclear reactor structure, contains a groove of annular shape, allowing you to take a flange 47, rigidly connected with the upper part of the shell or wall of the main body 1 of the nuclear reactor.

Плита перекрытия 4 образована пластиной стали очень большой толщины, наружная боковая поверхность которой механически обработана с тем, чтобы обеспечить расположение корпусного фланца 47 ядерного реактора и соответствующих средств крепления. The floor plate 4 is formed by a steel plate of very large thickness, the outer side surface of which is machined so as to ensure the location of the shell flange 47 of the nuclear reactor and the corresponding fastening means.

В частности, упомянутая выше плита перекрытия 4 содержит выступ 4а, образующий кольцевую поверхность, обращенную вниз, на которой закрепляются опорные устройства 49, располагающиеся против соответствующих опорных устройств 49', закрепленных на верхней опорной поверхности фланца 47, связанного со стенкой главного корпуса 1 ядерного реактора. In particular, the aforementioned floor slab 4 comprises a protrusion 4a forming an annular surface facing downwards on which support devices 49 are mounted, which are opposed to the respective support devices 49 'mounted on the upper supporting surface of the flange 47 connected to the wall of the nuclear reactor main body 1 .

Упоры 49 и 49' содержат опорные поверхности криволинейной формы, совмещенные по общему вертикальному направлению 51. The stops 49 and 49 'comprise supporting surfaces of a curved shape, aligned in a common vertical direction 51.

Между каждым из упоров 49 и 49' опорной пары плиты перекрытия вставлены опоры 52, выполненные скользящими и шарнирно свободными внутри криволинейных вогнутых опорных поверхностей упомянутых выше упоров 49 и 49'. Between each of the supports 49 and 49 'of the supporting pair of the floor slab, supports 52 are inserted, made sliding and pivotally free inside the curved concave supporting surfaces of the above-mentioned stops 49 and 49'.

Таким образом, периферийная часть плиты перекрытия может смещаться, например, для компенсации теплового расширения материала этой плиты в радиальном направлении. Шарнирные опоры описанного выше типа позволяют также поглотить деформации изгиба упомянутой плиты перекрытия. Thus, the peripheral part of the floor slab can be displaced, for example, to compensate for the thermal expansion of the material of this slab in the radial direction. The articulated supports of the type described above can also absorb the bending deformations of said floor slab.

Описанные выше скользящие и шарнирно установленные опоры 52 равномерно распределены по периферийной части плиты перекрытия ядерного реактора. The sliding and articulated supports 52 described above are uniformly distributed over the peripheral part of the nuclear reactor floor slab.

Между двумя последовательно расположенными опорами 52 установлена система 53, предназначенная для предотвращения самопроизвольного поднятия плиты перекрытия 4. Between two sequentially located supports 52, a system 53 is installed, designed to prevent the spontaneous raising of the floor slab 4.

Каждое из упомянутых выше устройств 53, предотвращающих поднятие плиты перекрытия 4, содержит тягу 54, которая вставлена в отверстие в периферийной части плиты перекрытия 4 и в отверстие во фланце главного корпуса 47, располагающееся на осевом продолжении отверстия, выполненного в периферийной части плиты 4. Each of the above-mentioned devices 53, preventing the raising of the floor slab 4, contains a rod 54, which is inserted into the hole in the peripheral part of the floor slab 4 and into the hole in the flange of the main body 47, located on the axial extension of the hole made in the peripheral part of the plate 4.

Конец упомянутой выше тяги проходит через отверстие, выполненное во фланце 48 на одной оси с отверстием во фланце 47 главного корпуса реактора и завинчивается в гайку 55, закрепленную и залитую в конструкции 2 сооружения данного ядерного реактора. The end of the above-mentioned thrust passes through a hole made in flange 48 on the same axis as the hole in flange 47 of the main reactor body and screwed into a nut 55, fixed and filled in the structure 2 of the construction of this nuclear reactor.

После закрепления упомянутой выше тяги устанавливается над головкой этой тяги 54 герметично закрывающий ее колпачок 56, обеспечивая герметизацию проходного пространства вокруг тяги 54. After fixing the above-mentioned thrust, a cap 56 is sealed above the head of this thrust 54, providing sealing of the passage space around the thrust 54.

Фланец 47 закрепляется после установки сварочным швом 57, располагающимся в упомянутом выше пазу, выполненном во фланце 48. The flange 47 is fixed after installation by a weld seam 57 located in the aforementioned groove made in the flange 48.

На внутренней верхней периферийной части фланца 47 закрепляется при помощи сварного шва 62 уплотняющая обечайка 50, которая может быть соединена сварным швом 61 на своем конце, противоположном сварному шву 62, с наружной периферийной частью плиты перекрытия 4 данного ядерного реактора. On the upper inner peripheral part of the flange 47, a sealing ring 50 is fastened with a weld 62, which can be connected by a weld 61 at its end, opposite the weld 62, to the outer peripheral part of the floor slab 4 of this nuclear reactor.

Таким образом обеспечивается герметичное закрытие внутреннего объема главного корпуса 1 ядерного реактора, который содержит инертный газ, например, аргон, над поверхностью охлаждающего ядерный реактор жидкого натрия. This ensures a tight seal of the internal volume of the main body 1 of the nuclear reactor, which contains an inert gas, for example, argon, above the surface of the liquid sodium cooling the nuclear reactor.

Сварочный шов 61, который представляет собой гетерогенный сварочный шов, выполняется в процессе установки на предусмотренное для нее место плиты перекрытия данного ядерного реактора после укладки плиты перекрытия 4 на опоры 52, но перед установкой и затягиванием тяг 54, предотвращающих поднятие этой плиты. Welding seam 61, which is a heterogeneous welding seam, is performed during installation of the floor slab of the given nuclear reactor at the place provided for it after laying the floor slab 4 on the supports 52, but before installing and tightening the rods 54 to prevent the lifting of this plate.

Сварочный шов 61 может быть выполнен вследствие того, что свободное периферийное пространство, открытое в своей верхней части, устроено между наружной периферийной частью плиты перекрытия 4 и неподвижной конструкции 2 сооружения ядерного реактора. The weld seam 61 can be made due to the fact that the free peripheral space open in its upper part is arranged between the outer peripheral part of the floor slab 4 and the fixed structure 2 of the nuclear reactor structure.

После осуществления или выполнения герметизирующего сварного шва 61 свободное периферийное пространство между плитой перекрытия 4 и неподвижной конструкции 2 сооружения ядерного реактора заполняется перекрывающими заглушками 58, которые закрепляются съемным образом на неподвижной конструкции 2 одна за другой по всему периметру плиты перекрытия 4. Специальная уплотнительная прокладка 59 вводится при этом между наружной периферийной поверхностью плиты перекрытия 4 и внутренней периферийной поверхностью заглушек 58, обеспечивая герметичное соединение этих заглушек с плитой перекрытия ядерного реактора. After the implementation or implementation of the sealing weld seam 61, the free peripheral space between the floor slab 4 and the fixed structure 2 of the nuclear reactor structure is filled with overlapping plugs 58, which are removably fixed to the fixed structure 2 one after another around the entire perimeter of the floor slab 4. A special gasket 59 is introduced while between the outer peripheral surface of the floor slab 4 and the inner peripheral surface of the plugs 58, providing a tight th connection of these plugs with the slab of the nuclear reactor.

Принцип установки и закрепления плиты перекрытия ядерного реактора, подробно описанный выше, дает возможность осуществить демонтаж и поднятие всей плиты перекрытия ядерного реактора в целом. Можно также обеспечить доступ во внутреннюю полость главного корпуса реактора на всей совокупности его поперечного сечения, например, для выполнения демонтажа и извлечения элементов внутренних конструкций этого ядерного реактора. The principle of installing and securing the floor slab of a nuclear reactor, described in detail above, makes it possible to dismantle and raise the entire floor slab of the nuclear reactor as a whole. It is also possible to provide access to the internal cavity of the main reactor vessel over its entire cross-section, for example, for dismantling and removing structural elements of this nuclear reactor.

Здесь следует отметить, что все опорные плоскости элементов внутренних конструкций, соприкасающиеся друг с другом и с внутренними поверхностями главного корпуса ядерного реактора, находятся в так называемых "холодных зонах", в которых охлаждающий активную зону жидкий натрий в процессе нормального функционирования ядерного реактора имеет температуру порядка 400oC, что значительно ниже температуры этого жидкого натрия в горячем коллекторе данного ядерного реактора, например, на выходе из его активной зоны.It should be noted here that all the supporting planes of the elements of internal structures in contact with each other and with the inner surfaces of the main body of the nuclear reactor are located in the so-called "cold zones" in which the liquid sodium cooling the active zone during normal operation of a nuclear reactor has a temperature of the order of 400 o C, which is significantly lower than the temperature of this liquid sodium in the hot collector of this nuclear reactor, for example, at the outlet of its core.

На чертежах, представленных на фиг. 14 и 15, показана большая поворотная заглушка 8 ядерного реактора, которая установлена с возможностью вращения в центральной части плиты перекрытия 4. В периферийной части этой плиты перекрытия 4 выполнены специальные отверстия, через которые проходят первичные циркуляционные насосы 5 и промежуточные теплообменники 6. В двух зонах, располагающихся в диаметрально противоположных положениях на кромке поворотной заглушки, плита перекрытия 4 содержит две полости или две выемки, в которые могут быть введены два демонтируемых выступа 60а и 60б, изготовленных из стали той же толщины, что и сама плита перекрытия 4 ядерного реактора. In the drawings of FIG. 14 and 15, a large rotary plug 8 of a nuclear reactor is shown, which is rotatably mounted in the central part of the floor slab 4. In the peripheral part of this floor slab 4 there are special openings through which primary circulation pumps 5 and intermediate heat exchangers 6 pass. In two zones located in diametrically opposite positions on the edge of the rotary plug, the slab 4 contains two cavities or two recesses into which two dismountable protrusions 60a and 60b can be inserted, tovlennyh of steel of the same thickness as that of the back plate 4 overlap nuclear reactor.

Большая поворотная заглушка может быть демонтирована и отделена от плиты перекрытия, в случае необходимости после демонтажа и подъема крышки-заглушки активной зоны реактора 10, образующей ее центральную часть. A large rotary plug can be dismantled and separated from the floor slab, if necessary, after dismantling and lifting the cap-plug of the reactor core 10, forming its central part.

После демонтажа и подъема большой поворотной заглушки появляется возможность демонтировать выступы 60а и 60б таким образом, чтобы обеспечить раскрытие прохода с размерами в диаметральном направлении, достаточными для прохождения подушки 12 в опрокинутом вертикальном положении с тем, чтобы обеспечить возможность выведения этой подушки 12 из главного корпуса ядерного реактора с использованием соответствующих подъемных средств. After dismantling and lifting the large rotary plug, it becomes possible to dismantle the protrusions 60a and 60b in such a way as to allow opening of a passage with diameters sufficient for the pillow 12 to pass in a tilted vertical position so that this pillow 12 can be removed from the main nuclear casing reactor using appropriate lifting means.

На чертеже, представленном на фиг. 14, схематически показано диаметральное сечение 12' подушки 12, которое вписывается в сечение отверстия большой поворотной заглушки 8, увеличенное в диаметральном направлении за счет двух полостей приема демонтируемых выступов 60а и 60б. In the drawing of FIG. 14, a diametrical section 12 'of the cushion 12 is shown schematically, which fits into the section of the hole of the large rotary plug 8, enlarged in the diametrical direction due to two receiving cavities of the dismountable protrusions 60a and 60b.

После остановки и охлаждения ядерного реактора имеется возможность извлечь из его активной зоны все топливные блоки и поместить их на временное хранение в соответствующем месте
при помощи использования загрузочной машины данного ядерного реактора.After stopping and cooling the nuclear reactor, it is possible to remove all fuel blocks from its core and place them in temporary storage in an appropriate place
by using the loading machine of this nuclear reactor.

Затем можно демонтировать большую поворотную заглушку и демонтируемые выступы 60а и 60б для того, чтобы разместить их на месте временного хранения. You can then dismantle the large swivel plug and dismountable protrusions 60a and 60b in order to place them at the temporary storage location.

После этого появляется возможность доступа во внутреннюю полость главного корпуса ядерного реактора, что позволяет обеспечить манипуляции с подушкой активной зоны реактора и ее извлечение из главного корпуса реактора после опрокидывания или переворота этой подушки в вертикальное положение. After that, it becomes possible to access the inner cavity of the main body of the nuclear reactor, which allows manipulating the pillow of the reactor core and removing it from the main reactor shell after tipping or turning this pillow into a vertical position.

Эти операции осуществляются после полного слива охлаждающего жидкого натрия из внутренней полости главного корпуса ядерного реактора и предпочтительно в специально созданной там атмосфере инертного газа. These operations are carried out after the cooling liquid sodium is completely drained from the inner cavity of the main body of the nuclear reactor, and preferably in an inert gas atmosphere specially created there.

Демонтаж с места установки и извлечение из главного корпуса ядерного реактора подушки его активной зоны не требует никаких операций по демонтажу механических или разрушению сварных соединений, поскольку эта подушка активной зоны реактора в соответствии с изобретением свободно лежит на настиле и имеет только центральную ось центрирования 12а и три обечайки центрирования 37, вставляемые соответственно в приемную деталь настила и в три наконечника трубопровода 35 этого настила. Dismantling from the installation site and removing the core cushions from the main body of the nuclear reactor does not require any mechanical dismantling or destruction of the welded joints, since this core cushion of the reactor in accordance with the invention freely lies on the floor and has only a central centering axis 12a and three the centering shells 37 are inserted respectively in the receiving part of the flooring and in the three lugs of the pipeline 35 of this flooring.

Для того, чтобы осуществить демонтаж системы элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением необходимо демонтировать и поднять со своего места плиту перекрытия данного ядерного реактора, что может быть выполнено, как уже было пояснено выше благодаря особой конструкции опорных и удерживающих элементов на этой плите перекрытия и в неподвижной конструкции данного ядерного реактора. In order to carry out the dismantling of the system of elements of the internal structures of a nuclear reactor in accordance with the invention, it is necessary to dismantle and raise the floor plate of the given nuclear reactor from its place, which can be performed, as has already been explained above, due to the special design of the supporting and holding elements on this plate overlapping and in the fixed structure of the given nuclear reactor.

На чертеже, представленном на фиг. 16, схематически показаны различные элементы внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением в приподнятом положении внутри главного корпуса этого ядерного реактора в процессе извлечения этих элементов из корпуса реактора. In the drawing of FIG. 16, various elements of the internal structures of a nuclear reactor in accordance with the invention are shown schematically in a raised position inside the main body of this nuclear reactor in the process of removing these elements from the reactor vessel.

Схема, показанная на фиг. 16, не отражает какой-либо реально возможной фазы демонтажа элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора, но иллюстрирует порядок, в соответствии с которым должно осуществляться извлечение этих внутренних конструкций из главного корпуса ядерного реактора после подъема и отвода плиты перекрытия. The circuit shown in FIG. 16 does not reflect any realistically possible phase of dismantling the elements of the internal structures of a given nuclear reactor, but illustrates the order in which these internal structures should be removed from the main body of the nuclear reactor after lifting and removing the floor slab.

Прежде всего, как уже было сказано выше, можно осуществить подъем и извлечение из главного корпуса ядерного реактора подушки 12 его активной зоны. Это извлечение, как уже было подчеркнуто ранее, может быть выполнено путем открытия большой поворотной заглушки без снятия плиты перекрытия ядерного реактора, либо может быть осуществлено после открытия главного корпуса ядерного реактора в результате снятия плиты перекрытия. First of all, as mentioned above, it is possible to carry out the lifting and removal of the pillow 12 of its active zone from the main body of the nuclear reactor. This extraction, as was already emphasized earlier, can be done by opening a large rotary plug without removing the floor slab of the nuclear reactor, or can be done after opening the main body of the nuclear reactor as a result of removing the floor slab.

Можно также демонтировать обечайку 22, направляющую поток охлаждающего жидкого натрия для охлаждения стенок главного корпуса, или внутреннюю камеру 16 при помощи простого подъема вследствие того, что эти элементы не несут на себе никаких других элементов внутренних конструкций ядерного реактора. Порядок извлечения из главного корпуса ядерного реактора упомянутых выше элементов 16 и 22 не имеет значения и может быть произвольным вследствие того, что оба эти элемента независимо один от другого лежат на опорных элементах настила 13. You can also dismantle the shell 22, directing the flow of cooling liquid sodium to cool the walls of the main body, or the inner chamber 16 by a simple lift due to the fact that these elements do not carry any other elements of the internal structures of the nuclear reactor. The order of extraction from the main body of the nuclear reactor of the above-mentioned elements 16 and 22 does not matter and can be arbitrary due to the fact that both of these elements are independently from one another on the supporting elements of the deck 13.

После демонтажа элементов внутренних конструкций 12, 16 и 22 можно демонтировать настил 13, который свободно лежит лишь на внутренней детали 28 главного корпуса 1 реактора. After dismantling the elements of the internal structures 12, 16 and 22, it is possible to dismantle the flooring 13, which freely lies only on the inner part 28 of the main body 1 of the reactor.

И наконец появляется возможность демонтировать рекуператор 15, который лежит на опорной обечайке 24, жестко связанной с днищем главного корпуса 1 ядерного реактора. And finally, it becomes possible to dismantle the recuperator 15, which lies on the supporting shell 24, rigidly connected with the bottom of the main body 1 of the nuclear reactor.

Извлечение из главного корпуса ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением всех элементов его внутренних конструкций может быть осуществлено без демонтажа механических или разрушения сварных соединений. Действительно, каждый из элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора в соответствии с изобретением покоится при помощи специальных опорных и удерживающих деталей либо на одном из элементов внутренних конструкций, либо на некоторой части внутренней поверхности главного корпуса ядерного реактора. Опора на внутреннюю поверхность главного корпуса ядерного реактора может быть осуществлена посредством специального опорного устройства, такого как часть 28, выступающая внутрь главного корпуса или опорная обечайка 14, жестко связанная с днищем этого главного корпуса. Removing from the main body of a nuclear reactor in accordance with the invention all elements of its internal structures can be carried out without dismantling the mechanical or destruction of the welded joints. Indeed, each of the elements of the internal structures of a given nuclear reactor in accordance with the invention rests with the help of special support and holding parts either on one of the elements of the internal structures or on some part of the inner surface of the main body of the nuclear reactor. Reliance on the inner surface of the main body of a nuclear reactor can be carried out by means of a special support device, such as part 28, protruding into the main body or support shell 14, rigidly connected with the bottom of this main body.

Опорные средства элементов внутренних конструкций ядерного реактора, которые обычно представляют собой фланец кольцевой формы или край соответствующей обечайки, изготавливаются путем ковки и последующей механической обработки. The supporting means of the elements of the internal structures of a nuclear reactor, which are usually a ring-shaped flange or the edge of the corresponding shell, are made by forging and subsequent machining.

Поверхности контакта и центрирования опорных средств используемых в данном случае конструкций механически обрабатываются на токарном станке с очень высокой точностью таким образом, что удержание и центрирование элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора осуществляется с очень высокой точностью. The contact and centering surfaces of the support means of the structures used in this case are machined on a lathe with very high precision so that the retention and centering of the elements of the internal structures of this nuclear reactor is carried out with very high accuracy.

Вследствие достаточно высокой точности изготовления опорных поверхностей монтаж и демонтаж элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением может быть выполнен быстро я в весьма благоприятных условиях. Due to the sufficiently high accuracy of the manufacture of support surfaces, the installation and dismantling of the elements of the internal structures of a nuclear reactor in accordance with the invention can be quickly performed under very favorable conditions.

Между контактными поверхностями опорных средств элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с данным изобретением устанавливаются алюминированные пластины или прокладки, которые позволяют исключить непосредственный контакт нержавеющей стали с нержавеющей сталью во внутренней полости главного корпуса данного ядерного реактора. Between the contact surfaces of the supporting means of the elements of the internal structures of the nuclear reactor in accordance with this invention, aluminized plates or gaskets are installed, which make it possible to exclude direct contact of stainless steel with stainless steel in the inner cavity of the main body of this nuclear reactor.

Изготовление некоторых конструктивных деталей элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с изобретением в виде кованых деталей, подвергающихся затем точной механической обработке, позволяет упростить производство этих внутренних конструкций, поскольку такие операции, как сварное соединение обечайки с фланцем, могут быть автоматизированы в полном объеме вследствие весьма высокой геометрической и размерной точности изготовления фланца. The manufacture of some structural parts of the elements of the internal structures of the nuclear reactor in accordance with the invention in the form of forged parts, which are then subjected to precise machining, makes it possible to simplify the production of these internal structures, since operations such as the welded joint of the shell with the flange can be fully automated due to the very high geometric and dimensional accuracy of the manufacture of the flange.

В данном случае обеспечивается также очень высокая точность в реализации описанных выше кольцевых пространств между различными элементами внутренних конструкций ядерного реактора. In this case, very high accuracy is also ensured in the implementation of the annular spaces described above between various elements of the internal structures of a nuclear reactor.

Упомянутая выше точная механическая обработка конструктивных деталей элементов внутренних конструкций может быть выполнена на вертикальном токарном станке высокой производительности либо на предприятии-изготовителе, либо непосредственно на месте сооружения данного ядерного реактора. The above-mentioned precise machining of structural parts of internal structural elements can be performed on a high-performance vertical lathe either at the manufacturer or directly at the construction site of this nuclear reactor.

Для совершенствования стыковки обечаек с коваными и затем механически обработанными фланцами перед их сваркой может быть осуществлена прикатка или вальцовка в холодном состоянии листов обечайки по меньшей мере в непосредственной близости от места стыка для того, чтобы обеспечить удовлетворительный профиль этих поверхностей. Затем производится измерение расширения обечаек, таким образом, чтобы можно было достаточно точно рассчитать радиус требуемой механической обработки присоединительной части кованого фланца. Таким образом обеспечивается совершенная по качеству стыковка упомянутых выше элементов, что позволяет использовать автоматизированные способы сварки типа способа TIG для плотного стыка. To improve the joining of shells with forged and then machined flanges, prior to their welding, rolling or cold-rolling of the shell sheets can be carried out at least in the immediate vicinity of the joint in order to ensure a satisfactory profile of these surfaces. Then, the expansion of the shells is measured so that it is possible to accurately calculate the radius of the required machining of the connecting part of the forged flange. This ensures a perfect quality of the joining of the above elements, which allows the use of automated welding methods such as the TIG method for a tight joint.

Расположение элементов внутренних конструкций внутри главного корпуса ядерного реактора в соответствии с изобретением позволяет исключить применение сварных швов на соединительных деталях, содержащих несколько ветвей, например, имеющих Т-образное поперечное сечение. Отпадает также необходимость в использовании толстых отложений или наплавки металла в области зон соединения различных деталей. The location of the elements of internal structures inside the main body of a nuclear reactor in accordance with the invention eliminates the use of welds on connecting parts containing several branches, for example, having a T-shaped cross section. There is also no need to use thick deposits or surfacing of metal in the area of the zones of connection of various parts.

С другой стороны, имеется более широкая свобода действий в том, что касается размещения сварных швов вне пределов критических зон соединения элементов. On the other hand, there is wider freedom of action with regard to the placement of welds outside the critical zones of the elements.

Вследствие того, что опорные средства элементов внутренних конструкций главного корпуса ядерного реактора в соответствии с изобретением имеют достаточно большие диаметры, опорные поверхности этих средств имеют большие размеры и контактные давления в местах соприкосновения во всех случаях остаются относительно небольшими, причем эти контактные давления в случае, например, ядерного реактора на быстрых нейтронах мощностью 500 МВт во всех случаях не превышают 3 МПа. Кроме того исключается любой механический контакт, могущий привести к заеданию или заклиниванию, например, исключается всякий контакт нержавеющей стали с нержавеющей сталью. Это достигается при помощи введения между коваными опорными деталями элементов внутренних конструкций ядерного реактора алюминированных пластин или прокладок. Due to the fact that the supporting means of the elements of the internal structures of the main body of the nuclear reactor in accordance with the invention have sufficiently large diameters, the supporting surfaces of these means are large and the contact pressures at the points of contact in all cases remain relatively small, and these contact pressures in the case, for example , a 500 MW fast neutron reactor in all cases does not exceed 3 MPa. In addition, any mechanical contact that could lead to jamming or jamming is excluded, for example, any contact of stainless steel with stainless steel is excluded. This is achieved by introducing aluminized plates or gaskets between the forged supporting parts of the elements of the internal structures of the nuclear reactor.

Концепция внутренней конструкции ядерного реактора, соответствующая предлагаемому изобретению, позволяет оптимизировать конструкцию нижней части крупных компонентов ядерного реактора, то есть конструкцию нижней части первичных циркуляционных насосов и промежуточных теплообменников. Как уже было сказано выше, можно использовать главный корпус ядерного реактора, имеющий днище относительно плоской тороидально-сферической формы. Это обстоятельство дает возможность использовать компоненты, имеющие максимальную длину в той мере, в какой они проходят на всю высоту данного главного корпуса вплоть до ближайшей окрестности практически плоского днища этого корпуса. Таким образом, имеется возможность в определенной степени уменьшить диаметр этих компонентов и в целом диаметр реакторного блока, сохраняя при этом практически ту же высоту главного корпуса, что и высота главных корпусов ядерных реакторов в соответствии с существующим уровнем техники в данной области. The concept of the internal design of the nuclear reactor, corresponding to the invention, allows to optimize the design of the lower part of the large components of the nuclear reactor, that is, the design of the lower part of the primary circulation pumps and intermediate heat exchangers. As mentioned above, you can use the main body of a nuclear reactor having a bottom of a relatively flat toroidal-spherical shape. This circumstance makes it possible to use components having a maximum length to the extent that they extend to the entire height of a given main building up to the closest neighborhood of an almost flat bottom of this building. Thus, it is possible to some extent reduce the diameter of these components and, in general, the diameter of the reactor block, while maintaining almost the same height of the main body as the height of the main body of nuclear reactors in accordance with the current level of technology in this field.

Использование независимых друг от друга и частично механически обработанных с высокой точностью элементов внутренних конструкций ядерного реактора позволяет обеспечить высокую компактность этих внутренних конструкций, что выражается в возможности уменьшения диаметра главного корпуса ядерного реактора в соответствии с изобретением и в снижении массы материалов, используемых для изготовления как собственно главного корпуса данного ядерного реактора, так и его внутренних конструкций. The use of independent from each other and partially mechanically machined with high precision elements of the internal structures of a nuclear reactor allows for the high compactness of these internal structures, which is expressed in the possibility of reducing the diameter of the main body of a nuclear reactor in accordance with the invention and in reducing the mass of materials used for manufacturing as it is the main body of this nuclear reactor, and its internal structures.

Обеспечивается также выигрыш в габаритных размерах плиты перекрытия данного главного корпуса и в размерах всего реакторного сооружения. A gain is also ensured in the overall dimensions of the floor slab of this main building and in the dimensions of the entire reactor structure.

Возможности отделения элементов внутренних конструкций одна от другой путем простого их поднятия могут быть использованы не только для извлечения этих элементов из главного корпуса ядерного реактора, но и для обеспечения доступа к элементу, располагающемуся под элементом конструкции, подъем которого осуществляется, а также для обеспечения доступа к донной части главного корпуса данного ядерного реактора. The possibilities of separating the elements of internal structures from one another by simply lifting them can be used not only to remove these elements from the main body of the nuclear reactor, but also to provide access to the element located under the structural element, the lifting of which is carried out, as well as to provide access to the bottom of the main building of this nuclear reactor.

Изготовление с применением механической обработки на токарном станке опорных поверхностей различных конструктивных элементов ядерного реактора в соответствии с изобретением позволяет не только обеспечить высокоточное вставление элементов внутренних конструкций друг в друга, но и обеспечить также герметичность по отношению к утечкам из ядерного реактора без использования уплотнительных прокладок или других специальных герметизирующих элементов. The manufacture, using machining on a lathe, of the supporting surfaces of various structural elements of a nuclear reactor in accordance with the invention allows not only to ensure high-precision insertion of elements of internal structures into each other, but also to ensure tightness against leaks from a nuclear reactor without the use of gaskets or other special sealing elements.

Предлагаемое изобретение не ограничивается описанным выше вариантом его практической реализации. Так, например, можно предположить использование внутренних конструкций, имеющих форму, отличную от той, которая была описана здесь, и содержащих иные опорные средства. The present invention is not limited to the above-described embodiment of its practical implementation. So, for example, we can assume the use of internal structures having a shape different from the one described here, and containing other supporting means.

Данное изобретение в общем случае может быть применено к любам ядерным реакторам на быстрых нейтронах интегрального типа вне зависимости от числа используемых в данном случае первичных циркуляционных насосов или промежуточных теплообменников, введенных в главный корпус данного ядерного реактора. The present invention can generally be applied to any integral type fast nuclear reactor, irrespective of the number of primary circulation pumps or intermediate heat exchangers used in this case introduced into the main body of the given nuclear reactor.

Claims (21)

1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах интегрального типа, содержащий главный корпус, заключающий в себе активную зону реактора, погруженную в охлаждающий жидкий металл, по меньшей мере, один первичный циркулирующий насос, предназначенный для обеспечения циркуляции охлаждающего жидкого металла в главном корпусе, по меньшей мере, один промежуточный теплообменник, погруженный в охлаждающий жидкий металл, и внутренние конструкции, образованные металлическими элементами, расположенные внутри главного корпуса, причем эти внутренние конструкции содержат, по меньшей мере, одну внутреннюю камеру в виде стенки, охватывающей активную зону и ограничивающей в главном корпусе зону для приема горячего жидкого металла, поступающего из активной зоны, и зону для приема охлажденного жидкого металла, поступающего из промежуточного теплообменника, обечайку, обеспечивающую направление потока охлаждающего жидкого металла в контакт с внутренней стенкой главного корпуса, расположенной соосно с главным корпусом, и опорные элементы, отличающийся тем, что внутренний корпус, обечайка для направления охлаждающего жидкого металла и опорные элементы активной зоны содержат средства для опоры и удержания на соответствующих средствах, по меньшей мере, одного компонента системы, образованной главным корпусом и опорными элементами активной зоны для фиксации при помощи простого опирания внутри главного корпуса. 1. Integrated type fast fast neutron reactor containing a main body, comprising a reactor core immersed in a cooling liquid metal, at least one primary circulating pump designed to circulate the cooling liquid metal in the main building, at least , one intermediate heat exchanger immersed in a cooling liquid metal, and internal structures formed by metal elements located inside the main body, these internal constants the sections contain at least one inner chamber in the form of a wall covering the active zone and restricting in the main body an area for receiving hot liquid metal coming from the active zone, and a zone for receiving cooled liquid metal coming from an intermediate heat exchanger, a shell providing the direction of flow of the cooling liquid metal in contact with the inner wall of the main body, located coaxially with the main body, and supporting elements, characterized in that the inner case, the shell for the board of the cooling liquid metal and the supporting elements of the active zone contain means for supporting and holding at least one component of the system formed by the main body and supporting elements of the active zone for fixation by simple support inside the main body. 2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что средства опоры и удержания элементов внутренних конструкций содержат, по меньшей мере, одну контактную поверхность, выполненную точной механической обработкой. 2. The nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the means of support and retention of the elements of internal structures contain at least one contact surface made by precise machining. 3. Ядерный реактор по п.2, отличающийся тем, что механически обработанные поверхности средств опоры и удержания выполнены токарной механической обработкой. 3. The nuclear reactor according to claim 2, characterized in that the machined surfaces of the support and retention means are made by turning machining. 4. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 3, отличающийся тем, что средства опоры и удержания, по меньшей мере, одного из таких элементов, как внутренняя камера, направляющая обечайка и опорные элементы активной зоны образованы кольцевым фланцем, выполненным ковкой и последующей механической обработкой. 4. A nuclear reactor according to any one of claims 1 to 3, characterized in that the means of support and retention of at least one of such elements as the inner chamber, the guiding shell and the supporting elements of the core are formed by an annular flange made by forging and subsequent by machining. 5. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 4, отличающийся тем, что элементы опоры активной зоны содержат настил, жестко соединенный с опорой обечайкой конической формы, имеющей опорное средство, на кольцевой опорной детали, выполненной ковкой и механической обработкой боковой стенки главного корпуса. 5. A nuclear reactor according to any one of claims 1 to 4, characterized in that the core support elements comprise a flooring rigidly connected to the support by a cone-shaped shell having support means, on an annular support part made by forging and machining the side wall of the main body . 6. Ядерный реактор по п.5, отличающийся тем, что опорные элементы активной зоны содержат подушку, предназначенную для приема нижних частей или подошвы топливных блоков, содержащую опорное основание, лежащее на верхней горизонтальной панели настила и, по меньшей мере, одну центральную ось, предназначенную для введения в приемную деталь, закрепленную на верхней панели настила, а также, по меньшей мере, одну шпонку блокировки вращательного движения вокруг упомянутой выше центральной оси этой подушки по отношению к настилу. 6. The nuclear reactor according to claim 5, characterized in that the supporting elements of the active zone contain a pillow designed to receive the lower parts or the sole of the fuel blocks, containing a supporting base lying on the upper horizontal panel of the deck and at least one central axis, intended for insertion into the receiving part, mounted on the top panel of the deck, as well as at least one key to block the rotational movement around the aforementioned central axis of this pad relative to the deck. 7. Ядерный реактор по п.6, отличающийся тем, что, по меньшей мере, один трубопровод для подачи жидкого натрия в конструкцию подушки под активной зоной этого ядерного реактора закреплен на настиле и содержит на одном из своих концов трубный наконечник, причем подушка содержит на уровне отверстия для прохода жидкого металла уплотнительное кольцо, вставленное с некоторым радиальным зазором в отверстие подушки и содержащее внутреннюю расточку, предназначенную для приема трубного наконечника настила, причем это уплотнительное кольцо содержит герметизирующие прокладки для опоры и деформируемые в радиальном направлении прокладки, предназначенные для герметизации вокруг трубного наконечника. 7. The nuclear reactor according to claim 6, characterized in that at least one pipeline for supplying liquid sodium to the pillow structure under the active zone of this nuclear reactor is mounted on the deck and contains a pipe tip at one of its ends, the pillow containing the level of the hole for the passage of liquid metal, a sealing ring inserted with some radial clearance into the hole of the pillow and containing an internal bore designed to receive the tube tip of the flooring, and this sealing ring contains sealing gaskets for support and radially deformable gaskets intended for sealing around a pipe tip. 8. Ядерный реактор по любому из пп.5 - 7, отличающийся тем, что настил содержит трубопроводы для транспортировки жидкого металла для охлаждения внутренней стенки главного корпуса ядерного реактора, каждый из которых одним из своих концов закреплен на нижней части настила, а другим своим концом вставлен в отверстие, выполненное в опорном средстве настила, опирающемся на выступающее опорное средство внутри главного корпуса ядерного реактора с выходом в пространство циркуляции жидкого натрия для охлаждения внутренней стенки главного корпуса ядерного реактора. 8. A nuclear reactor according to any one of claims 5 to 7, characterized in that the deck contains pipelines for transporting liquid metal to cool the inner wall of the main body of the nuclear reactor, each of which is fixed at one bottom of the deck and one end at the other inserted into the hole made in the supporting means of the deck, resting on the protruding supporting means inside the main body of the nuclear reactor with access to the circulation space of liquid sodium to cool the inner wall of the main body nuclear reactor. 9. Ядерный реактор по любому из пп.5 - 8, отличающийся тем, что внутренняя камера содержит внутреннюю цилиндрическую обечайку и наружную цилиндрическую обечайку, связанные между собой в соосном положении уступом, причем опорные средства внутренней камеры образованы кольцевым фланцем, содержащим поверхность опоры на верхнюю периферийную часть настила. 9. A nuclear reactor according to any one of paragraphs.5 to 8, characterized in that the inner chamber comprises an inner cylindrical shell and an outer cylindrical shell, interconnected by a step, the supporting means of the inner chamber being formed by an annular flange containing a bearing surface on the upper peripheral part of the flooring. 10. Ядерный реактор по п.9, отличающийся тем, что уступ внутренней камеры образован плоской кольцевой пластиной. 10. The nuclear reactor according to claim 9, characterized in that the step of the inner chamber is formed by a flat annular plate. 11. Ядерный реактор по п.9, отличающийся тем, что уступ образован обечайкой конической формы. 11. The nuclear reactor according to claim 9, characterized in that the ledge is formed by a conical shell. 12. Ядерный реактор по любому из пп.5 - 11, отличающийся тем, что обечайка, предназначенная для направления жидкого металла для охлаждения стенки корпуса, содержит опорное средство в своей нижней части, имеющее плоскую кольцевую поверхность опоры на соответствующую плоскую кольцевую поверхность опорного средства настила, закрепленного на краю опорной обечайки. 12. A nuclear reactor according to any one of paragraphs.5 to 11, characterized in that the shell, designed to direct liquid metal to cool the wall of the housing, contains support means in its lower part having a flat annular surface of support on the corresponding flat annular surface of the supporting means of the flooring fixed on the edge of the support shell. 13. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 12, отличающийся тем, что элементы внутренних конструкций содержат, кроме того, рекуператор, предназначенный для рекуперации или утилизации осколков активной зоны ядерного реактора и свободно лежащий на опорной обечайке, закрепленной соосно по отношению к главному корпусу на его днище. 13. A nuclear reactor according to any one of claims 1 to 12, characterized in that the elements of the internal structures contain, in addition, a recuperator designed to recover or dispose of fragments of the active zone of a nuclear reactor and lying freely on a support shell fixed coaxially with respect to the main case on its bottom. 14. Ядерный реактор по п.7, отличающийся тем, что корпус насоса прикреплен к концу трубопровода, направляющего жидкий металл, противоположному трубному наконечнику с обеспечением приема части нижнего конца первичного насоса. 14. The nuclear reactor according to claim 7, characterized in that the pump casing is attached to the end of the pipe directing the molten metal to the opposite pipe tip to ensure that part of the lower end of the primary pump is received. 15. Ядерный реактор по любому из пп.5 - 12, отличающийся тем, что коническая опорная обечайка настила имеет сквозное отверстие для прохода промежуточного теплообменника напротив выходного окна промежуточного теплообменника. 15. A nuclear reactor according to any one of paragraphs.5 to 12, characterized in that the conical support shell of the deck has a through hole for the passage of the intermediate heat exchanger opposite the outlet window of the intermediate heat exchanger. 16. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 15, отличающийся тем, что, по меньшей мере, два из таких элементов, как внутренняя камера, направляющая обечайка, опорные элементы активной зоны и главный корпус, опирающиеся друг на друга, содержат расположенные друг напротив друга пазы в их опорном положении и, по меньшей мере, одна шпонка имеет возможность ввода в расположенные друг напротив друга пазы для обеспечения блокировки вращательного движения двух элементов друг относительно друга. 16. A nuclear reactor according to any one of claims 1 to 15, characterized in that at least two of such elements as the inner chamber, the guiding shell, the supporting elements of the active zone and the main body, resting on each other, contain each other opposite each other, the grooves in their supporting position and at least one key has the ability to enter into opposed grooves to ensure that the rotational movement of the two elements is blocked from one another. 17. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 6, отличающийся тем, что средства опоры и удержания содержат между их контактными поверхностями алюминированные пластины, предназначенные для разделения контактных поверхностей средств опоры и удержания. 17. A nuclear reactor according to any one of claims 1 to 6, characterized in that the means of support and retention contain between their contact surfaces aluminized plates designed to separate the contact surfaces of the means of support and retention. 18. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 17, отличающийся тем, что главный корпус ядерного реактора имеет цилиндрическую форму и подвергнутое рихтовке днище тороидально-сферической формы. 18. A nuclear reactor according to any one of claims 1 to 17, characterized in that the main body of the nuclear reactor has a cylindrical shape and a straightened toroidal-spherical bottom. 19. Ядерный реактор по п.18, отличающийся тем, что насос и теплообменник расположены практически по всей осевой высоте корпуса ядерного реактора. 19. The nuclear reactor according to claim 18, characterized in that the pump and the heat exchanger are located practically over the entire axial height of the nuclear reactor vessel. 20. Ядерный реактор по любому из пп.1 - 19, отличающийся тем, что главный корпус ядерного реактора содержит плиту перекрытия, образованную плоской стальной пластиной большой толщины, содержащей скользящие и шарнирно закрепленные опорные средства и тяги крепления, прикрепленные к неподвижной конструкции ядерного реактора с возможностью демонтажа плиты для открытия верхнего конца корпуса ядерного реактора. 20. A nuclear reactor according to any one of claims 1 to 19, characterized in that the main body of the nuclear reactor comprises a floor plate formed by a flat steel plate of large thickness containing sliding and articulated support means and tie rods attached to a fixed structure of a nuclear reactor with the possibility of dismantling the plate to open the upper end of the nuclear reactor vessel. 21. Ядерный реактор по п.20, отличающийся тем, что заглушка круглой формы установлена с возможностью вращения и демонтажа на плите перекрытия на уровне отверстия прохода через плиту перекрытия, удлиненного в диаметральном направлении двумя пазами, в которых закреплены два демонтируемых выступа перекрытия. 21. The nuclear reactor according to claim 20, characterized in that the round plug is mounted for rotation and dismantling on the floor slab at the level of the passage passage through the floor slab, elongated in the diametrical direction by two grooves in which two dismountable floor protrusions are fixed.
RU95109917/06A 1994-06-22 1995-06-21 Integrated fast reactor RU2153708C2 (en)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9407671 1994-06-22
FR9407671A FR2721746B1 (en) 1994-06-22 1994-06-22 Integrated type fast neutron nuclear reactor with removable internal structural elements.

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU95109917A RU95109917A (en) 1997-12-27
RU2153708C2 true RU2153708C2 (en) 2000-07-27

Family

ID=9464526

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU95109917/06A RU2153708C2 (en) 1994-06-22 1995-06-21 Integrated fast reactor

Country Status (3)

Country Link
JP (1) JP3188379B2 (en)
FR (1) FR2721746B1 (en)
RU (1) RU2153708C2 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2538184C2 (en) * 2009-12-08 2015-01-10 Арева Нп Motor stand of main motor pump for water-to-water power nuclear reactor
RU2756231C1 (en) * 2021-03-15 2021-09-28 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Nuclear reactor with liquid-metal coolant
RU2798478C1 (en) * 2022-12-27 2023-06-23 Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Integrated nuclear reactor with liquid metal coolant

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7881420B2 (en) * 2004-06-04 2011-02-01 General Electric Company Method and apparatus for reducing vibration in component of a nuclear reactor
FR2925972B1 (en) * 2007-12-28 2010-01-01 Areva Np FAST NEUTRON NUCLEAR REACTOR
FR3080704A1 (en) * 2018-04-27 2019-11-01 Framatome NUCLEAR REACTOR COMPRISING AN ANNULAR CHANNEL

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1303055A (en) * 1969-08-13 1973-01-17
US4001079A (en) * 1975-08-15 1977-01-04 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Thermal baffle for fast-breeder reacton
US4326920A (en) * 1979-04-23 1982-04-27 Electric Power Research Institute, Inc. Nuclear reactor including a reactor vessel and technique for supporting the latter
FR2499753B1 (en) * 1981-02-09 1985-10-31 Jeumont Schneider CONNECTING ELEMENT BETWEEN A PRIMARY PUMP AND THE DISCHARGE CONDUIT FOR POOL-TYPE SUPERGENERATOR
FR2508225A1 (en) * 1981-06-19 1982-12-24 Novatome DEVICE FOR CONNECTION BETWEEN THE PRIMARY PUMP DELIVERY DUCT AND A SOLIDARITY CONDUIT OF THE HEART SUPPORT OF A QUICK-NEUTRON NUCLEAR REACTOR
FR2541496A1 (en) * 1983-02-22 1984-08-24 Commissariat Energie Atomique FAST NEUTRON NUCLEAR REACTOR WITH LONG INTERNAL STRUCTURE
JPS59168392A (en) * 1983-03-16 1984-09-22 財団法人　電力中央研究所 Tank type fast breeder
JPH04140693A (en) * 1990-09-29 1992-05-14 Toshiba Corp Tank type nuclear reactor
FR2680597B1 (en) * 1991-08-20 1993-11-26 Framatome INTERNAL STRUCTURE OF A FAST NEUTRAL NUCLEAR REACTOR.

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2538184C2 (en) * 2009-12-08 2015-01-10 Арева Нп Motor stand of main motor pump for water-to-water power nuclear reactor
RU2756231C1 (en) * 2021-03-15 2021-09-28 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Nuclear reactor with liquid-metal coolant
WO2022197205A1 (en) * 2021-03-15 2022-09-22 Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Nuclear reactor with a liquid metal coolant
RU2798478C1 (en) * 2022-12-27 2023-06-23 Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Integrated nuclear reactor with liquid metal coolant

Also Published As

Publication number Publication date
JP3188379B2 (en) 2001-07-16
FR2721746B1 (en) 1996-09-27
JPH0815468A (en) 1996-01-19
FR2721746A1 (en) 1995-12-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2099801C1 (en) Nuclear reactor plant with core holding device and method for external core cooling by natural circulating water
EP0118016B1 (en) Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof
US4216821A (en) Pump/heat exchanger
US4847038A (en) Procedure for complete replacement of a steam generator of a pressurized water nuclear reactor
JPS5949559B2 (en) fast reactor
US5205038A (en) Method of replacing a tube on a straight-tube heat exchanger
RU2153708C2 (en) Integrated fast reactor
US5229067A (en) Liquid metal cooled nuclear reactor
US20070121776A1 (en) System and method for multiple usage tooling for pressurized water reactor
JP3139856B2 (en) Tube heat exchanger
US11935663B2 (en) Control rod drive system for nuclear reactor
US7878159B2 (en) Steam generator and method of adjusting flow resistance of cooling water in steam generator
US4788031A (en) Concrete reactor pressure vessel for a gas cooled nuclear reactor of low capacity
US20200388411A1 (en) Nuclear steam supply system
CA1040751A (en) Nuclear reactor discharge nozzle and inlet conduit
US5729581A (en) Core shroud, in particular for cladding a reactor core in a boiling-water nuclear reactor and a method for repairing a core shroud
US4671922A (en) Nuclear reactor cooled by a liquid metal
US3537420A (en) Nuclear reactor with integrated heat exchangers
JP3425262B2 (en) Jet pump sealing device and jet pump inspection and repair method using the same
US6125159A (en) Canopy seal clamp assembly and method of installation
US5227126A (en) Internal structure for a fast neutron nuclear reactor
JP3425217B2 (en) Sealing device for repairing pressure vessel penetration housing
RU95109917A (en) NUCLEAR REACTOR ON FAST NEUTRONS INTEGRAL TYPE
RU2798478C1 (en) Integrated nuclear reactor with liquid metal coolant
CN219872889U (en) Main equipment modeling structure for nuclear power plant containment system experiment

Legal Events

Date Code Title Description
PC4A Invention patent assignment

Effective date: 20050225

MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20050622