RU2190261C2 - Внутренний блок ядерного реактора - Google Patents

Внутренний блок ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2190261C2
RU2190261C2 RU2000101919/06A RU2000101919A RU2190261C2 RU 2190261 C2 RU2190261 C2 RU 2190261C2 RU 2000101919/06 A RU2000101919/06 A RU 2000101919/06A RU 2000101919 A RU2000101919 A RU 2000101919A RU 2190261 C2 RU2190261 C2 RU 2190261C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
rods
plates
nuclear reactor
pipes
internal block
Prior art date
Application number
RU2000101919/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2000101919A (ru
Inventor
Е.А. Семенов
А.И. Елисеев
В.А. Иванов
Original Assignee
Опытное конструкторское бюро машиностроения
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 Опытное конструкторское бюро машиностроения filed Critical Опытное конструкторское бюро машиностроения
Priority to RU2000101919/06A priority Critical patent/RU2190261C2/ru
Publication of RU2000101919A publication Critical patent/RU2000101919A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2190261C2 publication Critical patent/RU2190261C2/ru

Links

Images

Classifications

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

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

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

Description

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к конструкциям внутренних блоков водо-водяных ядерных реакторов, используемых в ядерных установках АЭС малой мощности или другого назначения.
Известен внутренний блок ядерного реактора, содержащий обечайку, прикрепленные к ней плиты - верхнюю, среднюю и нижнюю, перфорированные для установки в них тепловыделяющих сборок (ТВС), а также стержни-поглотители нейтронов, расположенные в пространстве между ТВС, проходящие через отверстия в средней плите и являющиеся органами системы управления реактором, Стержни-поглотители объединены в несколько групп с помощью траверс, к которым верхние концы стержней крепятся шарнирно. Траверсы перемещаются по направляющим трубам, установленным между верхней и средней плитами. В пределах активной зоны все стержни находятся в защитных трубах, в которых они перемещаются. Трубы установлены между средней и нижней плитами и выполнены из циркониевого сплава, обладающего малым сечением поглощения тепловых нейтронов (см., например, журнал "Морской флот", 10, 1989 г., стр.34, рис.2).
Недостатком конструкции является то, что трубы из циркониевого сплава при работе в условиях водо-водяного реактора подвержены коррозионному поражению, наводораживанию и радиационному росту, следствием чего являются обрастание их продуктами коррозии, образование трещин и искривление после определенного периода эксплуатации. Все это вызывает постепенное увеличивание усилий, необходимых для перемещения групп стержней из-за увеличения сил трения между стержнями и трубами и, в конечном итоге, может привести к заклиниванию групп стержней, что является нарушением условий обеспечения ядерной безопасности установки.
Таким образом, трубы из циркониевого сплава, направляющие перемещение стержней в активной зоне и являющиеся незаменяемыми элементами внутреннего блока, ограничивают ресурс надежной и безопасной его работы и определяют необходимость и периодичность трудоемкой и дорогостоящей операции замены блока в процессе эксплуатации реактора.
Известен также внутренний блок ядерного реактора, содержащий обечайку, плиты и установленные между ними ТВС, в которых размещаются стержни-поглотители системы управления реактором, объединенные в группы в каждой ТВС с помощью траверс. Перемещение стержней в ТВС происходит в направляющих каналах-трубах, выполненных из нержавеющей стали, значительно меньше подверженной в условиях реактора коррозии, наводораживанию и радиационному росту, чем циркониевые сплавы (см., например, книгу "Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов", книга 1. - М.: Атомэнергоиздат, 1995 г., стр.15, 184, 185).
Недостатком конструкции является наличие в активной зоне ядерного реактора большого количества конструктивных элементов из нержавеющей стали, что требует увеличенной загрузки ядерного топлива для компенсации паразитного захвата тепловых нейтронов, поскольку сечение поглощения тепловых нейтронов у нержавеющей стали в несколько раз больше, чем у циркониевых сплавов. Это отрицательно влияет на экономические показатели установки в целом.
Анализ показывает, что указанный первым внутренний блок ядерного реактора является прототипом для предлагаемого технического решения, поскольку имеет с ним наибольшее число сходных существенных признаков.
Задачей изобретения является повышение надежности, в том числе ресурса внутреннего блока ядерного реактора, и улучшение экономических показателей установки за счет уменьшения числа его замен за весь срок службы реактора путем обеспечения направления при перемещении стержней в активной зоне без использования защитных труб.
Для этого в известном внутреннем блоке, содержащем обечайку, прикрепленные к ней перфорированные плиты - верхнюю, среднюю и нижнюю, а также стержни-поглотители, расположенные в пространстве между тепловыделяющими сборками, проходящие через отверстия в средней плите и объединенные в несколько групп с помощью траверс, перемещающихся по направляющим, установленным между верхней и средней плитами, нижние концы стержней каждой группы или отдельных групп зафиксированы в своем перфорированном листе, прикрепленном к ним с обеспечением зазоров в соединениях и перемещающемся со стержнями между средней и нижней плитами с направлением не менее чем по двум трубам, которые установлены между ними с возможностью замены во время перегрузки топлива в ядерном реакторе.
Трубы, установленные между средней и нижней плитами, могут быть выполнены в виде продолжения направляющих для траверс.
Трубы, установленные между средней и нижней плитами, могут быть выполнены в виде утолщенных кожуховых труб отдельных тепловыделяющих сборок.
Материал труб - циркониевый сплав или нержавеющая сталь.
Изобретение поясняется чертежами, на которых изображены:
на фиг.1 - продольный разрез внутреннего блока реактора;
на фиг.2 - сечение А-А фиг.1,
на фиг.3 - узел Б фиг, 1;
на фиг.4 - сечение В-В фиг.2 (вариант выполнения изобретения).
Внутренний блок ядерного реактора содержит обечайку 1, прикрепленные к ней перфорированные плиты - верхнюю 2, среднюю 3 и нижнюю 4, в которые устанавливаются ТВС 5. В пространстве между ними размещаются стержни-поглотители 6, проходящие через отверстия в средней плите 3. Верхними концами стержни 6 с помощью шарнирных соединений 7 крепятся к подвижным траверсам 8, образуя с ними функциональные группы. Траверсы 8 перемещаются по направляющим трубам 9, в которые также устанавливаются ТВС 5. Все стержни 6 каждой группы или отдельных групп нижними концами фиксируются в отверстиях своего перфорированного листа 10, который крепится на стержнях 6 гайками 11 с обеспечением зазоров "а" и "б" в соединениях. Каждый перфорированный лист 10 перемещается не менее чем по двум трубам 12, установленным между средней 3 и нижней 4 плитами. Трубы 12 могут быть выполнены в виде продолжения направляющих 9 (см. фиг. 1) или в виде утолщенных кожуховых груб 13 отдельных (специальных) ТВС 14 (см. фиг.4). Соединение группы стержней 6 с приводом осуществляется с помощью штока 15.
При работе реактора группы стержней 6 перемещаются в активной зоне между ТВС 5. Благодаря наличию зазоров "а" и "б" в соединениях перфорированного листа 10 со стержнями 6, а также шарнирным соединением 7 стержней 6 с траверсой 8, исключается жесткая связь листа 10 с траверсой 8 и обеспечивается его самоустановка на направляющих трубах 12, что снижает нагрузки в местах контакта листа 10 с трубами 12 и уменьшает силы трения в этих парах в рабочих условиях, Это, в свою очередь, снижает усилие, необходимое для перемещения группы, и уменьшает вероятность ее заклинивания.
Таким образом, предлагаемое решение позволяет повысить надежность и увеличить ресурс внутреннего блока ядерного реактора.

Claims (3)

1. Внутренний блок ядерного реактора, содержащий обечайку, прикрепленные к ней перфорированные плиты - верхнюю, среднюю и нижнюю, а также стержни-поглотители, расположенные в пространстве между тепловыделяющими сборками, проходящие через отверстия в средней плите и объединенные с помощью траверс, перемещающихся по направляющим, установленным между верхней и средней плитами, отличающийся тем, что нижние концы стержней зафиксированы в своем перфорированном листе, прикрепленном к ним с обеспечением зазоров в соединениях и перемещающемся со стержнями между средней и нижней плитами с направлением не менее чем по двум трубам, которые установлены между ними с возможностью замены во время перегрузки топлива в ядерном реакторе.
2. Внутренний блок ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что трубы, установленные между средней и нижней плитами, выполнены в виде продолжения направляющих траверс.
3. Внутренний блок ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что трубы, установленные между средней и нижней плитами, выполнены в виде утолщенных кожуховых труб отдельных тепловыделяющих сборок.
RU2000101919/06A 2000-01-25 2000-01-25 Внутренний блок ядерного реактора RU2190261C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2000101919/06A RU2190261C2 (ru) 2000-01-25 2000-01-25 Внутренний блок ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2000101919/06A RU2190261C2 (ru) 2000-01-25 2000-01-25 Внутренний блок ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2000101919A RU2000101919A (ru) 2001-11-20
RU2190261C2 true RU2190261C2 (ru) 2002-09-27

Family

ID=20229805

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2000101919/06A RU2190261C2 (ru) 2000-01-25 2000-01-25 Внутренний блок ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2190261C2 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2702580C2 (ru) * 2014-12-17 2019-10-08 Дау Глоубл Текнолоджиз Ллк Устройство, используемое в псевдоожиженном реакционном процессе

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
РОДИОНОВ Н. и др. Безопасность атомной энергетической установки "Севморпути". Ж. "Морской флот", 1989, № 10, с.34, рис.2. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2702580C2 (ru) * 2014-12-17 2019-10-08 Дау Глоубл Текнолоджиз Ллк Устройство, используемое в псевдоожиженном реакционном процессе

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3853703A (en) Fuel assembly hold-up device
RU2190261C2 (ru) Внутренний блок ядерного реактора
KR840002142A (ko) 원자로용 연료체
EP2628159B1 (en) Nuclear fuel assembly hold down spring
CN102148064A (zh) 一种框架式反应堆控制棒结构
KR101163998B1 (ko) 교차파형 상하딤플 지지형 이중냉각 핵연료봉 지지격자체
US8243872B2 (en) Spacer grid for close-spaced nuclear fuel rods
US10229758B2 (en) Control rod guide tube with an extended intermediate guide assembly
KR960008375B1 (ko) 자유단 그리드를 구비한 핵 연료 집합체
RU2138861C1 (ru) Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора
Bernard et al. PWR core monitoring by incore noise analysis
RU2089944C1 (ru) Тепловыделяющий элемент ядерного реактора
CN100573734C (zh) 用于核反应堆的燃料棒组件
RU2532261C1 (ru) Устройство дистанционирования тепловыделяющих элементов
JPH08220276A (ja) 原子炉の炉心上部構造
RU2269831C1 (ru) Орган регулирования ядерного реактора
RU2152089C1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
JP2958047B2 (ja) 燃料集合体
JP6752072B2 (ja) 沸騰水型原子炉
KR840002280B1 (ko) 핵연료 집합체의 안내관의 분해 및 결합방법
RU2101787C1 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора
RU2315373C1 (ru) Активная зона высокотемпературного ядерного реактора на тепловых нейтронах с твердым мелкодисперсным теплоносителем
RU2255384C2 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора
Park et al. Analysis for The Vibration Behavior of a CANDU Fuel Channel Under Normal and Abnormal Support Condition
JPH01232290A (ja) 核燃料集合体の上部タイプレート

Legal Events

Date Code Title Description
HK4A Changes in a published invention
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20110126