RU2285302C1 - Тепловая защита корпуса ядерного реактора - Google Patents

Тепловая защита корпуса ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2285302C1
RU2285302C1 RU2005109807/06A RU2005109807A RU2285302C1 RU 2285302 C1 RU2285302 C1 RU 2285302C1 RU 2005109807/06 A RU2005109807/06 A RU 2005109807/06A RU 2005109807 A RU2005109807 A RU 2005109807A RU 2285302 C1 RU2285302 C1 RU 2285302C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
heat shield
blocks
reactor vessel
nuclear reactor
fuel assemblies
Prior art date
Application number
RU2005109807/06A
Other languages
English (en)
Inventor
Геннадий Дмитриевич Лунев (RU)
Геннадий Дмитриевич Лунев
сов Сергей Владимирович Самкотр (RU)
Сергей Владимирович Самкотрясов
Евгений Павлович Анисимов (RU)
Евгений Павлович Анисимов
Original Assignee
ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС"
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 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" filed Critical ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС"
Priority to RU2005109807/06A priority Critical patent/RU2285302C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2285302C1 publication Critical patent/RU2285302C1/ru

Links

Images

Classifications

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

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Тепловая защита корпуса ядерного реактора предназначена для использования в ядерных паропроизводящих установках (ЯППУ). Тепловая защита содержит кольцевой экран. Последний состоит из отдельных блоков. Блоки состыкованы между собой при помощи выступов и впадин и снабжены в нижней части цанговым захватом. В верхней части блоки снабжены байонетными отверстиями и цилиндрическими проточками с размещенными в них распорными элементами. Распорные элементы обеспечивают возможность фиксации упомянутых блоков в кольцевой конструкции теплового экрана или радиальный зазор между блоками и тепловыделяющими сборками. Обеспечивается повышение технологичности при разборке тепловой защиты во время утилизации. 3 ил.

Description

Область техники.
Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ).
Уровень техники.
Известна конструкция внутрикорпусной тепловой защиты, состоящая из цилиндрических стальных обечаек, расположенных вокруг активной зоны. A.M.Головизнин, В.А.Кузнецов и др. «Судовые ядерные энергетические установки», Москва: изд. «Атомиздат», 1976, стр.98, рис.3.6., где показана моноблочная ППУ типа BPWR, в которой между активной зоной и корпусом реактора расположена тепловая защита, состоящая также из цилиндрических обечаек, образующих тепловой экран. Назначение упомянутого экрана состоит в уменьшении γ-излучения и флюенса нейтронов на корпус реактора, уменьшении возможности нейтронного охрупчивания корпуса, так как при больших флюенсах 1021-1022 Н/см2 материал становится хрупким, в значительной мере теряет пластические свойства и возможно хрупкое разрушение под действием силовых нагрузок.
Кроме того, назначение данного теплового экрана состоит в уменьшении радиационных тепловыделений в стенке корпуса, теплоперепада, а следовательно, и температурных напряжений. Это способствует повышению надежности работы корпуса реактора.
К недостаткам данной конструкции относится невозможность извлечения и замены экранов, так как они набирают большой флюенс нейтронов и при определенных условиях сами могут подвергаться хрупкому разрушению.
Предпочтительнее является тепловая защита корпуса в моноблочной ядерной паропроизводящей установке (журнал «Атомная энергия», 2001, том 91, выпуск 6, стр.415, рис.1), в которой кольцевой тепловой экран, окружающий активную зону, заключен в цилиндрическую обечайку, являющуюся корзиной активной зоны, которая, в свою очередь, закреплена на верхнем фланце корпуса реактора и при необходимости может быть извлечена вместе с вышеупомянутым экраном.
Недостатком этой конструкции являются возможное расклинивание тепловыделяющих сборок при их достаточно плотной упаковке в результате распухания твэлов и упоре последних в стальной тепловой экран, окружающий активную зону, а также трудности, связанные с извлечением тепловыделяющих сборок при перегрузке. Кроме того, недостатком этой конструкции является неразборность извлеченного радиоактивного экрана при утилизации отработавших реакторных конструкций, т.е. необходимость дистанционной разрезки экрана с помощью манипуляторов.
Данная конструкция тепловой защиты в моноблочной ЯППУ является наиболее близким техническим решением из известных и принята за прототип.
Раскрытие изобретения.
Задачей изобретения является создание разборной конструкции тепловой защиты.
Техническим результатом изобретения является предотвращение заклинивания тепловыделяющих сборок при перегрузке, а также повышение технологичности при разборке тепловой защиты во время утилизации.
Это достигается тем, что кольцевая конструкция теплового экрана состоит из блоков, каждый из которых набран из стальных листов, соединенных между собой. Форма и размеры блоков определяются очертанием шестигранных тепловыделяющих сборок активной зоны, к которым блок примыкает по внутренней стороне, а по наружной - определяются обечайкой корзины активной зоны. На боковых сторонах блока имеются прямоугольные канавки на всю высоту блока, а на боковой поверхности соседнего блока - соответствующие по форме выступы. В нижней части каждый блок имеет цанговый наконечник, входящий в соответствующее фасонное отверстие в опорной плите корзины и удерживающий блок от всплытия при работе. В верхней части каждый блок имеет по наружной стороне цилиндрическую проточку, в которую вставляется распорный элемент. Распорный элемент в верхней своей части имеет гибкую пластину, конец которой снабжен выступом. Установленная в реактор пробка прижимает все распорные элементы, переводя их в нижнее положение, благодаря чему блоки в кольцевой конструкции теплового экрана фиксируются от перемещений в радиальном направлении. Каждый блок в верхней своей части имеет отверстие под байонетный захват.
Краткое описание чертежей.
Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлено следующее:
Фиг.1 - продольный разрез тепловой защиты;
Фиг.2 - поперечный разрез тепловой защиты;
Фиг.3 - узел В фиг.1.
Тепловая защита корпуса реактора состоит из обечайки корзины активной зоны 1, опорной плиты корзины 2, блоков теплового экрана 3, снабженных цангами 4 и байонетными отверстиями 5, распорных элементов 6. Прижим распорных элементов осуществляется пробкой реактора 7.
Осуществление изобретения.
Предложенное устройство теплового экрана в собранном виде имеет кольцевую форму и разбито в плане на блоки, стыкующиеся между собой при помощи выступов и соответствующих впадин. Каждый блок набран из стальных пластин, скрепленных в нижней и верхней частях, и занимает пространство между тепловыделяющими сборками и обечайкой корзины активной зоны. В нижней части каждый блок крепится к опорной плите корзины с помощью цангового захвата. В верхней части каждый блок имеет цилиндрическую проточку, в которую вставлен распорный элемент. В рабочем положении каждый распорный элемент прижат и зафиксирован пробкой. При извлечении пробки (в случае перегрузки активной зоны) распорные элементы, цепляясь своим выступом за выступ в проточке пробки, выходят из контакта с блоками и создают возможность за счет образовавшегося зазора осуществить их радиальную подвижку до упора в обечайку корзины, тем самым обеспечивая извлечение каждой тепловыделяющей сборки.

Claims (1)

  1. Тепловая защита корпуса реактора, содержащая обечайку корзины активной зоны, опорную плиту, кольцевой тепловой экран, отличающаяся тем, что кольцевой тепловой экран состоит из отдельных блоков, состыкованных между собой при помощи выступов и впадин и снабженных в нижней части цанговым захватом, а в верхней - байонетными отверстиями и цилиндрическими проточками с размещенными в них распорными элементами, обеспечивающими возможность фиксации упомянутых блоков в кольцевой конструкции теплового экрана или радиальный зазор между блоками и тепловыделяющими сборками.
RU2005109807/06A 2005-04-06 2005-04-06 Тепловая защита корпуса ядерного реактора RU2285302C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2005109807/06A RU2285302C1 (ru) 2005-04-06 2005-04-06 Тепловая защита корпуса ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2005109807/06A RU2285302C1 (ru) 2005-04-06 2005-04-06 Тепловая защита корпуса ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2285302C1 true RU2285302C1 (ru) 2006-10-10

Family

ID=37435681

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2005109807/06A RU2285302C1 (ru) 2005-04-06 2005-04-06 Тепловая защита корпуса ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2285302C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2733591C1 (ru) * 2019-12-03 2020-10-05 Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ЗРОДНИКОВ А.В. и др., АЭС на основе реакторных модулей с СВБР-75/100, "Атомная энергия", 2001, том 91, выпуск 6, стр.415, рис.1. *

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2733591C1 (ru) * 2019-12-03 2020-10-05 Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора
WO2021112713A1 (ru) * 2019-12-03 2021-06-10 Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора
KR20220041051A (ko) * 2019-12-03 2022-03-31 조인트 스탁 컴퍼니 “로제네르고아톰” 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치
KR102637224B1 (ko) 2019-12-03 2024-02-15 조인트 스탁 컴퍼니 “로제네르고아톰” 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2465661C2 (ru) Устройство для закрепления радиоактивных тепловыделяющих сборок
KR101109970B1 (ko) 핵원자로 연료집합체
CA1108313A (en) Irradiation surveillance specimen assembly
EP3005373B1 (en) Passive reactor cooling system
RU2730589C2 (ru) Ядерный реактор с автономной активной зоной
JP6972189B2 (ja) 原子炉の原子炉心
JPS5868694A (ja) 中性子保護装置
JP2015518148A (ja) 原子力発電所用受動的格納容器空気冷却
US10720249B2 (en) Passive reactor cooling system
WO2020036509A1 (ru) Активная зона ядерного реактора
RU2012120109A (ru) Ядерная тепловыделяющая сборка и ядерный реактор, содержащий, по. меньшей мере, одну такую сборку
RU2481655C2 (ru) Конструкция получения радиоизотопов, тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая такую конструкцию, и способ создания радиоизотопов в тепловыделяющей сборке ядерного реактора
RU2642853C1 (ru) Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива
EP0410171A1 (en) Protective device for lower end portion of a nuclear fuel rod cladding
US3852154A (en) Nuclear reactor spacer device
US20200388409A1 (en) Component cooling water system for nuclear power plant
RU2285302C1 (ru) Тепловая защита корпуса ядерного реактора
DE3141892C2 (de) Kernreaktoranlage
WO2014031767A2 (en) Component cooling water system for nuclear power plant
KR20110100146A (ko) 보호 그리드 부착물
US3753856A (en) Core clamping system for a nuclear reactor
JP4794149B2 (ja) 炉心を含む原子炉圧力容器内に核燃料集合体を支持するための装置
RU2743788C1 (ru) Чехол транспортного упаковочного комплекта для облученных тепловыделяющих сборок
RU2328042C2 (ru) Активная зона ядерного реактора
JP2008157744A (ja) 溶融物の粒状化促進装置及び原子炉格納容器

Legal Events

Date Code Title Description
HK4A Changes in a published invention
PC41 Official registration of the transfer of exclusive right

Effective date: 20121008

QB4A Licence on use of patent

Free format text: LICENCE

Effective date: 20130307