RU2461085C2 - Ядерный реактор, в частности, бассейнового типа с топливными элементами новой концепции - Google Patents
Ядерный реактор, в частности, бассейнового типа с топливными элементами новой концепции Download PDFInfo
- Publication number
- RU2461085C2 RU2461085C2 RU2010116244/07A RU2010116244A RU2461085C2 RU 2461085 C2 RU2461085 C2 RU 2461085C2 RU 2010116244/07 A RU2010116244/07 A RU 2010116244/07A RU 2010116244 A RU2010116244 A RU 2010116244A RU 2461085 C2 RU2461085 C2 RU 2461085C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor according
- elements
- fuel
- fuel cells
- reactor
- Prior art date
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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Настоящее изобретение относится к ядерному реактору (1), в частности, бассейнового типа, охлаждаемому жидким металлом (например, тяжелым металлом, таким как свинец или эвтектический сплав свинца-висмута) или натрием или расплавами солей. Реактор имеет активную зону (4), образованную комплектом топливных элементов (12) и погруженную в первичный теплоноситель (F), циркулирующий между активной зоной и, по меньшей мере, одним теплообменником (10). Топливные элементы (12) вытянуты вдоль соответствующих параллельных продольных осей (А) и имеют соответствующие нижние активные части (13), погруженные в первичный теплоноситель, чтобы получить активную зону, и соответствующие части (14) обслуживания, вытянутые вверх от упомянутых активных частей и выходящие из первичного теплоносителя. Механическую опору для топливных элементов (12) обеспечивают при помощи опорных конструкций (120) за счет прикрепления к ним соответствующих верхних головных частей (32) этих элементов, и работа с этими топливными элементами возможна при помощи подъемно-транспортных устройств. 38 з.п. ф-лы, 14 ил.
Description
Область техники
Настоящее изобретение относится к ядерному реактору, в частности ядерному реактору бассейнового типа, охлаждаемому жидким металлом, или натрием, или расплавами солей, который имеет топливные элементы новой концепции.
Уровень техники
Многие ядерные реакторы, работающие с первичным теплоносителем, не находящимся под давлением, имеют бассейновую конфигурацию, которая включает активную зону, образованную топливными элементами, теплообменниками и циркуляционными насосами, в дополнение к ряду вспомогательных систем и компонентов, которые необходимы во время нормальной работы установки, или во время аварийных ситуаций, или во время операций повторной загрузки топлива. В соответствии с известными решениями активная зона размещена в нижней части основного корпуса реактора, погружена в первичный теплоноситель и опорой ей служит опорная решетка.
Реакторы, соответствующие упомянутому известному решению, обладают различными недостатками.
Опорная решетка активной зоны в общем случае прикреплена к дну корпуса реактора и, следовательно, не является заменяемой. В случае, когда первичный теплоноситель представляет собой тяжелый металл в жидком состоянии, топливные элементы также должны быть снабжены системой для крепления к решетке, чтобы предотвратить их всплывание. Кроме того, не является заменяемой внутренняя механическая конструкция, служащая для размещения внутри нее активной зоны и гидравлического разделения горячего коллектора и холодного коллектора.
В дополнение к этому, над активной зоной обычно размещены сложные конструкции, служащие опорой для контрольно-измерительной аппаратуры активной зоны, устройства для повторной загрузки топлива, содержащие поворачивающиеся заглушки, и стержни для управления реактором. В общем случае вокруг активной зоны необходимо наличие обширного свободного пространства для работы с устройствами для повторной загрузки топлива таким образом, чтобы этому не мешали конструкции, служащие опорой контрольно-измерительной аппаратуре активной зоны.
Так как многие компоненты не являются заменяемыми, необходимо ограничить их повреждение, вызванное потоком нейтронов. Для этой цели каждый топливный элемент вытянут в продольном направлении ниже активной части таким образом, чтобы уменьшить повреждение опорной решетки. Кроме того, между периферийной частью активной зоны и упомянутой внутренней конструкцией устанавливают различные экранирующие конструкции. Следствием этого является значительное увеличение размеров реактора.
В дополнение к этому сильно усложняется загрузка-выгрузка топлива, так как при этом требуется отсоединение кабелей контрольно-измерительной аппаратуры активной зоны и системы приведения в действие управляющих стержней, чтобы сделать возможным перемещение поворачивающихся заглушек, и так как необходимо, чтобы устройства работали внутри закрытой и имеющей высокую температуру первичной системы. Риск застревания какого-либо механизма и недостаточной степени охлаждения топливного элемента во время загрузки-выгрузки является высоким. Кроме того, чтобы предотвратить этот риск, повторную загрузку топлива выполняют только после достаточного снижения энергии распада, ожидая несколько месяцев после выключения реактора, либо устанавливая израсходованные элементы в стороне от активной зоны для распада. Однако в первом случае ограничивается доступ к установке; во втором случае значительно увеличиваются размеры реактора.
Во время функционирования активной зоны из топливных гранул выделяются газообразные продукты деления, для которых внутри топливного стержня зарезервировано пространство, сравнимое с объемом топлива. Следствием этого является увеличение длины топливного стержня, повышение в нем давления до нескольких десятков атмосфер и увеличение потерь напора в активной зоне реактора.
Сущность изобретения
Задачей настоящего изобретения является предоставление ядерного реактора, в котором будут устранены недостатки, проявившиеся в известных решениях, и который будет иметь конструктивные преимущества и преимущества с точки зрения безопасности.
Таким образом, настоящее изобретение относится к ядерному реактору, в частности ядерному реактору бассейнового типа, охлаждаемому жидким металлом, который определен в пункте 1 приложенной формулы изобретения, в то время как его дополнительные особенности и конфигурация установки определены в зависимых пунктах формулы изобретения.
Краткое описание чертежей
Данное изобретение описано на основе приведенного далее примерного неограничивающего варианта его реализации, со ссылкой на приложенные чертежи, на которых:
фиг.1 - схематичный общий вид в продольном разрезе ядерного реактора, соответствующего настоящему изобретению;
фиг.2 - вид в увеличенном масштабе области реактора, показанного на фиг.1, на котором, в частности, изображены топливные элементы, образующие активную зону этого реактора;
фиг.3 - схематично показанное продольное сечение топливного элемента без соблюдения масштаба отдельных его частей;
фиг.4 и 5 - виды в увеличенном масштабе областей топливного элемента, показанного на фиг.3;
фиг.6 и 7 - виды соответствующих областей реактора, показанного на фиг.1, в частности, относящихся к съемной опорной системе для топливных элементов;
фиг.8 - схематичный вид сверху реактора, показанного на фиг.1, с удаленными для ясности некоторыми элементами; и
на фиг.9-14 в увеличенном масштабе показаны другие области реактора, соответствующего настоящему изобретению.
Подробное описание предпочтительных вариантов реализации
Если обратиться к фиг.1, ядерный реактор 1 содержит основной корпус 2, выполненный фактически в форме чаши или бассейна и имеющий ось С симметрии, а также закрывающую конструкцию 3, имеющую несколько уровней. Корпус 2 содержит активную зону 4 и конструкцию 5 гидравлического разделения, которая, по существу, является трубчатой и, в частности, цилиндрической и разделяет горячий коллектор 6 и холодный коллектор 7, в которых циркулирует первичный теплоноситель F, предназначенный для охлаждения активной зоны 4. Горячий коллектор 6 расположен выше активной зоны 4. Холодный коллектор 7 создан между корпусом 2 и конструкцией 5 и, следовательно, расположен вокруг и в радиальном направлении с внешней стороны горячего коллектора 6. Первичный теплоноситель F имеет свободную поверхность, которая при нормальной работе реактора 1 находится на разных уровнях Н1, Н2 в коллекторах 6, 7.
Внутри корпуса 2 размещены функциональные компоненты 8 реактора 1, в частности насосы 9, обеспечивающие циркуляцию первичного теплоносителя F, и первичные теплообменники 10, через которые проходит первичный теплоноситель F, и которые передают во вторичный теплоноситель, циркулирующий в дополнительном внешнем контуре (известен и не изображен), энергию, созданную в активной зоне 4, а также другие компоненты (известны и не изображены), такие как, например, теплообменники для извлечения оставшейся энергии. В предпочтительном случае первичный теплоноситель F представляет собой жидкий металл и, в частности, тяжелый металл в жидком состоянии, например свинец или эвтектический сплав свинца-висмута. Вторичным теплоносителем является, например, вода. Внутри корпуса 2 присутствует покрывающий газ G, который покрывает первичный теплоноситель F в коллекторах 6, 7.
В преимущественном случае функциональные компоненты 8 включают насосы и первичные теплообменники, описанные в заявке на патент № MI2007A001685, зарегистрированной 22 августа 2007 и озаглавленной "Ядерный реактор, в частности, охлаждаемый жидким металлом, с компактным первичным теплообменником", к которой читатель может обратиться за дополнительной информацией.
Если также обратиться к фиг.2 и 8, закрывающая конструкция 3 представляет собой конструкцию, имеющую несколько уровней, и содержит фактически кольцевую нижнюю периферийную конструкцию 3а, расположенную над корпусом 2, центральную верхнюю конструкцию 3b и вертикальную промежуточную конструкцию 3с, которая проходит вверх от нижней конструкции 3а, соединяя ее с верхней конструкцией 3b, и закрыта сверху верхней конструкцией 3b.
Периферийная конструкция 3а образована кольцевым сводом 110, который закрывает корпус 2 в периферийной области и имеет центральное отверстие 112. Верхняя конструкция 3b, по сути, образована заглушкой 54, например поворачивающейся заглушкой. Промежуточная конструкция 3с содержит закрывающий элемент 111, фактически расположенный напротив свода 110 и имеющий центральное отверстие 113, фактически выровненное относительно отверстия 112, возвышающуюся трубчатую часть 114, которая соединяет отверстие 112 с отверстием 113, и обечайку 53, по существу, цилиндрической формы.
Поворачивающаяся заглушка 54 установлена на опорном подшипнике и снабжена двумя системами уплотнения, одна из которых работает, когда заглушка находится в заблокированном состоянии (реактор работает), и другая из которых работает, когда заглушка поворачивается (в реактор повторно загружают топливо). Подшипник и уплотнения показаны на чертеже, но не описываются в дальнейшем, так как они известны. Закрывающий элемент 111 и конструкция 3с ограничивают по высоте нижний уровень верхней камеры 115, расположенной над реактором.
Ниже кольцевого закрывающего периферийного элемента 111 находится нижнее помещение 116 обслуживания, расположенное снаружи и фактически вокруг возвышающейся трубчатой части 114. Внутри помещения 116 обслуживания находятся соответствующие верхние головные части 117 функциональных компонентов 8 (первичных теплообменников, насосов, обеспечивающих циркуляцию первичного теплоносителя, теплообменников для остаточной энергии и т.д.), которые выходят через проемы 118, образованные в своде 110, и размещены на расстоянии друг от друга вокруг отверстия 112. Закрывающий элемент 111 имеет (фиг.1 и 8) люки 119, которые выровнены относительно соответствующих проемов 118 и через которые можно получить доступ к головным частям 117 функциональных компонентов 8 из камеры 115.
Если также обратиться к фиг.3-фиг.5, внутри конструкции 5 находится комплект топливных элементов 12, которые вытянуты вдоль соответствующих, фактически вертикальных и параллельных продольных осей А и установлены с получением структуры в виде матрицы из параллельных рядов вокруг оси С реактора 1.
Элементы 12 содержат соответствующие нижние активные части 13, которые образуют активную зону 4 в целом, и соответствующие верхние части 14 обслуживания, имеющие различные функции, которые описаны далее. Каждый элемент 12 снабжен центральным продольным каналом 15, который проходит фактически по всей длине этого элемента 12. Сечение упомянутого канала может различаться на участках с разным функциональным назначением.
Активная часть 13 каждого элемента 12, в соответствии с известными решениями, содержит комплект установленных бок о бок стержней 16, которые параллельны оси А и опорой которым служат две коробчатые конструкции 18, 19, расположенные на противоположных продольных концах стержней 16. Конструкции 18, 19, т.е., соответственно, нижняя конструкция и верхняя конструкция, в сечении имеют многоугольную форму, например шестиугольную или, в предпочтительном случае, квадратную, и открыты сверху и снизу для прохода первичного теплоносителя F. Конструкции 18, 19 соединены друг с другом несущими соединительными штангами 17 и каналом 11, проходящим через активную часть 13 и имеющим поперечное сечение предпочтительно квадратной формы, место для которого появляется благодаря удалению из упомянутой матрицы некоторых из центральных стержней 16. На различных уровнях по высоте комплекта стержней 16 находятся несколько промежуточных решеток 20. Верхняя конструкция 19 имеет параллельные ячейки 21 для установки стержней 16. Стержни 16 являются полыми и имеют внутренние отделения 22, в которых в виде гранул находится расщепляющийся материал (известен и не изображен). Стержни 16 имеют сверху небольшие отверстия 24, соединяющие отделения 22 с системой 25 отвода газообразных продуктов деления. В частности, отверстия 24 соединены посредством трубок 26, сходящихся в соединительные каналы 27, с расширительной емкостью 23, находящейся в частях 14 обслуживания. Дополнительный канал 31, проходящий вверх по всему элементу 12, соединяет расширительную емкость 23 с клапанами 49, доступ к которым возможен через поворачивающуюся заглушку 54 и которые предназначены для создания временных пневматических соединений с контейнерами с регулируемым давлением (не изображены), расположенными снаружи корпуса 2. Клапан 49 в предпочтительном случае представляет собой клапан с двойным уплотнением и может быть соединен со вспомогательной газовой системой (не изображена) посредством элемента 71 сопряжения, снабженного каналом для выпуска газообразных продуктов 72 деления и каналом 73 промывки.
Верхняя конструкция 19 соединяет активную часть 13 элемента 12 с верхней частью 14 обслуживания. Часть 14 обслуживания содержит центральную трубку 30, расположенную по оси А и состоящую из нижней части 30а и верхней части 30b, верхнюю головную часть 32 и расположенную по периметру конструкцию 33 с поперечным сечением в форме многоугольника, идентичным поперечному сечению конструкций 18, 19 (предпочтительно - квадратным), которая расположена с внешней стороны и по окружности трубки 30. Головная часть 32 имеет ту же внешнюю форму (или поперечное сечение), что и конструкция 33.
Элементы 12 расположены рядом друг с другом, при этом конструкции 33 фактически контактируют друг с другом посредством соответствующих боковых стенок: поверхность к поверхности - в направлении по одной оси матрицы, и поверхность к двум половинам поверхностей - в направлении по другой оси матрицы. Контакт может быть обеспечен в заранее заданных точках посредством слегка выступающих, шлифованных контактных пластин повышенной прочности.
Конструкции 33 являются полыми и имеют соответствующие последовательности местных прерываний или сужений вдоль оси А, которые созданы путем соответствующих изменений поперечного сечения на различных уровнях в направлении вдоль оси А и расположены между проходящими в продольном направлении областями конструкции 33 таким образом, чтобы получить соответствующие свободные зоны 34. Зоны 34, расположенные сбоку элементов 12, сообщаются друг с другом с образованием имеющих вид матрицы свободных пространств 36, расположенных горизонтальными слоями. В каждом элементе 12 первая нижняя зона 34а расположена между конструкцией 19 и нижней областью конструкции 33, то есть непосредственно над активной частью 13. Зоны 34а образуют пространство 36а гидравлической связи от места выхода первичного теплоносителя F из активной зоны 4 до канала 35 для подачи к насосам 9. Выше, на уровнях Н1, Н3 свободной поверхности первичного теплоносителя F в горячем коллекторе 6, существующих, соответственно, при работающих в обычных условиях и остановленных насосах 9, расположены дополнительные зоны 34b, 34с. Еще выше, на некотором расстоянии вдоль оси А, находятся дополнительные зоны 34d, создающие соответствующие, расположенные слоями пространства 36, назначением которых является предотвращение подъема газа G и погруженных в него продуктов, вызывающих загрязнение окружающей среды.
В целях управления активной зоной 4, по меньшей мере, некоторые из элементов 12 снабжены абсорберами 38, предназначенными для управления ядерной реакцией, которые установлены таким образом, чтобы они могли скользить в осевом направлении внутри элементов 12, и приводятся в движение непосредственно при помощи исполнительных механизмов 37, размещенных в самих этих элементах 12, что позволяет перемещать их из положения покоя в положение вмешательства в ход процесса. В частности, активная зона 4 содержит абсорберы 38 в виде цилиндров, возможно полых, которые установлены внутри таким образом, чтобы они могли скользить в осевом направлении по направляющим, образованным на некотором участке канала 15. Абсорберы 38 могут иметь абсорбирующую часть 39а, которая может располагаться сразу над активной частью 13, либо абсорбирующую часть 39b, которая может проходить по длине активной части 13 таким образом, чтобы ее избирательным образом можно было вводить в активную зону 4 и извлекать из активной зоны 4, либо иметь обе абсорбирующие части 39а и 39b, как показано на фиг.3.
В каждом элементе 12 абсорберы 38 установлены на общую подвижную штангу 40, проходящую вдоль оси А и соединенную с механизмом 37 посредством электромагнита 41 и расположенного под ним ферромагнитного якоря 42, прикрепленного к верхнему концу штанги 40. Обесточивание электромагнита 41 вызывает перемещение абсорберов 38 в направлении активной зоны 4, за счет действия под влиянием силы тяжести груза 51 из материала с высокой плотностью, зафиксированного относительно штанги 40. В то же время для более медленного поступательного перемещения абсорберов 38, а также для их подъема механизм 37 содержит внутренний элемент 43 винтовой пары, снабженный шпонками, взаимодействующими с частью 30b, и приводимый в действие управляющим элементом 44 винтовой пары, перемещаемым электродвигателем 45, который установлен вертикально в головной части 32. При использовании в тяжелом металле, находящемся в жидком состоянии, абсорберы 38 могут вводиться в активную зону быстрее, если в состоянии покоя они находятся ниже активной части 13 и входят вертикально в направлении снизу вверх в упомянутую активную часть 13. В этом варианте управляющая штанга 40 продолжена под активную часть 13 таким образом, что она проникает внутрь канала 11, который также проходит ниже нижней коробчатой конструкции 18. При такой конфигурации архитектура управляющих механизмов будет приспособлена к новым методам работы: в частности, подвижная исполнительная штанга 40, расположенная вдоль оси А, проходит через электромагнит 41 и соединена с механизмом 37 посредством ферромагнитного якоря 42, который в этом случае размещен выше электромагнита 41. После обесточивания электромагнита 41 абсорбер 38 входит в активную часть 13 активной зоны благодаря подъемной силе тяжелого металла, находящегося в жидком состоянии.
В реакторе 1 активные части 13 элементов 12, образующие активную зону 4, погружены в первичный теплоноситель F, в то время как части 14 обслуживания выступают сверху за свободную поверхность первичного теплоносителя F (который, в общем случае, находится на разных уровнях Н1, Н2 в коллекторах 6, 7). Верхняя область частей 14 обслуживания находится в пространстве, ограниченном с боков кольцевыми обечайками 114, 53 и сверху - поворачивающейся заглушкой 54. Механической опорой для топливных элементов 12 и экранирующих элементов 84 (подробно описаны далее) служит опорная конструкция 120 активной зоны 4, которая расположена выше корпуса 2 и ниже верхней конструкции 3b, находящейся над элементами 12, размещенными в центральной зоне корпуса 2 и выступающими наружу из этого корпуса.
Опорная конструкция 120 содержит балки 55, которые установлены проходящими через отверстия в возвышающейся части 53, лежат на опорах 56, служат для подвешивания элементов 12 и проходят через прорези 125, созданные в центре и находящиеся выше электродвигателей 45, предназначенных для приведения в действие абсорберов 38, и ниже торцевых посадочных мест 52, выполненных такой формы, чтобы сделать возможным присоединение каждого элемента 12 к захвату подъемно-транспортного устройства.
Балки 55 фактически имеют прямоугольную форму и параллельны друг другу, а также сгруппированы таким образом, чтобы получить два симметричных набора 55а, 55b. Балки 55 являются сложными конструкциями, которые выполняют различные функции: механической опоры для топливных элементов 12 и экранирующих элементов 84, опоры для кабелей 80, питающих оборудование для наблюдения за активной зоной, помощи при выполнении операций повторной загрузки топлива. В состоянии, когда реактор работает, задействуется только один из двух наборов балок (55а или 55b), в то время как в состоянии повторной загрузки топлива задействуются оба набора. При обслуживании функциональных компонентов 8 реактора набор балок, лежащий над этими элементами, может быть удален полностью или частично. На фиг.6 изображено состояние, когда реактор работает, при этом задействуется набор 55а балок. Концевой (на стороне реактора) участок задействованных балок лежит на двух опорах 56, созданных на обечайке 53 вертикальной закрывающей конструкции 3с. По длине этого участка в его центральной зоне подвешены элементы 12, а в периферийных зонах подвешены элементы 84. Методы соединения делают возможным осевое скольжение балки относительно элементов 12, 84, а также установку этих элементов с определенным зазором 57 относительно балки в направлении, перпендикулярном оси этой балки. На фиг.5 изображен пример соединения, соответствующего указанным выше требованиям, касающимся функциональных возможностей. На верхней и нижней поверхностях прорези 125, имеющей прямоугольное сечение, находится роликовый транспортер 58 с заключенными внутри шариками (или роликами). Ниже верхнего роликового транспортера и выше нижнего роликового транспортера находятся два скользящих блока 60, имеющие посадочные места, обеспечивающие скольжение, которые параллельны оси балок 55. Скользящие блоки 60 установлены с использованием известных методов: например, прикреплены к единой для двух блоков несущей опоре 61, установленной внутри головных частей 32 элементов 12 (как указано на фиг.5), либо прикреплены непосредственно к головным частям 32 с использованием подходящих по ситуации устройств 62 боковой блокировки. В центре верхней и нижней поверхностей балок 55 закреплены две продольные направляющие 63, с которыми входят в сопряжение скользящие блоки 60. Опорой концевому участку балок 55 внутри реактора служат опоры 56, которые позволяют балке 55 совершать только осевое скольжение. Следовательно, перемещение элементов 12 и 84 относительно балки 55 может быть либо осевым, благодаря скольжению узла "балка 55/направляющая 63" относительно скользящих блоков 60, либо поперечным, благодаря скольжению элемента 61, несущего скользящие блоки, по роликовому транспортеру 58 до исчерпания зазора 57. Балка 55 выступает наружу из обечайки 53, минуя одну из опор 56, и проходит дальше, поддерживаемая дополнительными опорами 64, которые находятся в камере 115 и прикреплены к полу за границами габаритов теплообменников. Начиная с состояния, в котором противоположные концы пары находящихся друг против друга балок 55а и 55b контактируют друг с другом, располагаясь на одной из опор 56, эти балки 55а и 55b можно путем скольжения одновременно перемещать до тех пор, пока соответствующие концы не будут контактировать на другой опоре 56, расположенной напротив исходной опоры. В ходе этого процесса опора элементов 12 и 84 переносится с балки 55а на балку 55b. Скольжение каждой балки обеспечивают при помощи исполнительных механизмов 65, которые в представленном примере работают на основе цепной системы, устроенной следующим образом: ведущее зубчатое колесо 66 тянет бесконечную цепь 74, которая замкнута в петлю на возвратной шестерне 75 и концы 76 которой прикреплены к балке 55 в той ее части, которая находится вне реактора. Снаружи обечайки 53 в положении, через которое проходят балки 55 при их перемещении, установлены задвижки 77. Задвижки 77 открыты, когда балки 55 находятся в их зоне, и закрыты, когда эти балки при скольжении вышли из их зоны. В закрытом положении задвижки 77 обеспечивают уплотнение между реактором 1 и камерой 115 при отсутствии балок. Уплотнение между реактором 1 и камерой 115 при наличии балок достигается с использованием различных модулей 69 облицовки, которые охватывают балку, и с использованием опор 64, которые также закрывают балку. Каждый модуль 69 облицовки герметичным образом соединяет противоположные поверхности двух последовательных опор и может быть удален, когда через него не проходит балка. Первый модуль 69 облицовки соединен с одной своей стороны с первой опорой 64 и с другой своей стороны с задвижкой 77.
Когда балка 55 находится снаружи реактора в отведенном положении, являющемся положением конца перемещения, как опора 56, так и первая опора 64, расположенная вне реактора, свободны от этой балки. Следовательно, можно закрыть задвижку 77, и первый модуль 69 облицовки может быть удален после предварительной промывки путем ввода и откачки продувочного газа через фитинги 70. Удаление нескольких параллельных модулей облицовки освобождает зону над функциональными компонентами 8 реактора 1, и, следовательно, эти компоненты можно удалить из реактора 1 или установить внутри него.
При выполнении операции повторной загрузки топлива сначала прикрепляют заменяемый элемент 12 или 84 к подъемно-транспортному устройству, доступ которого обеспечен через отверстия 122, находящиеся на поворачивающейся заглушке 54, а затем освобождают от соединения с обеими балками 55а и 55b, расположенными таким образом, чтобы эти балки, соответственно, служили опорой для элементов, находящихся с противоположных сторон от заменяемого элемента.
Если обратиться к фиг.8, комплект элементов 12 окружен экранирующими элементами 84, расположенными в радиальном направлении снаружи комплекта элементов 12 по всей его окружности. Каждый элемент 84, в общем, имеет форму, фактически аналогичную форме элементов 12, и, в частности, содержит головную часть и расположенную по периметру конструкцию, форма и размеры которых идентичны форме и размерам головных частей 32 и конструкций 33 элементов 12, но не содержит расщепляющегося материала, при условии что основной функцией этих элементов является экранирование воздействия активных частей 13. Вокруг комплекта элементов 12 может быть предусмотрено несколько колец из элементов 84. Если обратиться к фиг.12-13, кольцо из элементов 84, кроме того, служит для связывания воедино активной зоны 4 при выполнении специальных операций обслуживания. Для этой цели элементы 84 объединяют друг с другом посредством разблокируемых соединительных элементов 46, 47, чтобы получить непрерывное кольцо, образующее замкнутый контур, который связывает воедино комплект элементов 12. Например, элементы 84 объединяют друг с другом посредством разборных элементов 46, имеющих форму двойного Т, которые входят в пары зеркально-симметричных канавок 47, расположенных на боковых поверхностях конструкций 33 находящихся друг против друга элементов 84. Каждый элемент 84 имеет канавки 47 на двух смежных боковых поверхностях, либо на двух противоположных боковых поверхностях. Канавки 47 соседних элементов 84 содержат участки 48 с внутренними пазами, с которыми входят в сопряжение разборные элементы 46 и которые имеют ограниченную длину, достаточную для того, чтобы сделать возможным разделение элементов 84 путем частичного подъема разборного элемента 46 с последующим небольшим горизонтальным отодвиганием одного элемента 84 от другого. Разборный элемент 46 в любом случае будет оставаться прикрепленным к упомянутому другому элементу 84. Связывание элементов 84 воедино может выполняться на нескольких уровнях, при этом разборные элементы 46, идущие на необходимую длину, будут также проходить через расположенные слоями пространства 36. Операции связывания воедино/разъединения могут выполняться с использованием дистанционного манипулятора (известен и не изображен), который работает с верхними частями разборных элементов 46.
Элементы 84 закрыты и окружены конструкцией 5. Конструкция 5 окружает с внешней стороны комплект элементов 12 (и кольцо из элементов 84) и в то же время обеспечивает размещение этих элементов 12 внутри и служит для них оболочкой. Конструкция 5 может состоять из одной трубчатой детали, либо (как в изображенном примере) может содержать множество секций 67 (например, четыре), которые имеют дугообразную форму и расположены по окружности рядом друг с другом. Секции 67 соединены попарно при помощи продольных разборных элементов 92, которые входят в сопряжение с двумя расположенными друг против друга зеркально-симметричными канавками 93, выполненными на контактирующих друг с другом продольных торцах секций 67. Продольные контактные поверхности 94 выполнены ступенчатыми, чтобы облегчить установку и извлечение. Нижние концы 98 контактных поверхностей наклонены таким образом, чтобы обеспечить эффект клина, задачей которого является относительное ориентирование и/или прижатие друг к другу соседних секций без появления перекосов, которые могут привести к заклиниванию.
Когда разборные элементы 92 извлечены, секции 67 разблокированы, в результате чего их замена по одной позволяет заменить всю конструкцию 5 без необходимости удаления топливных элементов, которые во время этой операции могут поддерживаться в вертикальном положении при помощи балок 55, лежащих на опорах 56 с той стороны реактора, которая расположена напротив заменяемой секции 67.
Во время нормальной работы реактора поддерживается контакт между топливными элементами 12. Зазор, необходимый для загрузки-выгрузки элементов 12, может быть обеспечен различными путями. На фиг.9 показаны зазоры 101, предусмотренные при нормальной работе реактора между ступенчатым кожухом 103, неподвижным относительно секций 67 конструкции 5, и первым (внешним в радиальном направлении) кольцом из экранирующих элементов 84 (периферийных элементов 84). Во время нормальной работы реактора жесткое механическое соединение может быть восстановлено с использованием прижимных устройств или элементов 104. Например, используются прижимные устройства 104, приводимые в действие электродвигателем, которые установлены неподвижно относительно части 114, проходят через нее с соблюдением герметичности и воздействуют на внешние поверхности периферийных элементов 84. Во время повторной загрузки топлива зазор может быть повторно установлен путем разблокировки прижимной штанги 105, которая выполнена с возможностью скольжения внутри опорной втулки 106. Прижимная штанга 105 и опорная втулка 106 могут быть извлечены с внешней стороны, чтобы сделать возможной замену секции 67.
Для связывания секций 67 с трубчатой частью 114 в радиальном направлении могут быть предусмотрены дополнительные прижимные устройства 108 (фиг.2).
Прижимные устройства 104 также могут быть образованы эксцентриковыми кулачками (не представлены), которые действуют на разных уровнях через вал, приводимый в действие на уровне головной части периферийных (внешних в радиальном направлении) экранирующих элементов 84. За счет приведения в действие эксцентрических кулачков можно калибровать зазор между периферийными элементами 84 и секциями 67 конструкции 5. Зазор между периферийными элементами 84 и секциями 67 конструкции 5 также можно калибровать посредством вертикального перемещения самих периферийных элементов 84, снабженных одной или более частей в виде клина (не представлены). В этом случае периферийные элементы будут, например, допускать определенное вертикальное скольжение относительно опорной балки 55, обеспечиваемое устройствами (не представлены), приводимыми в действие устройством для повторной загрузки топлива.
На экранирующие элементы 84 внешнего кольца установлены упругие профили 78, возможно, расположенные на нескольких уровнях вдоль оси А, которые выступают вбок в виде консоли для контакта с кожухом 103. Когда прижимные штанги разблокируются, и элементы 84 контактируют с кожухом 103, профили 78 полностью утапливаются внутрь соответствующих посадочных мест 109, чтобы они вернулись за вертикальные выступы на элементах 84 и не выступали вбок относительно конструкций 33. Когда, во время нормальной работы реактора, элементы 84 расположены на расстоянии от кожуха 103, профили 78 за счет упругости выходят в направлении, перпендикулярном осям А, чтобы препятствовать перемещению в вертикальном направлении газа или первичного теплоносителя F внутри зазора 101.
Как показано на фиг.2, элементы 84 помимо этого могут быть использованы для размещения внутри них дополнительных устройств, например, образующих систему 50 обработки, предназначенную для охлаждения и очистки газа G.
В частности, некоторые элементы 84 включают в своей верхней части, находящейся вне первичного теплоносителя F, циркуляционные устройства (продувочные устройства) 85, теплообменники 86 и/или фильтрационные устройства 87, которые используют при работе с газом G и которые имеют гидравлическую связь с расположенными слоями пространствами 36. Система 50 позволяет создать градиент температур вдоль элементов 12 и элементов 84 между горячей нижней частью, погруженной в первичный теплоноситель F, и холодной верхней частью, находящейся под закрывающей конструкцией 3b, которая является холодной.
Как показано на фиг.2, во время повторной загрузки топлива активная часть 13 элемента 12, удаляемого из реактора 1 (изображен частично поднятым относительно оставшихся элементов 12), когда комплект стержней 16 открыт сверху, снизу и с боков, временно создает в контуре 100 ответвление для циркуляции газа G параллельно теплообменникам 86. Газ G, который протекает между стержнями 16, охлаждает элемент 12 перед его полным извлечением и последующей установкой в холодный транспортировочный контейнер 99 (фиг.1).
Если же, вместо этого, элемент 12 устанавливают в реактор 1 со свежим топливом, контур 100, особенно в более горячей нижней области, может быть использован в качестве контура предварительного подогрева, за счет возможной мгновенной остановки некоторых из теплообменников 86.
Контур 100 образован пространствами 36 и определенными элементами 84; можно соединить контур 100 с одним или более каналов 102 (возможно, содержащих фильтры, и/или продувочные устройства, и/или теплообменники), которые посылают газ G обратно в камеру 115 или в другой специально предусмотренный отсек, чтобы создать непрерывно существующий обратный поток (обозначенный на фиг.2 мелкими стрелками 107) в направлении элементов 12. Канал 121 вверху головной части топливного элемента делает возможной циркуляцию охлаждающего газа во время переноса топливного элемента в направлении транспортировочного контейнера 99, где он может быть охлажден при помощи других устройств.
Если обратиться к фиг.5-7, с обеих сторон балок 55 сделаны продольные канавки 126, внутри которых идут кабели 80, соединяющие датчики 127, установленные на элементах 12, с проводами снаружи реактора (не представлены на чертеже). Кабели 80 защищены закрывающими пластинами 128. На внешней поверхности пластин 128 в положении, соответствующем каждому элементу 12, установлен плоский электрический контакт 129, электрически изолированный относительно пластины. Электрические контакты 129 соединены с клеммами кабелей 80. Противоположные концы кабелей 80 подходят к клеммам 130, проходящим с соблюдением герметичности через торцевую облицовку 69. При выполнении операций, приводящих к скольжению балок 55, клеммы 130 отсоединяют.
В преимущественном случае каждый элемент 12 состоит из двух или более секций 96, собранных последовательно в направлении вдоль оси А при помощи разблокируемых соединений 97 таким образом, чтобы отдельные секции 96 можно было отделить друг от друга для извлечения и повторного использования или утилизации. Например, элемент 12 содержит нижнюю секцию 96а, в которой размещена часть 13 и которая должна отсылаться на предприятие для переработки топлива, промежуточную секцию 96b, не подлежащую повторному использованию, и верхнюю секцию 96с, в которой находится механизм 37 и контрольно-измерительная аппаратура для управления активной зоной 4 и которая может повторно использоваться для создания новых элементов 12.
Каналы 88 аварийной защиты, установленные вверху функциональных компонентов 8 (в частности, первичных теплообменников), соединяют пространство, занятое покрывающим газом G в корпусе 2, с камерой 115, и внутри этих каналов установлены диафрагмы с управляемым разрушением, которые разрушаются после того, как обнаружено превышение давления, например, из-за разрушения трубок теплообменника.
Если обратиться к фиг.1 и 8, обычные операции обслуживания функциональных компонентов 8, установленных в холодном коллекторе 7, выполняют из помещения 116 обслуживания, расположенного над сводом 110. Замена функциональных компонентов 8 возможна с использованием подъемно-транспортного устройства 90, установленного в камере 115, после предварительного открывания соответствующего люка 119, расположенного над функциональным компонентом 8 в камере 115.
Для увеличения размеров камеры 115 имеется возможность временного создания пространства 91, изолированного герметичным образом, в котором находятся верхние головные части функциональных компонентов 8. С этой целью устанавливают изолирующие конструкции 95, которые работают совместно со сводом 110, камерой 115 и частью 114, чтобы ограничить пространство 91.
Из описанного выше становятся очевидными преимущества настоящего изобретения.
- Устраняется необходимость в решетке, служащей опорой активной зоне, которая является обязательным механическим компонентом.
- Опорная конструкция топливных элементов размещена в холодном газе, прекрасно видима и легко доступна с использованием механических манипуляторов.
- Когда первичный теплоноситель является тяжелым металлом в жидком состоянии, опорой топливному элементу практически служит сам первичный теплоноситель, а опорная конструкция, кроме всего прочего, выполняет функцию позиционирования, без ее существенного нагружения.
- Конструкция 5 гидравлического разделения, установленная между горячим коллектором и холодным коллектором, может быть заменена без необходимости удаления топливных элементов.
- Одновременное использование в установке концепции размещения насосов и теплообменников в холодном коллекторе, которая описана в заявке на патент № MI2007A001685, зарегистрированной 22 августа 2007 и озаглавленной "Ядерный реактор, в частности, охлаждаемый жидким металлом, с компактным первичным теплообменником", позволяет при необходимости заменять любой компонент, установленный внутри реактора.
- Можно уменьшить число экранирующих элементов 84, расположенных между активной частью активной зоны и конструкцией гидравлического разделения, установленной между горячим коллектором и холодным коллектором.
- Исключаются все устройства для загрузки-выгрузки топлива, погруженные в первичный теплоноситель.
- Контрольно-измерительная аппаратура для управления активной зоной не требует дополнительных опорных конструкций, погруженных в первичный теплоноситель, и может быть установлена непосредственно на топливных элементах.
- Абсорберы 38, 39, предназначенные для управления ядерной реакцией, могут быть установлены с возможностью их перемещения непосредственно внутри топливного элемента таким образом, чтобы они не занимали пространств, необходимых для топливных стержней, и были распределены в активной зоне таким образом, чтобы обеспечить как можно более равномерное распределение потока нейтронов.
- Топливный стержень имеет меньшую длину, так как нет необходимости в наличии пространства для расширения газа.
- Снижаются потери напора в активной зоне, так как топливные стержни имеют меньшую длину с вытекающим из этого уменьшением мощности накачки и, следовательно, улучшением естественной циркуляции при работе.
- Уменьшается высота корпуса реактора как результат уменьшения габаритов топливного элемента ниже активной части.
- Можно уменьшить толщину облицовки топлива, исходя из отсутствия значительного избыточного давления в стержнях, давление внутри которых может постоянно поддерживаться на уровне, близком к давлению внешнего охладителя.
- В случае разрушения стержня, которое может быть обнаружено на основе увеличения активности первичного охладителя в реакторе, можно идентифицировать элемент, к которому это относится, посредством увеличения давления последовательно в отдельных элементах.
- В любой момент как при работающем, так и при выключенном реакторе имеется возможность проверки давления в топливных элементах, даже по отдельности, путем увеличения в них давления через каналы для сбора газообразных продуктов деления.
- Можно охлаждать топливный элемент, вынутый из первичного охлаждающего теплоносителя, перед его переносом в камеру, находящуюся над реактором.
- Можно нагревать свежий топливный элемент, удерживая его над свободной поверхностью первичного охлаждающего теплоносителя, перед погружением в этот теплоноситель.
- Верхняя часть топливного элемента, внутри которой размещены механизмы, эксплуатируется не очень интенсивно, и поэтому ее можно использовать повторно.
- Опорой топливному элементу и управляющим стержням служит одна и та же конструкция, поэтому исключаются ситуации изменения реактивности из-за относительного перемещения, возникающего, например, в случае землетрясения.
- Во время нормальной работы реактора обеспечивается надежное ограждение активной зоны.
- Возможность выполнять горизонтальные перемещения топливного элемента исключает риск застревания во время загрузки-выгрузки.
- Уменьшенное число компонентов снижает объем ресурсов, необходимых для проведения технического осмотра.
- Модульность компонентов облегчает их замену.
И, наконец, понятно, что в описанный и изображенный здесь реактор могут быть внесены многочисленные модификации и изменения, которые не будут выходить за пределы объема настоящего изобретения, определенного в пунктах приложенной формулы изобретения.
Claims (39)
1. Ядерный реактор (1), в частности, бассейнового типа, имеющий основной корпус (2), внутри которого размещена активная зона (4), содержащая комплект топливных элементов (12) и погруженная в первичный теплоноситель (F), циркулирующий между активной зоной и, по меньшей мере, одним теплообменником (10), отличающийся тем, что топливные элементы (12) вытянуты вдоль соответствующих параллельных продольных осей (А) и снабжены соответствующими активными частями (13), расположенными на нижних концах этих топливных элементов и погруженными в первичный теплоноситель с созданием активной зоны, и соответствующими частями (14) обслуживания, которые вытянуты вверх от активных частей и выходят из первичного теплоносителя.
2. Реактор по п.1, в котором механической опорой топливным элементам (12) служат соответствующие верхние головные части (32), прикрепленные к опорной конструкции (120) активной зоны (4).
3. Реактор по п.2, в котором топливные элементы (12) подвешены к балкам (55) опорной конструкции (120) и проходят вниз от этих балок.
4. Реактор по п.3, в котором каждая балка (55) служит опорой для ряда топливных элементов (12), с которыми она соединена через соответствующие прорези (125), снабженные скользящими блоками (60) и роликовыми транспортерами (58) и созданные в головных частях (32) топливных элементов (12).
5. Реактор по п.3 или 4, в котором скольжение балок (55) в продольном направлении обеспечивают при помощи исполнительных механизмов (65), например, снабженных системой цепного привода.
6. Реактор по п.5, в котором опорная конструкция (120) содержит первый набор (55a) балок, служащий опорой топливным элементам (12) во время нормальной работы реактора, и второй набор (55b) балок, которые выровнены относительно соответствующих балок из первого набора, и которые используют по одной в качестве консольной опоры для топливных элементов, отсоединенных от соответствующей балки из первого набора, когда последнюю за счет скольжения перемещают наружу, чтобы освободить заменяемый топливный элемент (12).
7. Реактор по п.2, в котором опорная конструкция (120) размещена внутри закрывающей конструкции (3), которая закрывает сверху корпус (2).
8. Реактор по п.7, в котором опорная конструкция (120) содержит балки (55), проходящие через отверстия в боковой стенке закрывающей конструкции (3).
9. Реактор по п.7 или 8, в котором закрывающая конструкция (3) представляет собой многоуровневую конструкцию, содержащую, по существу, кольцевую нижнюю конструкцию (3а), расположенную над корпусом (2), промежуточную конструкцию (3c), проходящую вверх от упомянутой нижней конструкции, и центральную верхнюю конструкцию (3b), закрывающую сверху упомянутую промежуточную конструкцию; причем опорная конструкция (120) активной зоны (4) расположена выше корпуса (2) и ниже верхней конструкции (3b).
10. Реактор по п.9, в котором топливные элементы (12) размещают внутри через отверстие (113) в нижней конструкции (3a), и доступ к верхним головным частям (32) возможен при помощи подъемно-транспортных устройств, размещенных в камере (115), расположенной над верхней конструкцией (3b), после предварительного открывания дополнительных отверстий (122), образованных в верхней конструкции (3b).
11. Реактор по п.10, в котором вверху соответствующих функциональных компонентов (8) установлены каналы (88) аварийной защиты, соединяющие пространство, занятое покрывающим газом (G) в корпусе (2), с камерой (115), и внутри этих каналов установлены диафрагмы с управляемым разрушением, которые разрушаются после появления заранее заданного превышения давления.
12. Реактор по п.10 или 11, в котором закрывающая конструкция (3) содержит свод (110), закрывающий корпус (2), и верхний закрывающий элемент (111), которые, по существу, расположены друг против друга и имеют соответствующие центральные отверстия (112, 113); а также первую трубчатую возвышающуюся часть (114), соединяющую отверстия (112, 113), и вторую трубчатую возвышающуюся часть (53), проходящую от верхнего закрывающего элемента (111), причем внутри упомянутых частей размещены топливные элементы (12); при этом свод (110) снабжен проемами (118) для размещения внутри функциональных компонентов (8) реактора (1), и закрывающий элемент (111) снабжен люками (119), выровненными относительно соответствующих проемов (118).
13. Реактор по п.12, в котором снаружи и, по существу, вокруг первой трубчатой возвышающейся части (114) создано помещение (116) обслуживания, которое отделено от камеры (115), в котором расположены соответствующие верхние головные части (117) функциональных компонентов (8) и которое снабжено подвижными изолирующими конструкциями (95), обеспечивающими временное создание герметично изолированного пространства (91), содержащего верхние головные части (117) функциональных компонентов (8).
14. Реактор по п.12, в котором балки (55), на которых подвешены топливные элементы (12), проходят через отверстия, образованные во второй возвышающейся части (53), и лежат на опорах (56).
15. Реактор по п.1, в котором топливные элементы (12) размещены параллельными рядами и выполнены с возможностью перемещения в направлении, перпендикулярном осям (А), вдоль рядов, а также с возможностью перемещения в направлении, поперечном рядам, которое ограничено исчерпанием заранее заданных зазоров (57).
16. Реактор по п.1, содержащий, по существу, трубчатую разделительную конструкцию (5), которая отделяет горячий коллектор (6), расположенный над активной зоной (4), от холодного коллектора (7), окружающего горячий коллектор и расположенного в радиальном направлении снаружи горячего коллектора; причем разделительная конструкция (5) окружает комплект топливных элементов (12) с внешней стороны, выполняя одновременно функцию оболочки для этих топливных элементов.
17. Реактор по п.16, в котором разделительная конструкция (5) изготовлена как монолитная деталь, либо содержит множество секций (67), расположенных по окружности одна рядом с другой и выполненных с возможностью отделения друг от друга для их замены без удаления топливных элементов (12).
18. Реактор по п.17, в котором при его нормальной работе секции (67) конструкции (5) закреплены в радиальном направлении при помощи прижимных устройств (108), в частности, работающих совместно с трубчатой возвышающейся частью (114) закрывающей конструкции (3), внутри которой размещены головные части (32) топливных элементов (12).
19. Реактор по п.1, в котором комплект топливных элементов (12) окружен одним или более колец из экранирующих элементов (84), расположенных в радиальном направлении снаружи, по окружности комплекта топливных элементов (12).
20. Реактор по п.19, содержащий регулируемые прижимные устройства (104), воздействующие на внешнее в радиальном направлении кольцо из периферийных экранирующих элементов (84) для сжатия упомянутых элементов в радиальном направлении.
21. Реактор по п.19 или 20, в котором экранирующие элементы (84) заключены внутри разделительной конструкции (5), по существу, трубчатой формы.
22. Реактор по п.21, во время нормальной работы которого внешние периферийные экранирующие элементы (84) отделены от разделительной конструкции (5) зазором (101), который во время операций повторной загрузки топлива распределяют между топливными элементами (12) в рядах, идущих к упомянутым экранирующим элементам, уменьшая их взаимное прижатие и, следовательно, усилие при извлечении топливных элементов (12), относящихся к этим рядам.
23. Реактор по п.19, при нормальной работе которого периферийные экранирующие элементы (84) удерживают в сгруппированном состоянии при помощи прижимных устройств (104), которые, в частности, действуют между экранирующими элементами и трубчатой возвышающейся частью (114) закрывающей конструкции (3), внутри которой размещены головные части (32) топливных элементов (12).
24. Реактор по п.19, при нормальной работе которого внешние в радиальном направлении периферийные экранирующие элементы (84) удерживают в сгруппированном состоянии в области их низа при помощи прижимных элементов (104), например, имеющих форму эксцентрикового кулачка или клина, которые работают совместно с конструкцией (103) в виде кожуха, окружающей экранирующие элементы.
25. Реактор по п.19, в котором на экранирующие элементы (84) на нескольких уровнях установлены упругие профили (78), расположенные вдоль оси (А), которые при открытом зазоре (101) выступают вбок до контакта с внешним в радиальном направлении контактным кожухом (103) разделительной конструкции (5), а при закрытом зазоре (101) полностью утоплены в соответствующие посадочные места (109) экранирующих элементов (84).
26. Реактор по п.19, в котором экранирующие элементы (84) имеют общую форму, по существу, аналогичную форме топливных элементов (12), и внутри соответствующих верхних частей некоторых экранирующих элементов (84) размещены дополнительные устройства (85-87) для обработки потоков газа.
27. Реактор по п.1, в котором активная зона (4) содержит абсорберы (38) для управления ядерной реакцией, установленные внутри топливных элементов (12) с возможностью скольжения в их осевом направлении, которые приводят в движение непосредственно при помощи исполнительных механизмов (37), расположенных внутри топливных элементов.
28. Реактор по п.27, в котором топливные элементы (12) содержат абсорберы (38), снабженные соответствующими абсорбирующими частями (39), которые расположены сразу над активными частями (13) и/или проходят через активные части (13) и выполнены с возможностью перемещения для избирательного введения в активную зону (4) и извлечения из активной зоны (4), за счет скольжения внутри соответствующих центральных трубок (30) топливных элементов для их размещения над активной зоной, либо за счет скольжения внутри соответствующих каналов (11) для их размещения внутри активной зоны.
29. Реактор по п.27 или 28, в котором абсорберы (38) перемещают в положение, обеспечивающее вмешательство в ход процесса, за счет действия под влиянием силы тяжести грузов (51) из материала с высокой плотностью после обесточивания электромагнитов (41) с якорем и/или посредством приводимой в движение электродвигателем винтовой пары.
30. Реактор по п.1, в котором топливные элементы (12) содержат канал (11), проходящий под активной частью (13), внутри которого расположены абсорберы (38), снабженные абсорбирующей частью (39), в нормальном состоянии расположенной под активной частью (13), для избирательного введения в активную зону (4) и извлечения из активной зоны (4), за счет скольжения внутри канала (11) для их размещения внутри активной зоны.
31. Реактор по п.30, в котором абсорберы (38) устанавливают в положение, обеспечивающее вмешательство в ход процесса, при помощи гидравлического воздействия первичного теплоносителя, имеющего высокую плотность, после обесточивания электромагнитов (41) с якорем и/или посредством приводимой в движение электродвигателем винтовой пары.
32. Реактор по п.1, в котором контрольно-измерительная аппаратура для управления активной зоной (4) установлена непосредственно на топливных элементах (12).
33. Реактор по п.32, в котором кабели (80) контрольно-измерительной аппаратуры для управления активной зоной (4) установлены проходящими вдоль топливных элементов (12) до соответствующих верхних головных частей (32), и их электрическое соединение с проводами, установленными на опорной конструкции (120), обеспечено посредством скользящих электрических контактов (129), с целью следования за перемещениями опорной конструкции (120) и топливных элементов (12).
34. Реактор по п.1, в котором активная часть (13) каждого топливного элемента (12) содержит комплект стержней (16), расположенных бок о бок и имеющих внутренние отделения (22), внутри которых размещен расщепляющийся материал; причем отделения (22) через каналы для откачивания газообразных продуктов деления соединены с расширительным пространством (23) и через дополнительный канал (31), проходящий вверх по всей длине топливного элемента (12), с клапаном (49), выполненным с возможностью соединения, на уровне головной части (32) элемента (12), с системой опорожнения и управления давлением.
35. Реактор по п.1, в котором часть (14) обслуживания в каждом топливном элементе (12) содержит центральную трубку (30), расположенную вдоль оси (А), и расположенную по периметру вокруг центральной трубки (30) конструкцию (33) с поперечным сечением в форме многоугольника; причем конструкция (33) имеет последовательность местных прерываний или сужений вдоль оси (А), которые созданы путем соответствующих изменений поперечного сечения таким образом, чтобы получить соответствующие свободные зоны (34); при этом расположенные сбоку от топливных элементов (12) зоны (34) сообщаются друг с другом с образованием имеющих вид матрицы свободных пространств (36), расположенных горизонтальными слоями.
36. Реактор по п.35, в котором топливные элементы (12) имеют первые нижние зоны (34а), расположенные непосредственно над соответствующими активными частями (13) и образующие пространство (36a) гидравлической связи от места выхода первичного теплоносителя (F) из активной зоны (4) до каналов (35) подачи, соединенных с циркуляционными насосами (9) для первичного теплоносителя.
37. Реактор по п.35 или 36, в котором топливные элементы (12) имеют зоны (34b, 34c), расположенные на свободной поверхности первичного теплоносителя (F) в корпусе (2), и/или зоны (34d), расположенные на расстоянии друг от друга по оси (А) над свободной поверхностью первичного теплоносителя и занятые газом, которые образуют расположенные слоями газовые пространства (36), обеспечивающие связь между элементами.
38. Реактор по п.1, в котором комплект топливных элементов (12) снабжен системой (50) обработки газа, которая содержит множество расположенных слоями пространств (36), созданных на заранее заданных уровнях вдоль топливных элементов (12), и в которой циркулирует газ (G), и вокруг комплекта топливных элементов (12) расположены теплообменники, циркуляционные устройства и/или фильтрационные устройства (85-87), воздействующие на газ, имеющие гидравлическую связь с расположенными слоями пространствами (36) и размещенные внутри соответствующих верхних частей экранирующих элементов (84).
39. Реактор по п.1, в котором каждый топливный элемент (12) образован двумя или более секциями (96), собранными последовательно в направлении вдоль оси (А) при помощи разблокируемых соединений (97) таким образом, чтобы отдельные секции можно было отделить друг от друга для извлечения и повторного использования или утилизации.
Applications Claiming Priority (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
ITMI2007A001856 | 2007-09-26 | ||
ITMI20071856 ITMI20071856A1 (it) | 2007-09-26 | 2007-09-26 | Reattore nucleare, in particolare reattore nucleare a piscina, con elementi di combustibile di nuova concezione |
ITMI20080766 ITMI20080766A1 (it) | 2008-04-24 | 2008-04-24 | Reattore nucleare, in particolare reattore nucleare a piscina, con elementi di combustibile di nuova concezione |
ITMI2008A000766 | 2008-04-24 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2010116244A RU2010116244A (ru) | 2011-11-10 |
RU2461085C2 true RU2461085C2 (ru) | 2012-09-10 |
Family
ID=40437870
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2010116244/07A RU2461085C2 (ru) | 2007-09-26 | 2008-09-25 | Ядерный реактор, в частности, бассейнового типа с топливными элементами новой концепции |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US8817942B2 (ru) |
EP (1) | EP2248133B1 (ru) |
KR (1) | KR101522917B1 (ru) |
CN (1) | CN101939793B (ru) |
AT (1) | ATE522906T1 (ru) |
RU (1) | RU2461085C2 (ru) |
WO (1) | WO2009040644A2 (ru) |
Families Citing this family (45)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9704604B2 (en) | 2009-04-16 | 2017-07-11 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same |
US9159461B2 (en) | 2009-04-16 | 2015-10-13 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product |
US9443623B2 (en) | 2009-04-16 | 2016-09-13 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same |
EP2419906A4 (en) * | 2009-04-16 | 2013-11-20 | Searete Llc | COMBUSTIBLE ASSEMBLY FOR NUCLEAR FISSION REACTOR AND SYSTEM FOR CONTROLLED REMOVAL OF VOLATILE FISHERY PRODUCT AND HEAT DISCHARGED BY COMBUSTION WAVE IN PROGRESSIVE WAVE NUCLEAR FISSION REACTOR AND CORRESPONDING METHOD |
US9659673B2 (en) | 2009-04-16 | 2017-05-23 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same |
US10056160B2 (en) | 2013-08-05 | 2018-08-21 | Terrestrial Energy Inc. | Integral molten salt reactor |
ES2649687T3 (es) * | 2012-02-06 | 2018-01-15 | Terrestrial Energy Inc. | Reactor integrado de sales fundidas |
US11875906B2 (en) | 2012-02-06 | 2024-01-16 | Terrestrial Energy Inc. | Method of operating a nuclear power plant |
EP2924690B1 (en) | 2012-11-26 | 2017-09-27 | Joint Stock Company "Akme-Engineering" | Nuclear reactor with liquid metal coolant |
EA201590869A1 (ru) | 2012-11-26 | 2016-05-31 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Ядерный реактор |
CN103065692B (zh) * | 2013-01-18 | 2015-04-22 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态重金属冷却反应堆的安全棒驱动系统 |
CN103310855B (zh) * | 2013-05-23 | 2015-11-04 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态重金属冷却反应堆燃料组件 |
CN103714868A (zh) * | 2014-01-12 | 2014-04-09 | 中国科学技术大学 | 一种液态重金属冷却自然循环池式反应堆堆内热分隔系统 |
CN105719710A (zh) * | 2014-12-01 | 2016-06-29 | 上海核工程研究设计院 | 一种小型模块化反应堆的装换料设备 |
CN104681108B (zh) * | 2014-12-03 | 2017-03-29 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态金属冷却反应堆失流后非能动自然循环强化系统及方法 |
CA2967473A1 (en) * | 2014-12-29 | 2016-07-07 | Terrapower, Llc | Nuclear materials processing |
EP3266026B1 (en) * | 2015-03-03 | 2020-10-21 | NuScale Power, LLC | Fasteners for nuclear reactor systems |
EP3271923B1 (en) * | 2015-03-19 | 2019-05-01 | Hydromine Nuclear Energy S.A.R.L. | Nuclear reactor, in particular liquid-metal-cooled compact nuclear reactor |
US10867710B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-12-15 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
US10665356B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-05-26 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
EP3357068B1 (en) | 2015-09-30 | 2020-06-17 | TerraPower LLC | Nuclear fast reactor with neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting |
CN105276979B (zh) * | 2015-11-16 | 2017-09-05 | 江苏大学 | 一种实验用真空电阻炉 |
ITUB20160544A1 (it) * | 2016-01-19 | 2017-07-19 | Luciano Cinotti | Pompa di circolazione primaria per reattore nucleare con albero a profilo assiale ottimizzato |
BR112018072071B1 (pt) * | 2016-05-02 | 2023-01-10 | Terrapower, Llc | Reator nuclear de combustível fundido |
ITUA20163715A1 (it) * | 2016-05-04 | 2017-11-04 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare con elementi di combustibile muniti di condotto di raffreddamento |
ITUA20163717A1 (it) * | 2016-05-04 | 2017-11-04 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare, con barre di controllo e spegnimento esterne al nocciolo ed alle sue strutture portanti |
ITUA20163716A1 (it) * | 2016-05-04 | 2017-11-04 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare con barre di spegnimento con intervento tramite galleggiante |
ITUA20163713A1 (it) * | 2016-05-04 | 2017-11-04 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare con nocciolo autoportante |
IT201600069589A1 (it) * | 2016-07-05 | 2018-01-05 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare munito di scambiatore di calore rialzato |
CN106205749B (zh) * | 2016-08-29 | 2018-06-15 | 北京新核清能科技有限公司 | 核反应堆系统 |
CN106782715B (zh) * | 2016-12-29 | 2018-04-10 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态重金属反应堆换料系统 |
CN106782701A (zh) * | 2017-02-10 | 2017-05-31 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种可移动式核能发电装置 |
KR20190097701A (ko) | 2018-02-13 | 2019-08-21 | 서울대학교산학협력단 | 납냉각 피동형 소형모듈화원전의 안전성 검증을 위한 풀형 종합 실험 장비 |
ES2964846T3 (es) * | 2018-06-21 | 2024-04-09 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Pastilla de combustible y método de preparación de una pastilla de combustible |
CN109378089B (zh) * | 2018-11-12 | 2024-07-02 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于泳池式低温供热堆功率扩展的堆内构件 |
CN109545411A (zh) * | 2018-11-20 | 2019-03-29 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种核反应堆的堆芯 |
CN109585039B (zh) * | 2018-12-03 | 2022-08-19 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种小型铅基反应堆用模块化堆芯结构及其组装方法 |
CN110010257B (zh) * | 2019-04-09 | 2022-03-25 | 中国核动力研究设计院 | 浮动核电站反应堆强放射性堆芯部件装拆装置和装拆方法 |
CN114651311A (zh) | 2019-12-23 | 2022-06-21 | 泰拉能源公司 | 熔融燃料反应堆和用于熔融燃料反应堆的孔环板 |
RU2745348C1 (ru) * | 2019-12-31 | 2021-03-24 | Акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (сокращенно АО "АКМЭ-инжиниринг") | Ядерный реактор интегрального типа (варианты) |
US11728052B2 (en) | 2020-08-17 | 2023-08-15 | Terra Power, Llc | Fast spectrum molten chloride test reactors |
CN112635083B (zh) * | 2020-12-04 | 2024-05-10 | 中广核工程有限公司 | 可在线换料熔盐堆及其换料方法 |
RU2756230C1 (ru) * | 2021-03-15 | 2021-09-28 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
CN113963823A (zh) * | 2021-10-25 | 2022-01-21 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆的换料系统及换料方法 |
CN115295192B (zh) * | 2022-07-06 | 2023-11-14 | 中核核电运行管理有限公司 | 一种使用流体驱动在重水堆中装卸靶件的装置和方法 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1202920A (en) * | 1966-12-23 | 1970-08-19 | Japan Atomic Energy Res Inst | Improvements in or relating to nuclear reactors |
SU597351A3 (ru) * | 1973-03-07 | 1978-03-05 | Коммисариат А Л"Энержи Атомик (Фирма) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах |
GB2163888A (en) * | 1984-08-30 | 1986-03-05 | Atomic Energy Authority Uk | Fission gas plenum chamber for nuclear fuel element sub-assembly |
Family Cites Families (32)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2743224A (en) * | 1946-06-14 | 1956-04-24 | Leo A Ohlinger | Submerged reactor |
NL113104C (ru) * | 1956-02-16 | |||
US2992176A (en) * | 1957-03-25 | 1961-07-11 | Babcock & Wilcox Co | Pool type nuclear reactor |
US3127325A (en) * | 1957-06-10 | 1964-03-31 | Reactor with prompt negative temperature | |
GB862208A (en) | 1958-07-14 | 1961-03-01 | Thompson Nuclear Energy Co Ltd | Improvements relating to fuel elements for nuclear reactors |
NL259735A (ru) * | 1960-01-07 | 1900-01-01 | ||
US3177122A (en) * | 1960-02-23 | 1965-04-06 | Internuclear Company | Multi-purpose reactor |
US3318776A (en) * | 1960-12-23 | 1967-05-09 | American Mach & Foundry | Two pass pressure tube research reactor |
US3156624A (en) * | 1961-01-30 | 1964-11-10 | Gen Dynamics Corp | Nuclear reactor system |
US3203867A (en) * | 1961-06-26 | 1965-08-31 | Atomic Energy Authority Uk | Organic liquid moderated and cooled nuclear reactors |
BE638823A (ru) * | 1962-10-17 | |||
US3257285A (en) * | 1963-02-18 | 1966-06-21 | Gen Dynamics Corp | Nuclear power reactor having a high, prompt negative temperature coefficient of reactivity |
FR1363933A (fr) * | 1963-03-16 | 1964-06-19 | Commissariat Energie Atomique | Pile piscine |
FR1364645A (fr) * | 1963-04-05 | 1964-06-26 | Grenobloise Etude Appl | Perfectionnements aux réacteurs nucléaires du type piscine |
US3296083A (en) * | 1964-09-14 | 1967-01-03 | Gen Dynamics Corp | Forced circulation boiling nuclear power reactor |
US3352757A (en) * | 1965-09-30 | 1967-11-14 | Fuel element | |
US3393127A (en) * | 1966-01-06 | 1968-07-16 | Braun & Co C F | Thermosiphon deep pool reactor |
US3715270A (en) * | 1968-01-30 | 1973-02-06 | Ikaea | Nuclear reactors |
FR1581632A (ru) | 1968-07-03 | 1969-09-19 | ||
GB1278799A (en) | 1968-08-20 | 1972-06-21 | Cnen | Nuclear fuel elements |
US3599424A (en) * | 1968-10-02 | 1971-08-17 | Gulf Oil Corp | Power conversion system |
FR2134074B1 (ru) * | 1970-08-05 | 1973-12-21 | Electricite De France | |
FR2283523A1 (fr) * | 1974-08-30 | 1976-03-26 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire calogene du type piscine |
US4233116A (en) * | 1975-06-10 | 1980-11-11 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor coolant transport system |
US4186050A (en) * | 1978-05-22 | 1980-01-29 | General Atomic Company | Nuclear reactors |
US4755352A (en) * | 1985-05-15 | 1988-07-05 | Atomic Energy Of Canada Limited | System of generating electricity using a swimming pool type nuclear reactor |
US4859402A (en) * | 1987-09-10 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Bottom supported liquid metal nuclear reactor |
US4968477A (en) * | 1989-02-02 | 1990-11-06 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for removing the fuel rods of a nuclear fuel assembly |
US5021211A (en) * | 1989-07-25 | 1991-06-04 | General Electric Company | Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system |
US5715288A (en) * | 1996-05-09 | 1998-02-03 | Combustion Engineering, Inc. | Integral head rig, head area cable tray and missile shield for pressurized water reactor |
KR20030002070A (ko) * | 2001-06-30 | 2003-01-08 | 삼성전자 주식회사 | 원심력을 이용한 비점착 웨이퍼 건조방법 및 장치 |
ITMI20071685A1 (it) | 2007-08-22 | 2009-02-23 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare, in particolare reattore nucleare raffreddato a metallo liquido, con scambiatore di calore primario compatto |
-
2008
- 2008-09-25 WO PCT/IB2008/002501 patent/WO2009040644A2/en active Application Filing
- 2008-09-25 KR KR1020107009169A patent/KR101522917B1/ko active IP Right Grant
- 2008-09-25 CN CN200880117773.0A patent/CN101939793B/zh active Active
- 2008-09-25 RU RU2010116244/07A patent/RU2461085C2/ru active
- 2008-09-25 US US12/680,055 patent/US8817942B2/en active Active
- 2008-09-25 AT AT08807159T patent/ATE522906T1/de not_active IP Right Cessation
- 2008-09-25 EP EP08807159A patent/EP2248133B1/en active Active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1202920A (en) * | 1966-12-23 | 1970-08-19 | Japan Atomic Energy Res Inst | Improvements in or relating to nuclear reactors |
SU597351A3 (ru) * | 1973-03-07 | 1978-03-05 | Коммисариат А Л"Энержи Атомик (Фирма) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах |
GB2163888A (en) * | 1984-08-30 | 1986-03-05 | Atomic Energy Authority Uk | Fission gas plenum chamber for nuclear fuel element sub-assembly |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Емельянов И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. - М.: Энергоиздат, 1982, с.152-155. * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2010116244A (ru) | 2011-11-10 |
EP2248133B1 (en) | 2011-08-31 |
KR20100082343A (ko) | 2010-07-16 |
KR101522917B1 (ko) | 2015-05-26 |
CN101939793B (zh) | 2014-05-21 |
CN101939793A (zh) | 2011-01-05 |
WO2009040644A2 (en) | 2009-04-02 |
US20100290579A1 (en) | 2010-11-18 |
ATE522906T1 (de) | 2011-09-15 |
US8817942B2 (en) | 2014-08-26 |
EP2248133A2 (en) | 2010-11-10 |
WO2009040644A3 (en) | 2009-05-28 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2461085C2 (ru) | Ядерный реактор, в частности, бассейнового типа с топливными элементами новой концепции | |
US4450134A (en) | Method and apparatus for handling nuclear fuel elements | |
EP0118016B1 (en) | Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof | |
US20080226012A1 (en) | Proliferation-Resistant Nuclear Reactor | |
CN109416946B (zh) | 具有自支撑芯的核反应堆 | |
US5021211A (en) | Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system | |
CN112635083A (zh) | 可在线换料熔盐堆及其换料方法 | |
US4826652A (en) | Low capacity nuclear reactor housed underground in the cavity of a cylindrical pressure vessel | |
JP2023055218A (ja) | モジュール式冷熱源を備えた完全に受動的な崩壊熱除去(dhr)システムを組み込む液体金属冷却式原子炉 | |
JPS62172291A (ja) | 高温原子炉の長期間停止方法と装置 | |
CN213123808U (zh) | 反应堆和基于反应堆的同位素生产系统 | |
CN111383786B (zh) | 池式反应堆的换料方法 | |
US4485068A (en) | Installation for storing and/or transfer of dangerous products | |
EP0389712A2 (en) | Multiple use of water in safety system for nuclear reactor plants | |
RU163388U1 (ru) | Водо-водяной ядерный реактор бассейнового типа для производства изотопов | |
JPH1048384A (ja) | 燃料取扱い方法および装置 | |
US3127323A (en) | Shielding for nuclear reactors | |
CN118280613A (zh) | 模块化堆装换料系统及反应堆水池冷却净化系统 | |
ITMI20080766A1 (it) | Reattore nucleare, in particolare reattore nucleare a piscina, con elementi di combustibile di nuova concezione | |
ITMI20071856A1 (it) | Reattore nucleare, in particolare reattore nucleare a piscina, con elementi di combustibile di nuova concezione | |
JP2024514017A (ja) | 原子炉の燃料補給 | |
CN117410000A (zh) | 高燃耗乏燃料贮运系统 | |
JP2022182545A (ja) | 熔融塩原子炉プラント | |
Abramson et al. | Reactor block and fuel handling | |
RU103657U1 (ru) | Устройство монтажа-демонтажа блока труб реактора |