RU2496161C1 - Интегральный водо-водяной ядерный реактор - Google Patents

Интегральный водо-водяной ядерный реактор Download PDF

Info

Publication number
RU2496161C1
RU2496161C1 RU2012134023/07A RU2012134023A RU2496161C1 RU 2496161 C1 RU2496161 C1 RU 2496161C1 RU 2012134023/07 A RU2012134023/07 A RU 2012134023/07A RU 2012134023 A RU2012134023 A RU 2012134023A RU 2496161 C1 RU2496161 C1 RU 2496161C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
sections
steam generator
water
cover
plate
Prior art date
Application number
RU2012134023/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Георгий Иванович Гречко
Евгений Николаевич Гольцов
Владимир Леонидович Павлов
Владимир Николаевич Пепа
Владимир Александрович Шишкин
Original Assignee
Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля"
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 Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" filed Critical Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля"
Priority to RU2012134023/07A priority Critical patent/RU2496161C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2496161C1 publication Critical patent/RU2496161C1/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

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в интегральных водо-водяных ядерных реакторах. Интегральный водо-водяной ядерный реактор содержит корпус (1) с составной крышкой, состоящей из центральной части (2) и кольцевой периферийной части (3). В полости корпуса (1) установлены секции (5) парогенератора с трубопроводами (6) пара и воды, проходящими через отверстия, выполненные в кольцевой периферийной части (3) крышки. Между крышкой и секциями (5) парогенератора установлена плита (7) с обечайкой (8). Обечайка (8) установлена на плите (7) и соединена с ней неразъемно, а с кольцевой периферийной частью (3) крышки - разъемно. Плита (7) выполнена с отверстиями, при этом секции (5) парогенератора верхней частью установлены в упомянутых отверстиях и разъемно соединены с плитой (7). Техническим результатом изобретения является улучшение прочностных свойств реактора за счет уменьшения концентраторов напряжения в крышке, а также сокращение времени проведения монтажных и демонтажных работ при одновременном повышении качества их выполнения. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в интегральных водо-водяных ядерных реакторах.
Известен интегральный водо-водяной ядерный реактор, содержащий корпус с составной крышкой, состоящей из центральной и кольцевой периферийных частей, в полости которого установлены секции парогенератора с трубопроводами пара и воды, проходящими через отверстия, выполненные в кольцевой периферийной части крышки (Nuclear Engineering and Design, «Nuclear steam supply system with an integral nuclear reactor for a floating NPP», 173 (1997), 197).
В известном интегральном водо-водяном ядерном реакторе центральная и кольцевая периферийная части крышки герметично соединены между собой сварным швом. Секции парогенератора установлены в полости, образованной между выемным экраном и корпусом, и верхней частью закреплены посредством сварки в отверстиях, которые выполнены в кольцевой периферийной части крышки реактора. Секции парогенератора своим весом создают дополнительные напряжения в сварных швах, что в сочетании с концентраторами напряжений в виде упомянутых отверстий значительно ухудшает прочностные свойства крышки и, следовательно, уменьшает безопасность ядерного реактора.
Монтаж-демонтаж известного интегрального ядерного реактора осуществляют следующим образом.
В полости между корпусом и выемным экраном устанавливают поочередно каждую секцию парогенератора (конструктивно не менее 4-х секций), выверяют высотные размеры посадочных мест каждой секции парогенератора по отношению к верхнему торцу корпуса реактора. На корпус реактора устанавливают кольцевую периферийную часть крышки так, чтобы верхние части трубопроводов пара и воды секций парогенератора проходили в соответствующие отверстия в упомянутой части крышки. Затем выверяют высотные размеры торцев каждой секции парогенератора по отношению к патрубкам трубопроводов и выполняют закрепление секций парогенератора по высоте путем приварки трубопроводов каждой секции герметизирующей и силовой сваркой, качество сварки сотен трубопроводов проверяют штатными методами, в том числе гидроопрессовкой (при наличии дефектов проводят их исправление). Далее выполняют уплотнение и закрепление периферийной кольцевой части крышки на корпусе. В связи длительностью работ по установке секций парогенератора каждый раз при возобновлении монтажных работ проводят очистку специальными устройствами центральной части реактора от загрязнения, например, в виде ветоши, забытого рабочего инструмента, смазки, стружки и т.п., что не только удлиняет монтажный процесс, но и не гарантирует технологически необходимую чистоту внутренних конструкций ядерного реактора. Демонтаж секций парогенератора происходит в обратном порядке.
Недостатком известного реактора является длительность монтажно-демонтажных работ, а также сложность в достижении технологически необходимого качества их выполнения, поскольку прерывающийся по времени процесс поочередной установки секций парогенератора неизбежно приводит к возможным технологическим нарушениям. Кроме этого, в известном реакторе недостаточно обеспечена радиационная безопасность по причине отсутствия надежного барьера безопасности.
Задачей настоящего изобретения является создание интегрального водо-водяного ядерного реактора, характеризующегося надежной радиационной безопасностью при его эксплуатации, а также упрощенной технологией его сборки.
Техническим результатом настоящего изобретения является улучшение прочностных свойств реактора за счет уменьшения концентраторов напряжения в крышке, а также сокращение времени проведения монтажных и демонтажных работ при одновременном повышении качества их выполнения.
Указанный технический результат достигается тем, что известный интегральный водо-водяной ядерный реактор, содержащий корпус с составной крышкой, состоящей из центральной и кольцевой периферийных частей, в полости которого установлены секции парогенератора с трубопроводами пара и воды, проходящими через отверстия, выполненные в кольцевой периферийной части крышки, согласно заявленному изобретению содержит плиту и обечайку, которые расположены между крышкой и секциями парогенератора, причем обечайка установлена на плите и соединена с плитой неразъемно, а с кольцевой периферийной частью крышки - разъемно, при этом плита выполнена с отверстиями, а секции парогенератора верхней частью установлены в упомянутых отверстиях и разъемно соединены с плитой.
Кроме этого, неразъемное соединение обечайки и плиты выполнено в виде сварного шва.
Кроме этого, разъемное соединение обечайки и кольцевой периферийной части крышки выполнено посредством крепежных резьбовых элементов.
Кроме этого, разъемное соединение секций парогенератора и плиты выполнено посредством крепежных резьбовых элементов.
Введение плиты и обечайки позволяет закрепить на них секции парогенератора, соединить с кольцевой периферийной частью крышки реактора и образовать единый сборочный блок. При этом обеспечивается высокое качество сборки, которая проходит в заводских условиях, сокращается время монтажа за счет одновременной установки собранного блока в реактор, а также уменьшаются напряжения в крышке реактора и повышается радиационная безопасность.
Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 показан интегральный водо-водяной ядерный реактор (продольный разрез), на фиг.2 изображен интегральный водо-водяной ядерный реактор (вид I).
Интегральный водо-водяной ядерный реактор содержит корпус 1, на котором установлена составная крышка, состоящая из центральной части 2 и кольцевой периферийной части 3, герметично соединенные между собой, например, сварным швом. Внутри корпуса 1 в кольцевой полости между корпусом 1 и выемным экраном 4 размещены секции 5 парогенератора с трубопроводами 6, часть из которых предназначена для подвода питательной воды, а другая часть для отвода пара. В кольцевой периферийной части 3 крышки выполнены отверстия, через которые проходят трубопроводы 6, при этом зазор между отверстием и трубопроводами 6 герметично закрыт сварным швом. В полости корпуса 1 между крышкой и секциями 5 парогенератора установлена плита 7, на которой расположена обечайка 8, снабженная кольцевым буртом, в котором выполнены резьбовые отверстия. Обечайка 8 неразъемно соединена с плитой 7, например, сварным швом. Плита 7 выполнена с отверстиями, соосными отверстиям в кольцевой периферийной части 3 крышки. В отверстия плиты 7 установлены секции 5 парогенератора, при этом трубопроводы 6 отвода пара и подвода питательной воды проходят через упомянутые отверстия. Секции 5 парогенератора установлены в отверстиях плиты 7 с возможностью осевого температурного перемещения и разъемно соединены с плитой 7, например, с помощью крепежных резьбовых элементов 9 в виде болтов. Обечайка 8 разъемно соединена своим буртом с кольцевой периферийной частью 3 крышки, например, посредством крепежных резьбовых элементов 10 в виде шпилек, которые установлены в резьбовые отверстия кольцевого бурта и отверстия, выполненные в кольцевой части 3 крышки и снаружи герметично закрытые колпачками.
Монтаж-демонтаж ядерного реактора осуществляют следующим образом.
В заводских условиях проводят сборку секций 5 парогенератора в единый блок, для этого на секции 5 устанавливают плиту 7 с обечайкой 8, которая неразъемно соединена с плитой 7. При этом трубопроводы 6 должны выходить через отверстия в плите 7. Далее закрепляют секции 5 парогенератора на плите 7 с помощью болтов 9. На собранную конструкцию устанавливают кольцевую часть 3 крышки так, чтобы трубопроводы 6 проходили через отверстия кольцевой части 3 крышки. Затем соединяют плиту 7 с кольцевой частью 3 крышки путем закрепления бурта с помощью шпилек 10. Далее проводят герметизацию соединений элементов трубопроводов 6 и кольцевой части 3 крышки, например, сваркой, а также выходы шпилек 10 на кольцевой части 3 крышки, например, с помощью колпачков, которые приваривают к крышке. Изготовленный блок транспортируют к месту сборки объекта и устанавливают в полость корпуса реактора. Далее на реактор устанавливают центральную часть 2 крышки и соединяют ее с кольцевой частью 3 сварным швом. Демонтаж секций парогенератора производят в обратном порядке.

Claims (4)

1. Интегральный водо-водяной ядерный реактор, содержащий корпус с составной крышкой, состоящей из центральной и кольцевой периферийной частей, в полости которого установлены секции парогенератора с трубопроводами пара и воды, проходящими через отверстия, выполненные в кольцевой периферийной части крышки, отличающийся тем, что он содержит плиту и обечайку, которые расположены между крышкой и секциями парогенератора, причем обечайка установлена на плите и соединена с плитой неразъемно, а с кольцевой частью крышки - разъемно, при этом плита выполнена с отверстиями, а секции парогенератора верхней частью установлены в упомянутых отверстиях и разъемно соединены с плитой.
2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что неразъемное соединение обечайки и плиты выполнено в виде сварного шва.
3. Реактор по п.1, отличающийся тем, что разъемное соединение обечайки и кольцевой периферийной части крышки выполнено посредством крепежных резьбовых элементов.
4. Реактор по п.1, отличающийся тем, что разъемное соединение секций парогенератора и плиты выполнено посредством крепежных резьбовых элементов.
RU2012134023/07A 2012-08-08 2012-08-08 Интегральный водо-водяной ядерный реактор RU2496161C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2012134023/07A RU2496161C1 (ru) 2012-08-08 2012-08-08 Интегральный водо-водяной ядерный реактор

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2012134023/07A RU2496161C1 (ru) 2012-08-08 2012-08-08 Интегральный водо-водяной ядерный реактор

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2496161C1 true RU2496161C1 (ru) 2013-10-20

Family

ID=49357288

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012134023/07A RU2496161C1 (ru) 2012-08-08 2012-08-08 Интегральный водо-водяной ядерный реактор

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2496161C1 (ru)

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0174380A1 (de) * 1984-07-17 1986-03-19 GebràœDer Sulzer Aktiengesellschaft Anlage mit einem nuklearen Heizreaktor
EP0164525B1 (en) * 1984-05-07 1989-07-05 Westinghouse Electric Corporation Small unitized pressurized water nuclear reactor
RU2030797C1 (ru) * 1991-05-29 1995-03-10 Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники Интегральный ядерный реактор со встроенным компенсатором давления

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0164525B1 (en) * 1984-05-07 1989-07-05 Westinghouse Electric Corporation Small unitized pressurized water nuclear reactor
EP0174380A1 (de) * 1984-07-17 1986-03-19 GebràœDer Sulzer Aktiengesellschaft Anlage mit einem nuklearen Heizreaktor
RU2030797C1 (ru) * 1991-05-29 1995-03-10 Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники Интегральный ядерный реактор со встроенным компенсатором давления

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Ачкасов А.Н. и др. Транспортные ядерные энергетические установки. - Атомная энергия, т.103, вып.1, 2007, с.40-44 *
Ачкасов А.Н. и др. Транспортные ядерные энергетические установки. - Атомная энергия, т.103, вып.1, 2007, с.40-44 Шишкин В.А. Науч.-техн. конф "Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения" (АСММ-Регионам-2010), интервью, фиг., www.atominfo.ru/news4/d0515.htm, 26.12.2011. *
Шишкин В.А. Науч.-техн. конф "Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения" (АСММ-Регионам-2010), интервью, фиг., www.atominfo.ru/news4/d0515.htm, 26.12.2011. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8194815B2 (en) Apparatus and system for dampening the vibration experienced by an object
EP2511910B1 (en) Reactor vessel repair method
KR101993064B1 (ko) 보일러 및 그 전열관의 교체 방법
RU2496161C1 (ru) Интегральный водо-водяной ядерный реактор
CN204695791U (zh) 核反应堆燃料组件
JP5639333B2 (ja) 炉心スプレースパージャtボックスクランプ組体
CN109256220B (zh) 稳压器及其流量分配罩和防热套管的连接结构
CN104455464A (zh) 核电站反应堆控制棒驱动机构的耐压壳密封结构
CN201159590Y (zh) 一种可拆卸式水封裙罩
CN212123122U (zh) 一种核电站偏斜式人孔盖板中心位置调整工具
JP2016023687A (ja) 配管防護装置および原子力設備
CN210460806U (zh) 一种柴油机排气管模块化组合水冷护罩
CN107134300A (zh) 一种用于压水堆压力容器顶盖组件的起吊装置
US7751522B2 (en) Covering element for a reactor core of a nuclear installation, and nuclear reactor
CN108154940B (zh) 压水堆核电厂钢板混凝土结构模块成型工装及其成型工艺
JP5750032B2 (ja) 沸騰水型原子炉
CN218178858U (zh) 一种高压加热器分程隔板螺栓孔车削圆形凹台
CN110375115A (zh) Trt限位辅助支撑装置
RU2300042C2 (ru) Узел герметизации проходки трубопровода
CN104401610A (zh) 一种自重密封油箱人孔盖
US9171648B2 (en) Method of replacing shroud of boiling water nuclear reactor, and associated apparatus
CN103794334A (zh) 一种变压器矩形管口堵板密封结构及密封方法
CN202899100U (zh) 进人门防开装置
CN103411090B (zh) 位移自补偿排汽消声器
CN203427613U (zh) 燃油箱安装孔整体加强板