RU90252U1 - Ядерный исследовательский реактор - Google Patents
Ядерный исследовательский реактор Download PDFInfo
- Publication number
- RU90252U1 RU90252U1 RU2009132034/22U RU2009132034U RU90252U1 RU 90252 U1 RU90252 U1 RU 90252U1 RU 2009132034/22 U RU2009132034/22 U RU 2009132034/22U RU 2009132034 U RU2009132034 U RU 2009132034U RU 90252 U1 RU90252 U1 RU 90252U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- outlet
- level
- inlet
- reactor
- water
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
1. Ядерный исследовательский реактор, содержащий цилиндрический корпус со сферическим днищем и крышкой с крестовиной, входной и выходной водяные коллекторы, а также опорную решетку тепловыделяющей сборки, причем выходной водяной коллектор оснащен переливным патрубком с отверстием в верхней точке, входной водяной коллектор и переливной патрубок соединены трубопроводами с теплообменником, причем кромка перелива патрубка выходного коллектора расположена на уровне выхода воды из входного коллектора ниже рабочего уровня охлаждающей воды, на опорной решетке размещены алюминиевые вытеснители и дугообразный блок отражателей, а внутри корпуса к крышке реактора над блоком отражателей прикреплены каналы для размещения образцов-свидетелей. ! 2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что на уровне опорной решетки размещена дополнительная опорная решетка с ограждением, на которой располагают дополнительные вертикальные бериллиевые отражатели. ! 3. Реактор по п.1, отличающийся тем, что снабжен экспериментальными каналами, крепящимися к крышке. ! 4. Реактор по п.2, отличающийся тем, что на уровне высоты ограждения дополнительной опорной решетки расположена охранная решетка, на которой размещены емкости для образцов. ! 5. Реактор по п.1, отличающийся тем, что фланцы входного и выходного патрубков расположены на разных высотах.
Description
Полезная модель относится к ядерным исследовательским реакторам типа ВВР (водо-водяной реактор), работающим при низких температурах и давлениях охлаждающих контуров, а также при низком обогащении ядерного топлива и может быть использована в экспериментальных, научных и медицинских целях.
Известен исследовательский реактор, содержащий бассейн с водой, корпус с опорной решеткой, расположенный в бассейне, активную зону с тепловыделяющими сборками, расположенную в корпусе с крышкой, контур охлаждения активной зоны с водой под давлением, включающий теплообменник и насос за пределами бассейна реактора и трубопроводы, соединяющие теплообменник и насос с активной зоной, систему управления и защиты, экспериментальные каналы и устройства (см. патент SU 797412, кл. G21C 1/14, опубл. 23.11.1982). Недостатком известного устройства является недостаточная плотность нейтронного потока в активной зоне для облучения образцов из-за отсутствия отражателя нейтронов вокруг активной зоны и возможность оголения активной зоны с последующим перегревом тепловыделяющих сборок.
Задачей полезной модели является устранение указанных недостатков.
Технический результат заключается в увеличении плотности нейтронного потока в активной зоне и исключении возможности оголения активной зоны. Поставленная задача решается, а технический результат достигается тем, что ядерный исследовательский реактор содержит цилиндрический корпус со сферическим днищем и крышкой с крестовиной, входной и выходной водяные коллекторы, а также опорную решетку тепловыделяющей сборки с ограждением, причем выходной водяной коллектор оснащен переливным патрубком с отверстием в верхней точке, входной водяной коллектор и переливной патрубок соединены трубопроводами с теплообменником, причем кромка перелива патрубка выходного коллектора расположена на уровне выхода воды из входного коллектора ниже рабочего уровня охлаждающей воды, на опорной решетке размещены алюминиевые вытеснители и дугообразный блок отражателей, а внутри корпуса к крышке реактора над блоком отражателей прикреплены каналы для размещения образцов-свидетелей. На уровне опорной решетки может быть размещена дополнительная опорная решетка с ограждением, на которой располагают дополнительные вертикальные бериллиевые отражатели. Реактор целесообразно снабдить экспериментальными каналами, крепящимися к крышке. На уровне высоты ограждения опорной решетки может быть расположена охранная решетка, которая может быть использована для размещения емкостей для образцов. Фланцы входного и выходного патрубков предпочтительно расположены на разных высотах.
На фиг.1 представлен вертикальный разрез предлагаемого реактора,
на фиг.2 - разрез А-А на фиг.1;
на фиг.3 - разрез Б-Б на фиг.1;
на фиг.4 - разрез В-В на фиг.1.
Предлагаемый исследовательский реактор содержит корпус 1 цилиндрической формы со сферическим днищем, в котором размещены входной 2 и выходной 3 водяные коллекторы. На концах патрубков коллектора 2 расположены подвижные втулки 4. На входе в коллектор 3 расположена опорная решетка 5 для размещения на ней тепловыделяющих сборок 6, а на выходе имеется переливной патрубок 7 с отверстием 8 в верхней точке. При этом кромка перелива патрубка 7 находится на уровне выхода воды из коллектора 2 ниже рабочего уровня охлаждающей воды. Коллектор 2 и патрубок 7 соединяются трубопроводами 9 и 10 с теплообменником 11, образуя с корпусом 1 первый контур теплообмена реактора. На уровне решетки 5 расположена дополнительная опорная решетка 12 с ограждением 13, на которой размещаются дополнительные вертикальные бериллиевые отражатели 14, алюминиевые вытеснители 15 и дугообразный блок отражателей 16. На уровне высоты ограждения 13 расположена охранная решетка 17 с расположенными на ней емкостями 18 и 19 для образцов. Решетка служит для защиты внутренней области корпуса 1 от случайного падения туда различных предметов. Сверху корпус закрывается крышкой 20 с крестовиной 21.
Внутри корпуса вне активной зоны расположены группы вертикальных каналов 22 и 23. Каналы 22 сквозные, вварены в днище корпуса 1 и проходят вверх через центрирующие отверстия решеток 17, 12 и крышки 20. Каналы 23 глухие, крепятся к крышке 20 и проходят вниз через центрующие отверстия решеток 12 и 17.
Над отражателями 14 соосно с некоторыми из них расположены каналы 24 для размещения в них образцов-свидетелей. Каналы 24 крепятся к крышке 20. Внутри активной зоны расположены каналы 25 системы управления и защиты, крепящиеся к крестовине, и глухие экспериментальные каналы 26, крепящиеся к крышке 20. Через блок отражателей 16 на уровне середины высоты активной зоны проходят глухие горизонтальные каналы 27, вваренные в стенку корпуса 1. Через стенку корпуса 1 проходит сквозной наклонный канал 28. В реакторе также предусмотрены каналы 29 для образцов-свидетелей. Фланцы входного и выходного патрубков 30 расположены на разных высотах для удобства обслуживания.
Работа реактора осуществляется следующим образом. Первый и второй контуры охлаждения реактора заполняются водой, которая насосами приводится в циркуляционное движение. В каналы 25 помещают элементы системы управления и защиты, а через центральное отверстие крышки 1 на решетку 5 устанавливаются сборки 6. В глухих каналах 23, 26 и 27 размещают облучаемые образцы. Емкости 18 и 19 используются для размещения в них облучаемых образцов и тепловыделяющих сборок при их перегрузках. Через один из сквозных каналов 22 и наклонный канал 28 производится выдача на хранение отработавших сборок и облученных образцов. Один из сквозных каналов используется как переливной для контроля максимального уровня воды в корпусе 1. В случае необходимости вместо каналов 24 устанавливаются дополнительные каналы для облучения образцов, фиксирующиеся нижним концом в решетке 12. При этом соосный с дополнительным каналом бериллиевый отражатель 14 удаляется.
Циркуляция воды в корпусе 1 в штатном режиме происходит следующим образом.
После входа в коллектор 2 вода разделяется по двум патрубкам коллектора и выходит через них в корпус 1. Из корпуса вода проходит через активную зону с тепловыделяющими сборками, расположенную в начале выходного коллектора 3 и затем через кромку перелива уходит вниз выходного коллектора.
В случае аварийного вытекания воды из системы первого контура, вода внутри корпуса 1 понизится только до уровня «Н», обеспечивая отвод тепла от активной зоны за счет конвекционного теплообмена в массе воды, оставшейся в корпусе 1. Отверстие 8 служит для входа воздуха в зону перелива воды через переливную кромку выходного коллектора при опускании уровня воды до отверстия 8, что приводит к разрыву сплошного потока стекающей воды и остановке ее дальнейшего вытекания из корпуса.
Для проверки герметичности первого контура производятся гидравлические испытания путем включения в работу циркуляционных насосов. При этом для запирания выхода воды в корпусе 1 из коллектора 2 выходные отверстия коллектора 2 закрываются втулками 4. Для проведения толщинометрии и дефектоскопии стенок бака неразрушающими методами контроля предусмотрена прямоугольная шахта 31, присоединенная к стенке бака.
Выполнение ядерного исследовательского реактора предлагаемой конструкции позволяет увеличить плотность нейтронного потока в активной зоне в 1,5-2 раза; расположить в активной зоне максимальное количество облучаемых каналов; исключить возможность оголения активной зоны при проектных авариях; обеспечить надежность системы охлаждения тепловыделяющих сборок с помощью естественной циркуляции теплоносителя в случае проектных аварий (разрыв первого контура, разгерметизация бака реактора); увеличить запас реактивности для длительных (до 200 часов) кампаний реактора; увеличить проходной канал в верхней крышке при перегрузках тепловыделяющих сборок; уменьшить «мертвые» зоны в баке реактора; обеспечить возможность проведения гидравлических испытаний первого контура реактора; обеспечить возможность проведения дефектоскопии стенок бака реактора неразрушающими методами контроля; обеспечить доступ к фланцевым соединениям для обслуживания и ремонта; а также сохранить при этом внешние габаритные размеры бака реактора ВВР-ц с последующим присоединением бака реактора ИВВ.10М к имеющимся закладным коммуникациям в существующей шахте реактора ВВР-ц.
Claims (5)
1. Ядерный исследовательский реактор, содержащий цилиндрический корпус со сферическим днищем и крышкой с крестовиной, входной и выходной водяные коллекторы, а также опорную решетку тепловыделяющей сборки, причем выходной водяной коллектор оснащен переливным патрубком с отверстием в верхней точке, входной водяной коллектор и переливной патрубок соединены трубопроводами с теплообменником, причем кромка перелива патрубка выходного коллектора расположена на уровне выхода воды из входного коллектора ниже рабочего уровня охлаждающей воды, на опорной решетке размещены алюминиевые вытеснители и дугообразный блок отражателей, а внутри корпуса к крышке реактора над блоком отражателей прикреплены каналы для размещения образцов-свидетелей.
2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что на уровне опорной решетки размещена дополнительная опорная решетка с ограждением, на которой располагают дополнительные вертикальные бериллиевые отражатели.
3. Реактор по п.1, отличающийся тем, что снабжен экспериментальными каналами, крепящимися к крышке.
4. Реактор по п.2, отличающийся тем, что на уровне высоты ограждения дополнительной опорной решетки расположена охранная решетка, на которой размещены емкости для образцов.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2009132034/22U RU90252U1 (ru) | 2009-08-26 | 2009-08-26 | Ядерный исследовательский реактор |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2009132034/22U RU90252U1 (ru) | 2009-08-26 | 2009-08-26 | Ядерный исследовательский реактор |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU90252U1 true RU90252U1 (ru) | 2009-12-27 |
Family
ID=41643535
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2009132034/22U RU90252U1 (ru) | 2009-08-26 | 2009-08-26 | Ядерный исследовательский реактор |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU90252U1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2562617C2 (ru) * | 2010-06-04 | 2015-09-10 | Пеббл Бед Модулар Риэктор Сок Лтд | Сборка блока отражателя нейтронов, боковой отражатель ядерного реактора и ядерный реактор |
-
2009
- 2009-08-26 RU RU2009132034/22U patent/RU90252U1/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2562617C2 (ru) * | 2010-06-04 | 2015-09-10 | Пеббл Бед Модулар Риэктор Сок Лтд | Сборка блока отражателя нейтронов, боковой отражатель ядерного реактора и ядерный реактор |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US11393598B2 (en) | Nuclear reactor vessel support system | |
JP6309972B2 (ja) | 原子力発電施設並びにその冷却材の液位を維持する方法 | |
JP2010085282A (ja) | 加圧水型原子力プラント | |
CN110176316B (zh) | 一种u型管内部换热式堆芯熔融物捕集装置 | |
CN102956275A (zh) | 具有紧凑的非能动安全系统的压水反应堆 | |
CN104919534B (zh) | 用于从核反应堆加压容器移除上部内部构件的装置和方法 | |
KR20140025482A (ko) | 압력과 흐름 제어를 모두 제공하는 상부 용기 섹션을 구비한 가압 경수로 | |
KR101250479B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법 | |
US5825838A (en) | Reactor flooding system for a retaining molten core materials in a reactor vessel by the improved external vessel cooling capability | |
RU90252U1 (ru) | Ядерный исследовательский реактор | |
WO2015156853A2 (en) | Reactor containment pressure suppression | |
US20210142920A1 (en) | Nuclear steam supply and start-up system, passively-cooled spent nuclear fuel pool system and method therefor, component cooling water system for nuclear power plant, passive reactor cooling system, steam generator for nuclear steam supply system | |
JPH0531750B2 (ru) | ||
RU2769102C1 (ru) | Пассивная система охлаждения ядерного реактора | |
YU et al. | Code Analysis of Effect of PHTS Pump Sealing Leakage during Station Blackout at PHWR Plants | |
Antariksawan et al. | Parametric study of LOCA in TRIGA-2000 using RELAP5/SCDAP code | |
RU2348994C1 (ru) | Ядерная энергетическая установка | |
RU2721384C1 (ru) | Система аварийного охлаждения ядерной энергетической установки | |
JP2014095569A (ja) | 破損燃料容器 | |
EA041381B1 (ru) | Ядерный реактор интегрального типа (варианты) | |
CN115910399A (zh) | 一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法 | |
JP2012233700A (ja) | 原子炉格納容器の冷却方法及び原子炉格納容器冷却装置 | |
Khan et al. | Transient analysis of integral pressurized water reactor (IPWR) | |
Pluta et al. | PRISM: An Innovative Inherently Safe Modular Sodium Cooled Breeder Reactor | |
JP2019045433A (ja) | 原子炉格納容器 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM1K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20140827 |