RU90252U1 - Ядерный исследовательский реактор - Google Patents

Ядерный исследовательский реактор Download PDF

Info

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
Application number
RU2009132034/22U
Other languages
English (en)
Inventor
Михаил Владимирович Аржаков
Юрий Всеволодович Конюшко
Алексей Александрович Алякин
Алексей Фролович Грачев
Олег Юрьевич Кочнов
Александр Сергеевич Иголкин
Юрий Иванович Смелкин
Михаил Николаевич Рощин
Валентин Евгеньевич Шмелев
Владимир Дмитриевич Белоусов
Original Assignee
Закрытое акционерное общество НПК "АтомТехноПром"
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 Закрытое акционерное общество НПК "АтомТехноПром" filed Critical Закрытое акционерное общество НПК "АтомТехноПром"
Priority to RU2009132034/22U priority Critical patent/RU90252U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU90252U1 publication Critical patent/RU90252U1/ru

Links

Classifications

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

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

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.
5. Реактор по п.1, отличающийся тем, что фланцы входного и выходного патрубков расположены на разных высотах.
Figure 00000001
RU2009132034/22U 2009-08-26 2009-08-26 Ядерный исследовательский реактор RU90252U1 (ru)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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