SU349208A1 - Корпус ядерного реактора - Google Patents
Корпус ядерного реактораInfo
- Publication number
- SU349208A1 SU349208A1 SU1397454A SU1397454A SU349208A1 SU 349208 A1 SU349208 A1 SU 349208A1 SU 1397454 A SU1397454 A SU 1397454A SU 1397454 A SU1397454 A SU 1397454A SU 349208 A1 SU349208 A1 SU 349208A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- elements
- nuclear reactor
- housing
- pressure
- reactor case
- Prior art date
Links
- 229910001018 Cast iron Inorganic materials 0.000 description 8
- 230000001681 protective Effects 0.000 description 6
- 239000004567 concrete Substances 0.000 description 4
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 4
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011513 prestressed concrete Substances 0.000 description 2
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- 229910000805 Pig iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005266 casting Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000006297 dehydration reaction Methods 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 229910000499 pig iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004804 winding Methods 0.000 description 1
Description
Изобретение относитс к атомной промышленности и может быть использовано при сооружении дерной энергетической установки с корпусом высокого давлени дл размещени активной зоны реактора.
Известны различные конструкции корпусов дерных реакторов, в частности корпуса высокого давлени водо-вод ных и кип щих реакторов, окруженные бетонной защитой. Впутри корпуса, между корпусом и реакторо .м, размещен тепловой экран.
Созданне корпусов высокого давлени дл реакторов большой мощности - сложна и дорогосто ща техническа проблема.
Известны многослойные корпуса дл больщих дерных реакторов из предварительно напр женного бетона. Такие корпуса трудно рассчитать и изготовить. Дл исключени вли ни высоких давлений и температур на бетон (с целью предотвращени обезвоживани бетопа) необходимо создавать сложную и дорогосто щую систему охлаждени защиты . Как правило, отводимое тепло из-за нпзких параметров пе может быть использовано дл получени электроэнергии.
Целью изобретени вл етс создание корпуса высокого давлеии , выполн ющего одновре .менно функции защитного экрана и не требующего системы теплоотвода.
Дл достижени цели корпус высокого давлени выиолнен из предварительно напр женного чугуна в виде отдельных элементов с толщиной стенки, достаточной дл нейтронной
защиты.
Предлагаемый корпус дерного реактора имеет приспособлени дл ввода и вывода теплопосител , загрузки и выгрузки топливных элементов и обеспечени работы системы
уиравлеии и защиты. Хот стенки корпуса играют одновременно роль защитного экрана, но из-за вторичного у-излучени требуетс создание дополпптельной внешней защиты, не несущей давлеии и без значительного тепловыделенн ,
Выбор предварительного напр жени осуществл етс с учетом сн ти критических наир жеиий при раст жении и изгибе в аварийных ситуаци х. При этом приемлемы способы
предварительного напр жени бетонных корпусов высокого давлени .
Дл дерных реакторов малой мощности корпуса высокого давлени могут изготовл тьс литьем как единое целое. Ядерные
реакторы большой мощности окружаютс корпусом высокого давлени из предварительно напр женных чугунных элементов. При этом корпус в плане .может иметь форму квадрата, пр моугольника или овала, хот из прочностных соображений предпочтительны цилиндрические корпуса. Предлагаема оптимальна конструкци чугунного корпуса высокого давлени состоит из плиты фундамента, крышки и сегмента и/или кольца бокового цилиндра. Основные элементы могут быть также сборными . В частности, как -нижн плита, так и крышка могут быть выполнены из сегментов с полост ми дл защитных материалов. С целью удешевлени производства основную плиту и крышку изготовл ют из железобетона. Стыковые зазоры чугунных элементов корпуса снабжены уплотнением с достаточной прочностью на сжатие. Из прочностных, а также радиационных соображений необходимо надежное сцепление элементов, дл чего они снабжены соединительными элементами в форме выступов, пазов, пружин и т. п. Предлагаемый корпус высокого давлени может работать без системы охлаждени . Более того, тепловое расширение корпуса может быть использовано дл увеличени предварительного напр жени . Если же предусмотрено охлаждение корпуса высокого давлени , то в этом случае в корпусе выполн ют каналы или камеры. На фиг. 1 показан вертикальный разрез корпуса высокого давлени дл дерного реактора; на фиг. 2 - горизонтальный разрез стенки корпуса высокого давлени ; «а фиг. 3- корпус высокого давлени , вид сверху; на фиг. 4-вертикальный разрез крышки корпуса. Корпус дерного реактора выполнен в виде металлического сосуда высокого давлени 1, в котором размещена активна зона 2. Сосуд высокого давлени изготовлен из предварительно напр женного чугуна. Стенки сосуда одновременно служат радиационной защитой. Сосуд высокого давлени 1 состоит из предварительно напр женных элементов: цилиндрических сегментов 3, плиты-основани 4 и крышки 5. Плита-основание 4 и крышка 5 могут быть выполнены из железобетона. В области стыковых зазоров 6 предварительно напр женных чугунных элементов предусмотрена уплотн юща облицовка 7. Цилиндрические сегменты 5 в стыковых зазорах сцепл ютс с помощью выступа 8 и захода 9. Дл осуществлени предварительного напр жени элементы 3, 4 и 5 выполнены с каналами 10 дл раст гивающих средств И. Раст гивающими средствами могут быть насаживаемые в гор чем состо нии на цилиндрическую часть корпуса стальные кольца 12, составленные из сегментов 13 (см. фиг. 2). Предварительное напр жение достигаетс за счет одного или нескольких ст гивающих V-образных сварных щвов 14. Все сварные швы сваривают одновременно изнутри наружу , так что после охлаждени швов начинают действовать ст гивающие напр жени , вызывающие предварительное напр жение чугунных элементов. Повышение температуры чугунных элементов вследствие облучени приводит к тепловому расширению этих элементов , увеличивающему эффект предварительного напр жени . Сосуд / снабжен каналами 15 и камерами 16 дл размещени защитных материалов и охлаждени . Кроме того, элементы 3, 4, 5 изготовлены из чугуна с максимально возможным содержанием углерода (более 3%). Размещение замедлител в полост х сосуда предотвращает непроизводительные потери тепловых нейтронов. Чугунные элементы могут быть составлены под напр жением из блоков 17 вроде строительных камней. Стальные элементы, осуществл ющие напр жение, располагают вдоль линий 18. Блоки 17 выполнены пустотелыми и заполнены защитным материалом 19. Предварительное напр жение может быть достигнуто также посредством наматывани тонкой проволоки 20 (см. фиг. 1). Предмет изобретени 1. Корпус дерного реактора из предварительно напр женного металла, отличающийс тем, что, с целью повыщени теплостойкости корпуса и одновременного выполнени им функций защитного экрана, он выполнен из предварительно напр женного чугуна в виде отдельных элементов. 2. Корпус по п. 1, отличающийс тем, что снование и крыщка корпуса выполнены из редварительно напр женного бетона. 3. Корпус по пп. 1 и 2, отличающийс тем, то сборные элементы выполнены с пазами, аполненными замедлителем и/или отражатеем нейтронов.
ffUS 1
13
,
18
//
19
/7
Фи2 4
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SU349208A1 true SU349208A1 (ru) |
Family
ID=
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4045286A (en) | Molten fuel-salt reactor | |
| CA1049665A (en) | Nuclear reactor apparatus | |
| Carre et al. | Update of the French R&D strategy on gas-cooled reactors | |
| US3734827A (en) | Nuclear-reactor structure | |
| US4175005A (en) | Component nuclear containment structure | |
| US20120281803A1 (en) | Neutron absorbing composite for nuclear reactor applications | |
| US4859402A (en) | Bottom supported liquid metal nuclear reactor | |
| WO2003058642A1 (fr) | Reacteur a faible temperature utilisant le combustible epuise d'une centrale nucleaire | |
| RU2084975C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива | |
| SU349208A1 (ru) | Корпус ядерного реактора | |
| US4826652A (en) | Low capacity nuclear reactor housed underground in the cavity of a cylindrical pressure vessel | |
| US3293139A (en) | Prestressed concrete pressure vessel for nuclear reactors | |
| GB866037A (en) | Improved nuclear energy reactor structure | |
| US4949363A (en) | Bottom supported liquid metal nuclear reactor | |
| US4681731A (en) | Nuclear reactor construction with bottom supported reactor vessel | |
| US4777012A (en) | Gas cooled high temperature reactor charged with spherical fuel elements | |
| JP4278824B2 (ja) | 放射性物質貯蔵設備 | |
| Kugeler et al. | Considerations on high temperature reactors for process heat applications | |
| US3350273A (en) | Pressure pipe nuclear reactor with insulating and prestressing arrangement of coaxialpipe assembly | |
| RU2253912C1 (ru) | Гомогенный быстрый реактор-хранилище | |
| SU681457A1 (ru) | Атомна энергетическа установка с замкнутым контуром циркул ции рабочего газа | |
| Raiko et al. | An Advanced Cold Process Canister Design for Nuclear Waste Disposal | |
| McKeen | Advanced gas cooled reactors | |
| Beine et al. | Integrated design of prestressed cast-iron pressure vessel and passive heat removal system for the reactor cell of a 200 mwth modular reactor | |
| Guelicher et al. | The Particular Features of PCIVs for HTR and other Applications in Nuclear Stations |