WO2020009600A1 - Ядерный реактор с водой под давлением - Google Patents
Ядерный реактор с водой под давлением Download PDFInfo
- Publication number
- WO2020009600A1 WO2020009600A1 PCT/RU2018/000440 RU2018000440W WO2020009600A1 WO 2020009600 A1 WO2020009600 A1 WO 2020009600A1 RU 2018000440 W RU2018000440 W RU 2018000440W WO 2020009600 A1 WO2020009600 A1 WO 2020009600A1
- Authority
- WO
- WIPO (PCT)
- Prior art keywords
- capsule
- rods
- under pressure
- nuclear reactor
- reactor
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
-
- 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
Definitions
- the invention relates to nuclear technology, namely, to nuclear reactors with water under pressure.
- VVER type of pressurized water nuclear reactors
- PWR type of pressurized water nuclear reactor
- Fuel assemblies are installed by shanks in the cells of the reactor core.
- the cartogram of the cells of this nuclear reactor is shown in figure 2, where each cell has its own number.
- Hexahedrons 13 denote cells only with fuel assemblies, and hexagons with points 14 denote cells where, in addition to fuel assemblies, there are absorbing rods of a control and protection system.
- fuel assemblies are installed in the cells of the active zone of a nuclear reactor and are fixed by shanks in the reactor plate in a certain position.
- fuel assemblies are rearranged in l ⁇ 9 './ ® “ 00 " 6® cells, in accordance with the burnout in them p £ ⁇ ? / 0 ⁇ 12, the faded fuel assemblies are removed, and fresh fuel assemblies are installed instead of them.
- the order of relocation of the fuel assemblies in the cells of the reactor core is determined neutron-physical calculations.
- Fig. H The fuel assembly of a nuclear reactor (see Kirillov P.L. et al. Handbook of Thermohydraulic Calculations (nuclear reactors, heat exchangers, steam generators). M: Energoatomizdat, 1990., Fig. A.8.1, A.8.3 and A.8.5, p. 319) (Fig. H) consists of a bunch of fuel rods 4, mounted in a supporting lower grid 10 and interconnected by spacer grids 5, mounted on the central tube 12. The spacer grids can also be attached to the corners 6, attached by screws 9 to the shank 7 . Remote grids can also be attached to channel guides m 11. In all designs of fuel assemblies has a head 8 for Downloads- unloading fuel assemblies.
- the guide channels of the fuel assemblies are used to place and move the absorbing elements 27 (Fig. 4) in them, which are part of the absorbing rods of the control and protection system necessary for regulating the reactor power during operation, as well as emergency reactor protection in case of deviations from normal operation and design accidents.
- primary neutron sources are used, for example, a PWR-type nuclear reactor with a primary neutron source (RU2576532, Westinghouse Electric Company LLS (US), priority date 26.09.2011).
- the primary neutron source is used to safely initiate a nuclear chain reaction in the core containing only fresh unirradiated nuclear fuel, because the total neutron density from all sources (for example, spontaneous fuel fission, cosmic radiation, deuterium photoneutrons) is insufficient for reliable density control neutrons in the reactor to ensure safe start-up of the reactor.
- Low neutron fluxes are observed in nuclear reactors with initial active zones in which only medium-radioactive fuel is located, or after long shutdown periods during which the irradiated fuel decays, as a result of which the reactor’s own neutron source is restored from the above mechanisms.
- the primary neutron source of a known nuclear reactor consists of a beryllium core deposited on a substrate, which is located in a hollow tube sealed by the upper and lower end caps, and is held by an element in the form of a cylindrical spring mounted in the free volume inside the capsule between the upper cap and the core.
- a neutron source is very expensive.
- Reactor launched for the first time RHFTC 1 ! 2 18 ° C-UL with caution than with repeated starts.
- the start-up range covers the region where the nuclear reactor exits from the subcritical state to the critical one. It is carried out by carefully changing the reactivity from a negative value to a value corresponding to a critical state.
- the word “cautious” means that this mode is the most responsible from a security point of view.
- the neutron density is relatively low, and the statistical accuracy of neutron detectors is minimal.
- the moment the nuclear reactor exits from a subcritical state to a critical one is very important, since a further increase in reactivity brings the reactor to a supercritical state. In this state, an acceptable excess reactivity is set, with which the reactor is accelerated to the required power level.
- the well-known nuclear reactor of the PWR type (US4208247, Westinghouse Electric Company LLS (US), priority dated 08/15/1977), contains a secondary neutron source, which is located in one of the fuel assemblies in the absorbing element located opposite the neutron detector.
- a secondary neutron source of a known nuclear reactor is located in the lower part of the shell of one of the absorbing elements and consists of a tubular body made of thermal neutron-absorbing material, sealed with plugs, in which a mixture of beryllium and plutonium-238 is placed in the lower part, and in the upper part there is a compensation volume for gaseous products released as a result of (a, h) the beryllium nuclear reaction.
- a secondary neutron source of a known nuclear reactor is located in the lower part of the shell of one of the absorbing elements and consists of a tubular body made of thermal neutron-absorbing material, sealed with plugs, in which a mixture of beryllium and plutonium-238 is placed in the lower part, and in the upper part there is a compensation volume for gaseous products released as a result of (a, h) the beryllium nuclear reaction.
- the objective of the present invention is to increase the reliability of power control of a nuclear reactor with water under pressure in a subcritical state through the use of secondary neutron sources in it, optimizing the location and improving their design.
- the technical result of the invention is to increase safety and accelerate the restart of a nuclear reactor with water under pressure.
- Rods with secondary neutron sources are placed in the active zone of a nuclear reactor in the form of groups 15 (Fig. 2), for example, in the form of three groups located close to neutron detectors - ionization chambers of a nuclear reactor.
- groups 15 Fig. 2
- group c ⁇ P ⁇ ? 2 ⁇ ° E 6 2P 'with original neutron sources The 0 L ⁇ 2y2f of the core of the core within the measurement range of ionization chambers located outside the core, which allows reliable control of the neutron density in the reactor in a subcritical state, which ensures a quick and safe restart of the reactor.
- Each group can contain up to 18 rods with secondary neutron sources (figure 5). If the group contains less than 18 rods with secondary neutron sources, the missing rods are replaced by displacing rods made of zirconium alloy. For example, for a VVER-1000 type reactor, 6 rods with the proposed secondary neutron sources 16 are sufficient in each group, and 4 rods with 16 secondary neutron sources in each group are sufficient for a PWR type reactor. Missing rods are replaced by displacing rods 17 to maintain the hydraulic resistance of the fuel assemblies by reducing coolant leaks along the guide channels of the fuel assemblies. The material of the displacing rods is made of zirconium alloy type E1 10 having the best neutron-physical properties.
- Each rod 16 is made in the form of a hollow tube 19 (Fig. 6) of a chromium-nickel alloy filled with helium under pressure, in which a sealed capsule 18 with a secondary neutron source, filled with helium under pressure, is placed.
- Capsule 18 (Fig. 7) contains tablets from a mixture of beryllium isotopes
- the height of the capsule in the rod is centered using the spacer element 26, which reduces the unevenness of the temperature distribution in it and the stress-strain state of the capsule shell 31.
- the use of the spacer element 26 leads to a significant increase in the resource characteristics of the secondary neutron source and its reliability.
- the distance element 26 may be made in the form of a spiral of wire, wound externally on the shell of the capsule 31. The ends of the wire are welded to the capsule by argon arc welding.
- the capsule is fixed from axial movement during transport and technological operations in the rod with a plug of nickel mesh 22.
- the rods with secondary neutron sources are sealed with a tip 20 and a suspension 21 (Fig. 6), necessary for fixing them on the beam 25.
- Each rod with a secondary neutron source 16 is mounted on the traverse 25 using two damping springs 28, which reduce the dynamic load on the rod when moving it during operation, and a nut 29 (Fig. 5).
- Rods with secondary neutron sources, a tip and a suspension can be made of chromium-nickel alloy 42XHM, and the shell and end details of the capsule can be made of chromium-nickel alloy 06X16H15MZB.
- the absorbing rods of the control and protection system and the rods with secondary neutron sources are in the active zone in the lower position - the reactor is “shut off”.
- Figure 1 shows the proposed nuclear reactor with water under pressure.
- Figure 2 shows a cartogram of the cells of the active zone of a nuclear reactor.
- FIG. 3 shows a fuel assembly of a nuclear reactor.
- Figure 4 shows the absorbing rod of the control system and protection of a nuclear reactor.
- Figure 5 shows a group of rods with secondary neutron sources of a nuclear reactor.
- Figure 6 shows a rod with a secondary neutron source of a nuclear reactor.
- FIG. 7 shows a capsule of a rod with a secondary neutron source of a nuclear reactor.
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к атомной технике, в частности, к ядерным реакторам с водой под давлением. Ядерный реактор с водой под давлением содержит тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты, стержни с вторичными источниками нейтронов, размещенные вблизи от ионизационных камер в тех ячейках активной зоны реактора, в которых отсутствуют поглощающие стрежни, и закрепленные на траверсе. Каждый стержень с вторичным источником нейтронов герметизирован наконечником и подвеской и выполнен в виде полой трубки, заполненной гелием под давлением, в которой размещена герметичная капсула, заполненная гелием по давлением. Капсула содержит таблетки из смеси изотопов бериллия и сурьмы, зафиксированные от осевого перемещения фиксатора, расположенным в свободном объеме внутри капсулы. Центрирование капсулы в стержне осуществляется с помощью дистанционирующего элемента. Изобретение позволяет повысить безопасность и ускорить повторный пуск ядерного реактора с водой под давлением.
Description
Ядерный реактор с водой под давлением
Изобретение относится к атомной технике, а именно, к ядерным реакторам с водой под давлением.
В настоящее время известны два типа ядерных реакторов с водой под давлением: типа ВВЭР, где тепловыделяющие сборки расположены в ячейках активной зоны по правильной треугольной сетке, и типа PWR, где тепловыделяющие сборки расположены в ячейках активной зоны по квадратной сетке.
Из уровня техники известна конструкция ядерного реактора (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990, рис. П.7.2, с.308), содержащего корпус 1, активную зону 2 с тепловыделяющими сборками, систему регулирования и защиты 3 (фиг.1), включающую поглощающие стержни (фиг.4), содержащие поглощающие элементы 27, размещенные в направляющих каналах 11 тепловыделяющих сборок (фиг.З).
Тепловыделяющие сборки устанавливаются хвостовиками в ячейках активной зоны реактора. Картограмма ячеек данного ядерного реактора приведена на фиг.2, где каждая ячейка имеет свой номер. Шестигранниками 13 обозначены ячейки только с тепловыделяющими сборками, а шестигранниками с точками 14 обозначены ячейки, где помимо тепловыделяющих сборок имеются поглощающие стержни системы регулирования и защиты.
В соответствии с картограммой тепловыделяющие сборки устанавливаются в ячейки активной зоны ядерного реактора и фиксируются хвостовиками в плите реактора в определенном положении. При выполнении перегрузок реактора происходит перестановка тепловыделяющих сборок
вл^9'./ ® “ 00 " 6® йки в соответствии с выгоранием в них р£ Л ? /0ИОА12юстыо выгоревшие тепловыделяющие сборки удаляются, а вместо них устанавливаются свежие тепловыделяющие сборки. Порядок перестановки тепловыделяющих сборок в ячейках активной зоны реактора определяется нейтронно-физическими расчетами.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990., рис. П.8.1, П.8.3 и П.8.5, с.319) (фиг.З) состоит из пучка твэлов 4, закрепленных в несущей нижней решетке 10 и соединенных между собой дистанционирующими решетками 5, закрепленными на центральной трубе 12. Дистанционирующие решетки могут также крепится к уголкам 6, прикрепленным винтами 9 к хвостовику 7. Дистанционирующие решетки могут также крепится к направляющим каналам 11. Во всех конструкциях тепловыделяющих сборок имеется головка 8 для обеспечения загрузки- выгрузки тепловыделяющих сборок.
Направляющие каналы тепловыделяющих сборок служат для размещения и перемещения в них поглощающих элементов 27 (фиг.4), входящих в состав поглощающих стержней системы регулирования и защиты, необходимых для регулирования мощности реактора при эксплуатации, а также аварийной защиты реактора при отклонениях от нормальной эксплуатации и проектных авариях.
. Поглощающие стержни системы регулирования и защиты ядерного реактора с водой под давлением - конструктивный элемент механической части системы регулирования и защиты ядерных реакторов, содержащий траверсу 25, на которой напротив позиций направляющих каналов закреплены поглощающие элементы, выполняет в составе рабочего органа несколько функций:
регулирования и поддержания мощности активной зоны на заданном уровне при нормальных условиях эксплуатации;
WO 2020/009600 и безопасный перевод активной
состояние при нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях и поддержание в подкритическом состоянии в стояночных режимах;
предупреждения и подавления ксеноновых колебаний мощности в случае их возникновения при нестационарных процессах;
выравнивание поля энерговыделения по высоте и, при необходимости, по радиусу активной зоны.
Для первоначального запуска реактора используются первичные источники нейтронов, например, ядерный реактор типа PWR с первичным нейтронным источником (RU2576532, Вестингхаус электрик компани ЛЛС (US), приоритет от 26.09.2011).
Первичный источник нейтронов используют для безопасного инициирования ядерной цепной реакции в активной зоне, содержащей только свежее необлученное ядерное топливо, потому что общая плотность нейтронов из всех источников (например, самопроизвольное деление топлива, космическое излучение, фотонейтроны дейтерия) в нем является недостаточной для надежного контроля плотности нейтронов в реакторе, чтобы обеспечивать безопасный пуск реактора. Низкие потоки нейтронов наблюдаются в ядерных реакторах с первоначальными активными зонами, в которых находится только имеющее среднюю радиоактивность топливо, или после продолжительных периодов остановки, в течение которых облученное топливо распадается, в результате чего восстанавливается собственный нейтронный источник реактора от вышеупомянутых механизмов.
Первичный источник нейтронов известного ядерного реактора состоит из нанесенного на подложку, и окружающего его сердечника из бериллия, который находятся в полой трубке, герметизированной верхней и нижней концевыми заглушками, и удерживается элементом в виде цилиндрической пружины, установленной в свободном объеме внутри капсулы между верхней заглушкой и сердечником. Такой источник нейтронов является весьма дорогостоящим.
реактор, пускаемый впервые, разгоРХЛТХ1!2 18^ °-УЛ л ыпей осторожностью, чем при повторных пусках. Диапазон пуска охватывает область выхода ядерного реактора из подкритического состояния в критическое. Он осуществляется путем осторожного изменения реактивности от отрицательного значения до значения, соответствующего критическому состоянию. Слово «осторожного» означает, что этот режим является наиболее ответственным с точки зрения безопасности. В этом режиме плотность нейтронов сравнительно мала, а статистическая точность нейтронных детекторов минимальна. Момент выхода ядерного реактора из подкритического состояния в критическое является весьма важным, так как дальнейшее приращение реактивности выводит реактор в надкритическое состояние. В этом состоянии задается приемлемая избыточная реактивность, с которой ведется разгон реактора до необходимого уровня мощности.
Для пуска ядерного реактора после останова обычно используются менее дорогостоящие вторичные источники нейтронов, которые излучают нейтроны в результате (a,h) ядерной реакции.
Известный ядерный реактор типа PWR (US4208247, Вестингхаус электрик компани ЛЛС (US), приоритет от 15.08.1977), содержит вторичный источник нейтронов, который размещается в одной из тепловыделяющих сборок в поглощающем элементе, расположенном напротив нейтронного детектора.
Вторичный источник нейтронов известного ядерного реактора размещается в нижней части оболочки одного из поглощающих элементов и состоит из трубчатого корпуса из абсорбирующего тепловые нейтроны материала, герметизированного заглушками, в котором в нижней части размещена смесь бериллия и плутония-238, а в верхней части имеется компенсационный объем для газообразных продуктов, выделяющихся в результате (a,h) ядерной реакции бериллия. Могут быть и другие комбинации бериллия с известными элементами, например, с полонием, америцием, калифорнием и т.п.
wo 2020/009600 вторичный источник нейтронов
активируется только под действием высокого потока нейтронов и первоначальная эффективность, а также эффективность его при нахождении реактора в подкритическом состоянии невелика.
Задачей настоящего изобретения является повышение надежности контроля мощности ядерного реактора с водой под давлением в подкритическом состоянии за счет применения в нем вторичных источников нейтронов, оптимизации расположения и улучшения их конструкции.
Учтено также, что при повторном пуске ядерного реактора в его активной зоне имеется высокая наведенная g -активность конструкционных материалов, которая сохраняется и при переводе его в подкритическое состояние. В связи с этим предлагается в нескольких ячейках активной зоны реактора, в которых не установлены поглощающие стержни системы регулирования и защиты, установить стержни с вторичными источниками нейтронов, генерирующие нейтроны за счет (g,h) ядерной реакции.
Техническим результатом изобретения является повышение безопасности и ускорение повторного пуска ядерного реактора с водой под давлением.
Данный технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе с водой под давлением, содержащем тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты с поглощающими элементами, размещенными с помощью траверсы в направляющих каналах тепловыделяющих сборок, дополнительно вблизи от ионизационных камер в тех ячейках активной зоны реактора, в которых отсутствуют поглощающие стержни, размещены стержни с вторичными источниками нейтронов, закрепленные на траверсе.
Стержни с вторичными источниками нейтронов размещены в активной зоне ядерного реактора в виде групп 15 (фиг.2), например, в виде трех групп, расположенных вблизи от детекторов нейтронов - ионизационных камер ядерного реактора. Для достижения наибольшей эффективности группы
с^Р^?2^°Е62Р'оричными источниками нейтронов распол£9^1Ж?0Л§ 2й2ф ферии активной зоны в пределах области измерений ионизационных камер, расположенных вне активной зоны, что позволяет надежно контролировать плотность нейтронов в реакторе, находящемся в подкритическом состоянии, чем обеспечивается быстрый и безопасный повторный запуск реактора.
Каждая группа может содержать до 18 стержней с вторичными источниками нейтронов (фиг.5). Если группа содержит меньше 18 стержней с вторичными источниками нейтронов, отсутствующие стержни заменяются стержнями - вытеснителями, выполненными из циркониевого сплава. Например, для реактора типа ВВЭР- 1000 в каждой группе достаточно 6 стержней с предлагаемыми вторичными источниками нейтронов 16, а для ядерного реактора типа PWR достаточно 4 стержней с вторичными источниками нейтронов 16 в каждой группе. Отсутствующие стержни заменяются стержнями-вытеснителями 17 для сохранения гидравлического сопротивления тепловыделяющих сборок посредством уменьшения протечек теплоносителя по направляющим каналам тепловыделяющих сборок. Материал стержней-вытеснителей выполнен из циркониевого сплава типа Э1 10, имеющего наилучшие нейтронно-физические свойства.
Каждый стержень 16 выполнен в виде полой трубки 19 (фиг. 6) из хромо-никелевого сплава, заполненной гелием под давлением, в которой размещена герметичная капсула 18 с вторичным источником нейтронов, заполненная гелием под давлением.
Капсула 18 (фиг. 7) содержит таблетки из смеси изотопов бериллия
и сурьмы Ве4 , Sbsi и Sb5l 23 с равными объемными долями бериллия и сурьмы, зафиксированные от осевого перемещения при транспортно- технологических операциях пружинным фиксатором ступенчатого типа с упором витков в оболочку капсулы 24 (RU2389088, ПАО «МСЗ», приоритет от 08.07.2008.) или никелевой сеткой 24. Пружинный фиксатор или никелевая сетка располагаются в свободном объеме 30 внутри капсулы, предназначенном для сбора газообразных продуктов деления.
wo 2020/009600 герметизация вторичного источника ней?^Ш1?° й9£14^ швает его повышенную надежность и работоспособность, что также повышает безопасность реактора при повторных запусках.
Центрирование капсулы в стержне по высоте осуществляется с помощью дистанционирующего элемента 26, что снижает неравномерность распределения температуры в нем и снижает уровень напряженно- деформированного состояния оболочки капсулы 31. Использование дистанционирующего элемента 26 приводит к значительному увеличению ресурсных характеристик вторичного источника нейтронов и его надежности.
Дистанционирующий элемент 26 может быть выполнен в виде спирали из проволоки, навитой снаружи на оболочку капсулы 31. Концы проволоки приварены к капсуле аргонодуговой сваркой.
Капсула зафиксирована от осевого перемещения при транспортно- технологических операциях в стержне пробкой из никелевой сетки 22.
Стержни с вторичными источниками нейтронов герметизированы наконечником 20 и подвеской 21 (фиг. 6), необходимой для закрепления их на траверсе 25.
Каждый стержень с вторичным источником нейтронов 16 закреплен на траверсе 25 с помощью двух демпфирующих пружин 28, снижающих динамические нагрузки на стержень при перемещении его в процессе эксплуатации, и гайки 29 (фиг. 5).
Стержни с вторичными источниками нейтронов, наконечник и подвеска могут быть выполнены из хромоникелевого сплава 42ХНМ, а оболочка и концевые детали капсулы - из хромоникелевого сплава 06Х16Н15МЗБ.
В период останова ядерного реактора поглощающие стержни системы регулирования и защиты и стержни с вторичными источниками нейтронов находятся в активной зоне в нижнем положении - реактор "заглушен".
При запуске реактора после останова поглощающие стержни системы регулирования и защиты постепенно поднимаются вверх, при этом стержни
с источниками нейтронов генерируют неЙ1р^/М,,20.|Р 1И).Р14Рзоляет с помощью нейтронных детекторов, расположенных вблизи от них, надежно контролировать плотность нейтронов в активной зоне вплоть до перехода ее в надкритическое состояние, тем самым обеспечивая быстрый и безопасный запуск реактора.
Изобретение поясняется чертежами.
На фиг.1 изображен предлагаемый ядерный реактор с водой под давлением.
На фиг.2 изображена картограмма ячеек активной зоны ядерного реактора.
На фиг.З изображена тепловыделяющая сборка ядерного реактора.
На фиг.4 изображен поглощающий стержень системы регулирования и защиты ядерного реактора.
На фиг.5 изображена группа стержней с вторичными источниками нейтронов ядерного реактора.
На фиг.6 изображен стержень с вторичным источником нейтронов ядерного реактора.
На фиг.7 изображена капсула стержня с вторичным источником нейтронов ядерного реактора.
Claims
1.Ядерный реактор с водой под давлением, содержащий тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты, стержни с вторичными источниками нейтронов, размещенные вблизи от ионизационных камер в тех ячейках активной зоны реактора, в которых отсутствуют поглощающие стержни, и закрепленные на траверсе, каждый стержень с вторичным источником нейтронов герметизирован наконечником и подвеской и выполнен в виде полой трубки, заполненной гелием под давлением, в которой размещена герметичная капсула, заполненная гелием под давлением, капсула содержит таблетки из смеси изотопов бериллия и сурьмы, зафиксированные от осевого перемещения фиксатором, расположенным в свободном объеме внутри капсулы, при этом центрирование капсулы в стержне осуществляется с помощью дистанционирующего элемента.
2. Ядерный реактор с водой под давлением по п.1, отличающийся тем, что стержни с вторичными источниками нейтронов размещены в активной зоне ядерного реактора в виде групп.
3. Ядерный реактор с водой под давлением по п.1, отличающийся тем, что дистанционирующий элемент выполнен в виде спирали из проволоки, навитой снаружи на оболочку капсулы.
4. Ядерный реактор с водой под давлением по п.1, отличающийся тем, что стержни с вторичными источниками нейтронов, наконечник и подвеска выполнены из хромо-никелевого сплава.
5. Ядерный реактор с водой под давлением по п.1, отличающийся тем, что фиксатор, с помощью которого зафиксированы от осевого перемещения таблетки в капсуле, выполнен пружинным или в виде никелевой сетки.
6. Ядерный реактор с водой под давлением по п.1, отличающийся тем, что таблетки выполнены из смеси изотопов Ве4 , Sbsi и Sb5]
wo 2020/оо9борлый реактор с водой под давлением по п.1 тем, что каждый стержень с вторичным источником нейтронов закреплен на траверсе с помощью демпфирующих пружин и гайки.
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020144001A RU2759217C1 (ru) | 2018-07-04 | 2018-07-04 | Ядерный реактор с водой под давлением |
| CZ2020-612A CZ2020612A3 (cs) | 2018-07-04 | 2018-07-04 | Tlakovodní jaderný reaktor |
| PCT/RU2018/000440 WO2020009600A1 (ru) | 2018-07-04 | 2018-07-04 | Ядерный реактор с водой под давлением |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2018/000440 WO2020009600A1 (ru) | 2018-07-04 | 2018-07-04 | Ядерный реактор с водой под давлением |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO2020009600A1 true WO2020009600A1 (ru) | 2020-01-09 |
Family
ID=69059433
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2018/000440 WO2020009600A1 (ru) | 2018-07-04 | 2018-07-04 | Ядерный реактор с водой под давлением |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| CZ (1) | CZ2020612A3 (ru) |
| RU (1) | RU2759217C1 (ru) |
| WO (1) | WO2020009600A1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112599268A (zh) * | 2020-09-07 | 2021-04-02 | 中核核电运行管理有限公司 | 一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法 |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5487386A (en) * | 1977-12-23 | 1979-07-11 | Toshiba Corp | Reactor core |
| US4208247A (en) * | 1977-08-15 | 1980-06-17 | Westinghouse Electric Corp. | Neutron source |
| US20120195402A1 (en) * | 2011-02-01 | 2012-08-02 | Westinghouse Electric Company Llc | Neutron source assembly |
| EA019989B1 (ru) * | 2008-12-25 | 2014-07-30 | Ториум Пауэр Инк. | Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор |
| RU2524681C2 (ru) * | 2012-10-23 | 2014-08-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Твэл ядерного реактора |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2170956C1 (ru) * | 2000-07-31 | 2001-07-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
| JP2002116288A (ja) * | 2000-10-06 | 2002-04-19 | Hitachi Ltd | 原子炉の燃料棒及びその製作方法 |
| US20030086520A1 (en) * | 2001-11-07 | 2003-05-08 | Russell William Earl | System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor |
| US9053827B2 (en) * | 2009-03-27 | 2015-06-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assembly with pivot dimpled grids |
| US9190177B2 (en) * | 2009-11-06 | 2015-11-17 | Terrapower, Llc | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| RU2546648C2 (ru) * | 2012-10-22 | 2015-04-10 | Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2594897C1 (ru) * | 2015-04-27 | 2016-08-20 | Акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" | Сборка тепловыделяющая ядерного реактора |
-
2018
- 2018-07-04 CZ CZ2020-612A patent/CZ2020612A3/cs unknown
- 2018-07-04 WO PCT/RU2018/000440 patent/WO2020009600A1/ru active Application Filing
- 2018-07-04 RU RU2020144001A patent/RU2759217C1/ru active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4208247A (en) * | 1977-08-15 | 1980-06-17 | Westinghouse Electric Corp. | Neutron source |
| JPS5487386A (en) * | 1977-12-23 | 1979-07-11 | Toshiba Corp | Reactor core |
| EA019989B1 (ru) * | 2008-12-25 | 2014-07-30 | Ториум Пауэр Инк. | Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор |
| US20120195402A1 (en) * | 2011-02-01 | 2012-08-02 | Westinghouse Electric Company Llc | Neutron source assembly |
| RU2524681C2 (ru) * | 2012-10-23 | 2014-08-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Твэл ядерного реактора |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112599268A (zh) * | 2020-09-07 | 2021-04-02 | 中核核电运行管理有限公司 | 一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法 |
| CN112599268B (zh) * | 2020-09-07 | 2023-01-03 | 中核核电运行管理有限公司 | 一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CZ2020612A3 (cs) | 2021-05-26 |
| RU2759217C1 (ru) | 2021-11-11 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2407078C2 (ru) | Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней | |
| Sinha | Advanced nuclear reactor systems–an Indian perspective | |
| US4208247A (en) | Neutron source | |
| US20100054389A1 (en) | Mixed oxide fuel assembly | |
| KR20210041275A (ko) | Co-60 방사성 동위원소 제조 방법 및, 그에 사용되는 타겟봉 | |
| Pioro et al. | Current status of electricity generation at nuclear power plants | |
| US9431135B2 (en) | Nuclear reactor fluence reduction systems and methods | |
| Simmons et al. | Integral fuel burnable absorbers with ZrB2 in pressurized water reactors | |
| RU2759217C1 (ru) | Ядерный реактор с водой под давлением | |
| JP2013050366A (ja) | 高速炉の炉心 | |
| JP2018128445A (ja) | 軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心設計方法および軽水炉用燃料集合体設計方法 | |
| US11798693B2 (en) | Magneto-rheological nuclear reactivity distribution control elements | |
| JP2016109585A (ja) | 高速炉炉心および高速炉 | |
| KR101694409B1 (ko) | 토륨 증식을 위한 원자로 노심 및 이의 이용방법 | |
| US8559585B2 (en) | Cold shutdown assembly for sodium cooled reactor | |
| Beck et al. | Conceptual design of fuel and radial shielding sub-assemblies for ASTRID | |
| Oka et al. | Light water reactor design | |
| Maheshwari et al. | Advanced heavy water reactor for thorium utilisation and enhanced safety | |
| RU2242810C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| Hejzlar et al. | Large passive pressure tube light water reactor with voided calandria | |
| Adamov et al. | Project Proryv (Breakthrough) | |
| RU2166214C1 (ru) | Составная кассета системы управления мощностью активной зоны ядерного реактора | |
| Kamerman et al. | FEASIBILITY ASSESSMENT FOR DEVELOPING AN INTEGRAL LOCA TESTING CAPABILITY AT THE TRANSIENT RESEARCH TEST (TREAT) REACTOR | |
| Lin et al. | CLFR-300, An Innovative Lead-Cooled Fast Reactor Based on Natural-Driven Safety Technologies | |
| JP2022177385A (ja) | 燃料装荷方法および炉心 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 121 | Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application |
Ref document number: 18925429 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: DE |
|
| WWE | Wipo information: entry into national phase |
Ref document number: 2020144001 Country of ref document: RU |
|
| 122 | Ep: pct application non-entry in european phase |
Ref document number: 18925429 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |