Способ исследования физических характеристик активной зоны высокотемпературного ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами на критической сборке

 

Сущность изобретения: способ заключается в разогреве активной зоны награвателем, создающим определенное поле распределения температур по шаровой засыпке, причем исследования производят изменением положения и размеров активной зоны и отражателей относительно заданного поля температур, создаваемого нагревателем, путем частичной замены по периферии активной зоны твэл на шары из материала отражателя и наоборот.

Изобретение относится к области реакторной техники, а более конкретно к исследованию физики высокотемпературных реакторов (ВТГР) с шаровыми тепловыделяющими элементами (твэл), характерной особенностью которых является существенная зависимость нейтронно-физических характеристик от распределения температуры по объему активной зоны. Задачей предполагаемого изобретения является расширение экспериментальных возможностей путем повышения представительности экспериментов при сокращении затрат на исследование. Способ исследования физических характеристик активной зоны ВТГР с шаровыми твэл на критической сборке заключается в следующем. В корпус загружают шары-имитаторы на высоту нижнего торцового отражателя, шаровые твэлы на высоту активной зоны и на них шары-имитаторы верхнего торцового отражателя. С помощью нагревателей производят разогрев шаровой засыпки и экспериментально, при помощи заранее установленных термопар, определяют распределение температур в объеме засыпки шаров. Производится сравнительный анализ распределения температурных полей, полученных в результате нагрева шаровой засыпки на критсборке, с распределением температурных полей, полученных расчетным путем по активной зоне реактора. При несовпадении данных распределений, производится частичная или полная выгрузка шаров-имитаторов верхнего и нижнего торцовых отражателей и шаров-твэл активной зоны критсборки, производится загрузка шаров-имитаторов отражателей и шаровых твэлов активной зоны таким образом, чтобы шаровые твэлы активной зоны критсборки были помещены в температурное поле реактора, полученное расчетным путем, при этом распределение температур по объему всей засыпки при повторном нагреве не изменяется. Такой метод моделирования распределения температур по объему активной зоны, за счет ее смещения относительно всего объема засыпки и помещения ее в требуемое тело температур, позволяет повысить представительность экспериментов и расширить информацию о влиянии температуры активной зоны на физические характеристики активной зоны ВТГР.

Формула изобретения

СПОСОБ ИССЛЕДОВАНИЯ ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ШАРОВЫМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ ЭЛЕМЕНТАМИ НА КРИТИЧЕСКОЙ СБОРКЕ, включающей разогрев активной зоны нагревателем, создающим определенное поле распределения температур по шаровой засыпке, отличающийся тем, что, с целью расширения экспериментальных возможностей при сокращении затрат на исследование моделирования распределения температур, исследования производят изменением положения и размеров активной зоны и отражателей относительно заданного поля температур, создаваемого нагревателем, путем частичной замены по периферии активной зоны тепловыделяющих элементов на шары из материала отражателя и наоборот.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к внутриреакторному контролю активной зоны, в частности к диагностике кипения теплоносителя в активной зоне

Изобретение относится к исследованиям тепловых режимов активных зон (АЗ) ядерных реакторов, в частности, на быстрых нейтронах (РБН)

Изобретение относится к области прикладной ядерной физики и может быть использовано в ядерной энергетике для определения изотопного состава в активных зонах ядерных реакторов, а также для тестирования программ расчета реакторов

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для определения места расположения в активной зоне быстрого реактора тепловыделяющей сборки (ТВС), в которой возникла негерметичность твэлов по газу

Изобретение относится к ядерному приборостроению и может найти применение при непрерывном оперативном контроле и герметичности технологического оборудования станции (АС), например, парогенератора (ПГ) или теплообменников второго и третьего контуров

Изобретение относится к внутриреакторному контролю активной зоны, в частности к диагностике кипения теплоносителя в активной зоне

Изобретение относится к исследованиям тепловых режимов активных зон (АЗ) ядерных реакторов, в частности, на быстрых нейтронах (РБН)

Изобретение относится к оборудованию для перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов и может быть использовано, в частности, на атомных станциях теплоснабжения с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура; когда требуется выпрессовка из посадочного гнезда ТВС, находящихся на большой глубине под слоем теплоносителя

Изобретение относится к устройствам контроля за технологическими параметрами ядерных реакторов, в частности, за расходом теплоносителя в технологических каналах (ТК) с тепловыделяющими сборками (ТВС)
Наверх