Тепловая защита корпуса ядерного реактора

Изобретение относится к ядерным перепроизводящим установкам с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя. Тепловая защита корпуса реактора содержит корзину активной зоны, кольцевые стальные обечайки, установленные и закрепленные в упомянутой корзине, разделительную обечайку, закрепленную на днище корпуса. В состав теплового экрана введены блоки с карбидом бора. Они расположены за разделительной обечайкой и образуют в плане многослойный кольцевой экран по всей высоте активной зоны. Зазоры между блоками с карбидом бора одного слоя перекрываются блоками с карбидом бора следующего слоя. Изобретение позволяет исключить жесткое захватное γ-излучение в элементах теплового экрана и уменьшить радиационное воздействие на корпус реактора. 2 ил.

 

Область техники.

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ).

Уровень техники.

Известна конструкция внутрикорпусной тепловой защиты [1], состоящей из стального экрана, расположенного вокруг активной зоны и представляющей набор стальных шестигранных болванок вокруг активной зоны (И.Я.Емельянов, В.И.Михан и др. «Конструирование ядерных реакторов». Москва, «Энергоиздат», 1982 г., стр.147, рис.6.9), где показан вертикальный разрез реактора БН-350.

Также известна конструкция внутрикорпусной тепловой защиты [2], состоящей из цилиндрических стальных обечаек, расположенных вокруг активной зоны, образующих тепловой экран (А.М.Головизин, В.А. Кузнецов и др. «Судовые ядерные энергетические установки. Изд. «Атомиздат», Москва, 1976 г., стр.98, рис.3.6). Назначение упомянутого экрана состоит в уменьшении γ-излучения и флюенса нейтронов на корпус реактора, т.к. при больших флюенсах 1021-1022 н/см2 материал становится хрупким, в значительной мере теряет пластические свойства и возможно хрупкое разрушение под действием силовых нагрузок.

В результате взаимодействия нейтронов, вылетающих из активной зоны, с металлом теплового экрана возникает два типа γ-излучения: неупруго рассеянные γ-кванты и захватные γ-кванты. В результате неупругого соударения нейтрона с тяжелым ядром меняется направление движения нейтрона и его энергия. Энергия, которую теряет нейтрон при неупругом соударении, испускается в виде γ-лучей. Захватные γ-кванты образуются при полном поглощении нейтрона ядром вещества. Энергия γ-квантов, образующихся при неупругом рассеивании нейтронов, редко превосходит 1 МэВ, в то время как энергия захватного γ-излучения часто достигает 10 МэВ и выше. С этой точки зрения выполнение теплового экрана для реакторов с промежуточным или быстрым спектром нейтронов только из стальных концентрически расположенных обечаек не является оптимальной конструкцией, т.к. приводит к мощному γ-излучению на корпус реактора, что является недостатком конструкции для такого типа реакторов. Конструкция внутрикорпусной тепловой защиты в моноблочной ЯППУ является наиболее близким техническим решением из известных и принята за прототип.

Раскрытие изобретения.

Задачей изобретения является создание оптимальной конструкции теплового экрана для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.

Техническим результатом изобретения является исключение жесткого захватного γ-излучения в элементах теплового экрана и уменьшение радиационного воздействия на корпус реактора.

Это достигается тем, что конструкция теплового экрана выполнена в радиальном направлении из нескольких слоев: первый, наиболее близкий слой к активной зоне, состоит из нескольких стальных цилиндрических обечаек, а последующие концентрические слои, расположенные за первым, являются карбидоборным экраном, каждый слой которого состоит из блоков, представляющих собой стальные короба, заполненные прессованными блочками карбида бора, причем блоки карбидоборных экранов расположены таким образом, что зазоры между блоками одного слоя перекрываются блоками следующего слоя.

Каждый слой карбидоборного экрана имеет размер по высоте, превышающий активную зону, и закреплен на металлоконструкциях корпуса реактора.

Краткое описание чертежей.

Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлено следующее:

Фиг.1 - продольный разрез теплового экрана;

Фиг.2 - поперечный разрез теплового экрана.

Тепловой экран реактора состоит из кольцевых стальных отражателей 1, обечайки 2, корзины 3, разделительной обечайки 4, установленной на днище 5, и блоков 6 с карбидом бора.

Осуществление изобретения.

Предложенное устройство теплового экрана реактора состоит из стальных кольцевых отражателей, установленных в корзину активной зоны и являющихся выемными, разделительной стальной обечайки, установленной на днище корпуса реактора, и блоков с карбидом бора, закрепленных на металлоконструкциях корпуса реактора и образующих в плане многослойную конструкцию экрана кольцевой формы. Между обечайками стального отражателя, между разделительной обечайкой и блоками с карбидом бора предусмотрены зазоры, по которым циркулирует охлаждающий теплоноситель.

Тепловой экран работает следующим образом: первые слои теплового экрана, представляющие стальные концентрически расположенные обечайки, а также обечайка корзины и разделительная обечайка играют роль отражателей для нейтронов, вылетающих из активной зоны. В результате часть нейтронов возвращается в объем активной зоны, часть нейтронов испытывает радиационный захват на ядрах железа стального экрана с возникающим вторичным γ-излучением. Другая часть нейтронов, замедлившись, поглощается в блоках карбида бора, т.к. последний обладает большим захватным сечением нейтронов при незначительном выходе жесткого γ-излучения. Таким образом, дополнительное введение блоков с карбидом бора в состав теплового экрана позволяет решить задачу существенного уменьшения радиационного воздействия на корпус со стороны нейтронного и γ-излучения, что повышает надежность работы реактора.

Тепловая защита корпуса реактора, содержащая корзину активной зоны, кольцевые стальные обечайки, установленные и закрепленные в упомянутой корзине, разделительную обечайку, закрепленную на днище корпуса, отличающаяся тем, что в состав теплового экрана введены блоки с карбидом бора, расположенные за разделительной обечайкой и образующие в плане многослойный кольцевой экран по всей высоте активной зоны таким образом, что зазоры между блоками с карбидом бора одного слоя перекрываются блоками с карбидом бора следующего слоя.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к применению раствора или водной пасты с полимерами и устройству для улавливания рутения в газовых выбросах. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к шумовым методам диагностики реакторов с водой под давлением типа ВВЭР, и предназначено для контроля в режиме реального времени пульсаций технологических параметров, например для контроля и выявления аномальных пульсаций расхода теплоносителя, в том числе опасных для его нормальной эксплуатации.

Изобретение относится к ультразвуковому измерительному преобразователю, который направляет и принимает ультразвуковые волны в жидкий тяжелый металл/из него, и в частности - к ультразвуковому измерительному преобразователю для жидкого металла, выполненному с возможностью эффективного направления ультразвуковых волн в жидкий тяжелый металл и приема ультразвуковых волн, проходящих в жидком тяжелом металле, путем оптимизации материала смачиваемой части преобразователя.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к способу автоматического управления ядерной реакцией подкритического ядерного реактора. .

Изобретение относится к области измерений ядерных излучений, конкретно для осуществления контроля выгорания в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) и может быть использовано при контроле выгорания топлива на предприятиях, хранящих или ведущих работы с ОЯТ с целью повышения производительности технологического цикла переработки ОЯТ за счет оптимальной комплектации.

Изобретение относится к высокоэффективной жидкой среде с распределенными наночастицами для охлаждения ядерного реактора в качестве основного материала, с которым смешаны наночастицы, к способу и устройству для изготовления жидкой среды и к способу обнаружения утечки жидкой среды.

Изобретение относится к измерительной технике и может быть использовано для определения параметров тел, преимущественно для дистанционного определения параметров облученных твэлов.

Изобретение относится к ядерной установке с защитной оболочкой, к которой присоединен трубопровод сброса давления. .

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам и оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций на атомных станциях (АС) при перегрузке для дожигания облученного топлива в виде тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа реактора большой мощности канального (РБМК).

Изобретение относится к технологии производства ядерного топлива. .

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в первом контуре жидкометаллического теплоносителя свинец-висмут

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора ВВЭР 1000 и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к области энергетики, а именно к вентиляционным системам отвода тепла от первого контура энергетической установки и может быть использовано для защиты воздушных теплообменников от нагара при возможном попадании на них летающих в воздухе предметов (например, полиэтиленовая пленка, насекомые, птицы и др.)

Изобретение относится к области ядерной энергетики и предназначено для повышения уровня безопасности реакторов большой мощности канальных

Изобретение относится к анализу и оценке безопасности технологических процессов и может быть использовано, в частности, для выполнения анализа и оценки безопасности при управлении АЭС

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом, в частности к способам сухого хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС)

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению и контролю тепловыделяющих сборок (ТВС), преимущественно, для водо-водяного энергетического реактора

Изобретение относится к машиностроению и может быть использовано для объектов использования атомной энергии, в том числе при замене ядерного топлива (перезарядке реакторов) на судах с атомной паропроизводящей установкой
Изобретение относится к технологии переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива ядерных реакторов - диоксида урана - металлургическим способом с целью его дальнейшего безопасного хранения
Наверх