Активная зона ядерного реактора

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты. Активная зона ядерного реактора содержит тепловыделяющие сборки с направляющими каналами, поглощающие стержни системы управления и защиты с головкой и поглощающими элементами, имеющими оболочку. На наружной поверхности оболочки поглощающего элемента выполнено как минимум одно диаметральное утолщение, располагающееся в верхней части поглощающего элемента, которое входит в направляющий канал при падении поглощающего стержня. Технический результат - снижение динамических усилий на элементы тепловыделяющей сборки и поглощающего стержня. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.

 

Предшествующий уровень техники

Известна активная зона [1], содержащая тепловыделяющие сборки, имеющие в своем составе направляющие каналы и органы регулирования системы управления и защиты, имеющие в своем составе поглощающие элементы. Поглощающие элементы выполнены в виде гладких труб, заполненных поглотителем. Направляющие каналы выполнены также в виде гладких труб. Поглощающие элементы подвешены на специальной головке и их перемещение происходит в направляющих каналах сборки тепловыделяющей. При срабатывании аварийной защиты поглощающий стержень падает на головку сборки тепловыделяющей. Энергия падения гасится пружинным блоком ТВС и пружинами подвески поглощающих элементов. Недостатком данной конструкции является то, что в результате падения органов регулирования системы управления и защиты на элементы кассеты передаются ударные нагрузки. Такие же нагрузки должна выдерживать и головка поглощающего стержня, что требует увеличения высоты ребер головки.

Известна активная зона [2], содержащая тепловыделяющие сборки, имеющие в своем составе направляющие каналы и органы регулирования системы управления и защиты, имеющие в своем составе поглощающие элементы. Поглощающие элементы выполнены в виде гладких труб, заполненных поглотителем. Направляющие каналы выполнены также в виде гладких труб. При этом в нижней части внутренний диаметр направляющих каналов выполнен меньшим диаметром. При срабатывании аварийной защиты перемещение поглощающих элементов происходит в направляющих каналах сборки тепловыделяющей. В конце падения движение нижней части поглощающих элементов происходит в направляющих каналах с меньшим внутренним диаметром. Таким образом, создается увеличенное гидравлическое сопротивление, за счет чего гасится энергия падения. Недостатком данной конструкции является то, что на оболочке поглощающих элементов создается сжимающая нагрузка, что может привести к формоизменению поглощающих элементов и ненадежности работы аварийной защиты.

Наиболее близким аналогом по совокупности существенных признаков с предлагаемым изобретением является тепловыделяющая сборка [1], что и выбираем за прототип.

Раскрытие изобретения

Целью изобретения является повышение надежности работы системы управления и защиты и возможность повышения ресурса ПС СУЗ.

Задачей изобретения является оптимизация гидравлических характеристик движения поглощающих элементов в каналах направляющих тепловыделяющих сборок и, в связи с этим, оптимизация жесткостных характеристик пружинного блока тепловыделяющей сборки.

Техническим результатом является снижение динамических усилий на элементы тепловыделяющей сборки и поглощающего стержня, радиационная стойкость которых снижается в процессе эксплуатации.

Указанный технический результат достигается тем, что активная зона ядерного реактора содержит тепловыделяющие сборки (1) с направляющими каналами (2) и поглощающие стержни системы управления и защиты (3) с головкой (4) и поглощающими элементами (5), имеющими оболочку (6). На наружной поверхности оболочки (6) поглощающего элемента (5) выполнено, как минимум, одно диаметральное утолщение (7), располагающееся в верхней части поглощающего элемента (5).

По варианту диаметральное утолщение (7) может быть выполнено в виде, как минимум, одного ребра (8). При этом угол α наклона данного ребра (8) к оси поглощающего элемента (5) может быть отличным от нуля.

По варианту диаметральное утолщение (7) может быть выполнено с рифленой поверхностью, обеспечивающей увеличенное гидравлическое сопротивление.

Краткое описание чертежей

Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены

фиг.1 - активная зона с тепловыделяющими сборками и органами регулирования;

фиг.2 - поглощающий стержень;

фиг.3 - фрагмент поглощающего элемента с одним диаметральным утолщением;

фиг.4 - фрагмент поглощающего элемента с диаметральным утолщением в верхней части;

фиг.5 - фрагмент поглощающего элемента с диаметральным утолщением в виде одного ребра, угол α наклона которого к оси поглощающего элемента отличен от нуля.

Осуществление изобретения

Активная зона ядерного реактора, содержит тепловыделяющие сборки (1) с направляющими каналами (2), поглощающие стержни системы управления и защиты (3) с головкой (4) и поглощающими элементами (5), имеющими оболочку (6). На наружной поверхности оболочки (6) поглощающего элемента (5) выполнено, как минимум одно, диаметральное утолщение (7), располагающееся в верхней части поглощающего элемента (5).

По варианту, диаметральное утолщение (7) может быть выполнено в виде, как минимум, одного ребра (8), при этом угол α наклона данного ребра (8) к оси поглощающего элемента (5) может быть отличным от нуля.

По варианту, диаметральное утолщение (7) выполнено с рифленой поверхностью.

Предлагаемая активная зона работает следующим образом. При работе реактора через направляющие каналы (2) тепловыделяющей сборки (1) проходит поток теплоносителя. Нижние концы поглощающих элементов (5) стержня поглощающего (3) системы управления и защиты находятся в направляющих каналах (2). При этом, между стенкой направляющего канала (2) и оболочкой (6) поглощающего элемента (5) имеется зазор (9). При срабатывании аварийной защиты происходит падение под собственным весом поглощающего стержня (3) системы управления и защиты. Каждый поглощающий элемент (5) перемещается в направляющем канале (2) во встречном потоке теплоносителя. В конце процесса падения диаметральное утолщение (7) входит в направляющий канал (2). Происходит уменьшение зазора (9) между стенкой направляющего канала и оболочкой (6) за счет диаметрального утолщения (7). Создается дополнительное гидравлическое сопротивление движению поглощающих элементов (5), которое приводит к появлению дополнительной силы, направленной вверх, снижающей ударное воздействие на поглощающий стержень (3) системы управления и защиты и элементы тепловыделяющей сборки (1). Энергия падения поглощающего стержня (3) системы управления и защиты расходуется на изменение параметров течения теплоносителя в зазоре (9). Наличие рифления на диаметральном утолщении создает дополнительное гидравлическое сопротивление в зазоре (9), что дает дополнительную возможность для оптимизации конструкции.

Таким образом, уменьшаются нагрузки на пружинный блок (10) сборки тепловыделяющей (1), а соответственно и на направляющие каналы (2). Также уменьшаются нагрузки на головку (4) и оболочку (6) поглощающего стержня (3). В конечном итоге это позволит уменьшить габаритные характеристики пружинного блока (10) тепловыделяющей сборки (1). При сохранении габарита тепловыделяющей сборки (1) данное решение даст возможность увеличить загрузку топлива и оптимизировать топливные циклы.

Внедрение данного усовершенствования позволяет оптимизировать гидравлические характеристики движения поглощающих элементов в направляющих каналах.

Предлагаемое решение по совокупности существенных признаков сборки тепловыделяющей ядерного реактора обладает новизной по сравнению с прототипом.

Экономическая эффективность применения предлагаемого изобретения определяется следующим:

- уменьшением динамических нагрузок на головку поглощающего стержня;

- повышением мощности активной зоны в перспективных топливных циклах с повышенной эффективностью использования ядерного топлива;

- увеличением надежности срабатывания аварийной защиты за счет увеличения веса падающего поглощающего стержня и его кинетической энергии.

Промышленная применимость

Наиболее целесообразно предложенные решения использовать для эксплуатации на водо-водяных ядерных энергетических реакторах.

1. Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г. Денисов В.П., Васильченко И.Н. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций. - М.: ИКЦ "Академкнига", 2004. Глава 6.

2. А.Я.Крамеров. Вопросы конструирования ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1971, §8.2, рис. 8.3

1. Активная зона ядерного реактора, содержащая сборки тепловыделяющие (1) с направляющими каналами (2), поглощающие стержни системы управления и защиты (3) с головкой (4) и поглощающими элементами (5), имеющими оболочку (6), отличающаяся тем, что на наружной поверхности оболочки (6) поглощающего элемента (5) выполнено как минимум одно диаметральное утолщение (7), располагающееся в верхней части поглощающего элемента (5).

2. Активная зона ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что диаметральное утолщение (7) выполнено в виде как минимум одного ребра (8), при этом угол α наклона данного ребра (8) к оси поглощающего элемента (5) может быть отличным от нуля.

3. Активная зона ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что диаметральное утолщение (7) выполнено с рифленой поверхностью.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к исследовательским импульсным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива.

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора. .

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке твэлов реакторов и обосновании их работоспособности в условиях циклических нагрузок.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, может быть использовано для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования, позволяет значительно повысить надежность и эффективность срабатывания устройства, а это увеличивает безопасность эксплуатации и ресурс работы оборудования.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования.

Изобретение относится к области ядерной техники. .

Изобретение относится к конструкции и монтажу тепловыделяющей сборки 10 для ядерного реактора на быстрых нейтронах (РРБН) и в частности для РРБН, использующего в качестве теплоносителя жидкий металл, например натрий.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением. .

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам ТВС (тепловыделяющей сборки), и используется в реакторах ВВЭР-440, ВВЭР-1000. .

Изобретение относится к ядерным реакторам, в частности к блокам топливных элементов. .

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерного реактора с треугольной упаковкой тепловыделяющих элементов (твэлов).

Изобретение относится к атомной технике, в частности к конструкциям смешивающих и антивибрационных решеток. .

Изобретение относится к атомной технике, в частности, к конструкциям дистанционирующих и перемешивающих решеток тепловыделяющих сборок энергетических ядерных реакторов.

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в устройствах для нагрева воды, например в ядерных энергетических установках. .

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции сборок (ТВС) тепловыделяющих элементов (твэлов), в частности для высокоэнергонапряженных активных зон исследовательских реакторов, и может быть использовано как в водоводяных реакторах, так и в парогенерирующих установках с ядерным топливом. В тепловыделяющей сборке слоями уложены тороидальные твэлы, расположенные в слоях таким образом, чтобы они вписывались в шестигранник поперечного сечения сборки. При этом вертикальные оси симметрии тороидальных твэлов предыдущего и последующих слоев смещены относительно осей симметрии тороидальных твэлов среднего слоя. Каждый тороидальный твэл имеет пазы на верхней и нижней поверхностях в местах пересечения проекций твэлов предыдущего и последующего слоев, и в столбе тороидальных твэлов пазы на верхней поверхности тороидального твэла совмещаются с пазами на нижней поверхности тороидального твэла последующего слоя, образуя жесткое соединение слоев. Высота тороидального твэла в сборке уменьшается снизу вверх пропорционально скорости движения теплоносителя. Технический результат заключается в улучшении теплоотдачи твэлов за счет турбулизации потока теплоносителя и выравнивании поля температур в поперечном сечении ТВС за счет поперечного перемешивания теплоносителя, исключении режимов пленочного кипения. 3 з.п.флы, 5 ил.

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты

Наверх