Интегральный водо-водяной ядерный реактор

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в интегральных водо-водяных ядерных реакторах. Интегральный водо-водяной ядерный реактор содержит корпус (1) с составной крышкой, состоящей из центральной части (2) и кольцевой периферийной части (3). В полости корпуса (1) установлены секции (5) парогенератора с трубопроводами (6) пара и воды, проходящими через отверстия, выполненные в кольцевой периферийной части (3) крышки. Между крышкой и секциями (5) парогенератора установлена плита (7) с обечайкой (8). Обечайка (8) установлена на плите (7) и соединена с ней неразъемно, а с кольцевой периферийной частью (3) крышки - разъемно. Плита (7) выполнена с отверстиями, при этом секции (5) парогенератора верхней частью установлены в упомянутых отверстиях и разъемно соединены с плитой (7). Техническим результатом изобретения является улучшение прочностных свойств реактора за счет уменьшения концентраторов напряжения в крышке, а также сокращение времени проведения монтажных и демонтажных работ при одновременном повышении качества их выполнения. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в интегральных водо-водяных ядерных реакторах.

Известен интегральный водо-водяной ядерный реактор, содержащий корпус с составной крышкой, состоящей из центральной и кольцевой периферийных частей, в полости которого установлены секции парогенератора с трубопроводами пара и воды, проходящими через отверстия, выполненные в кольцевой периферийной части крышки (Nuclear Engineering and Design, «Nuclear steam supply system with an integral nuclear reactor for a floating NPP», 173 (1997), 197).

В известном интегральном водо-водяном ядерном реакторе центральная и кольцевая периферийная части крышки герметично соединены между собой сварным швом. Секции парогенератора установлены в полости, образованной между выемным экраном и корпусом, и верхней частью закреплены посредством сварки в отверстиях, которые выполнены в кольцевой периферийной части крышки реактора. Секции парогенератора своим весом создают дополнительные напряжения в сварных швах, что в сочетании с концентраторами напряжений в виде упомянутых отверстий значительно ухудшает прочностные свойства крышки и, следовательно, уменьшает безопасность ядерного реактора.

Монтаж-демонтаж известного интегрального ядерного реактора осуществляют следующим образом.

В полости между корпусом и выемным экраном устанавливают поочередно каждую секцию парогенератора (конструктивно не менее 4-х секций), выверяют высотные размеры посадочных мест каждой секции парогенератора по отношению к верхнему торцу корпуса реактора. На корпус реактора устанавливают кольцевую периферийную часть крышки так, чтобы верхние части трубопроводов пара и воды секций парогенератора проходили в соответствующие отверстия в упомянутой части крышки. Затем выверяют высотные размеры торцев каждой секции парогенератора по отношению к патрубкам трубопроводов и выполняют закрепление секций парогенератора по высоте путем приварки трубопроводов каждой секции герметизирующей и силовой сваркой, качество сварки сотен трубопроводов проверяют штатными методами, в том числе гидроопрессовкой (при наличии дефектов проводят их исправление). Далее выполняют уплотнение и закрепление периферийной кольцевой части крышки на корпусе. В связи длительностью работ по установке секций парогенератора каждый раз при возобновлении монтажных работ проводят очистку специальными устройствами центральной части реактора от загрязнения, например, в виде ветоши, забытого рабочего инструмента, смазки, стружки и т.п., что не только удлиняет монтажный процесс, но и не гарантирует технологически необходимую чистоту внутренних конструкций ядерного реактора. Демонтаж секций парогенератора происходит в обратном порядке.

Недостатком известного реактора является длительность монтажно-демонтажных работ, а также сложность в достижении технологически необходимого качества их выполнения, поскольку прерывающийся по времени процесс поочередной установки секций парогенератора неизбежно приводит к возможным технологическим нарушениям. Кроме этого, в известном реакторе недостаточно обеспечена радиационная безопасность по причине отсутствия надежного барьера безопасности.

Задачей настоящего изобретения является создание интегрального водо-водяного ядерного реактора, характеризующегося надежной радиационной безопасностью при его эксплуатации, а также упрощенной технологией его сборки.

Техническим результатом настоящего изобретения является улучшение прочностных свойств реактора за счет уменьшения концентраторов напряжения в крышке, а также сокращение времени проведения монтажных и демонтажных работ при одновременном повышении качества их выполнения.

Указанный технический результат достигается тем, что известный интегральный водо-водяной ядерный реактор, содержащий корпус с составной крышкой, состоящей из центральной и кольцевой периферийных частей, в полости которого установлены секции парогенератора с трубопроводами пара и воды, проходящими через отверстия, выполненные в кольцевой периферийной части крышки, согласно заявленному изобретению содержит плиту и обечайку, которые расположены между крышкой и секциями парогенератора, причем обечайка установлена на плите и соединена с плитой неразъемно, а с кольцевой периферийной частью крышки - разъемно, при этом плита выполнена с отверстиями, а секции парогенератора верхней частью установлены в упомянутых отверстиях и разъемно соединены с плитой.

Кроме этого, неразъемное соединение обечайки и плиты выполнено в виде сварного шва.

Кроме этого, разъемное соединение обечайки и кольцевой периферийной части крышки выполнено посредством крепежных резьбовых элементов.

Кроме этого, разъемное соединение секций парогенератора и плиты выполнено посредством крепежных резьбовых элементов.

Введение плиты и обечайки позволяет закрепить на них секции парогенератора, соединить с кольцевой периферийной частью крышки реактора и образовать единый сборочный блок. При этом обеспечивается высокое качество сборки, которая проходит в заводских условиях, сокращается время монтажа за счет одновременной установки собранного блока в реактор, а также уменьшаются напряжения в крышке реактора и повышается радиационная безопасность.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 показан интегральный водо-водяной ядерный реактор (продольный разрез), на фиг.2 изображен интегральный водо-водяной ядерный реактор (вид I).

Интегральный водо-водяной ядерный реактор содержит корпус 1, на котором установлена составная крышка, состоящая из центральной части 2 и кольцевой периферийной части 3, герметично соединенные между собой, например, сварным швом. Внутри корпуса 1 в кольцевой полости между корпусом 1 и выемным экраном 4 размещены секции 5 парогенератора с трубопроводами 6, часть из которых предназначена для подвода питательной воды, а другая часть для отвода пара. В кольцевой периферийной части 3 крышки выполнены отверстия, через которые проходят трубопроводы 6, при этом зазор между отверстием и трубопроводами 6 герметично закрыт сварным швом. В полости корпуса 1 между крышкой и секциями 5 парогенератора установлена плита 7, на которой расположена обечайка 8, снабженная кольцевым буртом, в котором выполнены резьбовые отверстия. Обечайка 8 неразъемно соединена с плитой 7, например, сварным швом. Плита 7 выполнена с отверстиями, соосными отверстиям в кольцевой периферийной части 3 крышки. В отверстия плиты 7 установлены секции 5 парогенератора, при этом трубопроводы 6 отвода пара и подвода питательной воды проходят через упомянутые отверстия. Секции 5 парогенератора установлены в отверстиях плиты 7 с возможностью осевого температурного перемещения и разъемно соединены с плитой 7, например, с помощью крепежных резьбовых элементов 9 в виде болтов. Обечайка 8 разъемно соединена своим буртом с кольцевой периферийной частью 3 крышки, например, посредством крепежных резьбовых элементов 10 в виде шпилек, которые установлены в резьбовые отверстия кольцевого бурта и отверстия, выполненные в кольцевой части 3 крышки и снаружи герметично закрытые колпачками.

Монтаж-демонтаж ядерного реактора осуществляют следующим образом.

В заводских условиях проводят сборку секций 5 парогенератора в единый блок, для этого на секции 5 устанавливают плиту 7 с обечайкой 8, которая неразъемно соединена с плитой 7. При этом трубопроводы 6 должны выходить через отверстия в плите 7. Далее закрепляют секции 5 парогенератора на плите 7 с помощью болтов 9. На собранную конструкцию устанавливают кольцевую часть 3 крышки так, чтобы трубопроводы 6 проходили через отверстия кольцевой части 3 крышки. Затем соединяют плиту 7 с кольцевой частью 3 крышки путем закрепления бурта с помощью шпилек 10. Далее проводят герметизацию соединений элементов трубопроводов 6 и кольцевой части 3 крышки, например, сваркой, а также выходы шпилек 10 на кольцевой части 3 крышки, например, с помощью колпачков, которые приваривают к крышке. Изготовленный блок транспортируют к месту сборки объекта и устанавливают в полость корпуса реактора. Далее на реактор устанавливают центральную часть 2 крышки и соединяют ее с кольцевой частью 3 сварным швом. Демонтаж секций парогенератора производят в обратном порядке.

1. Интегральный водо-водяной ядерный реактор, содержащий корпус с составной крышкой, состоящей из центральной и кольцевой периферийной частей, в полости которого установлены секции парогенератора с трубопроводами пара и воды, проходящими через отверстия, выполненные в кольцевой периферийной части крышки, отличающийся тем, что он содержит плиту и обечайку, которые расположены между крышкой и секциями парогенератора, причем обечайка установлена на плите и соединена с плитой неразъемно, а с кольцевой частью крышки - разъемно, при этом плита выполнена с отверстиями, а секции парогенератора верхней частью установлены в упомянутых отверстиях и разъемно соединены с плитой.

2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что неразъемное соединение обечайки и плиты выполнено в виде сварного шва.

3. Реактор по п.1, отличающийся тем, что разъемное соединение обечайки и кольцевой периферийной части крышки выполнено посредством крепежных резьбовых элементов.

4. Реактор по п.1, отличающийся тем, что разъемное соединение секций парогенератора и плиты выполнено посредством крепежных резьбовых элементов.



 

Похожие патенты:

Группа изобретений относится к конструктивным элементам активной зоны ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора выполнена с обеспечением возможности расширения содержащегося в ней ядерного топлива.
Изобретение относится к созданию энергетических ядерных реакторов нового поколения на быстрых нейтронах, активная зона которых представляет собой расплавленные смеси хлоридов, содержащих делящиеся изотопы непосредственно контактирующими с жидким теплоносителем -расплавленным свинцом.

Заявленное изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрывная реакция осуществляется путем периодического взрывания заряда внутри прочного герметичного корпуса, принимающего образуемую от взрыва энергию, которую отводят из корпуса для ее дальнейшего использования.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способу снаряжения фольгой оболочки тепловыделяющего элемента и устройству для его осуществления, и может быть использовано в процессе изготовления твэлов.

Изобретение относится к высокотемпературной ядерной энергетике и может быть использовано для реновации блоков с органическим топливом. .

Реактор // 2475870
Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в качестве моноблочных корабельных высоконапряженных ядерных энергетических устройств (ЯЭУ) большой единичной мощности.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторах типа ВВЭР с активной зоной на основе микротвэлов, включающих тепловыделяющие сборки с поперечным течением теплоносителя.

Изобретение относится к ядерным реакторам для производства изотопов. Реактор содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств. В нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша, обращенная к бассейну реактора и открытая со стороны бассейна хранилища, в которой размещен перегрузочный барабан, установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси. Барабан снабжен по меньшей мере тремя вертикальными ячейками, а в потолке ниши выполнено сквозное загрузочное отверстие. Технический результат - возможность перегрузки изотопной продукции и слитков кремния на работающем реакторе как в штатном, так и в аварийном режимах. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. В качестве топлива стартовой загрузки используют нитрид обогащенного до 12,5-14 процентов урана, в который вводят нептуний в количестве от 1,5 до 3 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Нитрид обогащенного урана содержит изотоп 15N в количестве не менее 80 процентов от общего количества азота. В каждой последующей загрузке содержание изотопа 15N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30 процентов по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте до массы уран-плутониевого топлива равновесного состава, что позволяет исключить корректировку критической массы топлива в переходный период. 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе. В качестве стартовой загрузки используют обогащенное в пределах от 13 до 15 процентов урановое топливо, в которое дополнительно вводят америций в количестве от 2 до 6 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Последующие загрузки в переходный период производят топливом, регенерированным из собственного отработанного ядерного топлива с добавкой обедненного урана. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте и в переходный период при одновременном сохранении мощности и изменении реактивности по кампаниям в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов, что позволяет корректировать критическую массу топлива в переходный период путем минимального изменения конструкции активной зоны, а именно уменьшением ее высоты до проектной, предназначенной для работы реактора на уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. 2 ил.

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Реакторно-лазерная установка с прямой накачкой осколками деления состоит из подкритического лазерного блока с активным веществом (1) и запального импульсного ядерного реактора, окруженного подкритическим лазерным блоком. Активное вещество (1) включает лазерную среду (4), не пороговый делящийся ядерный материал (7) и замедлитель (3) нейтронов. Запальный импульсный ядерный реактор состоит из активной зоны, содержащей делящийся ядерный материал, и модулятора реактивности (5). В качестве делящегося ядерного материала в запальном импульсном ядерном реакторе используют пороговый делящийся ядерный материал (9). В подкритическом лазерном блоке в качестве не порогового делящегося ядерного материала (7) используют, например, уран-233, уран-235, плутоний-239. В запальном импульсном ядерном реакторе в качестве порогового делящегося ядерного материала (9) используют, например, нептуний-237, плутоний-240 и, по меньшей мере, одну активную зону. Технический результат состоит в повышении энергии и мощности импульса накачки лазерной среды. 5 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к водо-водяным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе заключается в том, что системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности, в одной или более петлях создают слабую неравномерность в распределении индикатора, который играет роль температурного индикатора до входа в реактор, а в активной зоне - нейтронно-поглощающего индикатора. При этом используют комплекс штатных систем нейтронного и температурного мониторинга на участках циркуляционного контура: до входа в реактор и активную зону, в активной зоне и до выхода из реактора. Для исключения искажений и флуктуации зарегистрированных сигналов применяют обработку малых возмущений сигналов систем мониторинга. Технический результат - возможность проведения исследования непосредственно в процессе нормальной эксплуатации реактора или при вводе его в эксплуатацию. 20 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах. Реактор 1 содержит корпус 7 реактора, вмещающий активную зону 2 и теплоноситель 21; опорную решетку 13 активной зоны и перегородку 6, расположенную на опорной решетке, которая тянется вверх и окружает активную зону 2 с боковой стороны. Между внутренней поверхностью корпуса 7 реактора и перегородкой 6 расположен промежуточный теплообменник 15, сконфигурированный для охлаждения теплоносителя 21 первого контура, и электромагнитный насос 14, сконфигурированный для нагнетания охлажденного теплоносителя 21 первого контура. Нейтронный защитный экран 8, поддерживаемый верхней опорной плитой 29 сверху, расположен ниже электромагнитного насоса 14. Верхняя опорная плита 29 имеет проем 29а. Между выпуском 14b электромагнитного насоса 14 и верхней опорной плитой 29 расположен механизм 17 направления теплоносителя, сконфигурированный для направления нагнетаемого теплоносителя 21 первого контура из электромагнитного насоса 14 к нейтронному защитному экрану через проем 29а верхней опорной плиты 29. Технический результат - повышение герметичности по теплоносителю первого контура и упрощение ремонтопригодности. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 19 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. В качестве топлива стартового загрузки используют нитрид обогащенного урана, в который вводят плутоний в количестве от 2 до 4 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Нитрид обогащенного урана содержит изотоп 15N в количестве не менее 80 процентов от общего количества азота. В каждой последующей загрузке содержание изотопа 15N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30 процентов по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте до массы уран-плутониевого топлива равновесного состава, что позволяет исключить корректировку критической массы топлива в переходный период. 2 ил.

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус, внутри которого помещена разделительная оболочка. В кольцевом пространстве между корпусом и разделительной оболочкой установлены, по меньшей мере, один парогенератор и один насос. Внутри разделительной оболочки находится активная зона, над которой расположен горячий коллектор, сообщающийся с парогенератором в его средней по высоте части для разделения потока жидкометаллического теплоносителя на восходящий и нисходящий потоки, или горячий коллектор выполнен сообщающимся с парогенератором в верхней его части для организации противоточного режима теплообмена. Под крышкой реактора расположен верхний горизонтальный холодный коллектор со свободным уровнем теплоносителя, а под парогенератором - нижний сборный коллектор, сообщающийся с верхним холодным коллектором. Вход насоса соединен с верхним холодным коллектором, а выход насоса - с нижним кольцевым напорным коллектором, причем коллекторы разделены горизонтальной перегородкой, причем нижний кольцевой напорный коллектор сообщен с раздаточным коллектором активной зоны. Технический результат - улучшение эксплуатационных характеристик реактора. 2 н. и 25 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к ядерным реакторам, и может быть использовано для получения тепловой, электрической энергии, для сжигания трансурановых нуклидов, а также для получения ядерного топлива и радиоактивных препаратов. Реакторная установка содержит реактор, в корпусе которого размещена активная зона. Контур охлаждения включает теплообменник, связанный с линией циркуляции хладагента, а также связанную с активной зоной емкость для аварийного сброса топливного раствора. Активная зона реактора образована в его корпусе в виде двух полостей, разделенных установленной в корпусе перегородкой. Полости сообщаются друг с другом в нижней части корпуса реактора посредством щели, образованной между нижним срезом перегородки и дном корпуса, и в верхней части посредством трубопроводов, в каждом из которых установлен циркуляционный насос. Установка оснащена как минимум одной емкостью, размещенной в одной из активных зон и связанной с теплообменником контура охлаждения активной зоны. Технический результат - непрерывный цикл установки, нахождение радиоактивных веществ внутри корпуса. 3 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к энергетическим реакторам. Предложено техническое решение для создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов, в которых компенсация реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на участок активной зоны со «свежим» топливом. Активная зона реактора размещается в горизонтальном корпусе реактора по всей его длине. Перемещаемый отражатель нейтронов охватывает корпус реактора сверху и с боков вне корпуса реактора и, тем самым, охватывает участок активной зоны, находящийся в корпусе реактора, на котором обеспечивается цепная управляемая реакция деления и энерговыделения. Под корпусом реактора размещается стационарный нижний отражатель. Теплоноситель прокачивается в корпусе реактора вдоль активной зоны. В процессе эксплуатации при снижении запаса реактивности в области энерговыделения перемещаемый отражатель перемещается на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлекает «свежее» топливо в процесс энерговыделения. Технический результат - бесперегрузочная многолетняя кампания топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, упрощение конструкции активной зоны, снижение веса корпуса реактора, избавление от поглотителей нейтронов на участке энерговыделения и потерь нейтронов на торцах области энерговыделения, отказ от процедур обслуживания и хранилищ «свежего» и отработанного топлива. 2 н.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в интегральных водо-водяных ядерных реакторах. Интегральный водо-водяной ядерный реактор содержит корпус с составной крышкой, состоящей из центральной части и кольцевой периферийной части. В полости корпуса установлены секции парогенератора с трубопроводами пара и воды, проходящими через отверстия, выполненные в кольцевой периферийной части крышки. Между крышкой и секциями парогенератора установлена плита с обечайкой. Обечайка установлена на плите и соединена с ней неразъемно, а с кольцевой периферийной частью крышки - разъемно. Плита выполнена с отверстиями, при этом секции парогенератора верхней частью установлены в упомянутых отверстиях и разъемно соединены с плитой. Техническим результатом изобретения является улучшение прочностных свойств реактора за счет уменьшения концентраторов напряжения в крышке, а также сокращение времени проведения монтажных и демонтажных работ при одновременном повышении качества их выполнения. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Наверх