Тепловыделяющая сборка ядерного реактора



Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2583842:

Акционерное общество "ТВЭЛ" (АО "ТВЭЛ") (RU)

Изобретение относится к атомной энергетике. Как минимум в одном из направляющих каналов тепловыделяющей сборки ядерного реактора выполняется перфорация. Перфорация в направляющем канале может быть выполнена как над верхней дистанционирующей решеткой, так и над верхней дистанционирующей решеткой и между двумя верхними дистанционирующими решетками. Технический результат - создание тепловыделяющей сборки, в которой обеспечивается возможность установки сборки внутриреакторных детекторов в направляющий канал, что повышает представительность измерения среднесмешанной температуры на выходе из тепловыделяющих сборок и безопасность эксплуатации ядерного топлива. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов.

Известна тепловыделяющая сборка (Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. / Ф. Ран, А. Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч. Браун. Под ред. В.А. Легасова. - М.: Энергоатомиздат, 1989, стр. 218-228) ядерного реактора, содержащая головку и хвостовик, связанные между собой направляющими каналами, а также измерительный канал с нижним входом для измерительного зонда и расположенные в направляющих каналах поглощающие стержни, подвешенные к консолям своей подвижной траверсы. Измерительный и направляющие каналы размещены среди тепловыделяющих элементов, установленных вертикально в дистанционирующие решетки, при этом измерительный канал расположен по центру поперечного сечения тепловыделяющей сборки.

Установку измерительных зондов в тепловыделяющие сборки данной конструкции осуществляют через специальные проходки в днище корпуса ядерного реактора. Эти проходки снижают прочность корпуса ядерного реактора и надежность его уплотнений во избежание обезвоживания активной зоны, что, в конечном итоге, снижает безопасность самого ядерного реактора.

Ближайшим аналогом (прототипом) изобретения является тепловыделяющая сборка с боковым измерительным каналом (патент РФ на изобретение №2152089 от 12.03.1998).

Измерительный канал этой тепловыделяющей сборки расположен между проекциями консолей траверсы поглощающих стержней на поперечное сечение тепловыделяющей сборки.

Измерительный канал имеет сверху вход для измерительного зонда, выполняющего функцию внутриреакторного детектора. Измерительный зонд устанавливается в месте наибольшего энерговыделения, что приводит к завышению измеряемой температуры в пучке твэлов по отношению к средней температуре теплоносителя в тепловыделяющей сборке.

Задачей изобретения является разработка конструкции направляющего канала тепловыделяющей сборки, позволяющей использовать его как в качестве направляющей для поглощающих элементов, так и в качестве направляющей для сборок внутриреакторных детекторов.

Такая конструкция направляющего канала повысит безопасность при эксплуатации тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного реактора с точки зрения обеспечения контроля за эксплуатационными параметрами.

Поставленная задача решается тем, что в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей дистанционирующие решетки, направляющие каналы, согласно изобретению, как минимум, в одном из направляющих каналов выполнена перфорация выше верхней дистанционирующей решетки или выше верхней дистанционирующей решетки и между двумя верхними дистанционирующими решетками.

При этом цанговая труба, соединенная с направляющим каналом с перфорацией, может быть выполнена с раструбом в верхней ее части.

Техническим результатом изобретения является создание тепловыделяющей сборки, в которой обеспечивается возможность установки сборки внутриреакторных детекторов в направляющий канал, что повышает представительность измерения среднесмешанной температуры на выходе из тепловыделяющих сборок и безопасность эксплуатации ядерного топлива.

Преимущества данного изобретения по сравнению с его ближайшим аналогом - конструкция тепловыделяющей сборки, в которой обеспечивается возможность установки сборки внутриреакторных детекторов в направляющий канал, позволяет:

- отказаться от отдельного смещенного измерительного канала, приводящего к появлению неоднородности нейтронного потока в области измерительного канала;

- устранить асимметрию пучка твэлов;

- увеличить запас до ограничения на мощность твэла;

- применять более эффективные в отношении топливоиспользования компоновки активной зоны с низкой утечкой нейтронов.

Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены:

фиг. 1 - тепловыделяющая сборка ядерного реактора;

фиг. 2 - направляющий канал с перфорацией над верхней дистанционирующей решеткой;

фиг. 3 - направляющий канал с перфорацией над верхней дистанционирующей решеткой, а также между двумя верхними дистанционирующими решетками;

фиг. 4 - направляющий канал с перфорацией над верхней дистанционирующей решеткой с раструбом в верхней части цанговой трубы.

Как минимум, в одном из направляющих каналов 3 тепловыделяющей сборки ядерного реактора 1 (фиг. 1) выполняется перфорация 5 (фиг. 2). Перфорация в направляющем канале может быть выполнена как над верхней дистанционирующей решеткой 2 (фиг. 2), так и над верхней дистанционирующей решеткой 2, а также между двумя верхними дистанционирующими решетками 2 (фиг. 3).

Выбор места расположения для перфорации направляющего канала выше верхней границы топливного столба - на уровне выше верхней дистанционирующей решетки позволяет выполнить отбор горячего теплоносителя из пучка твэлов и направить его на термопару сборки внутриреакторных детекторов, которая располагается выше по ходу теплоносителя.

Расположение перфорации между двумя верхними дистанционирующими решетками позволяет направить более холодный поток теплоносителя, движущегося по направляющей трубе, в пучок твэлов.

Применение раструба 6, который может быть выполнен в виде втулки, приваренной к цанговой трубе 4, упрощает стыковку сборок внутриреакторных детекторов с тепловыделяющей сборкой (фиг. 4).

Использование тепловыделяющих сборок с перфорированными направляющими каналами и раструбами на компонуемых с ними цанговых трубах позволяет обеспечить представительность показаний системы внутриреакторного контроля и задействовать направляющие каналы тепловыделяющих сборок для внутриреакторных измерений.

1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая дистанционирующие решетки, направляющие каналы, отличающаяся тем, что как минимум в одном из направляющих каналов выполнена перфорация выше верхней дистанционирующей решетки или выше верхней дистанционирующей решетки и между двумя верхними дистанционирующими решетками.

2. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что цанговая труба, соединенная с направляющим каналом с перфорацией, выполнена с раструбом в верхней ее части.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к средствам реакторных измерений, касающихся плотности нейтронного потока. Способ включает регистрацию импульсов тока импульсной камеры деления с использованием спектрометрического усилителя.

Изобретение относится к способам контроля ядерных реакторов разного класса и назначения и может найти применение для определения их физических характеристик как на критических сборках и исследовательских стендах, так и на энергоблоках атомных станций.

Изобретение относится к ядерной технике. Техническим результатом является уменьшение погрешности измеряемой величины плотности потока нейтронов.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для измерения F - нейтронной мощности реактора в абсолютных единицах, например, при пусках космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ).

Изобретение относится к устройству онлайнового измерения потока быстрых и эпитермических нейтронов. Устройство содержит детектор быстрых и эпитермических нейтронов, который в основном обнаруживает быстрые и эпитермические нейтроны, детектор тепловых нейтронов, который в основном обнаруживает тепловые нейтроны; первую схему обработки сигнала, поступившего от детектора быстрых нейтронов; вторую схему обработки сигнала, поступившего от детектора тепловых нейтронов; средства, выполненные с возможностью определения изменяющейся чувствительности к быстрым и к тепловым нейтронам каждого из детекторов нейтронов и вычислительное устройство, которое вычисляет поток быстрых и эпитермических нейтронов на основании указанных изменяющихся чувствительностей и сигналов, выдаваемых первой и второй схемами обработки.Техническим результатом является обеспечении возможности выделения в сигнале, производимом пороговой камерой деления, части, связанной с быстрыми нейтронами, которая является искомой величиной, и части, связанной с тепловыми нейтронами.19 з.

Изобретение относится к способу создания «смешанных карт активной зоны ядерного реактора» и к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа.

Изобретение относится к технике реакторных измерений, а именно к устройствам для измерений реактивности реактора - реактиметрам. .

Изобретение относится к способам трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора при помощи набора датчиков для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, а также датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок.

Изобретение относится к области исследования и контроля работы ядерных реакторных установок, а именно к исследованию и контролю нейтронного излучения в присутствии гамма-излучения, и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов, критической сборки и других источников нейтронов.

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и может быть использовано для экспериментально-расчетного определения эффективного коэффициента размножения (kэфф) активных зон ядерных установок (ЯУ).

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано для настройки реактиметров и оперативной проверки их работоспособности. Способ имитации сигнала реактивности ядерного реактора включает формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности. С помощью ионизационной камеры деления (ИКД), источника нейтронов и усилительно-преобразовательной аппаратуры регистрируют зависимость скорости счета импульсов тока ИКД, пропорциональной плотности нейтронного потока от ее расстояния до источника нейтронов. Задают величину реактивности и формируют в устройстве памяти зависимость мощностного параметра реактора от времени, соответствующую заданной реактивности. Перемещают ионизационную камеру деления относительно источника нейтронов, задавая величину расстояния от ИКД до источника нейтронов в зависимости от времени, при этом сигнал с ИКД используют для формирования сигнала, соответствующего заданной реактивности. Технический результат - увеличение точности настройки реактиметра и, как следствие, повышение достоверности измерений реактивности ядерного реактора. 2 ил.
Наверх