Бесчехловая тепловыделяющая сборка ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к области ядерной техники. Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие элементы, которые установлены в каркасе, состоящем из направляющих труб, дистанционирующих решеток и хвостовика. Сборка содержит цанговый фиксатор, который установлен внутри хвостовика, и механизм управления фиксатором. Механизм управления состоит из головки и распорной втулки, которые кинематически соединены тягами. Тяги размещены внутри направляющих труб. Головка выполнена в виде втулки с внутренней проточкой. Распорная втулка расположена внутри цангового фиксатора с возможностью взаимодействия с ним. Техническим результатом настоящего изобретения является повышение надежности фиксации тепловыделяющей сборки в опорной конструкции активной зоны при одновременном упрощении работ по закреплению и извлечению сборки из активной зоны. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено в бесчехловых тепловыделяющих сборках для ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем.

Наиболее близкой по совокупности существенных признаков к изобретению является тепловыделяющая сборка для ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащая тепловыделяющие элементы, установленные в каркасе, состоящем из направляющих труб, дистанционирующих решеток и хвостовика (патент РФ №2340019, МПК G21C 3/32, опубл. 27.11.2008).

Недостатком известной тепловыделяющей сборки является отсутствие средства крепления каркаса тепловыделяющей сборки в опорной конструкции активной зоны, что может привести к всплытию сборки, особенно в условиях тяжелого жидкометаллического теплоносителя.

Техническим результатом настоящего изобретения является повышение надежности фиксации тепловыделяющей сборки в опорной конструкции активной зоны при одновременном упрощении работ по закреплению и извлечению сборки из активной зоны.

Указанный технический результат достигается тем, что тепловыделяющая сборка для ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащая тепловыделяющие элементы, установленные в каркасе, состоящем из направляющих труб, дистанционирующих решеток и хвостовика,

согласно изобретению содержит цанговый фиксатор, установленный внутри хвостовика, и механизм управления фиксатором, при этом механизм управления состоит из головки и распорной втулки, кинематически соединенных тягами, при этом тяги размещены внутри направляющих труб, головка выполнена в виде втулки с внутренней проточкой, а распорная втулка расположена внутри цангового фиксатора с возможностью взаимодействия с ним.

Кроме этого тяги соединены между собой в виде единого толкателя.

Использование цангового фиксатора позволяет повысить надежность крепления тепловыделяющей сборки в опорной конструкции активной зоны, а механизм управления цангового фиксатора обеспечивает упрощение работ по фиксации сборки и извлечению из активной зоны посредством тяг, кинематически соединяющих верхний (втулка с проточкой) и нижний (распорная втулка) элементы механизма управления цанговым фиксатором. Кроме этого расположение тяг внутри направляющих труб позволяет им свободно перемещаться даже после потери устойчивости, что также способствует повышению надежности работы механизма управления и, следовательно, повышению надежности фиксации тепловыделяющей сборки в опорной конструкции активной зоны.

Кроме этого соединение тяг между собой в единый толкатель позволяет увеличить усилие на цанговый фиксатор и обеспечить равномерное распределение нагрузки на него.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг. 1 представлена тепловыделяющая сборка (общий вид, продольный разрез), на фиг. 2 показан механизм управления фиксатором (общий вид).

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем содержит гладкостержневые тепловыделяющие элементы 1 контейнерного типа с таблеточным топливом. Несущим элементом тепловыделяющей сборки является каркас, состоящий из направляющих труб 2, дистанционирующих решеток 3 и хвостовика 4. Тепловыделяющие элементы 1 зафиксированы в ячейках дистанционирующих решеток 3. Для закрепления хвостовика 4 в опорной конструкции активной зоны, например в гнезде напорного коллектора реактора (на чертеже не показано) тепловыделяющая сборка содержит цанговый фиксатор 5. Цанговый фиксатор 5 расположен внутри хвостовика 4 с возможностью свободного перемещения в осевом направлении в пределах технологического зазора. В хвостовике 4 выполнены пазы для перемещения кулачков цангового фиксатора 5. Для управления цанговым фиксатором 5 в сборке предусмотрен механизм управления фиксатором, который включает распорную втулку 6, головку 7 и тяги 8. Тяги 8 кинематически соединены с распорной втулкой 6 и головкой 7 для передачи усилия от перегрузочной машины при управлении цанговым фиксатором 5. Распорная втулка 6 расположена внутри цангового фиксатора 5 с возможностью взаимодействия с ним. Головка 7 закреплена на тягах 8 выше каркаса и выполнена в виде втулки с внутренней проточкой под захват перегрузочной машины. Тяги 8 размещены внутри трех направляющих труб 2, которые открыты в верхней и нижней частях. Кинематическое соединение тяг 8 с головкой 7 выполнено посредством трубы 9 и соединительного звена 10, а кинематическое соединение тяг 8 с распорной втулкой 6 выполнено посредством трубы 11 и соединительного звена 12. Соединительные звенья 10, 12 расположены вне направляющих труб 2 и соединяют три тяги 8 в единый толкатель.

Устройство работает следующим образом.

Для фиксации хвостовика 4 тепловыделяющей сборки в гнезде напорного коллектора реактора головку 7 с помощью перегрузочной машины перемещают вверх, при этом тяги 8 перемещают распорную втулку 6 в осевом направлении. Перемещаясь внутри цангового фиксатора 5, распорная втулка 6 раздвигает кулачки цангового фиксатора 5 в пазах хвостовика 4 и фиксирует ими хвостовик 4 в гнезде напорного коллектора реактора. В верхнем положении головка 7 удерживается в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе за счет выталкивающей силы Архимеда, а при работе главного циркуляционного насоса еще и скоростным напором теплоносителя. Для извлечения тепловыделяющей сборки из активной зоны головку 7 с помощью перегрузочной машины реактора перемещают вниз, и тяги 8 соответственно перемещают распорную втулку 6 также вниз. При этом распорная втулка 6 выходит из зацепления с кулачками цангового фиксатора 5, и хвостовик 4 извлекают из гнезда напорного коллектора реактора. Благодаря свободному перемещению цангового фиксатора 5 в осевом направлении в пределах технологических зазоров все осевые усилия, действующие на тепловыделяющую сборку, воспринимаются только кулачками цанги. Радиальный вылет кулачков цангового фиксатора 5 за пределы хвостовика диаметром 155 мм составляет 4 мм при верхнем (запирающем) положении тяги 8 и около 1 мм при ее нижнем положении, когда цанговый фиксатор 5 находится в свободном состоянии.

1. Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащая тепловыделяющие элементы, установленные в каркасе, состоящем из направляющих труб, дистанционирующих решеток и хвостовика, отличающаяся тем, что она содержит цанговый фиксатор, установленный внутри хвостовика, и механизм управления фиксатором, при этом механизм управления состоит из головки и распорной втулки, кинематически соединенных тягами, при этом тяги размещены внутри направляющих труб, головка выполнена в виде втулки с внутренней проточкой, а распорная втулка расположена внутри цангового фиксатора с возможностью взаимодействия с ним.

2. Тепловыделяющая сборка по п. 1, отличающаяся тем, что тяги соединены между собой в единый толкатель.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к средствам обнаружения поврежденных тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Устройство содержит цилиндрический корпус c перфорацией 2 в нижней части, верхний торец которого загерметизирован с отверстием для прохода барботажной трубки 3 для подачи в корпус 1 сверху-вниз газа-носителя.

Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для использования в конструкциях дистанционирующих и перемешивающих решеток тепловыделяющих сборок (ТВС) энергетических ядерных реакторов.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторах типа ВВЭР (PWR) и кипящих реакторах типа ВК (BWR). Предложена конструктивная схема ТВС со стержневыми твэлами, расположенными наклонно к вертикальной оси и образующими конусные и щелевые коллекторы для организации поперечного течения теплоносителя.

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее реализации предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.

Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного реактора деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления, клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса, и керамическую трубную решетку для отвода тепла.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора, преимущественно на быстрых нейтронах. Корпус тепловыделяющей сборки с продольной осью (X) содержит первый (4) и второй (6) трубчатые сегменты, выполненные из металлического материала и образующие продольные концы корпуса сборки.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов. В изобретении используются гидравлические усилия, действующие на ячейки дистанционирующих решеток со стороны потока теплоносителя, для дополнительного поджатия пуклевок ячеек к твэльным оболочкам. Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки содержит фигурные ячейки, на которых пуклевки выполнены таким образом, что внешняя поверхность ячеек в районе пуклевок направлена навстречу потоку теплоносителя.

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.

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

Изобретение относится к области ядерной техники. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Твэл включает ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой оболочки из стали, и концевые детали, элемент дистанционирования, навитый по спирали с широким шагом на наружную поверхность оболочки и закрепленный на концах твэла к оболочке или к концевым деталям. Элемент дистанционирования выполнен в виде тонкостенной трубки со сквозной продольной щелью по ее длине. Способ изготовления элемента дистанционирования, в соответствии с которым его получают из тонкостенной трубки или тонкой ленты со средней частью в виде трубки со сквозной продольной щелью заданной ширины и концевыми участками в виде фрагментов цилиндрической оболочки под сварку с оболочкой или заглушками твэла. Технический результат изобретения - снижение металлоемкости твэла и снижение контактных напряжений, возникающих в оболочке твэла в активной зоне реактора при выгорании ядерного топлива. 4 н. и 30 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к способу управления автономной двухконтурной ядерной энергетической установкой при изменениях внешней электрической нагрузки. В заявленном способе обеспечивается согласование электрических процессов, происходящих во внешней нагрузке, с механическими и тепловыми процессами установки за счет аккумулирования или расходования заряда в аккумуляторной батарее. В заявленном способе предусмотрено использование аккумуляторной батареи и перераспределение электрической мощности между турбиной, генератором и аккумуляторной батареей при изменениях внешней электрической нагрузки. По величине тока заряда или разряда аккумуляторной батареи либо по ее напряжению формируют сигнал на изменение заданного значения расхода питательной воды и заданной мощности реактора. Техническим результатом является оптимизация условий эксплуатации ядерной энергетической установки, повышение ее надежности и увеличение ресурса при сохранении маневренности со стороны потребителей электрической энергии. 2 ил.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора (ТВС). ТВС содержит тепловыделяющие элементы, расположенные рядами в дистанционирующих решетках с определенным шагом и образующие гидравлические ячейки для прохода теплоносителя. По направлению движения потока теплоносителя в области отрицательной энтальпии установлены устройства, отклоняющие поток теплоносителя от осевого таким образом, что происходит смещение вектора скорости потока теплоносителя из одной гидравлической ячейки в другую, а затем, в области положительной энтальпии, установлены устройства, выполненные так, что происходит закрутка потока теплоносителя в пределах каждой гидравлической ячейки. Технический результат - снижение максимального паросодержания и повышение запасов до кризиса теплообмена при работе реактора. 3 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к конструкциям тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. Для локального подавления всплеска нейтронов предложено использовать дополнительную поглощающую решетку (ПР), установленную на уголках внутри чехла в пучке. ТВС с ПР выполняют в виде толстой перфорированной пластины с коническими отверстиями, ориентированной широкой стороной отверстий навстречу потоку теплоносителя, ПР изготавливают с помощью гидроабразивной резки. Технический результат - упрощение конструкции ТВС и ПР, уменьшение объема сварки до минимального (остается только сварка с уголками), уменьшение гидравлического сопротивления и снижение трудоемкости ее изготовления при сохранении поглощающей способности. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к конструктивным элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. Поглощающую решетку (ПР), предназначенную для локального подавления всплеска нейтронов, выполняют в виде толстой перфорированной пластины, изготавливаемой с помощью сверления и небольшой доли фрезерования в шести углах и по контуру, толщиной равной толщине известной ПР и равной по площади в плане. Технический результат - упрощение конструкции, уменьшение объема сварки до минимального (остается только сварка с уголками), уменьшение гидравлического сопротивления за счет уменьшения смоченного периметра ПР и снижение трудоемкости ее изготовления при сохранении поглощающей способности. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к конструкциям дистанционирующих и перемешивающих решеток тепловыделяющих сборок энергетических ядерных реакторов. Конструкция решетки предусматривает наличие обода и набора взаимно пересекающихся пластин в форме полос, соединенных между собой и с ободом в местах пересечения, образующих поле ячеек для проходки твэлов и опорных элементов тепловыделяющей сборки, по меньшей мере часть ячеек выполнена шестигранными, а также смежных с шестигранными ячейками трехгранных ячеек для прохода теплоносителя, на торцах которых выполнены отогнутые в сторону трехгранных ячеек перемешивающие пластинчатые дефлекторы. Поле ячеек выполнено в виде цельнометаллической матрицы сотового типа со скругленными отверстиями в поперечном сечении для проходки опорных элементов, с отверстиями шестигранного профиля для проходки твэлов, с отверстиями трехгранного профиля для прохода теплоносителя, причем перемешивающие дефлекторы выполнены на торце одной из граней трехгранного отверстия с наклоном внутрь трехгранного отверстия. Техническим результатом является упрощение конструкции решеток тепловыделяющих сборок энергетических ядерных реакторов. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 10 ил.
Наверх