Ядерный реактор

Изобретение относится к ядерным реакторам, а более точно к их конструктивным элементам, применяемым для фиксации трубного пучка, закрепленного на поверхности ядерного реактора, испытывающей при эксплуатации вибрационные и термические нагрузки. Ядерный реактор содержит корпус 1, на днище которого концентричным трубным пучком закреплены трубы 2 СУЗ ядерного реактора. Для придания жесткости трубному пучку ядерный реактор снабжен пространственной фермой, которая состоит из поперечных плит 3 с отверстиями, кольцевых элементов 4 и стержней 5. Трубный пучок располагают внутри кольцевых элементов 4. Кольца 4 снабжены подпружиненными фиксаторами, упирающимися в периферийные трубы 2. На боковой поверхности плит 3 выполнены профилированные выемки, в которые устанавливают периферийный ряд труб. Технический результат - обеспечение термического расширения периферийно расположенных труб при сохранении их жесткости при вибрационных и тепловых нагрузках. 3 ил.

 

Изобретение относится к ядерным реакторам, а более точно к их конструктивным элементам общего назначения, применяемым для фиксации трубного пучка, закрепленного на поверхности ядерного реактора, испытывающей при эксплуатации вибрационные и термические нагрузки.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к заявляемому изобретению является ядерный реактор, содержащий концентричный трубный пучок системы управления и защиты реактора, закрепленный на корпусе ядерного реактора, и пространственную ферму для обеспечения жесткости трубного пучка, включающую поперечные плиты с отверстиями для фиксации в них труб и стержни (В.П. Денисов, Ю.Г. Драгунов "Реакторная установка ВВЭР для электростанций", стр. 138-139, рис. 6.3, Москва, Изд. AT, 2002).

В известном ядерном реакторе через отверстия поперечных плит пропущены все трубы пучка системы управления и защиты ядерного реактора (СУЗ).

При транспортировке или землетрясении, когда ядерный реактор испытывает вибрацию, трубный пучок жестко зафиксирован от поперечных перемещений в отверстиях плит. Однако при разогреве ядерного реактора происходит термическое расширение его корпуса, в том числе и днища, вследствие чего начинает увеличиваться расстояние между трубами. Максимально большое поперечное перемещение при термическом расширении днища реактора наблюдается у периферийных рядов трубного пучка. Это перемещение ограничено размерами отверстий плит, поэтому в зоне соприкосновения периферийных труб с границей отверстия возникают напряжения, величина которых может быть выше допускаемых, из-за чего возможна потеря несущей способности силовой рамы и периферийно расположенных труб.

Недостатком известного ядерного реактора является его невысокий уровень надежности, т.к. существует вероятность потери несущей способности фермы из-за отсутствия компенсации термических расширений в (зоне фиксации периферийно расположенных корпусов приводов в решетках).

Задачей, на решение которой направлено изобретение, является повышение надежности ядерного реактора как при его транспортировке или землетрясении, так и при работе в штатном режиме.

Техническим результатом изобретения является обеспечение термического расширения периферийно расположенных труб при сохранении их жесткости при вибрационных и тепловых нагрузках.

Технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе, содержащем концентричный трубный пучок системы управления и защиты реактора, закрепленный на корпусе ядерного реактора, и пространственную ферму для обеспечения жесткости трубного пучка, включающую поперечные плиты с отверстиями для фиксации в них труб и стержни, согласно изобретению пространственная ферма снабжена поперечными кольцевыми элементами с подпружиненными фиксаторами, трубный пучок расположен внутри кольцевых элементов, а на боковой поверхности плит выполнены выемки, в которых установлен периферийный ряд трубного пучка, подпружиненный со стороны кольцевых элементов, при этом плиты закреплены на внутренних рядах трубного пучка, а кольцевые элементы соединены между собой стержнями.

Сущность полезной модели поясняется чертежами, где на фиг. 1 изображен ядерный реактор (общий вид), на фиг. 2 изображен узел фиксации трубного пучка (поперечный разрез А-А), на фиг. 3 изображен узел подпружинивания периферийного трубного пучка со стороны кольцевого элемента.

Ядерный реактор содержит корпус 1, на днище которого концентричным трубным пучком закреплены трубы 2 СУЗ ядерного реактора.

Для придания жесткости трубному пучку ядерный реактор снабжен пространственной фермой, которая закреплена на днище 1 и состоит из поперечных плит 3 с отверстиями, кольцевых элементов 4 и стержней 5, расположенных по высоте трубного пучка.

Плиты 3 закреплены на трубах 2, а кольцевые элементы 4 соединены между собой стержнями 5.

На боковой поверхности плит 3 выполнены профилированные выемки, например дугообразные или полукруглые, в которые устанавливают периферийный ряд труб 2, а в отверстиях плит 3 зафиксированы внутренние ряды трубного пучка. Трубы 2, расположенные в выемках и не зафиксированные таким образом с внешней стороны, могут радиально перемещаться при тепловом расширении днища 1 реактора, что обеспечивает высокую несущую способность конструкции пространственной фермы.

Однако при сильных вибрациях реактора, например при землетрясении, должен быть зафиксирован весь трубный пучок.

Внутренние ряды трубного пучка, расположенные в отверстиях плит 3, сохраняют свою жесткость при вибрациях, а периферийные, упирающиеся в плиту только по выемке, с внешней стороны не зафиксированы.

Для того чтобы исключить поперечные колебания периферийно расположенных труб 2 при вибрациях, трубный пучок располагают внутри кольцевых элементов 4. Кольца 4 снабжены подпружиненными фиксаторами, упирающимися в периферийные трубы 2. Фиксаторы могут быть выполнены в виде угольников 6, в которые вставлены пальцы 7, поджимающие трубы 2 через лапку 8. Поджатие лапки осуществляется с помощью пружины 9 и гайки 10.

Подпружиненный таким образом периферийный ряд труб 32 с внешней стороны оказывается зафиксированным при вибрации реактора, но в то же время может радиально перемещаться при расширении днища корпуса реактора под действием температурных нагрузок за счет сжатия пружины 9, на которую начинает давить труба 2 СУЗ.

Ядерный реактор, содержащий концентричный трубный пучок системы управления и защиты реактора, закрепленный на корпусе ядерного реактора, и пространственную ферму для обеспечения жесткости трубного пучка, включающую поперечные плиты с отверстиями для фиксации в них труб и стержни, отличающийся тем, что пространственная ферма снабжена поперечными кольцевыми элементами с подпружиненными фиксаторами и трубный пучок расположен внутри кольцевых элементов, а на боковой поверхности плит выполнены выемки, в которых установлены трубы периферийного ряда трубного пучка, подпружиненного со стороны кольцевых элементов, при этом плиты закреплены на трубах пучка, а кольцевые элементы соединены между собой стержнями.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в системах автоматического управления ядерных энергетических установок (ЯЭУ), исполнительный механизм которых имеет общий привод для группы органов регулирования.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение в механизмах управления ядерных реакторов. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к разработке реактора-конвертера с расплавленным уран-плутониевым топливом, работающим со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом.

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к области очистки жидкометаллического теплоносителя. Технической задачей является создание горячей ловушки, размещаемой в активной зоне ядерного реактора и использующей для подогрева очищаемого теплоносителя ее тепловыделения.

Изобретение относится к ядерным реакторам с контуром циркуляции жидкого ядерного топлива, в которых не используется контур циркуляции топлива для одновременного отвода тепла.

Изобретение относится к устройству ядерного реактора. Устройство включает в себя комбинацию расщепляющегося материала, расплава солей и материала замедлителя, включающего в себя один или более гидридов, один или более дейтеридов или комбинацию двух или более из них.

Изобретение относится к инициаторам деления ядер для ядерных реакторов и способам их применения. Способ инициирования деления ядер включает инициирование по меньшей мере одной дефлаграционной волны деления ядер по меньшей мере в одной активной зоне реактора с дефлаграционной волной деления ядер, содержащей первый материал ядерного топлива, с помощью по меньшей мере одного вставляемого и извлекаемого инициатора деления ядер, содержащего второй материал ядерного топлива.

Изобретение относится к области ядерной техники. Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора обеспечивает модуляцию реактивности в импульсном ядерном реакторе при движении модулятора реактивности импульсного ядерного реактора в пределах активной зоны реактора.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов канального типа. Активная зона реактора состоит из ячеек, содержащих в центре их симметрии канал с ядерным топливом и теплоносителем, окруженный замедлителем нейтронов.

Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими делящийся материал и сырьевые изотопы, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов.

Изобретение относится к ядерной технике. Устройство пассивного регулирования давления в оболочке ядерной энергетической установки содержит агрегат (40) распыления жидкости в оболочке и трубопровод (42) подачи жидкости, предназначенный для подачи жидкости в распыляющий агрегат (40).

Изобретение относится к исследовательским реакторам на сферическом топливе. Реактор может быть использован для производства электроэнергии, производства водорода, отопления, сжижения угля и газификации.

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Быстрый импульсный реактор содержит активную зону, корпус реактора (5), модулятор реактивности, защитный экран (4). Активная зона помещается в корпус реактора (5). Модулятор реактивности, охватывающий по всей высоте активную зону, установлен за корпусом реактора (5) коаксиально с ним и состоит из двух частей, подвижной и неподвижной (8). Неподвижная часть модулятора реактивности выполнена из одного отражателя нейтронов. Подвижная часть модулятора реактивности выполнена из металлической цилиндрической оболочки (6) с накладкой из поглотителя нейтронов (7) и содержит вкладыш (1) из делящегося материала высотой на полную высоту активной зоны и на полную толщину металлической цилиндрической оболочки (6) подвижной части модулятора реактивности в азимутальном направлении. Вкладыш чередуется с накладкой из поглотителя нейтронов (7). Подвижная часть модулятора реактивности расположена между корпусом реактора (5) и неподвижной частью модулятора реактивности (8) с зазором по отношению к ним. Технический результат - получение более мощных и коротких импульсов в реакторе. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к натриевым контурам ядерных установок с реактором на быстрых нейтронах. Отдельные модули парогенератора (1) подключены по отдельности к стороне впуска натрия впускными соединительными трубопроводами (7), которые снабжены встроенным защитным элементом (9), одновременно присоединенным к разгрузочному трубопроводу (8) и к впускному коллектору (5), и дополнительно соединены с впускным патрубком натрия (6). На выпускной стороне натрия отдельные модули парогенератора (1) отдельно соединены через выпускную камеру (18) с выпускной соединительной трубой (10), которая заведена в буферную емкость (2), которая далее соединяется с патрубком выпускной ветви натрия (16). Далее, одновременно разгрузочные трубки (8) присоединены к первому резервуару (3) системы аварийной защиты. Этот резервуар (3) связан как с буферной емкостью (2) облегченной ветвью (12) с как минимум одной первой мембраной (11), так и со вторым резервуаром (4) системы аварийной защиты с по меньшей мере одной второй мембраной (13). На втором резервуаре (4) системы аварийной защиты предусмотрен выпуск (15). Технический результат – повышение безопасности ядерной установки. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U и предназначено для проведения первоначальной загрузки активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом. В качестве указанного топлива используют (235Uα238Uβ232Th1-α-β)O2 топливо с высоким обогащением по изотопу 235U (235U0.9 238U0.1) и выбором объемов вода/топливо в диапазоне значений 1,5-1,7, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду (D2O). При этом формируют интенсивность нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, и управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состоянии, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (Н2О) до момента, когда легкая вода займет половину состава. Техническим результатом является возможность продления времени кампании до 11 лет при удельной мощности ячейки 211 Вт/см и до 24 лет при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см, а также возможность обеспечения глубокого выгорания (~90%) стартового изотопа 235U и эффективную наработку (~40 кг/т) изотопа 233U. 1 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Проволочная проставка включает в себя участок или сегмент, установленный между внешней трубой реактора и одним или несколькими компонентами реактора, расположенными внутри трубы. Компоненты реактора и внешняя труба предотвращены от вхождения в непосредственный контакт друг с другом расположением проволочной проставки. Проволочная проставка может быть закреплена к компоненту реактора на одном из ее концов или кольцевой прокладке, расположенной между компонентами реактора, установленными друг над другом. Предотвращение компонентов реактора от контакта с внешней трубой способствует потоку текучей среды через реактор и может улучшить теплоотдачу и эффективность реактора для проведения каталитических реакций. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 13 ил.

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Расширяющиеся центральные части для наращиваемых структурных реакторов, например реактора реформинга, может включать в себя конус, расширяемый в радиальном направлении, и груз расширения для содействия расширению конуса. Конус и груз расширения могут быть скользяще расположены на центральной опоре. Расширение конусов в радиальном направлении выдавливает компоненты реактора радиально наружу к внешней трубе, которая вмещает компоненты реактора и расширяемое центральное устройство. Расширение компонентов реактора к внешней трубе содействует нагреву для осуществления каталитических реакций, улучшения теплоотдачи и эффективности реактора. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к ядерной технике. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов включает корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и связанные с ним парами топливных трубок: устройство выделения изотопов из облученного топливного раствора, например, сорбционная колонка и вспомогательные устройства, например, насос для топливного раствора и емкости для хранения облученного топливного раствора. Корпус активной зоны, сорбционная колонка, насос, емкости, топливные трубки с арматурой, дополненные устройством для удаления из топлива раствора натечек воды помещены внутрь многокорпусного сосуда с соединением цилиндрических корпусов короткими патрубками, заполненного водой с давлением выше поддерживаемого в топливном растворе. Изобретение позволяет повысить радиационную безопасность гомогенного растворного реактора при сохранении ядерной безопасности. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к средствам преобразования ядерной энергии в тепловую. В изобретении предусмотрена энергогенерация с утилизацией отработавшего ядерного топлива, малых актинидов, промышленных радиоактивных и химических отходов. Энергогенерация осуществляется посредством облучения пучком релятивистских ионов глубоко подкритической мишени на основе актинидов с введением операций развертки пучка ускоренных ионов и перемешивания содержимого мишени, осуществляемых блоками развертки и перемешивания. Техническим результатом является повышение эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую. 3 н. и 1 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 пр.

Изобретение относится к комплексу ядерных растворных реакторов. В данном комплексе предусмотрено одновременное применение трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках. Порядок ускоренной выгрузки нуклидного продукта может обеспечиваться дополнительными или резервными технологическими петлями, предусматриваемыми в составе комплекса. Также возможно применение циркониевого сплава в качестве материала холодильника в активной зоне реактора. Техническим результатом является ускорение выгрузки нуклидного продукта с сокращением его потерь из-за распада, сокращение простоев реакторов, возможность непрерывной работы технологического оборудования и персонала при повышенной частоте процедур выгрузки. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок, точнее к системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки Это достигается тем, что в системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки состоит из установленного на корпусе, на виброизолирующей системе, ядерного реактора, трубопроводов аварийной системы расхолаживания. Виброизолятор выполнен в виде цилиндрической пружины, которая состоит из двух частей со встречно направленными концами, одна часть из которых имеет витки прямоугольного сечения, а другая часть пружины выполнена полой, при этом встречно направленный конец первой части размещен в полости второй. Зазоры сегментного профиля контактирующих частей пружины заполнены антифрикционной смазкой. Зазоры в первой части винтовой пружины выполнены с витками прямоугольного сечения, которую охватывает трубка из демпфирующего материала. Зазоры заполнены крошкой из фрикционного материала. Изобретение позволяет создать высокоэффективную виброизоляцию ядерного реактора. 2 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам, а более точно к их конструктивным элементам, применяемым для фиксации трубного пучка, закрепленного на поверхности ядерного реактора, испытывающей при эксплуатации вибрационные и термические нагрузки. Ядерный реактор содержит корпус 1, на днище которого концентричным трубным пучком закреплены трубы 2 СУЗ ядерного реактора. Для придания жесткости трубному пучку ядерный реактор снабжен пространственной фермой, которая состоит из поперечных плит 3 с отверстиями, кольцевых элементов 4 и стержней 5. Трубный пучок располагают внутри кольцевых элементов 4. Кольца 4 снабжены подпружиненными фиксаторами, упирающимися в периферийные трубы 2. На боковой поверхности плит 3 выполнены профилированные выемки, в которые устанавливают периферийный ряд труб. Технический результат - обеспечение термического расширения периферийно расположенных труб при сохранении их жесткости при вибрационных и тепловых нагрузках. 3 ил.

Наверх