Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, содержащая кожух, вмещающий съемно прикрепленное верхнее устройство нейтронной защиты

Изобретение относится к тепловыделяющей сборке для ядерных реакторов на быстрых нейтронах и способам ее применения. Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора содержит кожух, содержащий центральную секцию, вмещающую стержни ядерного топлива, и верхнюю секцию, образующую часть головки сборки, вмещающую устройство верхней нейтронной защиты (ВНЗ). ВНЗ содержит поглотители нейтронов, средства обратимого сцепления с кожухом и подвижный груз, образующий головку ВНЗ, выполненную с возможностью поступательно перемещаться относительно остальной части ВНЗ на протяжении заданного хода. При этом указанные средства сцепления сконфигурированы так, чтобы сцепление и расцепление ВНЗ и кожуха было возможно за счет перемещения груза вдоль продольной оси посредством захватного устройства для извлечения ВНЗ, с зацеплением пальцев захватного устройства в грузе и опиранием остальной части ВНЗ в продольном направлении вниз во внутреннюю часть кожуха. 4 н. и 15 з.п. ф-лы, 9 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к тепловыделяющей сборке для ядерных реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидким металлом, в частности жидким натрием, то есть для так называемых быстрых натриевых реакторов, относящихся к семейству реакторов четвертого поколения.

Задача настоящего изобретения заключается в том, чтобы предложить тепловыделяющую сборку, которая могла бы временно применяться в проекте демонстрационной модели реактора четвертого поколения, называющемся ASTRID.

Тепловыделяющие сборки, к которым относится настоящее изобретение, могут использоваться не только в ядерном реакторе интегрального типа (в реакторе, в котором первый контур натриевого теплоносителя и его перекачивающие средства целиком расположены в баке, вмещающем также и теплообменники), но и в реакторе петлевого типа (в реакторе, в котором промежуточные теплообменники и средства для перекачки натриевого теплоносителя первого контура расположены вне бака).

Под тепловыделяющей сборкой понимается сборка, которая содержит тепловыделяющие элементы и которую загружают в ядерный реактор и/или выгружают из него.

Под тепловыделяющей сборкой быстрого натриевого реактора понимается тепловыделяющая сборка, предназначенная для облучения в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, охлаждаемом жидким натрием, то есть в так называемом быстром натриевом реакторе.

Уровень техники

Тепловыделяющие сборки, предназначенные для применения в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидким натрием (в быстрых натриевых реакторах), в своей верхней части содержат устройство нейтронной защиты, обычно именуемое «верхней нейтронной защитой» («Protection Neutronique »), или аббревиатурой ВНЗ (PNS), ссылаясь на публикациюneutrons rapides refroidis au sodium" издательства Les techniques de Nngenieur, В 3 171 (на французском языке).

На фиг. 1 показана тепловыделяющая сборка 1, которая уже использовалась в известном быстром натриевом реакторе Такая сборка 1, вытянутая вдоль продольной оси X, содержит, прежде всего, оболочку или кожух 10 с гексагональным поперечным сечением, при этом его верхняя секция 11 образует головку сборки, обычно содержащую не показанную здесь ВНЗ, а центральная секция содержит тепловыделяющие стержни, также не показанные здесь. Иными словами, секции 11, 12 образуют одну и ту же трубчатую оболочку 10, или кожух, неизменного по всей его высоте гексагонального сечения. Головка 11 сборки имеет центральное отверстие 110, ведущее внутрь. Наконец, сборка 1 на продолжении кожуха 10 содержит нижнюю секцию 13, образующую хвостовик сборки. Хвостовик 13 сборки имеет дистальный конец 15 конусообразной или скругленной формы, предназначенный для ввода в вертикальном положении в нижнюю опорную конструкцию активной зоны ядерного реактора. Хвостовик 13 сборки имеет на своей периферии ведущие внутрь отверстия 16.

Таким образом, в установленном состоянии тепловыделяющей сборки, то есть в загруженном в активную зону реактора положении, хвостовик 13 сборки 1 вставлен в отверстие в нижней опорной конструкции активной зоны. Таким образом, сборка 1 удерживается на упомянутой опорной конструкции так, что ее продольная ось X является вертикальной. Натриевый теплоноситель первого контура может циркулировать внутри сборки 1 и, тем самым, за счет теплопроводности поглощать тепло, выделяемое тепловыделяющими стержнями. Таким образом, натрий поступает через отверстия 16 в хвостовик 13 и выходит через центральное отверстие 110 головки 11, пройдя через пучок тепловыделяющих стержней.

Как показано на фиг. 1, поперечное сечение хвостовика 13 сборки меньше гексагонального поперечного сечения кожуха 10 сборки. Соединение 17 между данными сечениями 10, 13 образует относительно скругленный или конусообразный уступ, обеспечивающий возможность образования соединения типа сфера/конус с нижней опорной конструкцией активной зоны.

Центральная секция 12 сборки содержит множество ядерных тепловыделяющих стержней. Каждый стержень имеет форму оболочки, внутрь которой вставлен столб 14 таблеток ядерного топлива, в которых протекает ядерная реакции с выделением тепла. Совокупность столбов 14 определяет то, что обычно называется зоной деления, расположенную примерно на половине высоты сборки 1. Она схематически показана на фиг. 1 в виде черного прямоугольника.

Имеющаяся в головке 11 ВНЗ объединяет в себе поглощающие нейтроны материалы, предназначенные для ограничения активации проходящего через теплообменники натриевого теплоносителя второго контура, уменьшения радиационного разрушения структуры заглушки реактора, называемой обычно «заглушкой крышки активной зоны ядерного реактора» и гарантирования радиационной защиты персонала, находящегося над плитой реактора.

На фиг. 2 и 2А показана ВНЗ 2, встроенная в головку 11 тепловыделяющей сборки 1, используемой в реакторе Такая ВHЗ 2 состоит из герметичных трубчатых втулок 20, в которые вставлены блоки 21 из карбида бора и стальные блоки 22, и (в нижней части) кожуха 10 из более плотной стали. Упомянутая ВНЗ 2 съемно установлена внутри кожуха 10, определяющего механическую конструкцию тепловыделяющей сборки. Как показано на фиг. 2А, кожух 10 в своем центре образует проход 100 для внутренней циркуляции натрия.

На фиг. 3 и 3А показана ВHЗ 2, встроенная в головку 11 тепловыделяющей сборки 1, используемой в известном быстром натриевом реакторе Такая ВHЗ 2 состоит из втулки 20 из плотной стали, присоединенной к гексагональному кожуху 10. В сборках 1 такого типа зона 14 деления в своей верхней части содержит столб таблеток из оксидов обедненного урана, называемый «верхней торцевой зоной воспроизводства» или ВТЗВ, функция которой заключается в выравнивании нейтронного потока и длина L которой относительно велика и составляет около 300 мм.

В ходе различных исследований, проведенных в отношении конструкции тепловыделяющих сборок 1 для реактора ASTRID, конструкторами была разработана предварительная версия тепловыделяющей сборки 1 с неподвижной ВHЗ. Тепловыделяющая сборка 1 согласно этой предварительной версии показана на фиг. 4 и 4А: ВНЗ 2 состоит из негерметичной трубчатой втулки 20, в которую вставлены блоки 21 из карбида бора, причем цилиндрическая втулка 20 неподвижно установлена в стенке гексагонального кожуха 10. Эта ВHЗ содержит достаточное количество поглощающего нейтроны материала для того, чтобы попадать под ряд технических требований ASTRID в качестве реактора 4-го поколения, относящихся к активации натриевого теплоносителя второго контура.

Фактически, существует три основных технических требования, относящихся к радиационной защите ВНЗ тепловыделяющих сборок, предназначенных для применения в реакторе ASTRID, а именно:

- ограничивать активацию натриевого теплоносителя второго контура;

- ограничивать радиационного разрушения структур заглушки крышки активной зоны;

- обеспечивать радиационную защиту персонала, находящегося над плитой реактора.

Эти основные технические требования к ВHЗ распространяются на все типы реакторов.

Тем не менее, конструкция реактора ASTRID соответствует им не в достаточной степени, поскольку между верхней частью ядерного топлива и нижней частью ВHЗ имеется минимальное количество поглощающих нейтронный поток структур, то есть таких, как структуры верхней торцевой зоны воспроизводства в случае тепловыделяющей сборки, применяемой в реакторе В частности, как это объясняется ниже, причина этого заключается в требовании к низкому коэффициенту пустотности, согласно которому между тепловыделяющими стержнями и нижней частью ВНЗ должен присутствовать некоторый объем (пространство) натрия, а также в требовании отсутствия зоны воспроизводства в верхней части тепловыделяющих стержней. Причем это отсутствие связано с требованием, согласно которому реакторы четвертого поколения должны быть устойчивы к распространению делящихся материалов.

Иными словами, уровень флюенса нейтронов в ВНЗ тепловыделяющей сборки, предназначенной для применения в реакторе ASTRID, явно выше, чем в любых тепловыделяющих сборках, используемых в известных из уровня техники быстрых натриевых реакторах, то есть чем в тепловыделяющих сборках, оснащенных структурой ВТЗВ и используемых в реакторах, чья активная зона не является активной зоной с низкой пустотностью.

В этих условиях конструкция тепловыделяющей сборки типа , показанная на фиг. 3 и 3А, непригодна для применения, поскольку в этом случае ВНЗ 2 из плотной стали не может обеспечить соответствующую нейтронную защиту, если только не увеличить значительно высоту ВHЗ, что неприемлемо в отношении высоты активной зоны реактора типа ASTRID.

Кроме того, в рамках проекта ASTRID, ВНЗ должна отвечать требованию безопасности. Речь о способствовании возникновения пустотно-натриевого эффекта, называемого «пустотным эффектом» и представляющего собой техническое требование к низкому пустотному эффекту активной зоны реактора, отличающейся стабильностью при переходных режимах и отрицательным натриевым пустотно-натриевым коэффициентом. Следует отметить, что коэффициент пустотности (выраженный в долларах) отражает изменение коэффициента размножения нейтронов реактора в момент, когда в активной зоне больше нет теплоносителя. Если этот коэффициент больше нуля, пустотно-натриевый эффект обеспечивает увеличение реактивности и мощности активной зоны. Если этот коэффициент меньше нуля, пустотно-натриевый эффект способствует остановке цепной реакции. Единицей реактивности является доллар. Один доллар ($) соответствует увеличению реактивности, рассчитываемому в отношении доли запаздывающих нейтронов.

Данное техническое требование к безопасности априори является совершенно новым и не применявшимся к каким-либо действовавшим ранее или действующим в настоящее время ядерным реакторам на быстрых нейтронах. Оно в обязательном порядке требует применения в нижней части ВHЗ поглотителей из карбида бора В4С, высокообогащенного изотопом бора 10В, что окончательно исключает возможность применения ВHЗ, выполненной из плотной стали, как, например, в реакторе типа Это техническое требование в сочетании с высокой мощностью флюенса в нижней части ВHЗ из-за отсутствия ВТЗВ, как упомянуто выше, приводит к тому, что В4С при облучении образует очень большое количество гелия.

Прямым последствием этого для герметичной конструкции ВHЗ является необходимость наличия расширительных баков, то есть свободных объемов, способных вместить производимый газ, высота которых составляет порядка 800 мм для давления порядка 100 бар. Однако такие расширительные камеры неприемлемы как с точки зрения громоздкости, так и с точки зрения безопасности. Таким образом, увеличение высоты активной зоны на один метр означает увеличение высоты реакторного бака на два метра, что в свою очередь приводит к значительному увеличению требуемых инвестиционных затрат. Кроме того, в случае утраты герметичности столь значительных объемов газа, хранящихся в расширительных баках, есть риск возникновения быстрых переходных режимов в активной зоне.

По всем этим причинам конструкция герметичной ВHЗ, используемой, например, в тепловыделяющих сборках реактора , то есть показанная на фиг. 2 и 2А конструкция, не может использоваться для тепловыделяющей сборки реактора ASTRID.

Наконец, ВHЗ должна отвечать техническим требованиям, относящимся к первому этапу демонтажа сборки. Этот этап, с одной стороны, должен обеспечивать возможность раздельного обслуживания поглощающих нейтроны элементов и тепловыделяющих элементов ядерного реактора, а с другой стороны, должен быть совместим с процессами хранения и промывки в воде, которым подвергают сборки после их облучения.

Оба эти требования не являются новыми, но, вероятно, имеют для тепловыделяющих сборок реакторов четвертого поколения (как, например, ASTRID) большую важность, чем для предшествующих реакторов на быстрых нейтронах.

В частности, в тепловыделяющих сборках реакторов и , показанных на фиг. 2 и 3, ВHЗ размещены в кожухах тепловыделяющих сборок несъемным образом. При демонтаже этих известных из уровня техники сборок необходимо разрезать облученную сборку, что является трудоемкой операцией, которую затруднительно автоматизировать и которая требует специальных боксов, дорогостоящего оборудования и наличия дополнительного пространства для хранения.

Таким образом, авторы изобретения пришли к выводу, что для реактора четвертого поколения, такого, как ASTRID, следует разработать легкоразъемное соединение ВHЗ с остальной частью тепловыделяющей сборки для обеспечения возможности извлечения ВHЗ посредством транспортировочного захватного устройства. Кроме того, предпочтительно, чтобы ВHЗ были разборными в среде натрия или газа перед операциями промывки, предшествующими помещению тепловыделяющей сборки в воду. Причем эти операции в настоящее время не могут быть предусмотрены для негерметичной ВHЗ, образованной поглощающими элементами из В4С.

Действительно, ни одно из технологических решений по удалению натрия, раскрытых на настоящий момент в НИОКР, не позволяет достигнуть эффективного и полного удаления натрия в промышленных условиях, что несовместимо с промежуточным хранением в бассейне, предусмотренным для реактора ASTRID. Наличие остаточного натрия в ВHЗ после промывки, а конкретнее, в зазоре между поглотителями нейтронов и кожухом, означает наличие риска непредвиденной и неконтролируемой реакции между натрием и водой при хранении сборок в воде в течение продолжительного времени.

Следовательно, в случае негерметичной ВHЗ необходимо иметь возможность отделять ВHЗ от остальной части тепловыделяющей сборки до операции промывки. Это требование отделения ВНЗ перед промывкой действует независимо от используемого способа хранения облученных сборок - внутреннего или внешнего. В случае наружного способа хранения, резервуар для хранения типа, используемого в реакторах и являлся бы идеальным местом, куда могла бы быть демонтирована ВНЗ. Данная операция может быть осуществлена в процессе эксплуатации в присутствии натрия и не требует дополнительного дорогостоящего оборудования, а также не влияет на работоспособность реактора, поскольку может быть выполнена при работающем реакторе. В случае внутреннего способа хранения, для транспортировки сборок необходимо иметь возможность демонтировать ВНЗ в газовой среде в транспортировочный сосуд в процессе эксплуатации.

С учетом всех вышеописанных функциональных технических требований авторы изобретения пришли к заключению, что тепловыделяющая сборка для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID должна соответствовать следующим конструктивным критериям:

- должно быть предусмотрено разъемное механическое соединение ВНЗ с остальной частью сборки для обеспечения возможности извлечения ВНЗ из сборки в процессе эксплуатации перед операцией промывки либо в охлаждаемый натрием резервуар для хранения, либо в охлаждаемый газом транспортировочный сосуд, предусмотренный для этого;

- упомянутая доля, приходящаяся на единицу площади поглотителей нейтронов из В4С должна быть равна таковой для случая несъемной ВНЗ согласно предварительной версии тепловыделяющей сборки, показанной на фиг. 4 и 4А, и должна способствовать возникновению вышеупомянутого «пустотного эффекта», причем без значительного увеличения высоты ВНЗ и, следовательно, высоты сборок активной зоны реактора;

- осевая протяженность средств крепления ВНЗ к остальной части сборки должна быть минимальной для того, чтобы избежать значительного увеличения высоты ВНЗ и, следовательно, увеличения высоты сборок активной зоны реактора.

Кроме того, механическое разъемное соединение должно:

- обеспечивать возможность транспортировки тепловыделяющей сборки в транспортировочном сосуде или в резервуаре для хранения с использованием механизма захвата одного того же типа независимо от того, оснащена эта сборка ВНЗ или нет;

- быть прочным, то есть иметь низкий риск поломки как в случае преждевременного спада реактивности в реакторе (с риском падения на пучок тепловыделяющих стержней, что, очевидно, нежелательно с точки зрения безопасности), так и в случае блокировки/заклинивания в процессе упомянутого извлечения посредством захватного устройства (что может снизить уровень работоспособности реактора).

Тогда авторы изобретения попытались среди известных разъемных креплений в реакторном баке, используемых в баках ядерных реакторов выявить такие, которые могли бы быть применены для разъемного соединения ВНЗ с остальной частью тепловыделяющей сборки в быстром натриевом реакторе четвертого поколения типа ASTRID.

Известные решения могут быть объединены в две категории.

Первая категория относится к способам разъемного соединения ВНЗ и топливной сборки.

В патентном документе FR 2402923 раскрыта тепловыделяющая сборка для ядерного реактора, в частности для быстрого натриевого реактора, содержащая головку сборки, вмещающую ВНЗ из плотной стали, съемно соединенную с остальной частью сборки посредством системы осей, расположенных поперечно продольной оси сборки, или посредством байонетной системы. Сборка в соответствии FR 2402923 не отвечает вышеуказанным функциональным техническим требованиям по нескольким причинам. Во-первых, транспортировочная головка сборки составляет одно целое с ВНЗ, что исключает возможность транспортировки сборки посредством того же захватного устройства, независимо от того, оснащена она ВНЗ или нет. К тому же, соединение с помощью системы осей или байонетной системы должно воспринимать вес сборки во время ее транспортировки, что создает риск разрыва соединения, неприемлемый с точки зрения безопасности. Наконец, соединение не может быть демонтировано в процессе эксплуатации, а транспортировка остальной части сборки невозможна после разделения сборки головки и ВНЗ.

В патентном документе FR 2513797 также раскрыта тепловыделяющая сборка со съемной ВНЗ для ядерного реактора, в частности для реактора на быстрых нейтронах. Раскрытая ВНЗ состоит из цилиндрической капсулы, содержащей поглощающий нейтроны материал и удерживаемой в центре сборки посредством трех пластин, расположенных под углом 120°. Верхняя часть этих пластин образует захватную головку сборки, причем каждая из этих пластин прикреплена к кожуху сборки посредством приваренных штифтов, посредством заделанных или приваренных профилированных клиньев или посредством приваренных замков. Сборка в соответствии с FR 2513797 имеет те же несоответствия функциональным техническим требованиям к тепловыделяющей сборке для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID, что и сборка в соответствии FR 2402923. Кроме того, раскрытая в данном документе капсула, то есть капсула, содержащая поглощающий нейтроны материал, является герметичной и потребовала бы, в условиях работы быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID, наличия расширительных камер, что не желательно в отношении высоты сборки и безопасности активной зоны.

В патентном документе US 4935197 также раскрыта тепловыделяющая сборка со съемной ВНЗ для ядерного реактора. Раскрытая ВНЗ состоит из пучка стержней, составленных из поглотителей нейтронов и прикрепленных посредством винтовых соединений или байонетных соединений к головке тепловыделяющей сборки, которая, в свою очередь, прикреплена посредством винтовых соединений к кожуху с гексагональным поперечным сечением. Однако сборка в соответствии с US 4935197 имеет те же несоответствия функциональным техническим требованиям к тепловыделяющей сборке быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID, что и сборки в соответствии с FR 2402923 и FR 2513797. В частности, в отношении невозможности осуществления демонтажа или повторного монтажа в процессе эксплуатации упомянутых винтовых соединений. Кроме того, даже если такие операции отвинчивания и завинчивания будут осуществляться в транспортировочном сосуде, авторы изобретения полагают, что невозможно гарантировать надежность этих соединений в среде реактора, охлаждаемого жидким натрием, поскольку после продолжительного нахождения в реакторе имеет место множество источников деформации, механического повреждения и заклинивания, таких как радиационное вздутие, ползучесть, радиационное охрупчивание, механические нагрузки, прикладываемые к головке в процессе транспортировочных операций, натриевая среда и прочие. Такая низкая надежность характерна и для байонетного соединения головки сборки и кожуха, поскольку соединение данного типа практически неприемлемо для восприятия веса тепловыделяющей сборки в процессе транспортировки.

Резюмируя, можно сделать вывод о непригодности известных решений в категории разъемных соединений ВНЗ для соединения между ВНЗ и остальной частью тепловыделяющей сборки в быстром натриевом реакторе четвертого поколения типа ASTRID, главным образом, по следующим причинам:

- известные соединения невозможно разъединить в процессе эксплуатации;

- тепловыделяющие сборки необходимо транспортировать с захватом ВНЗ, то есть транспортировочную головку сборки извлекают одновременно с ВНЗ, что уже не позволяет транспортировать сборку с использованием того же захватного устройства после извлечения ВНЗ. Таким образом, известные соединения ВНЗ и сборки должны воспринимать вес сборки в процессе ее транспортировки, что создает неприемлемый с точки зрения безопасности риск разрыва этого соединения в процессе транспортировки.

Вторая категория относится к решениям для сцепления/расцепления, используемым в съемных устройствах в баке ядерного реактора.

В патентном документе ЕР 0312416 раскрыт способ разъемного крепления устройства регулирования расхода (редуктора), расположенного в головке тепловыделяющей сборки для реактора на быстрых нейтронах, при этом снятие крепления возможно в процессе эксплуатации с помощью захватного устройства для транспортировки сборки. Кроме того, в этом патентном документе раскрыта сцепляющая система, образованная поворотными пальцами, поворачиваемыми за счет поступательного движения захватного устройства по вертикали. Однако решение в соответствии с ЕР 0312416 также не отвечает функциональным техническим требованиям к тепловыделяющей сборке для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID, приведенным во вводной части. Во-первых, слишком большая осевая протяженность раскрытой сцепляющей системы и заплечика, требуемого в головке сборки, предполагает уменьшение также слишком большого радиального сечения. Кроме того, раскрытая система ни при каких обстоятельствах не предусматривает механическое усиление сцепляющих пальцев во время захвата. Наконец, раскрытый редуктор перемещают с применением того же самого захватного устройства, который используют для транспортировки сборок, причем невозможно транспортировать сбору без предварительного снятия редуктора, что не соотносится с уровнем работоспособности, предполагаемым в промышленном ядерном реакторе. Последние два фактора исключают возможность использования такого решения в упомянутом ядерном реакторе на быстрых нейтронах.

В патентном документе ВЕ 558245 раскрыто разъемное крепление тепловыделяющего элемента в вертикальном канале ядерного реактора типа реактора уран-графит-газовой технологии (UNGG) с системой поворотных пальцев, поворот которых относительно осуществляется непосредственно захватным устройством и обеспечивает сцепление тепловыделяющего элемента. Техническое решение в соответствии с ВЕ558245 имеет те же несоответствия функциональным техническим требованиям к тепловыделяющей сборке для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID. В частности, достигаемое поворотом пальцев сцепление предназначено только для предотвращения падения тепловыделяющего элемента под действием силы тяжести, то есть для блокирования осевого поступательного движения вниз. Иными словами, такое сцепляющее устройство предотвращает вылет устройства, например съемной ВНЗ, под действием тянущего усилия теплоносителя. Кроме того, в данном патенте отведение поворотных пальцев обеспечивается пружиной, что не может быть использовано в реакторе на быстрых нейтронах, поскольку такое решение не может считаться надежным из-за риска изменения упругих характеристик пружины при ее облучении.

В патентной заявке ЕР 2741298 А1 раскрыта система захвата и сцепления держателя образцов ядерных материалов в держателе инструментов для экспериментальных облучений, в частности система, двумя основными задачами которой является раскрытие транспортировочного захватного устройства без движущихся деталей и обеспечение герметичности сцепления держателя образца на захватном устройстве. Для этого, в раскрытой системе сцепления используются многочисленные маленькие подвижные детали, отличающиеся точной и достаточно сложной кинематикой, которая в сочетании с задачей герметичного сцепления требует посадки с натягом. Данная система не приспособлена для транспортировки в процессе эксплуатации таких тяжелых деталей, как ВНЗ тепловыделяющей сборки для такого промышленной демонстрационной модели, как ASTRID. Кроме того, упомянутая система сцепления включает в себя возвратную пружину, которая не может быть использована в реакторе на быстрых нейтронах, как и в случае ВЕ 558245.

Резюмируя, можно сказать, что, вышерассмотренные известные сцепляющие системы съемных устройств в реакторе, как и известные разъемные соединения ВНЗ, не соответствуют техническим требованиям к соединению ВНЗ и остальной части тепловыделяющей сборки для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID.

Следовательно, существует потребность в усовершенствовании разъемных соединений ВНЗ с тепловыделяющей сборкой, в частности, для достижения соответствия техническим требованиям к соединению ВНЗ с остальной частью тепловыделяющей сборки для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID.

Задача настоящего изобретения заключается в том, чтобы по меньшей мере частично удовлетворить эту потребность.

Раскрытие сущности изобретения

С этой целью настоящее изобретение относится к тепловыделяющей сборке для ядерного реактора, в частности, для быстрого натриевого реактора с натриевым охлаждением, содержащей кожух с продольной осью (X), предназначенный для вставки в вертикальном направлении в нижнюю опорную конструкцию активной зоны реактора, при этом кожух содержит центральную секцию, вмещающую стержни ядерного топлива, и верхнюю секцию, образующую часть головки сборки, вмещающую устройство верхней нейтронной защиты (ВНЗ), содержащее поглотители нейтронов, средства для обратимого сцепления с кожухом и груз, образующий головку ВНЗ, причем упомянутый груз выполнен с возможностью поступательного перемещения относительно остальной части ВНЗ в пределах заданного хода, при этом упомянутые сцепляющие средства сконфигурированы так, что ВНЗ и кожух могут быть сцеплены и расцеплены за счет перемещения груза вдоль продольной оси посредством захватного устройства для извлечения ВНЗ, когда пальцы этого захватного устройства зацеплены за груз, а остальная часть ВНЗ упирается в кожух в продольном направлении вниз.

В преимущественном варианте осуществления настоящего изобретения головка сборки имеет также отверстия/канавку, выполненные/выполненную с возможностью взаимодействия с пальцами транспортировочного захватного устройства для обеспечения возможности транспортировки сборки, оснащенной или не оснащенной ВНЗ. При этом захватное устройство для транспортировки сборки имеет тот же рабочий ход, что и захватное устройство для извлечения ВНЗ.

Описанная тепловыделяющая сборка обеспечивает то, что соединение ВНЗ и остальной части тепловыделяющей сборки для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID отвечает упомянутым требованиям.

Для формулировки описания изобретения, авторы изобретения выполнили следующий анализ.

Для увеличения доли на единицу площади поглощающего нейтроны материала, и достижения порядка значения доли на единицу площади несъемной ВНЗ втулочного типа, такой как в предварительной варианте, показанном на фиг. 4 и 4А, представляется, что прежде всего необходимо максимально увеличить наружный диаметр ВНЗ, чтобы он был как можно ближе к внутреннему диаметру кожуха с гексагональным поперечным сечением.

Однако, в случае съемной ВНЗ, извлекаемой посредством головки сборки, уменьшение внутреннего диаметра головки сборки, захватываемой транспортировочным захватным устройством, фактически ведет к уменьшению наружного диаметра ВНЗ. Такая потеря в диаметре может быть компенсирована только за счет значительного увеличения высоты ВНЗ.

Кроме того, решение, заключающееся в закреплении ВНЗ на головке сборки и. применении разъемного механического соединения головки сборки и шестигранного кожуха, то есть образовании съемной головки сборки, не является предпочтительным, в частности, по двум следующим причинам:

- все усилия от транспортировки сборки в этом случае будут передаваться через упомянутое соединения, что потенциально является источником риска нарушения соединения во время фазы транспортировки тепловыделяющей сборки над активной зоной, неприемлемым с точки зрения безопасности (угроза механической целостности активной зоны) и работоспособности (из-за большой продолжительности ремонтных операций);

- такая конструкция обеспечила бы соответствие требованию о возможности транспортировки сборки посредством одного и того же захватного устройства, независимо от того, оснащена эта сборка ВНЗ или нет. В частности, в этом случае необходимо либо иметь возможность установить новую транспортировочную головку после извлечения сборки, что априори сложно реализовать, поскольку в этом случае необходимо иметь запас из множества головок для каждой транспортировочной операции, что не может быть предусмотрено для случаев внутреннего хранения, когда операции должны выполняться в процессе эксплуатации в транспортировочном сосуде; либо обеспечить наличие второй контактной поверхности для захвата в стенке сборки под головкой сборки, что однозначно привело бы к усложнению изготовления сборки, и в том числе к несоответствию некоторым требованиям, например требованию отсутствия стальных конструкций в зоне над тепловыделяющими стержнями для способствования пустотному эффекту.

Поэтому авторы изобретения пришли к заключению, что необходимо:

- обеспечить наличие новой контактной поверхности для захвата сборки при транспортировке для создания извлекаемой ВНЗ, наружный диаметр которой близок к внутреннему диаметру кожуха с гексагональным поперечным сечением;

- обеспечить наличие новых средств для захвата и сцепления для ВНЗ, имеющих осевую протяженность второго порядка относительно необходимой высоты поглощающего нейтроны материала, то есть протяженность порядка десяти сантиметров для такого реактора, как ASTRID.

Согласно настоящему изобретению, средства для разъемного сцепления ВНЗ с головкой сборки имеют малую осевую протяженность. Таким образом, съемное исполнение ВНЗ не влияет на высоту тепловыделяющей сборки.

Кроме того, что касается такой втулки несъемной ВНЗ, как предусмотренной в предварительном варианте сборки для ядерного реактора ASTRID и показанной на фиг. 4 и 4А, авторы изобретения смогли добиться уменьшения внутреннего диаметра втулки съемной ВНЗ согласно настоящему изобретению без значительного увеличения потерь давления.

Наконец, благодаря наличию в конструкции головки сборки отверстий/канавки для транспортировки этой сборки, преимущественно может быть увеличен наружный диаметр съемной ВНЗ для приближения его к диаметру несъемной ВНЗ, показанной на фиг. 4 и 4А.

С учетом небольшой величины осевой протяженности средств сцепления, небольшого внутреннего диаметра втулки или кожуха ВНЗ и большого наружного диаметра последней, представляется возможным увеличить объем поглощающего нейтроны материала внутри съемной ВНЗ по сравнению с несъемной ВНЗ, известной из уровня техники. Авторы изобретения показали, что возможно достигнуть объема поглощающего нейтроны материала, практически эквивалентного объему такого материала в случае такой несъемной ВНЗ, которая предусмотрена в предварительном варианте тепловыделяющей сборки для ядерного реактора ASTRID.

Согласно преимущественному отличительному признаку, головка ВНЗ может содержать часть, образующую заглушку поглотителей нейтронов ВНЗ и служащую опорой для средств сцепления.

В предпочтительном варианте осуществления настоящего изобретения средства сцепления состоят из пальцев, установленных с возможностью поворачиваться в вертикальной плоскости. Согласно варианту осуществления каждый из пальцев предпочтительно установлен с возможностью поворачиваться на оси вращения, прикрепленной к заглушке.

Согласно одному из предпочтительных вариантов осуществления, упомянутый груз содержит неподвижные оси, каждая из которых выполнена с возможностью скользить внутри паза, выполненного в поворотном пальце, при этом вертикальное поступательное движение упомянутого груза вызывает скольжение упомянутых осей в пазах и тем самым поворот пальцев.

В грузе предпочтительно выполнена внутренняя канавка, выполненная с возможностью зацепления в ней пальцем захватного устройства для извлечения ВНЗ.

В кожухе сборки также предпочтительно выполнена внутренняя канавка, выполненная с возможностью вставления в нее пальцев средств сцепления для образования верхнего ограничителя хода ВНЗ.

ВНЗ преимущественно не является герметичной.

Согласно одному из вариантов осуществления настоящего изобретения, ВНЗ включает один или несколько полых столбов, которые прикреплены к заглушке и проходят через груз, причем столб(ы) выполнен(ы) с возможностью упираться в выполненную с возможностью поступательно перемещаться часть извлекающего захватного устройства для обеспечения подъема груза вверх относительно остальной части ВНЗ во время операции расцепления. Эти столбы также обеспечивают возможность течения натрия через ВНЗ, а также выпуска гелия, образующегося под действием облучения (негерметичная конструкция ВНЗ).

В качестве альтернативы, ВНЗ снаружи заглушки может содержать уплотнительную втулку, выполненную с возможностью упираться в выполненную с возможностью поступательно перемещаться часть извлекающего захватного устройства для обеспечения перемещения груза вверх относительно остальной части ВНЗ при расцеплении.

Также может быть предусмотрена и герметичная ВНЗ, в частности, для реакторов, в которых объемы газов, образующихся под действием облучения поглощающим нейтроны материалом, отсутствуют или незначительны, что может иметь место в случае выполнения любого из следующих условий:

- в нижней части ВНЗ не применяют высокообогащенный В4С, что типично в случае отсутствия технического требования к пустотному эффекту с низким коэффициентом пустотности; или

- значительно более слабые нейтронные потоки на уровне ВНЗ, что типично в случае наличия над делящимся топливом верхней торцевой зоны воспроизводства; или

- использование материала, отличного от В4С и не содержащего 10B, что типично в случае значительно более слабых нейтронных потоков на уровне ВНЗ.

В одном из вариантов осуществления ВНЗ содержит втулку, вмещающую и поддерживающую блоки с поглотителем нейтронов, и заглушку, прикрепленную к верхней части втулки.

В качестве альтернативы, ВНЗ может содержать оболочку, вмещающую стержни с поглотителем нейтронов и заглушку, прикрепленную к верхней части оболочки и поддерживающую данные стержни. Вместо оболочки могут быть предусмотрены решетки для удерживания стержней.

Сборка предпочтительно содержит прикрепленную к внутренней части кожуха часть, образующую нижний осевой ограничитель хода снизу ВНЗ.

Загружаемые в ВНЗ поглотители нейтронов могут быть выбраны из карбида бора (В4С), гафния (Hf), диборида гафния (HfB2), диборида титана (TiВ2), борида железа (FeB), диоксида урана (UO2) и редкоземельных металлов.

В негерметичной ВНЗ предпочтительно использовать такие образующие гелий поглотители нейтронов, как В4С (карбид бора), HfB2 (диборид гафния), TiB2 (диборид титана) и FeB (борид железа).

В герметичной ВНЗ предпочтительно использовать такие необразующие гелий поглотители нейтронов, как диоксид урана (UO2), гафний (Hf) и редкоземельные металлы.

Настоящее изобретение также относится к способу транспортировки тепловыделяющей сборки, оснащенной иди неоснащенной ВНЗ, в котором используют транспортировочное захватное устройство того же типа, что захватное устройство, используемое для извлечения ВНЗ, и предпочтительно идентичное ему.

Настоящее изобретение также относится к способу оборудования новой, не оснащенной ВНЗ, тепловыделяющей сборки облученной ВНЗ, извлеченной из облученной вышеописанной тепловыделяющей сборки.

Настоящее изобретение также относится к применению тепловыделяющей сборки в ядерном реакторе на быстрых нейтронах вышеописанным образом. Реактор может представлять собой реактор, охлаждаемый жидким металлом или газом, при этом жидкий металл может быть выбран из натрия, свинца или сплава свинец-висмут.

Краткое описание чертежей

Прочие преимущества и признаки настоящего изобретения более ясны из нижеследующего подробного описания, приведенного в качестве описания иллюстративного и неограничительного примера со ссылками на чертежи, на которых:

- на фиг. 1 в аксонометрии показана тепловыделяющая сборка, известная из уровня техники и уже используемая в охлаждаемом натрием ядерном реакторе на быстрых нейтронах;

- на фиг. 2 показано частичное продольное сечение головки тепловыделяющей сборки, известной из уровня техники, где показано устройство верхней нейтронной защиты (ВНЗ), использованное в ядерном реакторе ;

- на фиг. 2А показано поперечное сечение ВНЗ сборки с фиг. 2;

- на фиг. 3 показано продольное сечение головки тепловыделяющей сборки, известной из уровня техники, где показано устройство верхней нейтронной защиты (ВНЗ), использованное в ядерном реакторе ;

- на фиг. 3А показано частичное поперечное сечение ВНЗ сборки с фиг. 3;

- на фиг. 4 показан продольный сечение головки тепловыделяющей сборки, известной из уровня техники, где также показано устройство верхней нейтронной защиты (ВНЗ), представляющее собой предварительный вариант осуществления для использования в ядерном реакторе ASTRID;

- на фиг. 4А показано поперечное сечение ВНЗ сборки с фиг. 4;

- на фиг. 5 показано частичное продольное сечение тепловыделяющей сборки согласно настоящему изобретению, предназначенной для использования в ядерном реакторе ASTRID, где показано устройство верхней нейтронной защиты (ВНЗ);

- на фиг. 5А показан частичный продольный разрез головки сборки с фиг. 5;

- на фиг. 5В на виде сверху показана головка сборки с фиг. 5;

на фиг. 6А-6Е показаны частичные продольные разрезы, иллюстрирующие различные этапы транспортировки, вставки и сцепления ВНЗ тепловыделяющей сборки согласно настоящему изобретению, показанной на фиг. 5-5В;

- на фиг. 7 показано продольное сечение на уровне головки одного из вариантов кожуха тепловыделяющей сборки согласно настоящему изобретению;

- на фиг. 8 показано частичное продольное сечение другого варианта осуществления головки тепловыделяющей сборки согласно настоящему изобретению, и показано устройство верхней нейтронной защиты (ВНЗ), предназначенное для использования в ядерном реакторе ASTRID;

- на фиг. 8А на виде сверху показана головка тепловыделяющей сборки с фиг. 8, что иллюстрирует конструкцию головки для подвески ВНЗ;

- на фиг. 8В показан поперечный разрез ВНЗ с фиг. 8, где показано расположение поглощающих элементов ВНЗ;

- на фиг. 9А и 9В показаны частичные продольные сечения, иллюстрирующие два этапа сцепления и расцепления ВНЗ другого варианта осуществления тепловыделяющей сборки согласно настоящему изобретению, показанной на фиг. 8-8В.

Для ясности, на фиг. 1-9В одинаковые ссылочные обозначения соответствуют одинаковым элементам тепловыделяющей сборки и устройства верхней нейтронной защиты (ВНЗ), как известных из уровня техники, так и раскрытых в настоящем изобретении.

В настоящей заявке термины «вертикальный», «нижний», «верхний», «низ», «верх», «снизу» и «сверху» следует понимать по отношению к тепловыделяющей сборке, находящейся в ядерном реакторе в вертикальной конфигурации.

Фиг. 1-4А, относящиеся к известному уровню техники, уже были описаны во вводной части и поэтому не комментируются далее.

Далее, со ссылкой на фиг. 5, описана тепловыделяющая сборка 1 согласно настоящему изобретению, предназначенная для использования в быстром натриевом реакторе типа ASTRID. Точно так же, как и в случае известных из уровня техники тепловыделяющих сборок, предназначенных для реакторов на быстрых нейтронах, сборка 1 согласно настоящему изобретению вытянута вдоль продольной оси X и содержит кожух 10, поперечное сечение которого имеет гексагональную форму и верхняя секция 11 которого образует головку сборки и вмещает устройство 2 нейтронной защиты, называемое ВНЗ. Центральная секция 12 сборки 1 вмещает тепловыделяющие стержни, не показанные здесь.

Наконец, сборка 1 содержит нижнюю секцию 13, образующую хвостовик сборки в продолжение кожуха 10. Хвостовик 13 сборки имеет конусообразный или скругленный дистальный конец, чтобы его можно было вставлять вертикально в нижнюю опорную конструкцию активной зоны реактора. На периферии хвостовика 13 выполнены ведущие вовнутрь периферийные отверстия для циркуляции натрия внутри упомянутой сборки.

Внутри головки 11 сборки выполнен внутренний проход 100, свободный от ВНЗ 2 и ведущий в центральное отверстие 110, которое в свою очередь ведет наружу (фиг. 5 и 5А). Головка 11 сборки также имеет выполненную в кожухе 10 непрерывную внутреннюю канавку 110 и закрепленную внутри кожуха 10 нижнюю опорную часть 102.

Как показано на фиг. 5-6Е, головка 11 сборки согласно настоящему изобретению имеет распределенные с равномерным угловым шагом отверстия 18, каждое из которых выполнено с возможностью взаимодействовать с пальцем транспортировочного захватного устройства сборки, как объясняется ниже.

Как показано на фиг. 5-6Е, ВНЗ 2 согласно настоящему изобретению содержит втулку 20, вмещающую блоки 21 карбида бора В4С в качестве поглощающего нейтроны материала.

ВНЗ 2 также содержит заглушку 23, прикрепленную к верхней части втулки 20 и удерживающую блоки 21 в ней.

ВНЗ 2 над заглушкой 23 также содержит груз 24, образующий головку ВНЗ. Груз 24 установлен с возможностью свободно поступательно двигаться относительно заглушки 23, но лишь в пределах заданной длины хода, при этом образованные заплечиками 231, 242 внутренние ограничители хода заглушки 23 и груза 24 действуют совместно, удерживая последние жестко соединенными на прохождении хода. Груз 24 имеет непрерывную внутреннюю канавку 240, выполненную с возможностью взаимодействовать с пальцами захватного устройства 3 для извлечения ВНЗ, как объяснено ниже. Наконец, груз 24 содержит три неподвижных оси 241.

Головка ВНЗ 2 также содержит сцепляющие пальцы 25, установленные с возможностью поворачиваться вокруг неподвижной оси 230 вращения заглушки 23 так, чтобы поворачиваться при этом в вертикальных плоскостях. Как показано на фиг. 5В, три сцепляющих пальца 25 равномерно распределены относительно друг друга на угол 120°. Разумеется, количество пальцев 25 может быть другим, при этом предпочтительно, чтобы они были распределены с одинаковым угловым шагом по периферии венца 24. Каждый из пальцев 25 содержит сцепляющий конец 250, выполненный с возможностью взаимодействовать с непрерывной внутренней канавкой 101, выполненной в кожухе 10, и сквозной паз 251, имеющий в показанном примере продолговатую форму.

В соответствии с настоящим изобретением, за счет того, что груз установлен с возможностью свободно поступательно перемещаться, обеспечена возможность того, что, когда груз 24 движется к заглушке 23, каждая ось 241 скользит внутри паза 251, вызывая тем самым поворот пальца 25 в вертикальной плоскости наружу от ВНЗ 2, и таким образом введение пальца 25 во внутреннюю канавку 101 кожуха 10, как подробно описано ниже. При этом груз 24, опирающийся в этом случае на пальцы 25 посредством осей 241, препятствует их повороту внутрь ВНЗ и сцепляет их в нужном положении в канавке 101.

Таким образом, в сцепленном положении ВНЗ 2 тепловыделяющей сборки 1, как это показано на фиг. 5, 5А, 5В, 6С, 6D, 6Е, 8, 8А, 8В и 9В, нижняя часть ВНЗ 2, то есть нижняя часть втулки 20, опирается на опорную часть 102, закрепленную внутри кожуха 10, тем самым обеспечивая боковое удержание ВНЗ 2, а также блокировку любого его поступательного движения в направлении вниз, а также сцепление в требуемом положении верхней части ВНЗ 2, то есть посредством ее груза 24, за счет введения пальцев 25 в канавку 101 головки 11 сборки, что обеспечивает блокировку любого поступательного движения вверх.

Преимущественно один или несколько полых столбов 26 расположен(ы) и закреплен(ы) на заглушке 23, а также проходят через груз 24 (фиг. 6А-6Е). Предпочтительно предусмотрено три столба 26, равномерно распределенных относительно друг друга под углом 120°. Разумеется, количество столбов 26 может быть другим, при этом предпочтительно, чтобы они были распределены с одинаковым угловым шагом по периферии заглушки 23. В крайнем положении отделения заглушки 23 и груза 24, как это показано на фиг. 6А, упомянутый(ые) столб(ы) выступает(ют) из упомянутого груза.

Каждый из этих столбов 26:

- образует скользящее соединение заглушки 23 и груза 24 для обеспечения максимальной устойчивости относительного поступательного перемещения этих двух компонентов;

- образует канал, обеспечивающий возможность заполнения втулки 20 натрием и выпуска из втулки гелия;

- обеспечивает возможность того, что головка 30 нижеописанного извлекающего захватного устройства 3 механически вынуждает пальцы 25 повернуться во время операции расцепления ВНЗ.

Следует отметить, что в рамках настоящего изобретения выражение «извлекающее захватное устройство» применяется для обозначения захватного устройства 3, используемого для захвата ВНЗ 2 посредством груза 24, поскольку это захватное устройство не предназначено для введения ВНЗ 2 в остальную часть сборки в реакторном баке. Иными словами, захватное устройство 3 не предусмотрено использоваться для осуществления упомянутого введения в реакторном баке.

Таким образом, при расцеплении ВНЗ 2 с головкой 11 сборки обеспечивается упор головки 30 захватного устройства 3 в каждый из столбов 26 для обеспечения подъема груза относительно остальной части ВНЗ 2. Следовательно, устраняется эффекты механического заклинивания, которые могут проявиться после пребывания в среде натрия. Иными словами, благодаря упомянутым столбам 26 обеспечивается надежность процесса расцепления даже в случае механического заклинивания.

Все описанные средства сцепления/расцепления разработаны для минимизации риска механического заклинивания. Все перемещения различных средств не требует точной подгонки, и между всеми частями могут иметь место большие зазоры. Функция усиления возможного заклинивания посредством столбов 26 обеспечивает повышение устойчивости узла расцепления и, следовательно, гарантирует возможность извлечения ВНЗ из сборки в процессе эксплуатации и, тем самым, гарантирует требуемый уровень работоспособности ядерного реактора, содержащего сборки согласно настоящему изобретению.

Далее в хронологическом порядке, со ссылками на фиг. 6А-6Е, описаны этапы опускания, ввода и сцепления ВНЗ 2 в тепловыделяющей сборке 1, причем данные этапы осуществляются посредством извлекающего захватного устройства 3.

Как это было упомянуто выше, захватное устройство предназначено для введения ВНЗ 2 в тепловыделяющую сборку 1 не внутри реактора ASTRID, а во время монтажных операций вне реакторного бака. Тем не менее, введение ВНЗ в сборку посредством извлекающего захватного устройства 3 описано с целью раскрытия функций средств сцепления/расцепления. Кроме того, такая операция введения может быть осуществлена вне реакторного бака, в частности, во внешнем резервуаре для хранения, посредством осуществления операции извлечения в обратном порядке.

Извлекающее захватное устройство 3 захватывает ВНЗ 2 посредством груза 24 ВНЗ. Извлекающее захватное устройство 3 содержит головку 30, в которой захватные пальцы 31 установлены с возможностью поворота в вертикальной плоскости. При этом головка 30 захватного устройства установлена с возможностью свободно поступательно перемещаться относительно пальцев 31. Вхождение пальцев 31 во внутреннюю канавку 240 груза 24 обеспечивает возможность его захвата. Кроме того, установка головки 30 с возможностью поступательно перемещаться относительно остальной части захватного устройства 3 обеспечивает возможность образования относительного осевого перемещения между весом 24 и заглушкой 23, когда ВНЗ 2 удерживается пальцами 31.

Сначала осуществляется фаза сближения и ввода, на которой захватное устройство 3 вводит ВНЗ 2 в сборку 1 вдоль ее продольной оси X (фиг. 6А) до тех пор, пока нижняя часть не соприкоснется с опорной частью 102, прикрепленной к кожуху (фиг. 5А и 6В).

Поступательное движение вертикально вниз головки 30 (выполненной с возможностью свободного поступательного движения) захватного устройства 3 обеспечивает относительное осевое перемещение груза 24 и заглушки 23. При этом ограничители хода, образованные нижним заплечиком груза 24 и верхним заплечиком заглушки 23 соответственно, отдаляются друг от друга. Кроме того, движение вертикально вниз груза 24 приводит к повороту пальцев 25 в наружную сторону за счет скольжения каждого из закрепленных на коронке 24 осей 241 в соответствующем пазу 251 пальца 25. Поворачиваясь в наружную сторону, пальцы 25 входят во внутреннюю канавку 101 кожуха 10, что препятствует какому-либо относительному перемещению ВНЗ 2 поступательно вверх в тепловыделяющей сборке 1 и, следовательно, обеспечивает сцепление ВНЗ 2 в требуемом положении.

Опускание головки 30 захватного устройства 3 продолжается до тех пор, пока груз 24 не упирается в заглушку 23 (фиг. 6С).

Далее, захват захватным устройством 3 останавливается за счет поворота пальцев 31 вовнутрь (фиг. 6D). Теперь захватное устройство 3 может быть снято с тепловыделяющей сборки 1.

И в завершение, поднимают захватное устройство 3 за счет того, что ВНЗ 2 вставлена в тепловыделяющую сборку 1 и сцеплена с ней посредством пальцев 25, введенных и удерживаемых в канавке 101 кожуха 10 (фиг. 6Е). Вес груза 24 гарантирует удержание ВНЗ 2 в головке 11 тепловыделяющей сборки и сцепление ВНЗ с ней, несмотря на направленное вверх гидравлическое осевое усилие, создаваемое теплоносителем в процессе эксплуатации.

Далее описаны в хронологическом порядке этапы расцепления и извлечения ВНЗ 2 из тепловыделяющей сборки 1.

В сцепленном положении, как показано на фиг. 6Е, груз 24 упирается в заглушку 23, а столбы 26 выступают из груза 24. Высота выступания предусмотрена несколько меньшей, чем максимальное относительное осевое перемещение груза 24 и заглушки 23.

Транспортировочное захватное устройство 3 опускают до тех пор, пока подвижная головка 30 с возможностью поступательного движения не упрется в столбы 26.

После захвата груза 24 поворотными пальцами 31 захватного устройства 3, вставленными в канавку 240, может быть обеспечено относительное поступательное движение груза 24 и заглушки 23 вверх и, следовательно, осуществлен поворот внутрь сцепляющих пальцев 25. Этот поворот обеспечивает скольжение осей 241 в пазах 251.

При этом происходит выход пальцев 25 из канавки 101 кожуха 10 и расцепления ВНЗ 2 от остальной части тепловыделяющей сборки 1.

Когда верхняя поперечная плоскость столбов 26 достигает уровня верхней поперечной плоскости груза 24, подвижная головка 30 с возможностью поступательного движения больше не может вызывать осевое перемещение груза 24 относительно заглушки 23.

В этом случае только движение захватного устройства 3 вверх позволяет продолжать извлечение груза 24 до тех пор, пока выполненный в нижней части груза 24 заплечик 242 не упрется в заплечик 231 в верхней части заглушки 23. При этом захватное устройство 3 приподнимает ВНЗ 2, а потом извлекает ее из тепловыделяющей сборки 1.

Вышеописанная тепловыделяющая сборка 1 согласно настоящему изобретению со своим соединением с ВНЗ 2 типа сцепление/расцепление обеспечивает соответствие функциональным требованиям к такому ядерному реактору четвертого поколения, как ASTRID.

Могут быть рассмотрены и другие варианты и усовершенствования не выходящие за рамки настоящего изобретения.

Так, на этапах введения и сцепления ВНЗ 2 в тепловыделяющей сборке 2 преимущественно может выполняться измерение осевого перемещения захватного устройства 3 для гарантирования того, что указанное сцепление выполнимо.

Как показано на фиг. 5-6В, различные компоненты ВНЗ 2 и компоненты сцепления сконструированы так, чтобы минимизировать потери давления в потоке натрия. Это позволяет с легкостью выполнить более надежное сцепление, то есть обеспечить защиту от риска вылета груза 24 во время функционирования ядерного реактора.

Извлекающее захватное устройство 3 возможно не содержит поступательно подвижную часть. Действительно, в отсутствие заклинивания только подъем груза 24 захватным устройством способен привести к вращению сцепляющих пальцев 25 и, таким образом к расцеплению ВНЗ 2.

Что касается собственно транспортировки тепловыделяющей сборки 1 за кожух 10, то вместо отверстий 18 может быть предусмотрена выполненная во внутренней стенке кожуха 10 сплошная канавка 19, как показано на фиг. 7. Данная сплошная канавка 19 также выполнена с возможностью взаимодействовать с пальцами 31 транспортировочного захватного устройства, имеющего такую же кинематику работы, что и захватное устройство 3 для извлечения.

Что касается собственно воплощения ВНЗ 2, то можно вместо вмещающей блоки 21 поглотителя нейтронов втулки 20 предусмотреть цилиндрическую оболочку 27, вмещающую множество скомпонованных в пучок стержней-поглотителей 28 нейтронов, как показано на фиг. 8-8 В. Как это лучше видно на фиг. 8, нижний конец 270 опоры 27 также упирается в подпорную деталь 102 во введенном и замкнутом положении ВНЗ 2 в тепловыделяющей сборке 1.

В показанных примерах оболочка 27 имеет круглое поперечное сечение, но ей может придать и другое сечение, например, гексагональное или иное.

Функция оболочки 27 заключается в защите стержней 28, в частности, от извлечения ВНЗ 2 из остальной части тепловыделяющей сборки 1. Вместо оболочки 27 можно, однако, рассмотреть и другие, не имеющие оболочки, структуры, например решетки для удержания стержней, или иные.

Вместо столбов 26 может быть предусмотрена уплотнительная втулка 29, жестко соединенная с заглушкой 23 и расположенная на периферии груза 24. Верхний конец уплотнительной втулки 29 располагается на уровне верхней плоскости груза 24 в разомкнутом положении (фиг. 9) и выступает в разомкнутом положении (фиг. 9В). Размещение опорной уплотнительной втулки 29 на периферии груза 24 позволяет сэкономить максимум места в центре и на периферии груза 24 и, следовательно, уменьшить потери давления, способствуя протеканию натрия через кольцо 24. В верхней части груза 24 (фиг. 8А) выполнены отверстия 271 преимущественно три отверстия, распределенные равномерно относительно друг друга с угловым шагом 120°. Кроме того, для обеспечения циркуляции натрия по стержням 28, в верхней части заглушки 23 предусмотрены клапаны, не показанные здесь.

Что касается структур для удержания пучков стержней, можно рассмотреть различные варианты, которые были разработаны для тепловыделяющих сборок и сборок, управляющих реактивностью быстрых натриевых реакторов. Можно рассмотреть систему удерживающих стержни направляющих, в основном, в нижней части для пучков топливных стержней тепловыделяющих сборок, и в основном, в верхней части для сборок управления реактивностью (подвешенные стержни). Наконец, в зависимости, в частности, от числа колец стержней и от их диаметра можно, в частности, предусмотреть:

- цилиндрическую оболочку с круглым сечением в сочетании с дистанционирующей проволокой, как показано на фиг. 8-9В;

- центральную тягу, соединяющую опорные направляющие с одной или несколькими дистанционирующими решетками, расположенными вдоль пучка стержней;

- тороидальное кольцо, установленное на уровне заглушек, расположенных на другом конце по отношению к опорным направляющим.

1. Тепловыделяющая сборка (1) для ядерного реактора, в частности для реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, содержащая кожух (10) с продольной осью (X), предназначенный для вставки в вертикальном положении в нижнюю опорную конструкцию активной зоны реактора, причем кожух содержит центральную секцию (12), вмещающую стержни (14) ядерного топлива, и верхнюю секцию, образующую головку (11) сборки, вмещающую устройство (2) верхней нейтронной защиты (ВНЗ), содержащее поглотители нейтронов, средства (25) обратимого сцепления с кожухом (10) и груз (24), образующий секцию головки ВНЗ, при этом упомянутая секция выполнена с возможностью поступательно перемещаться относительно остальной части ВНЗ на протяжении заданного хода, при этом указанные средства (25) сцепления сконфигурированы так, что обеспечена возможность сцепления и расцепления ВНЗ (2) и кожуха (10) путем перемещения груза (24) вдоль продольной оси посредством захватного устройства (3) для извлечения ВНЗ, с зацеплением пальцев (31) захватного устройства в грузе (24) и опиранием остальной части ВНЗ (2) в продольном направлении вниз во внутреннюю часть кожуха (10).

2. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, в которой головка (11) сборки дополнительно имеет отверстия (18) или канавку (19), выполненные(ую) с возможностью взаимодействовать с пальцами (31) транспортировочного захватного устройства для обеспечения возможности транспортировки сборки, оснащенной или неоснащенной ВНЗ, причем захватное устройство для транспортировки сборки имеет такую же кинематику работы, что и захватное устройство (3) для извлечения ВНЗ.

3. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, в которой головка ВНЗ содержит часть, образующую заглушку (23) поглотителей нейтронов ВНЗ (2) и обеспечивающую опору для средств (25) сцепления.

4. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, в которой средства (25) сцепления содержат пальцы (25), установленные с возможностью поворачиваться в вертикальной плоскости.

5. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 4, в которой каждый из пальцев (25) установлен с возможностью поворачиваться вокруг оси (230) вращения, прикрепленной к заглушке (23).

6. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 4, в которой груз (24) содержит неподвижные оси (241), каждая из которых выполнена с возможностью скользить во внутренней части паза (251) в поворотном пальце (25), причем поступательное движение груза (24) по вертикали вызывает скольжение осей (241) в пазах (251) и, следовательно, поворот пальцев (25).

7. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, в которой груз (24) имеет внутреннюю канавку (240), выполненную с возможностью зацепления в ней пальцев (31) захватного устройства (3) для извлечения ВНЗ.

8. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, в которой кожух (10) содержит внутреннюю канавку (101), выполненную с возможностью вставления в нее пальцев средств (25) сцепления для образования верхнего ограничителя хода ВНЗ.

9. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1 в которой ВНЗ содержит один или несколько полых столбов (26), прикрепленных к заглушке (23) и проходящих через груз (24), при этом упомянутый один или несколько столбов выполнены с возможностью упираться в поступательно подвижную часть (30) захватного устройства (3) для извлечения ВНЗ, чтобы обеспечить подъем груза (24) относительно остальной части ВНЗ (2) во время операции расцепления.

10. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, в которой ВНЗ содержит уплотнительную втулку (29), являющуюся наружной по отношению к заглушке (23) и выполненную с возможностью упираться в поступательно подвижную часть (30) захватного устройства (3), чтобы обеспечить подъем груза (24) относительно остальной части ВНЗ (2) во время операции расцепления.

11. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, в которой ВНЗ (2) является герметичной.

12. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, в которой ВНЗ (2) содержит втулку (20), вмещающую блоки (21) поглотителя нейтронов и обеспечивающую опору для них, а также заглушку (23), прикрепленную к верхней части втулки (20).

13. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, в которой ВНЗ (2) содержит оболочку (27), вмещающую стержни-поглотители (28) нейтронов и заглушку (23), прикрепленную к верхней части оболочки (27) и обеспечивающую опору для стержней (28).

14. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, которая содержит прикрепленную к внутренней части кожуха (10) часть (102), образующую нижний осевой продольный ограничитель хода ВНЗ (2) в нижнем направлении.

15. Тепловыделяющая сборка (1) по п. 1, в которой помещаемые в ВНЗ поглотители нейтронов выбраны из карбида бора (В4С), гафния (Hf), диборида гафния (HfB2), диборида титана (TiB2), борида железа (FeB), диоксида урана (UO2) или редкоземельных металлов.

16. Способ транспортировки тепловыделяющей сборки, оснащенной или неоснащенной ВНЗ, по п. 1, в котором используют транспортировочное захватное устройство того же типа, что захватное устройство (3), используемое для извлечения ВНЗ, и предпочтительно идентичное ему.

17. Способ оборудования новой тепловыделяющей сборки (1), не оснащенной ВНЗ, облученной ВНЗ, извлеченной из облученной тепловыделяющей сборки (1) по п. 1.

18. Применение тепловыделяющей сборки (1) по п. 1 в ядерном реакторе на быстрых нейтронах.

19. Применение по п. 18, в котором реактор охлаждается газом или жидким металлом, при этом жидкий металл выбран из натрия, свинца или сплава свинец-висмут.



 

Похожие патенты:

Группа изобретений относится к атомной энергетике. Тепловыделяющая сборка (ТВС) ядерного реактора содержит твэлы с ядерным топливом, часть которых может иметь выгорающий поглотитель, каждый из которых имеет оболочку из циркониевого сплава, герметизированную контактно-стыковой сваркой с помощью заглушки и цангового наконечника, располагаемого в отверстии нижней решетки.

Изобретение относится к атомной энергетике. Опорная решетка-фильтр для тепловыделяющей сборки ядерного реактора выполнена в виде перфорированной пластины, имеющей в плане форму шестиугольника, с круглыми отверстиями, предназначенными для установки направляющих каналов (НК) или несущих труб (НТ) и центральной трубы (ЦТ), с пазами для прохода теплоносителя и с опорными площадками для контакта с наконечниками тепловыделяющих элементов, расположенными по правильной треугольной сетке.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.). В заявленном изобретении предусмотрено оснащение ТВС анти- debris-фильтрами (АДФ), устанавливаемыми в хвостовики ТВС, при этом несущая решетка тепловыделяющей сборки с фильтрующими свойствами (НРФ) тепловыделяющей сборки ядерного реактора имеет криволинейные каналы для прохода теплоносителя, причем вход теплоносителя в канал и выход из него сдвинуты на некоторый угол вокруг оси отверстий под твэлы и направляющие каналы до достижения непрозрачности НРФ, причем верхняя часть канала параллельна оси ТВС.

Изобретение относится к к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.). В заявленной ТВС предусмотрено выполнение анти debris-фильтров (АДФ) в форме толстостенной цилиндрической оболочки, имеющей несколько концентричных относительно ее оси рядов равномерно расположенных каналов для прохода теплоносителя, изогнутых в окружном направлении до обеспечения непрозрачности фильтра вдоль оси тепловыделяющей сборки, причем соседние ряды каналов смещены относительно друг друга в осевом направлении.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.). ТВС оснащена анти debris-фильтром (АДФ), устанавливаемым в хвостовики ТВС.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к конструктивным элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР, а именно к фильтрам debris-предметов (АДФ).

Изобретение относится к области ядерных технологий и может быть использовано в ядерных реакторах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Тепловыделяющая сборка содержит хвостовик, головку, очехловывающую трубу и твэлы, в которой упомянутые хвостовик, головка, очехловывающая труба выполнены из материалов, имеющих плотность, большую чем у теплоносителя, и исключающих плавучесть тепловыделяющей сборки в данном теплоносителе.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к тепловыделяющей сборке (ТВС) с концентричными кольцевыми тепловыделяющими элементами (твэлами). В известном устройстве крепления концентричных кольцевых твэлов в ТВС, содержащем кольцевые твэлы и дистанционирующий элемент между ними, концентричные кольцевые твэлы снабжены наружными ребрами.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. ТВС содержит твэлы, расположенные в дистанционирующих решетках (ДР) пластинчатого типа по треугольной сетке, и несущую решетку - фильтр с пазами для протока теплоносителя, установленную в хвостовике ТВС.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок (ТВС) для реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ), а также при изготовлении имитаторов твэлов для использования в облучательных устройствах, предназначенных для исследования работоспособности реальных твэлов.

Изобретение относится к тепловыделяющей сборке для ядерных реакторов на быстрых нейтронах и способам ее применения. Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора содержит кожух, содержащий центральную секцию, вмещающую стержни ядерного топлива, и верхнюю секцию, образующую часть головки сборки, вмещающую устройство верхней нейтронной защиты. ВНЗ содержит поглотители нейтронов, средства обратимого сцепления с кожухом и подвижный груз, образующий головку ВНЗ, выполненную с возможностью поступательно перемещаться относительно остальной части ВНЗ на протяжении заданного хода. При этом указанные средства сцепления сконфигурированы так, чтобы сцепление и расцепление ВНЗ и кожуха было возможно за счет перемещения груза вдоль продольной оси посредством захватного устройства для извлечения ВНЗ, с зацеплением пальцев захватного устройства в грузе и опиранием остальной части ВНЗ в продольном направлении вниз во внутреннюю часть кожуха. 4 н. и 15 з.п. ф-лы, 9 ил.

Наверх