Исследовательский ядерный реактор

Авторы патента:

G21C3/12 - устройства, являющиеся частью элемента для размещения его внутри активной зоны; наружные прокладки для этой же цели

ОЛ ИСАНИ Е

ИЗОБРЕТЕНИЯ

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ (61) Дополнительное к авт. свид-ву (22) Заявлено 07.08.70(21) 1468462/26-25 с присоединением заявки № (23) Приоритет (43) Опублнковано25.08.77.Бюллетень № 31 (45) Дата опубликования описания,20,09.77

СОюз Советских

Социалистических

Республик (l1) 329835 (51) М. Кл. (21 С 3/12

Государственный комитет

Совета Министров СССР оо делан изобретений и открытий (53) У@К 621,039,53 (088.8}

Е. Н. Воскресенская, В. С. Лобанов, В. Ф. Сачков и H. А. Христов (72) Авторы изобретения (7)) Заявитель (54) ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к исспедоватепьским ядерным реакторам дн проведения нейтронно-физических экспериментов и обучения персонала.

Известен реактор с двумя ьаправпякипими решетками, активная,. зона которого набрана из стерженьковых тепповыдепяющих элем-нт >в (ТВЭЛ), верхние концы которых закреплены на роликах, перемещаюшихся по системе направпяющих. 19

Однако в известном реакторе ограиичeна воэможность изменения геометрии активной зоны и проведения экспериментов, поскольку,:опожение вертикальных канадов определяется однозначно при изготовлении верхов ней решетки.

Цепь изобретения вЂ” расширение экспериментапьных воэможнзсгей исспедоватепьского реактора за счег замены ТВЭЛов экспериментапьными каналами и наоборот. 26 ,Ппя этого верхняя решетка активной зоны имеет сотовую конструкцию, ячейки которой заполнены сменными шайбами с одинаковыми посадочными размерами под тепловыдепяющие эпеменгы н вертикальные каналы. 25

На чертеже показана активная зона реактора, вид сверху.

На корпусе 1 реактора закреипена вери няи решетка 2 активной эоны с гнездами

3, закрываемыми сменными шайбамн 4 с отверстиями под ТВЭЛ и шайбамн 5 е отверстиями под BeprszaahHHe канады 6.

Подвижные поворотные кронштейны 7 в нтиучае необходимости изменяют попожение вертикапьнык каналов 6 и тепповыдепяюших апементов путем перестановки шайб 5 и 4, имеющих одинаковые посадочные размеры.

Формупа изобретения

Исследовательский ядерный реактор, состоящий из корпуса, дистанционируяияих решеток, тепповыдепяющих элементов и вертикапьных канапов, о т и и ч а ю щ и и с я тем, что, с цепью расширения экспе риментапьных возможностей, верхняя. решетка активной эоны имеет сотовую конструкцию, ячейки которой заполнены сменными шайбами с одинаковыми посадочными размерами под тепловыделяющие эпеменгы и вер гикальные канапы.

329835

Coc Г&ви тель В, Т роянский

Редактор Т, Орловская ТехредА. Демьянова Корректор С. Юдченко

Заказ 3094/53 тир» 55Е Подписное

UHHHllH Государственного комитета Совета Министров CCCF по дедам изобретений н открытий

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., д. 4/5

Филиал ППП " Патент", r. УжгоРод, ул. Проектная, 4

Бесчехловая тепловыделяющая сборка ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем // 2594357

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.

Твэл реактора на быстрых нейтронах, элемент дистанционирования твэла и способ (варианты) изготовления элемента // 2598542

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.

Способ управления автономной двухконтурной ядерной энергетической установкой при изменениях внешней электрической нагрузки // 2646855

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.