Устройство для управления ядерным реактором

Авторы патента:

ЕМЕЛЬЯНОВ И.Я.

ФИЛИПЧУК Е.В.

ПОТАПЕНКО П.Т.

ПОТАПЕНКО Г.Т.

G21C7/10 - конструкция элементов управления

ОП ИСАЙ ИЕ изоьектин ия

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ (»)527977

Союз Советских

Социалистических

Республик (61) Дополнительное к авт. свил-вувЂ” (22) Заявлено 17.05.74 (21) 2024926/18-25 с присоединением заявки №вЂ” (23) ПриоритетвЂ” (43) Опубликовано 30.12.78. Бюллетень № 48 (45) Дата опубликования описания 19.03.79 (51) М.Кл. 6 21 С 7/10

Гасударственный комитет по делам изобретений и открытий (53) УДК 621.039.5 (088.8) (72) Автор ы изобретения

И. Я. Емельянов, E. В. Филипчук, П. Т. Потапенко и Г. T. Потапенко

Московский ордена Трудового Красного Знамени инженерно-физический институт (71) Заявитель (54) УСТРОЙСТВО

ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в устройствах для управления ядерным реактором.

Известно устройство для управления ядерным реактором, содержащее секционированные по высоте трубы, размещенные в активной зоне. Регулирование осуществляется изменением давления поглощающего нейтроны газа в каждой секции.

Однако в этом устройстве отсутствуют надежные средства аварийной защиты и охлаждение канала регулирования.

Известно также устройство, содержащее две коаксиально установленные трубы, расположенные по всей высоте активной зоны реактора. В зазор между трубами подается поглощающий нейтроны газ под требуемым давлением, а во внутренней трубе размещен тепловыделяющий элемент и в зазор между ним и внутренней трубой подается теплоноситель.

В таком устройстве отсутствуют средства для обеспечения выравнивания мощности по высоте активной зоны.

Наиболее близким по технической сущности к данному изобретению является устройство, содержащее канал регулирования, разделенный герметичными перегородками по высоте на секции, и коммуникации для индивидуальной подачи поглощающего нейтроны вещества в секции.

Но в этом устройстве нет средств для охлаждения канала и для обеспечения аварийной защиты.

Цель изобретения вЂ” расширение функциональных возможностей регулирования.

Это достигается тем, что канал регулирования герметично присоединен снару жи

10 к центральной части охлаждаемого теплоносителем канала со стержнем аварийной защиты и снабжен, по меньшей мере, одним термокомпенсатором. Причем термокомпенсатор выполнен в виде сильфона, а комму15 никации для подачи поглощающего нейтроны вещества в секции выполнены в виде каналов и расположены в ребрах жесткости канала регулирования.

На чертеже изображено предлагаемое устройство.

Оно содержит канал 1 со стержнем 2 аварийной защиты (привод на чертеже не показан), канал охлаждается изнутри теплоносителем, например жидким. Газовый

25 канал 8 длиной, например, 30 вЂ” 60% от высоты активной зоны, приварен извне коаксиально к каналу 1 стержня аварийной защиты в центральной части активной зоны.

Газовый канал разделен на секции гермеЗО тичными перегородками 4 и снабжен термо527977 компенсаторами 5. К каждой секции подведена индизидуальная линия б изменения давлещя газа-поглотителя, проходящая через отверстия во втулке 7 замедлителя (графитовой, например), Втулка 7 опирается на шайбу 8, которая, в свою очередь, опирается на сварной шов канала 8.

Графитовые втулки устанавливаются только в верхней и нижней частях канала, как показано на чертеже. 10

Устройство работает следующим обраэом.

Управление реактором и распределение мощности по высоте осуществляются изменением . давления гелия-3 в соответствующей секции. Вода в канале со стержнем течет смачивающей пленкой. Стержень пря работе реактора выведен из активной зоны. При аварийной ситуации он падает вниз, «заглушая» реактор.

Предлагаемое устройство обеспечиваег аварийную защиту, охлаждение и теплоизоляцию канала регулирования, регулирование и выравнивание мощности по высоте 25 активной зоны реактора. Все это позволяет обеспечить более равномерное выгорание топлива.

Формула изобретения

1. Устройство для управления ядерным реактором, содержащее канал регулирования, разделенный герметичными перегородками по высоте на секции, и коммуникации для индивидуальной подачи поглощающего нейтроны вещества в секции, о т л и ч а ющ е е с я тем, что, с целью расширения функциональных возможностей регулирования, канал регулирования герметично присоединен снаружи к центральной части охлаждаемого теплоносителем канала со стержнем аварийной защиты и снабжен, по меньшей мере, одним термокомпенсатором.

2. Устройство по п. 1, отличающеесяя тем, что термокомпенсатор выполнен в виде сильфона.

3. Устройство по пп. 1 и 2, о т л и ч а ющ е е с я тем, что коммуникации для подачи поглощающего нейтроны вещества в секции выполнены в виде каналов и расположены в ребрах жесткости канала регулирования.

527977

Составитель В. Пнскулин

Техред А. Камышникова

Редактор Т. Колодцева

Корректор С. Файн

Тип. Харьк. фил. пред. сПатент»

Заказ 1135/22 Изд. № 354 Тираж 517 Подписное

НПО Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий

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

Устройство для управления ядерным реактором

Ядерный реактор // 475900

Система управления позиционным механизмом // 425220

Устройство для управления ядерным реактором // 410696

Регулирующая сборка ядерного реактора // 410695

Регулирующий стержень для быстрых энергетических реакторов // 321144

Патент 319150 // 319150

Регулирующий стержень ядерного реактора // 2101787

Изобретение относится к ядерной техники, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водоводяных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности, при переходе с одного уровня мощности на другой и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора // 2101788

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих (управляющих) стержней, или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности и особенно в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Привод поворотных органов регулирования ядерного реактора космической энергетической установки // 2107341

Изобретение относится к области ядерной энергетики и конкретно касается конструкции привода, управляющего поворотными органами регулирования ядерного реактора

Поглотитель нейтронов ядерного реактора // 2107957

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции поглотителей нейтронов для ядерных реакторов типа РБМК и может быть использовано для производства -источников

Управляющая колонка из тепловыделяющего элемента и поглощающего элемента для ядерного реактора // 2117342

Изобретение относится к управляющей колонке из тепловыделяющего элемента и поглощающего элемента в соответствии с ограничительной частью 1 формулы изобретения, а также к тепловыделяющему элементу и поглощающему элементу этой управляющей колонки [1]

Стержень управления типа водолазного колокола с отверстием для протока натрия // 2119198

Изобретение относится к стержню управления для использования в реакторе на быстрых нейтронах, который использует охладитель на жидком натрии

Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора // 2119199

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов

Прямодействующее устройство для управления реактивностью ядерного реактора // 2122244

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к устройствам для управления реактивностью ядерного реактора и может быть использовано в органах регулирования и в устройствах аварийной защиты ядерного реактора

Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах // 2122245

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к увеличению безопасности и эффективности эксплуатации атомных электростанций (АЭС), содержащих реактор-размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрием) - БН

Поглощающий элемент органа регулирования атомного реактора // 2126181