Технологический канал ядерного реактора атомной станции теплоснабжения

 

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ КАНАЛ ЯДЕР- НОГр РЕАКТОРА АТОМНОЙ СТАНЦИИ ТЕПЛО- СНАЁЖЕНИЯ,- содержащий корпус, встроенныйв канал теплообменник, сборку тепловыделяющих элементов, отличающийся тем, что, с целью многократного использования корпуса д<анала и встроенного теплообменника, теплообменник закреплен на нихшей стороне фланца канала, а сборка тепловыделяющих элементов - на разделительной трубе с возможностью извлечения ее из канала.(ЛС5со toN)СП

СОЮЗ СОВЕТСНИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК

3(51) G 21 С 3/30

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Н ABTOPCHOMY СВИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР

ПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТНРЬГГИЙ (21) 2469247/18-25 (22) 04.04.77 (46) 07.12.83. Бюл. Р 45 (72) Г,В. Мерзликин, В.Г. Потоловс-. кий, В.М. Селиванов, Ю.A. Сергеев и В.И. Шарыпин (53) 621.039.5(088.8) (56), 1. Абрамов В.N. и др. Билибинская атомная электростанция. "Атомная энергия", т. 35, вып. 5, с. 299305.

2. Клочко Г.А. и др. Канал-петля с естественной циркуляцией теплоносителя для испытания твэлов. "Атомная энергия", т. 34, вып. 1, с. с. 40-42.

„„SU„„632250 (54 ) (57 ) ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ КАНАЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА АТОМНОЙ СТАНЦИИ ТЕПЛОСНАБ)(ЕНИЯ, содержащий корпус, встроенный в канал теплообменник, сборку тепловыделяющих элементов, и т л и ч а ю шийся тем, что, с целью многократного использования корпуса ,канала и встроенного теплообменника, теплообменник закреплен на нижней стороне фланца канала, а сборка тепловыделяющих элементов — на разделительной трубе с возможностью извлечения ее из канала.

632250

КорректорИ. Эрдейи

Редактор О. Филиппова Техред Ж.Кастелевич

Заказ 10784/5 Тираж 427 Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий

113035, Иосква, Ж-35, Раушская наб., д. 4/5 филиал ППП "Патент", r. Ужгород, ул. Проектная, 4

Изобретение относится к ядерной энергетике.

Известна конструкция технологичес::огс канала атомной станции с реактором канального типа, в котором съем тепла с тепловыделяющих эле5 ментов производится теплоносителем первого контура в режиме естественной циркуляции (1).

Однако использование таких каналов в реакторе атомной станции теп- 10 лоснабжения снижает ее надежность и безопасность в связи с выходом коммуникаций первого контура за пределы собственного канала и усложняет эксплуатацию установки. 15

Известна конструкция технологического канала ядерного реактора, содержащего корпус, встроенный в канал теплообменник, сборку тепловыделяющих элементов j2). 20 При такой конструкции невозможно. повторно использовать кбрпус канала и теплообменник,-что значительно ухудшает технико-экономические показатели установки. 25

Целью изобретения является многократное использование корпуса канала и встроенного теплообменника при эксплуатации установки.

Поставленная цель достигается тем, что теплообменник закреплен на нижней стороне фланца канала, а сборка тепловыделявцих элементов — на раздельной трубе с воэможностью извлечения ее из канала;

На чертеже показан предложенный канал реактора, продольный разрез.

Канал состоит иэ корпуса 1 с фланцем 2, установленного в реакторе, встроенного теплообменника 3 с раз- 40 дающей 4 и сборной 5 камерами, выполненными заодно с фланцем 6, уплотняемым на фланце 2 корпуса 1, разделительной трубы 7 для организации потока теплоносителя, сборки 8, крепящейся на разделительной трубе 7, и штуцера 9 для подсоединения к компенсатору объема и для заполнения канала теплоносителем.

Канал устанавливают в реактор, подсоединяют к компенсатору объема и заполняют теплоносителем. При выходе реактора на мощность в контуре канала организуется естественная циркуляция теплоносителя, при которой тепло от тепловыделяющей сборки 8 передается воде второго контура во встроенном теплообменнике 3. При этом расход в контуре естественной циркуляции устанавливается в зависимости от мощности, выделяемой сборкой, что не требует дополнительных мероприятий по регулированию режимов работы каналов.- При выгорании . топливной составляющей в тепловыделяющей сборке 8 до требуемой величины канал отсоединяют от компенсатора объема и производят замену тепловыделяющей сборки новой. Канал разуплотнявт и вместе с фланцем 6 извлекают встроенный теплообменник 3.

Разделительную трубу 7 с закрепленной на ней сборкой с помощью приспособления для перегрузки извлекают и заменяют новой.

Изобретение делает возможным многократное использование встроенного теплообменника, являющегося наиболее сложной технологической частью канала, и прочного корпуса канала, который с целью улучшения физических характеристик реактора аномной станции теплоснабжения целесообразно выполнять иэ циркониевого или алюминиевого сплава в районе активной зоны.

Технологический канал ядерного реактора атомной станции теплоснабжения Технологический канал ядерного реактора атомной станции теплоснабжения 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных, уран-графитового типа

Изобретение относится к ядерной технике, а именно: к конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС) канального уран-графитового ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в канальных ядерных уран-графитовых реакторах

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) активной зоны канального ядерного реактора и направлено на повышение надежности канального ядерного реактора и в улучшение его экономических показателей, т

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов, используемых для формирования активной зоны, особенно для водо-водяных энергетических реакторов тепловой мощностью порядка 1150-3900 МВт (например ВВЭР-1000)

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизируемых тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается модернизированная активная зона и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых корпусных ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических ядерных реакторах (ВВЭР-440 или ВВЭР-1000)

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для энергетических или исследовательских установок с использованием ядерного реактора
Наверх