Активная зона ядерного реактора

Активная зона ядерного реактора

Иллюстрации

Показать все

Реферат

 

О П И С А Н И Е >79!074

ИЗОБРЕТЕНИЯ

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

Союз Сееетских

Социалистических

Республик (61) Дополнительное к авт. свид-ву— (22) Заявлено 28.05.79 (21) 2771584/18-25 (51)М.Кл.з G21 С 17/66 с присоединением заявии— (23) Приоритет—

Государственный комитет ио делам изобретений и открытий (43) Опубликовано 30.01.82. Бюллетень № 4 (53) УДК 621.039.5 (088.8) (45) Дата опубликования описания 30.01.82

О. E Бойкова, Е. Д. Демин, В. Д. Шмелев -„*: с и А. М. Савенков 1 (72) Авторы изобретения (71) Заявитель (54) АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в ядерных установках с водой под давлением.

Известен ядерный реактор ВВЭР-210, состоящий из прочно-плотного цилиндрического корпуса с полусферическим или цилиндрическим днищем и съемной верхней крышкой (1).

Активная зона состоит из неподвижных рабочих тепловыделяющих сборок и тепловыделяющих сборок системы управления и защиты реактора. Они распределяются приблизительно равномерно в пределах надкритической части активной зоны и могут перемещаться в каналах, тем самым регулируя мощность реактора. Недостаток такой конструкции состоит в ограничении последовательных возможностей реактора вследствие невозможности перемещения 20 тепловыделяющей сборки без изменения мощности реактора в целом.

Известна также конструкция активной зоны ядерного реактора, включающая каналы с тепловыделяющими сборками, одни 25 из которых установлены неподвижно в активной зоне, а другие, соединенные с системой управления и защиты реактора, расположены с возможностью перемещения вдоль обсадных труб (21.

Введением или выведением сборок системы управления и защиты нз активной зоны осуществляется аварийная защита, регулирование мощности в заданных пределах, компенсирование реактивности и т. д.

Недостаток такой конструкции состоит в ограничении эксплуатационных возможностей реактора, так как в активной зоне не обеспечивается возможность получения циклических изменений теплового потока на твэлах одной или нескольких тепловыделяющих сборок без влияния на мощность всего аппарата для исследования работоспособности тепловыделяющего элемента при многократных циклических нагрузках соответствующих полупиковому режиму работы реактора.

Целью изобретения является расширение эксплуатационных возможностей реактора за счет осуществления многократных циклических изменений нагрузок на тепловыделяющие элементы без изменения мощности реактора.

Поставленная цель достигается тем, что в активной зоне ядерного реактора, включающей каналы с тепловыделяющими сборками, одни из которых установлены неподвижно в активной зоне, а другие, соединенные с системой управления и защиты реактора, расположены с возможностью

791074 перемещения вдоль обсадных труб, часть тепловыделяющих сборок, расположенная с возможностью перемещения вдоль обсадных труб, выполнена с высотой активной части, вдвое превышающей высоту активной зоны.

На чертеже изображен ядерный реактор, продольный разрез.

Ядерный реактор содержит верхние обсадные трубы 1, нижние обсадные трубы 2, активную зону 3, которая состоит из рабочих тепловыделяющих сборок 4, тепловыделяющих сборок 5 системы управления и защиты реактора, сочлененных с поглощающей частью 6, двухъярусной тепловыделяющей сборки 7.

Устройство работает следующим образом.

При работе реактора двухъярусная тепловыделяющая сборка 7 совершает перемещение вверх-вниз (по высоте активной зоны) с заданными скоростями, практически не влияя на режим работы реактора, Таким образом, тепловыделяющие элементы каждого пучка поочередно попадают в области с большой разницей в области нейтронного потока: в активную зону 3, верхние обсадные трубы 1 или нижние обсадные трубы 2. Тем самым на них создается переменная тепловая нагрузка значительной амплитуды, имитирующая условия работы Твэл в реакторе, работающем в полупиковом режиме.

Изобретение позволяет обеспечить проведение исследований работоспособности тепловыделяющих элементов при многократных циклических нагрузках в условиях штатного реактора. Экспериментальные исследования на реакторных петлях с реалиАктивная зона ядерного реактора, включающая каналы с тепловыделяющими сборками, одни из которых установлены неподвижно в активной зоне, а другие, соединенные с системой управления и защиты реактора, расположены с возможностью перемещения вдоль обсадных труб, о т л и ч а ющ а я с я тем, что, с целью расширения эксплуатационных возможностей реактора за счет осуществления многократных циклических изменений нагрузок на тепловыделяющие элементы без изменения мощности реактора, часть тепловыделяющих сборок, расположенная с возможностью перемещения вдоль обсадных труб, выполнена с высотой активной части, вдвое превышающей высоту активной зоны.

Источники информации, внимание при экспертизе:

1. Крамеров А. Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов, M., «Атомиздат», 35 1971, с. 74 — 78.

2. Мельников Н. П. Конструктивные формы н методы расчета ядерных реакторов, М., «Атомиздат», 1972, с. 123 (прототип). принятые во зацией циклического режима в соответствии с изобретением не требуют значительной реконструкции реактора и петли, что позволяет расширить эксплуатационные

5 возможности реактора.

Изобретение поможет решить одну из важнейших проблем атомной энергетики— обеспечение маневренности энергоблоков с реакторными установками.

Формула изобретения

791074

Составитель В. Бесков

Корректор С. Файн

Текред Л. Куклина

Редактор О. Филиппова

Тип. Харьк. фил. пред. сПатент»

Заказ 31/36 Изд. № 101 Тираж 449 Подписное

НПО сПоиск» Государственного комитета СССР по делам изобретений н открытий

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