RU2153708C2 - Integrated fast reactor - Google Patents
Integrated fast reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2153708C2 RU2153708C2 RU95109917/06A RU95109917A RU2153708C2 RU 2153708 C2 RU2153708 C2 RU 2153708C2 RU 95109917/06 A RU95109917/06 A RU 95109917/06A RU 95109917 A RU95109917 A RU 95109917A RU 2153708 C2 RU2153708 C2 RU 2153708C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear reactor
- main body
- support
- reactor
- reactor according
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Abstract
Description
Предлагаемое изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах интегрального типа, содержащему главный корпус, заключающий в себе внутренние демонтируемые конструкции данного реактора. The present invention relates to an integral type fast neutron nuclear reactor comprising a main body enclosing internal dismountable structures of this reactor.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах интегрального типа содержат основной корпус, внутри которого содержится и циркулирует охлаждающая жидкотекучая среда, образованная обычно жидким металлом типа натрия. В этот жидкий металл погружены активная зона ядерного реактора, насосы, обеспечивающие циркуляцию охлаждающей данный реактор жидкотекучей среда, и промежуточные теплообменники, предназначенные для передачи тепловой энергии от охлаждающей жидкости ядерного реактора, находящейся в непосредственном контакте с ним, к охлаждающей жидкости вторичного контура. Integrated-type fast-neutron reactors contain a main body, inside which a cooling fluid medium is formed and circulates, which is usually formed by a liquid metal such as sodium. The core of the nuclear reactor, the pumps that circulate the fluid cooling the reactor, and the intermediate heat exchangers designed to transfer heat energy from the coolant of the nuclear reactor in direct contact with it to the coolant of the secondary circuit are immersed in this liquid metal.
Циркуляционные насосы, погруженные в охлаждающую жидкость внутри главного корпуса реактора или так называемые первичные насосы, обеспечивают циркуляцию жидкого металла, представляющего собой в данном случае охлаждающую жидкость, таким образом, что этот жидкий металл непосредственно соприкасается с активной зоной реактора, нагреваясь в контакте с топливными блоками. Затем нагретый жидкий металл поступает в промежуточные теплообменники, где он охлаждается в контакте с охлаждающей жидкостью вторичного контура охлаждения, которая обычно также представляет собой металл в жидком состоянии. Circulation pumps immersed in the coolant inside the main body of the reactor or the so-called primary pumps circulate the liquid metal, which in this case is the cooling liquid, so that this liquid metal is in direct contact with the reactor core, being heated in contact with the fuel blocks . Then the heated liquid metal enters the intermediate heat exchangers, where it is cooled in contact with the coolant of the secondary cooling circuit, which is usually also a metal in the liquid state.
Жидкий металл первичного контура, охлажденный на выходе из промежуточных теплообменников, возвращается в контур охлаждения реактора при помощи первичных насосов. The primary metal liquid metal cooled at the outlet of the intermediate heat exchangers is returned to the reactor cooling circuit using primary pumps.
Главный корпус ядерного реактора заключает в себе систему внутренних конструкций, которые обеспечивают, в частности, разделение на отсеки внутреннего объема этого корпуса, опору для активной зоны данного реактора и направление части потока охлаждающей среды в виде жидкого металла, используемой для охлаждения внутренней поверхности этого главного корпуса. The main body of the nuclear reactor comprises a system of internal structures that provide, in particular, separation into compartments of the internal volume of this body, support for the core of the reactor and the direction of the flow of the cooling medium in the form of liquid metal, used to cool the inner surface of this main body .
Внутренние конструкции главного корпуса ядерного реактора содержат, в частности, внутреннюю камеру, которая ограничивает внутри главного корпуса первую зону или горячий коллектор, в который поступает нагретый жидкий металл, выходящий из активной зоны реактора, и вторую зону или холодный коллектор, в который поступает охлажденный жидкий металл, выходящий из упомянутых выше промежуточных теплообменников. The internal structures of the main vessel of the nuclear reactor contain, in particular, an internal chamber that delimits a first zone or a hot collector inside the main body, into which heated liquid metal exits from the reactor core, and a second zone or cold collector into which the cooled liquid enters metal exiting from the above-mentioned intermediate heat exchangers.
Промежуточные теплообменники и погружные насосы представляют собой обычно агрегаты цилиндрической формы и достаточно большой высоты. Эти агрегаты погружаются в вертикальном направлении в главный корпус ядерного реактора, верхняя часть которого закрывается плитой, содержащей специальные отверстия для прохода верхних частей упомянутых выше погружных насосов и промежуточных теплообменников. Intermediate heat exchangers and submersible pumps are usually units of cylindrical shape and a sufficiently large height. These units are plunged vertically into the main body of the nuclear reactor, the upper part of which is closed by a plate containing special openings for the passage of the upper parts of the aforementioned submersible pumps and intermediate heat exchangers.
Промежуточные теплообменники ядерного реактора проходят через упомянутую выше внутреннюю камеру и содержат входное отверстие для нагретого жидкого металла, выполняющего роль охлаждающей жидкости, соединенное с упомянутым выше горячим коллектором, и выходное отверстие для жидкого металла, охлажденного в теплообменнике, открывающееся в упомянутый выше холодный коллектор. The intermediate heat exchangers of a nuclear reactor pass through the aforementioned inner chamber and comprise an inlet for a heated liquid metal acting as a cooling liquid connected to the aforementioned hot collector and an outlet for liquid metal cooled in a heat exchanger opening into the aforementioned cold collector.
Всасывающая часть первичных погружных насосов открывается в упомянутый холодный коллектор. The suction portion of the primary submersible pumps opens into said cold collector.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах содержат обычно систему первичных насосов и промежуточных теплообменников, которые своими верхними частями проходят сквозь горизонтально расположенную плиту перекрытия верхней части главного корпуса данного ядерного реактора в зоне кольцевой формы, имеющей в качестве оси симметрии вертикальную ось симметрии упомянутого главного корпуса. Fast neutron reactors usually contain a system of primary pumps and intermediate heat exchangers, which pass through their upper parts through a horizontally located overlap plate of the upper part of the main body of a given nuclear reactor in a ring-shaped region having the vertical axis of symmetry of the main body as the axis of symmetry.
Активная зона ядерного реактора поддерживается частью внутренней конструкции главного корпуса, называемой подушкой, которая в свою очередь покоится на элементе внутренних конструкций, называемом настилом, опирающимся на часть внутренней поверхности главного корпуса ядерного реактора и обычно на дно этого корпуса. The core of a nuclear reactor is supported by a part of the internal structure of the main body, called the pillow, which in turn rests on an element of internal structures called the floor, resting on part of the inner surface of the main body of the nuclear reactor and usually on the bottom of this body.
Часть внутренних конструкций главного корпуса ограничивает объем кольцевой формы вместе с внутренней поверхностью корпуса и определяет пространство циркуляции жидкого металла, выполняющего роль охлаждающей жидкости главного корпуса в его периферийной части. A part of the internal structures of the main body limits the volume of the annular shape together with the internal surface of the body and determines the space of circulation of the liquid metal, which acts as the coolant of the main body in its peripheral part.
Внутренние конструкции главного корпуса ядерного реактора могут также содержать рекуператор, располагающийся под активной зоной реактора и обеспечивающий возможность защиты донной части главного корпуса и рекуперацию отходов или осколков, источником которых является активная зона данного ядерного реактора. The internal structures of the main body of a nuclear reactor may also contain a recuperator located under the reactor core and providing the ability to protect the bottom of the main body and recover waste or fragments from the core of the nuclear reactor.
В известных на существующем уровне техники ядерных реакторах внутренние конструкции, располагающиеся в полости главного корпуса и образующие реакторный блок, обычно соединяются между собой при помощи сварки таким образом, чтобы сформировать жесткую моноблочную систему или агрегат. In nuclear reactors known in the art, internal structures located in the cavity of the main body and forming the reactor block are usually interconnected by welding in such a way as to form a rigid monoblock system or assembly.
Подобные варианты практической реализации внутренних конструкций ядерного реактора на быстрых нейтронах описаны, в частности, во французских патентах FR-A-2506062, FR-A-2680597, FR-A-2558635, FR-A-2541496. Similar options for the practical implementation of the internal structures of a fast neutron nuclear reactor are described, in particular, in French patents FR-A-2506062, FR-A-2680597, FR-A-2558635, FR-A-2541496.
Только лишь некоторые компоненты этих ядерных реакторов на быстрых нейтронах, имеющие достаточно большие размеры, такие, например, как первичные циркуляционные насосы, промежуточные теплообменники или крышка-заглушка активной зоны реактора, обеспечивая, в частности, прохождение необходимого оборудования и аппаратуры активной зоны и системы трубопроводов жидкого металла в верхней части главного корпуса выполнены демонтируемыми и могут быть выведены из этого главного корпуса путем подъема этих компонентов ядерного реактора при помощи специального оборудования. Only some of the components of these fast neutron nuclear reactors, which are large enough, such as primary circulation pumps, intermediate heat exchangers or a cover-cap of the reactor core, providing, in particular, the passage of the necessary equipment and apparatus of the core and piping system liquid metal in the upper part of the main building is made dismountable and can be removed from this main building by lifting these components of the nuclear reactor using special equipment.
При этом остальные элементы внутренних конструкций таких ядерных реакторов, располагающиеся в полости главного корпуса, являются несъемными либо вследствие того, что они соединены между собой при помощи сварки в процессе изготовления данного реакторного блока путей его сборки на месте установки, либо по причине того, что их габаритные размеры не позволяют обеспечить прохождение этого элементов через технологические отверстия, выполненные насквозь в плите перекрытия главного корпуса. At the same time, the remaining elements of the internal structures of such nuclear reactors located in the cavity of the main body are non-removable either due to the fact that they are interconnected by welding in the manufacturing process of this reactor block of its assembly paths at the installation site, or because their overall dimensions do not allow the passage of this elements through technological holes made through and through in the slab of the main building.
Действительно, верхняя плита перекрытия главного корпуса обычно выполнена таким образом, что она не может быть приподнята для освобождения верхней части главного корпуса реактора, в результате чего конструктивные элементы, располагающиеся внутри этого главного корпуса, могут быть выведены из него только через специальные технологические сквозные отверстия, проделанные в этой плите. Indeed, the upper slab of the main body is usually made in such a way that it cannot be raised to release the upper part of the main reactor body, as a result of which the structural elements located inside this main body can be removed from it only through special technological through holes, done in this stove.
В соответствии с обычно используемой схемой построения ядерного реактора на быстрых нейтронах плита перекрытия главного корпуса может быть образована смешанной конструкцией, содержащей металлические детали, залитые в бетон, которая создается в процессе строительства реакторного зала, причем упомянутые выше металлические элементы, залитые в бетон, сохраняют для обеспечения затем возможности сварки верхней части главного корпуса. In accordance with the commonly used fast neutron nuclear reactor construction scheme, the slab of the main building can be formed by a mixed structure containing metal parts poured into concrete, which is created during the construction of the reactor hall, and the above metal elements poured into concrete are stored for providing then the possibility of welding the upper part of the main body.
Главный корпус реактора может быть также подвешен на растяжке, зажатой в конструкции здания реактора и в этом случае плита перекрытия этого главного корпуса устанавливается на часть здания реактора. The main reactor vessel can also be suspended on a stretch clamped in the structure of the reactor building, in which case the floor slab of this main vessel is installed on a part of the reactor building.
Для ядерных реакторов, построенных в соответствии с существующим уровнем техники, невозможно осуществить демонтаж или замену элемента внутренней конструкции корпуса вследствие того, что отсутствует возможность доступа во внутреннюю полость этого главного корпуса. Также отсутствует возможность извлечения или введения внутренних элементов конструкции через плиту перекрытия данного ядерного реактора. For nuclear reactors built in accordance with the current level of technology, it is impossible to dismantle or replace an element of the internal structure of the hull due to the fact that there is no possibility of access to the internal cavity of this main hull. Also, there is no possibility of extracting or introducing internal structural elements through the slab of the given nuclear reactor.
В том случае, когда возникает необходимость извлечь из главного корпуса те или иные элементы внутренних конструкций, то есть тогда, когда осуществляется демонтаж или ликвидация данного ядерного реактора, отслужившего свой срок службы, необходимо полностью слить из главного корпуса демонтируемого ядерного реактора содержащейся в ней жидкий натрий и разрезать внутренние конструкции реактора в атмосфере инертного газа. In the case when it becomes necessary to extract certain elements of internal structures from the main building, that is, when this nuclear reactor, which has served its life, is dismantled or liquidated, it is necessary to completely empty the liquid sodium contained in it from the main building of the dismantled nuclear reactor and cut the internal structure of the reactor in an inert gas atmosphere.
Таким образом, в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, построенных по существующей на современном уровне техники схеме, отсутствует возможность оперативного демонтажа внутренних конструкций главного корпуса, необходимого, например, для осуществления ремонта этих элементов или их замены. Отсутствует также возможность приподнятия совокупности элементов внутренней конструкции главного корпуса для обеспечения доступа к донной части корпуса для осуществления инспекционного осмотра или выполнения текущего ремонта на донной части этого главного корпуса реактора. Thus, in fast-neutron nuclear reactors constructed according to the scheme existing at the modern level of technology, there is no possibility of prompt dismantling of the internal structures of the main building, necessary, for example, to repair these elements or replace them. There is also no possibility of raising the totality of the elements of the internal structure of the main vessel to provide access to the bottom of the vessel for inspection or to carry out maintenance on the bottom of this main reactor vessel.
Кроме того, вследствие принятого на сегодняшний день способа построения внутренних конструкций корпуса, которые должны быть сварены во внутренней полости корпуса, операции монтажа и закрепления внутренних элементов конструкции этого главного корпуса составляют значительную часть общей продолжительности сооружения ядерного реактора подобного типа. In addition, due to the currently accepted method of constructing the internal structures of the hull, which must be welded in the internal cavity of the hull, the installation and fixing of the internal structural elements of this main hull constitute a significant part of the total construction time of a nuclear reactor of this type.
И наконец, вследствие принятого способа реализации внутренние конструкции и оборудование главного корпуса характеризуются весьма значительными габаритными размерами и большой массой. And finally, due to the adopted method of implementation, the internal structures and equipment of the main building are characterized by very significant overall dimensions and large mass.
Задачей настоящего изобретения является создание конструкции ядерного реактора на быстрых нейтронах интегрального типа, содержащей главный корпус, заключающий в себе активную зону реактора, погруженную в жидкий металл первичного контура охлаждения, по меньшей мере один первичный насос, обеспечивающий циркуляцию охлаждающей жидкости в главном корпусе, по меньшей мере один промежуточный теплообменник, погруженный в охлаждающую жидкость, и внутренние конструкции, располагающиеся во внутренней полости главного корпуса и образованные металлическими элементами больших размеров. An object of the present invention is to provide an integral type of fast fast neutron nuclear reactor structure comprising a main body comprising a reactor core immersed in a liquid metal of a primary cooling circuit, at least one primary pump circulating cooling liquid in the main body, at least at least one intermediate heat exchanger immersed in coolant and internal structures located in the internal cavity of the main body and formed by m large metal elements.
К этим внутренним конструкциям главного корпуса реактора относятся по меньшей мере одна внутренняя камера, разграничивающая в этом корпусе зону, принимающую горячий жидкий металл, поступающий из активной зоны ядерного реактора, и зону, принимающую охлажденный жидкий металл, поступающий из промежуточного теплообменника, обечайка формирования потока охлаждающего жидкого металла в контакте с внутренней стенкой главного корпуса и опорные конструкции активной зоны, причем внутренние конструкции ядерного реактора выполняются с возможностью демонтирования или приподнятия внутри главного корпуса, что обеспечивает упрощение и ускорение выполнения операций сооружения ядерного реактора. These internal structures of the main reactor vessel include at least one internal chamber, delimiting in this vessel a zone receiving hot liquid metal coming from the core of a nuclear reactor and a zone receiving cooled liquid metal coming from an intermediate heat exchanger, a cooling stream forming shell liquid metal in contact with the inner wall of the main body and supporting structures of the active zone, and the internal structure of a nuclear reactor is performed with the possibility Tew dismantling or lifting inside the main building, which simplifies and accelerates the operations of constructing a nuclear reactor.
Для достижения указанного результата каждый из элементов внутренних конструкций содержит средства удержания и опоры на соответствующие средства по меньшей мере одного компонента системы, образованной главным корпусом реактора и внутренними конструкциями, предназначенные для его фиксации путем простого опирания внутри этого главного корпуса. To achieve this result, each of the elements of the internal structures contains means for holding and supporting the corresponding means of at least one component of the system formed by the main reactor vessel and internal structures, intended for its fixation by simple support inside this main vessel.
Для лучшего понимания сути предлагаемого изобретения ниже приводится описание, не являющегося ограничительным примером практической реализации ядерного реактора на быстрых нейтронах в соответствии с данным изобретением со ссылками на чертежи, на которых представлено следующее. For a better understanding of the essence of the invention, the following is a description, which is not a restrictive example of the practical implementation of a nuclear fast neutron reactor in accordance with this invention with reference to the drawings, which show the following.
Фиг. 1 - вид спереди в разрезе по вертикальной плоскости главного корпуса и внутренних конструкций ядерного реактора на быстрых нейтронах, выполненного в соответствии с изобретением. FIG. 1 is a front elevational sectional view of the main body and internal structures of a fast fast neutron nuclear reactor in accordance with the invention.
Фиг. 2 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части главного корпуса и внутренних конструкций у нижнего конца циркуляционного насоса. FIG. 2 is a vertical sectional view of a portion of the main body and internal structures at the lower end of the circulation pump.
Фиг. 3 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части главного корпуса и внутренних конструкций у нижнего конца промежуточного теплообменника. FIG. 3 is a vertical sectional view of a portion of the main body and internal structures at the lower end of the intermediate heat exchanger.
Фиг. 4A и 4B - вид в разрезе по вертикальной плоскости двух частей внутренних конструкций, показывающий средства канализации жидкого натрия, охлаждающего главный корпус реактора. FIG. 4A and 4B are a vertical sectional view of two parts of internal structures showing sewage liquid sodium cooling the main reactor vessel.
Фиг. 5 - разрез по линии 5-5 на фиг. 4A. FIG. 5 is a section along line 5-5 of FIG. 4A.
Фиг. 6 - разрез по линии 6 на фиг. 4A. FIG. 6 is a section along
Фиг. 7 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части внутренних конструкций ядерного реактора, обеспечивающих опору для его активной зоны. FIG. 7 is a vertical sectional view of a portion of the internal structures of a nuclear reactor providing support for its core.
Фиг. 8 - вид в увеличенном масштабе детали 8, показанной на фиг. 7. FIG. 8 is an enlarged view of a
Фиг. 9 - вид по линии 9 на фиг. 8. FIG. 9 is a view along line 9 of FIG. 8.
Фиг. 10 - вид в разрезе по вертикальной плоскости части внутренних конструкций, обеспечивающих формирование потоков охлаждающего жидкого металла в главном корпусе реактора. FIG. 10 is a vertical sectional view of a portion of internal structures providing for the formation of flows of cooling liquid metal in the main reactor vessel.
Фиг. 11 - разрез по линии II-II на фиг. 10. FIG. 11 is a section along line II-II in FIG. ten.
Фиг. 12 - схематический вид сверху плиты перекрытия корпуса ядерного реактора. FIG. 12 is a schematic top view of a floor slab of a nuclear reactor vessel.
Фиг. 13 - вид в разрезе периферийной части плиты перекрытия корпуса реактора. FIG. 13 is a cross-sectional view of a peripheral part of a slab of a reactor vessel.
Фиг. 14 - вид сверху части плиты перекрытия корпуса реактора. FIG. 14 is a top view of a portion of the reactor pressure vessel overlap plate.
Фиг. 15 - вид сечения вертикальной плоскостью по линии 15-15 на фиг. 14. FIG. 15 is a vertical sectional view along line 15-15 of FIG. fourteen.
Фиг. 16 - вид в разрезе главного корпуса и внутренних конструкций ядерного реактора, иллюстрирующий порядок демонтажа различных элементов внутренних конструкций этого реактора. FIG. 16 is a sectional view of the main body and internal structures of a nuclear reactor, illustrating the dismantling of various elements of the internal structures of the reactor.
На фиг. 1 показан главный корпус ядерного реактора на быстрых нейтронах, выполненного в соответствии с изобретением, обозначенная в целом позицией 1. Этот главный корпус 1 установлен внутри конструкции 2 реакторного сооружения и содержит охлаждающий жидкий металл, заполняющий корпус до уровня, обозначенного позицией 3. В охлаждающий жидкий металл погружены активная зона ядерного реактора, система внутренних конструкций, первичные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники охлаждающей жидкости. In FIG. 1 shows the main body of a fast fast neutron reactor in accordance with the invention, indicated generally by 1. This
Главный корпус реактора 1 окружен снаружи предохранительной камерой 1, формирующей между двумя этими камерами пространство, заполненное газом. The main body of the
Главный корпус реактора 1 закрыт сверху горизонтально расположенной плитой 4 большой толщины, покоящейся на конструкции 2 ядерного реактора над верхней кромкой его корпуса. The main body of the
В плите 4 выполнены сквозные отверстия, обеспечивающие проход верхних частей первичных циркуляционных насосов 5 и промежуточных теплообменников 6. In the
Как показано на фиг. 12 и 14, данный ядерный реактор содержит три первичных циркуляционных насоса 5, располагающихся под углом 120o один к другому вокруг вертикальной оси главного корпуса, и шесть промежуточных теплообменников 6, вставленных между первичными циркуляционными насосами 5.As shown in FIG. 12 and 14, this nuclear reactor contains three
Система первичных циркуляционных насосов 5 и промежуточных теплообменников 6 проходит сквозь плиту 4 ядерного реактора в зоне кольцевой формы, ось которой совпадает с вертикальной осью 7 главного корпуса. The system of
Внутренний объем главного корпуса 1 между верхним уровнем 3 охлаждающей жидкости, представляющей собой жидкий натрий, и нижней поверхностью плиты перекрытия 4 заполнен инертным газом, в данном случае аргоном. The internal volume of the
В центральной части плиты 4 выполнено специальное сквозное отверстие, в котором смонтирована поворотная заглушка 8, на которой установлена загрузочная машина 9 реактора, и система 10, называемая крышкой-заглушкой активной зоны и расположенная над активной зоной 11 данного ядерного реактора. Эта крышка-заглушка активной зоны содержит приборы и оборудование, необходимые для выполнения соответствующих измерений в активной зоне, а также средства отклонения потока жидкого натрия, циркулирующего в корпусе реактора, в сторону выхода из активной зоны 11. In the central part of the
Активная зона 11 ядерного реактора образована топливными блоками, нижняя часть или подошва которых вставлена в сварную металлическую конструкцию 12, называемую пятой или подушкой и образующую часть внутренних конструкций основного корпуса 1 ядерного реактора. The
Пята или подушка 12 опирается на другую сварную металлическую конструкцию 13, называемую настилом, которая сама в свою очередь опирается на днище главного корпуса 1 в верхней части опорной обечайки 14. Эта опорная обечайка 14 содержит на своей внутренней поверхности средства опоры для элемента 15 внутренних конструкций ядерного реактора, называемого рекуператором, который располагается под настилом и дает возможность рекуперировать осколки активной зоны реактора в случае аварии и разрушения топливных сборок. A heel or cushion 12 rests on another welded
Элемент 16 внутренних конструкций ядерного реактора, называемый внутренней камерой или внутренним корпусом, располагается на верхней части настила и содержит обечайку, помещенную в такое положение, в котором она оказывается коаксиальной по отношению к главному корпусу реактора и охватывает активную зону 11, а также плоский кольцевой уступ 16а и верхнюю наружную обечайку 16б, имеющую диаметр, несколько меньший внутреннего диаметра главного корпуса 1 реактора.
Внутренняя обечайка 16с внутренней камеры им внутреннего корпуса 16 прикреплена к плоскому уступу 16а вдоль его внутреннего контура, а верхняя наружная обечайка 16б прикреплена к плоскому уступу 16а вдоль его наружного контура. The
Этот плоский уступ 16а содержит отверстия перехода, на уровне каждого из которых закреплены либо обечайка 17 прохода первичного циркуляционного насоса 5, либо обечайка 18 прохода промежуточного теплообменника 6. This
Обечайки 17, предназначенные для прохода первичных циркуляционных насосов 5, имеют верхнюю часть, располагающуюся над верхним уровнем 3 жидкого натрия, заполняющего главный корпус 1 реактора. В то же время обечайки 18, предназначенные для прохода промежуточных теплообменников 6, имеют верхнюю часть, располагающуюся внутри массы жидкого натрия, и содержат средства изоляции с помощью инертного газа 18а, взаимодействующие с соответствующими средствами промежуточного теплообменника 6 для того, чтобы обеспечить герметичный проход нижней части промежуточного теплообменника 6 через внутренний корпус или внутреннюю камеру реактора. The shells 17, intended for the passage of the primary circulation pumps 5, have an upper part located above the upper level 3 of liquid sodium filling the
Таким образом, внутренняя камера разделяет внутренний объем главного корпуса реактора на первое пространство 19а, располагающееся над активной зоной реактора и называемое горячим коллектором и второе пространство 19б, располагающееся вокруг нижней части активной зоны реактора и под ней и называемое холодным коллектором. Thus, the inner chamber divides the inner volume of the main reactor vessel into a first space 19a located above the reactor core and called a hot collector and a
Жидкий натрий, который циркулирует внутри главного корпуса реактора благодаря первичным циркуляционным насосам 5, проходит сквозь активную зону реактора в вертикальном направлении снизу вверх, как показывает стрелка 20 на фиг. 1, нагреваясь в контакте с топливными сборками этой активной зоны 11, и выходит в горячий коллектор 19а, расположенный над активной зоной. Уровень жидкого натрия в горячем коллекторе 19а главного корпуса реактора 1, который является динамическим уровнем, устанавливается в некоторой окрестности верхнего уровня, обозначенного позицией 3. Liquid sodium, which circulates inside the main reactor vessel thanks to the primary circulation pumps 5, passes through the reactor core in a vertical direction from the bottom up, as shown by arrow 20 in FIG. 1, heating in contact with the fuel assemblies of this
Каждый из промежуточных теплообменников 6 содержит верхнее окно 6а, открывающееся в горячий коллектор 19а, и нижнее окно 6б, открывающееся в холодный коллектор 19б. Each of the
Жидкий натрий, выходящий из активной зоны реактора, попадает в каждый из промежуточных теплообменников через соответствующее окно 6а, циркулирует внутри каждого промежуточного теплообменника и охлаждается в контакте с жидким натрием вторичного контура охлаждения, после чего выходит через нижние окна 6б промежуточных теплообменников 6 в холодный коллектор 19б при температуре более низкой, чем температура этого жидкого натрия на входе в промежуточные теплообменники. Liquid sodium leaving the reactor core enters each of the intermediate heat exchangers through a
Жидкий натрий вторичного контура охлаждения, нагретый в контакте с жидким натрием первичного контура, используется затем для производства пара в специальных парогенераторах, располагающихся вне главного корпуса ядерного реактора. The liquid sodium of the secondary cooling circuit, heated in contact with the liquid sodium of the primary circuit, is then used to produce steam in special steam generators located outside the main body of the nuclear reactor.
Всасывающая часть первичных циркуляционных насосов 5, располагающаяся на их нижнем конце, помещается в холодном коллекторе 19б и позволяет всасывать холодный жидкий натрий, выходящий из нижних окон 6б промежуточных теплообменников, и направлять этот холодный жидкий натрий в активную зону реактора через настил 13 и подушку 12, на которые опирается эта активная зона. The suction part of the primary circulation pumps 5, located at their lower end, is placed in the
Уровень жидкого натрия 21 в холодном коллекторе устанавливается ниже уровня 3 в горячем коллекторе. The
Часть жидкого натрия низкой температуры, образующая расход утечки внутри настила 13, попадает в кольцевое пространство, ограниченное внутренней поверхностью главного корпуса реактора 1 и наружной поверхностью направляющей обечайки жидкого охлаждающего металла 22, которая представляет собой часть внутренних конструкций данного ядерного реактора. The part of low temperature liquid sodium that forms the leakage flow inside the
Верхняя часть направляющей обечайки 22 образует сливное устройство или сливное отверстие, обеспечивающее возврат жидкого натрия, охлаждающего внутреннюю поверхность главного корпуса реактора 1, в холодный коллектор, точнее в его зону, располагающуюся снаружи обечайки 16б внутренней камеры. The upper part of the
В соответствии с общей отличительной характеристикой изобретения каждый из элементов 12, 13, 15, 16 и 22 внутренних конструкций ядерного реактора содержит средства удержания и опоры, предназначенные для размещения на соответствующих средствах другого элемента внутренних конструкций реактора или на части внутренней поверхности главного корпуса 1 реактора. In accordance with the general distinguishing characteristic of the invention, each of the
Таким образом, элементы внутренних конструкций ядерного реактора необходимым образом удерживаются внутри главного корпуса этого реактора под действием их собственного веса и в результате взаимодействия средств удержания и опоры. При этом отсутствует необходимость фиксировать дополнительно эти элементы сваркой или механическими средствами крепления, например, винтами или болтами. Thus, the elements of the internal structures of a nuclear reactor are necessarily held inside the main body of this reactor under the influence of their own weight and as a result of the interaction of the containment and support. At the same time, there is no need to additionally fix these elements by welding or mechanical means of fastening, for example, screws or bolts.
Кроме того первичные циркуляционные насосы 5 и промежуточные теплообменники 6 обычно монтируются внутри главного корпуса реактора через проходы в плите перекрытия 4 с обеспечением возможности их поднятия и извлечения из главного корпуса реактора 1. In addition, the primary circulation pumps 5 and
Поскольку эта плита перекрытия 4 выполнена, как описано ниже, с возможностью поднятия и отделения от конструкции реактора, то можно последовательно извлечь из главного корпуса этого ядерного реактора элементы внутренних конструкций, как это будет описано более подробно в последующем изложении. Since this
Подушка 12, над которой расположена активная зона ядерного реактора 11, опирается на верхнюю поверхность настила 13. Рекуператор 15 расположен на опорной части внутри опорной обечайки 14 и через нее опирается на днище главного корпуса 1. The
Внутренняя камера 16 нижней частью своей внутренней обечайки 16с опирается на верхнюю поверхность настила 13 вокруг подушки 12 и активной зоны реактора 11. The
Направляющая обечайка 22 охлаждающего жидкого натрия расположена своей нижней частью на опорной части настила на внутренней поверхности главного корпуса реактора 1. The
Главный корпус 1 ядерного реактора в соответствии с изобретением имеет боковую стенку цилиндрической формы и днище тороидально-сферической формы, сильно сплющенное и почти выровненное. Центральная часть днища имеет сферическую форму с очень большим радиусом кривизны, а соединенная с ней периферийная часть, соединяющая боковую стенку главного корпуса с центральной частью днища сферической формы, имеет форму части тора с круглым меридианальным сечением. The
В общем случае главный корпус 1 ядерного реактора в соответствии с изобретением характеризуется отношением высоты к диаметру, имеющим существенно большее значение, чем соответствующее отношение для главных корпусов ядерных реакторов, известных из существующего уровня техники. In the General case, the
На фиг. 2 показана нижняя часть главного корпуса 1 реактора, в которой располагается нижняя часть первичного циркуляционного насоса 5 ниже внутренней камеры 16 и внутри холодного коллектора 19б. In FIG. 2 shows the lower part of the reactor
Настил 13 выполнен в форме сварной металлической конструкции, содержащей нижний горизонтальный настил и верхний горизонтальный настил, внешнюю боковую стенку, приваренную к верхнему и нижнему настилам, а также механические подкрепляющие связи и элементы крепления верхнего и нижнего настилов. Настил несет на себе три узла 23, закрепленных на боковой наружной стенке, каждый на уровне отверстия прохода в этой боковой стенке. The
Каждый из узлов 23 содержит корпус 24, в который вставлена нижняя часть первичного циркуляционного насоса 5 и трубопровод 25, направляющий поток жидкого натрия в направлении подушки 12 и активной зоны 11 ядерного реактора, поддерживаемой этой подушкой 12. Each of the
Корпус 24 и трубопровод или патрубок 25 прикреплены сваркой к соединительной детали, смонтированной и приваренной в отверстии боковой стенки настила. The
Патрубок 25 приварен одним из своих концов к этой соединительной детали. Другим своим концом этот патрубок приварен к другой соединительной детали, жестко связанной с верхней поверхностью настила 13 и образующей элемент герметичного соединения с подушкой 12, на которой расположена активная зона ядерного реактора. The
Металлический лист 25а закреплен вокруг выпуклой наружной поверхности патрубка 25 подачи охлаждающего жидкого натрия. Этот лист 25а обеспечивает поддержание этого патрубка в случае разрыва или разрушения. The
К нижней части боковой стенки настила 13 прикреплена коническая обечайка 26, располагающаяся коаксиально по отношению к настилу 13 и окружающая настил по всей его периферии. A
На своей кромке коническая обечайка 26 несет опорное кольцо 27, посредством которого настил 13 опирается на кольцевую опорную пяту 28, проточенную на специальном утолщении на внутренней части стенки главного корпуса 1 ядерного реактора. At its edge, the
Направляющая обечайка 22 жидкого охлаждающего натрия опирается на опорную пяту или выступ 28 через кольцо 27, поддерживающее настил 13. The
Коническая обечайка 26 настила 13 пронизывается насквозь отверстиями, в которых закреплены короткие обечайки прохода корпусов 24 первичных циркуляционных насосов 5. The
Нижняя панель настила 13 находится в том случае, когда настил опирается через опорное кольцо 27 на опорную поверхность 28 главного корпуса 1 ядерного реактора, немного выше опорной обечайки 14, жестко связанной с днищем корпуса 1. Обечайка 14 обеспечивает удержание настила в случае аварийного разрушения его системы крепления. The bottom panel of the
Устройство 15 для сбора осколков активной зоны ядерного реактора содержит дефлектор и средства распределения осколков и лежит на опорной поверхности 14а, проточенной на специальном утолщении на внутренней поверхности обечайки 14. A
Здесь следует отметить, что настил 13 и рекуператор 15 свободно лежат на своих опорных поверхностях 28 и 14а соответственно без закрепления сваркой и без использования механических средств соединения с главным корпусом реактора или с опорной обечайкой 14. It should be noted here that the
На фиг. 3 доказана нижняя часть главного корпуса 1 ядерного реактора, в которой располагается промежуточный теплообменник 6, проходящий через внутреннюю камеру 16 на уровне обечайки и герметичного перехода 18, 18а, причем верхнее окно 6а и нижнее окно 6б промежуточного теплообменника располагаются по обе стороны от плоского уступа 16а внутренней камеры 16. In FIG. 3, the lower part of the
Здесь следует отметить, что плоский уступ 16а, обеспечивающий соединение внутренней обечайки 16с с внешней обечайкой 16б внутренней камеры реактора, может быть заменен уступом, форма которого отлична от плоской, например, уступом конической формы. It should be noted here that the
В общем можно сказать, что для реакторов небольшой и средней мощности предпочтительнее использовать плоский уступ, а для ядерных реакторов более значительной мощности - уступ конической формы. In general, it can be said that for reactors of small and medium power it is preferable to use a flat ledge, and for nuclear reactors of greater power - a ledge of a conical shape.
Защитный экран 6с закреплен на опоре 26 настила 13 напротив нижнего окна 6б выходной части промежуточного теплообменника 6. The protective screen 6c is mounted on the
Трубопроводы системы утилизации 30 охлаждающего ядерный реактор жидкого натрия закреплены в наклонном по отношению к горизонтали положении над обечайкой 26 опорной системы настила. The pipelines of the
Как показано на фиг. 4A и 4B, трубы 30 циркуляции жидкого натрия, которые вставлены между первичными циркуляционными насосами и промежуточными теплообменниками ядерного реактора параллельно опорной обечайке 26 настила, приварены одним из своих концов к патрубку 31, в свою очередь приваренному к боковой стенке настила 13, и другим своим концом вставлены с натягом в отверстие, выполненное в опорном кольце 27 настила, изготовленном в виде кованого и механически отработанного элемента. As shown in FIG. 4A and 4B, liquid
На уровне трубопровода 30 для жидкого натрия опорная деталь 28 главного корпуса 1 ядерного реактора, выполненная ковкой и последующей механической обработкой, содержит специальную проточку 32, видимую на фиг. 4A и 5 и обеспечивающую сообщение конца трубопровода 30 с кольцевым пространством 33, ограниченным внутренней поверхностью обечайки главного корпуса 1 и наружной поверхностью направляющей обечайки 22 для охлаждающего жидкого натрия. Таким образом, расход утечки жидкого натрия, охлажденного в промежуточном теплообменнике и циркулирующего под активной зоной 11 реактора, может быть направлен через трубы 30 внутрь кольцевого пространства 33, в котором этот жидкий натрий, перемещающийся снизу вверх, обеспечивает охлаждение обечайки или внутренней поверхности стенки главного корпуса ядерного реактора. At the level of the
Способные контактировать за счет опоры или трения поверхности труб 30, опорного кольца 27, детали 28 главного корпуса реактора и кольца 22а обечайки, направляющей поток охлаждающего жидкого натрия, алюминированы или покрыты алюминизированными накладками для уменьшения трения и повышения износостойкости. Able to contact due to the support or friction of the surface of the
Обработка алюминированием или алитированием поверхностей трения оказывается предпочтительнее покрытия специальными сплавами типа стеллита, содержащего кобальт. Действительно, хорошо известно, что следует в максимально возможной степени избегать наличия кобальта во внутренней полости корпуса ядерного реактора. Processing by aluminizing or aluminizing friction surfaces is preferable to coating with special alloys such as stellite containing cobalt. Indeed, it is well known that the presence of cobalt in the internal cavity of a nuclear reactor vessel should be avoided as much as possible.
Как показано на фиг. 6, детали 27 и 28, входящие в опорный контакт друг с другом, содержат каждая три паза, расположенных под углом 120o вокруг оси главного корпуса реактора и ориентированных один против другого в процессе установки настила внутрь главного корпуса данного ядерного реактора.As shown in FIG. 6,
После установки настила в корпус реактора в каждую из полостей, образованных располагающимися один против другого пазами, вводят шпонку 34. Таким образом осуществляется блокировка по вращательному движению установленного настила по отношению к внутренней поверхности главного корпуса реактора. After installing the flooring in the reactor vessel, a key 34 is inserted into each of the cavities formed one against the other by the grooves. In this way, the rotational movement of the installed flooring is blocked with respect to the inner surface of the main reactor vessel.
Направляющая обечайка 22 также фиксируется по вращательному движению по отношению к стенке главного корпуса 1 данного ядерного реактора. The
Как показано на фиг. 7 и 8, подушка 12 лежит, опираясь нижней частью своей боковой стенки, образующей ее опорное основание, на верхней панели настила 13. As shown in FIG. 7 and 8, the
Кроме того, центральная ось 12а, показанная на фиг. 1, вставлена в специальную приемную деталь, закрепленную в верхней панели настила 13. Шпонки обеспечивают блокировку по вращательному движению этой подушки 12 по отношению к настилу 13. In addition, the central axis 12a shown in FIG. 1, is inserted into a special receiving part, fixed in the upper panel of the
Каждый из трех патрубков 25 подачи жидкого натрия в активную зону ядерного реактора, связанных с первичными циркуляционными насосами 5, жестко соединен своим концом, противоположным первичному насосу 5, с кованой деталью 35, образующей трубный наконечник, вставленный в отверстие подушки 12, оснащенное кольцом, выполненным в виде кованой детали. Each of the three
На каждом из переходных колец нижней стенки подушки 12 установлена уплотняющая деталь 37 кольцевой формы, внутрь которой вставлен трубный наконечник 35. On each of the transition rings of the bottom wall of the
Специальные прокладки 38, образованные металлическими кольцами, вставлены между верхним внутренним выступом кольцевой уплотнительной детали 37 и переходным кольцом отверстия подушки 12. Прокладки 38 зажаты между деталью 37 и подушкой действием давления жидкого охлаждающего металла.
Прокладки 39 в форме кольцевых зажимов вставлены между наружной поверхностью трубного наконечника 35 и внутренней цилиндрической поверхностью уплотнительной детали 37. Давление жидкого натрия на эти прокладки 39 позволяет обжать их на поверхности наружной части наконечника 35 и обеспечить таким образом герметичную связь между трубопроводом первичного циркуляционного насоса и конструкцией подушки.
Таким образом, трубный наконечник 35 имеет возможность смещаться в боковом направлении по отношению к подушке 12 в процессе тепловых переходных режимов во внутренней полости главного корпуса ядерного реактора. Трубный наконечник 35 имеет также возможность смещаться в вертикальном направлении внутри упомянутой выше уплотнительной детали 37. Thus, the
Охлаждающий жидкий натрий направляется непрерывным и герметичным образом из трубопровода первичного циркуляционного насоса во внутреннюю полость подушки, как это показано стрелками 40 на фиг. 7. Подаваемый первичным насосом жидкий натрий проходит через верхнюю панель подушки 12 сквозь отверстия 41 с тем, чтобы попасть в активную зону 11 ядерного реактора, опирающуюся на подушку 12. The cooling liquid sodium is guided in a continuous and sealed manner from the primary circulation pump line into the interior of the cushion, as shown by
Внутренняя обечайка 16с внутренней камеры 16 жестко связана своей нижней частью с кованым и механически обработанным кольцом 36, содержащим выступ, выполненный таким образом, что это кольцо 36 накрывает верхнюю часть боковой стенки настила 13 в процессе установки внутренней камеры 16 в полость главного корпуса 1 ядерного реактора. Вставление верхней части боковой стенки настила 13 в деталь 36 внутренней камеры позволяет осуществить точное позиционирование внутренней камеры по отношению к настилу 13, который сам в свою очередь зафиксирован в строго центрированном положении внутри главного корпуса реактора посредством кованого опорного кольца 27. Вставление верхней части боковой стенки настила 13 в деталь 36 позволяет также предотвратить всякое качание внутренней камеры относительно настила 13 внутри главного корпуса 1 ядерного реактора. The
На фиг. 9 можно видеть, что кованая опорная деталь 36 содержит пазы 36а, которые располагаются против соответствующих аналогичных пазов, проточенных в верхней части боковой стенки настила 13, в процессе установки внутренней камеры в полость главного корпуса реактора. In FIG. 9 it can be seen that the forged
Для того, чтобы дополнить систему фиксации внутренней камеры во внутренней полости главного корпуса реактора, в каждую из полостей, образованных расположенными друг против друга пазами опорной детали 36 и настила 13, вводят шпонки 42. Таким образом осуществляется блокировка по вращательному движению внутренней камеры по отношению к настилу, который сам в свою очередь заблокирован по вращательному движению по отношению к главному корпусу реактора посредством уже упомянутых выше шпонок 34, как показано на фиг. 4A и 6. In order to supplement the fixation system of the inner chamber in the inner cavity of the main reactor vessel, dowels 42 are inserted into each cavity formed against each other by the grooves of the
Все поверхности подушки 12, настила 13 и опорной детали 36, входящие в опорный контакт друг с другом и изготовленные из нержавеющей стали, контактируют через специальные алюминированные прокладки для исключения непосредственного контакта нержавеющей стали с нержавеющей сталью. Эти прокладки устанавливаются в процессе опирания элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора друг на друга. All surfaces of the
Как видно из чертежа, приведенного на фиг. 10, верхняя часть обечайки 22, направляющей поток охлаждающего жидкого натрия, соединена посредством кованой детали с двумя обечайками 43 и 44, образующими сливное устройство для жидкого натрия, введенного через трубопроводы 30 в кольцевое пространство 33 между стенкой главного корпуса ядерного реактора и направляющей обечайкой 22. As can be seen from the drawing shown in FIG. 10, the upper part of the
Жидкий натрий проходит над верхним краем обечайки 43, образующим порог перетекания, и попадает в устройство слива между обечайками 43 и 44. Liquid sodium passes over the upper edge of the
Отверстия слива жидкого натрия 45, показанные на фиг. 10 и 11, позволяют снова направить жидкий натрий в холодный коллектор, уровень этого жидкого натрия, в котором 21 располагается существенно ниже уровня 3 жидкого натрия в горячем коллекторе данного ядерного реактора. The liquid sodium drain holes 45 shown in FIG. 10 and 11 make it possible to direct liquid sodium into the cold collector, the level of this liquid sodium, in which 21 is significantly lower than the level 3 of liquid sodium in the hot collector of this nuclear reactor.
Таким образом, охлаждающий жидкий натрий может циркулировать в контакте с внутренней поверхностью стенки главного корпуса реактора, охлаждение которой он обеспечивает, и возвращаться затем в холодный коллектор не вызывая при этом вибраций в конструкциях данного ядерного реактора. Thus, the cooling liquid sodium can circulate in contact with the inner surface of the wall of the main reactor vessel, the cooling of which it provides, and then return to the cold collector without causing vibrations in the structures of this nuclear reactor.
На фиг. 12 схематично представлена плита перекрытия 4 главного корпуса ядерного реактора, в которой выполнены отверстия, обеспечивающие проход первичных циркуляционных насосов 5 и промежуточных теплообменников 6. In FIG. 12 schematically shows a
Эта плита перекрытия 4 содержит также центральное отверстие, в котором установлена большая поворотная заглушка 8 ядерного реактора, которая имеет возможность вращаться на плите перекрытия 4 вокруг вертикальной оси 7 главного корпуса реактора. This
На большой поворотной заглушке 8 смонтирована малая поворотная заглушка 46, которая имеет возможность вращаться вокруг оси, не совпадающей с осью главного корпуса реактора 7. На этой малой поворотной заглушке смонтирована загрузочная машина 9 данного ядерного реактора. On a large
В результате осуществления совместного вращения большой поворотной заглушки 8 и малой поворотной заглушки 46 можно установить упомянутую выше загрузочную машину, осуществляющую манипуляции с ядерным топливом, в положение, совпадающее в вертикальном направлении, с любой топливной сборкой активной зоны данного ядерного реактора 11. As a result of the joint rotation of the large
На большой поворотной заглушке 8 закреплена также в центрированном положении крышка-заглушка активной зоны реактора. On the large
На чертеже, представленном на фиг. 13, показана наружная периферийная часть плиты перекрытия 4 ядерного реактора, содержащая средства опирания и фиксации этой плиты перекрытия на неподвижной конструкции сооружения 2 ядерного реактора. In the drawing of FIG. 13, the outer peripheral part of the nuclear
Верхняя часть обечайки или стенки главного корпуса 1 ядерного реактора жестко связана с кольцевым фланцем 47. Фланец 48, также имеющий кольцевую форму, закреплен в конструкции сооружения данного ядерного реактора 2, в его верхней части, и располагается вокруг полости, образующей шахту, в которую помещается главный корпус 1 ядерного реактора. The upper part of the shell or wall of the
Фланец 48, закрепленный в конструкции сооружения ядерного реактора, содержит паз кольцевой формы, позволяющий принять фланец 47, жестко связанный с верхней частью обечайки или стенки главного корпуса 1 ядерного реактора. The
Плита перекрытия 4 образована пластиной стали очень большой толщины, наружная боковая поверхность которой механически обработана с тем, чтобы обеспечить расположение корпусного фланца 47 ядерного реактора и соответствующих средств крепления. The
В частности, упомянутая выше плита перекрытия 4 содержит выступ 4а, образующий кольцевую поверхность, обращенную вниз, на которой закрепляются опорные устройства 49, располагающиеся против соответствующих опорных устройств 49', закрепленных на верхней опорной поверхности фланца 47, связанного со стенкой главного корпуса 1 ядерного реактора. In particular, the
Упоры 49 и 49' содержат опорные поверхности криволинейной формы, совмещенные по общему вертикальному направлению 51. The stops 49 and 49 'comprise supporting surfaces of a curved shape, aligned in a common
Между каждым из упоров 49 и 49' опорной пары плиты перекрытия вставлены опоры 52, выполненные скользящими и шарнирно свободными внутри криволинейных вогнутых опорных поверхностей упомянутых выше упоров 49 и 49'. Between each of the
Таким образом, периферийная часть плиты перекрытия может смещаться, например, для компенсации теплового расширения материала этой плиты в радиальном направлении. Шарнирные опоры описанного выше типа позволяют также поглотить деформации изгиба упомянутой плиты перекрытия. Thus, the peripheral part of the floor slab can be displaced, for example, to compensate for the thermal expansion of the material of this slab in the radial direction. The articulated supports of the type described above can also absorb the bending deformations of said floor slab.
Описанные выше скользящие и шарнирно установленные опоры 52 равномерно распределены по периферийной части плиты перекрытия ядерного реактора. The sliding and articulated
Между двумя последовательно расположенными опорами 52 установлена система 53, предназначенная для предотвращения самопроизвольного поднятия плиты перекрытия 4. Between two sequentially located supports 52, a
Каждое из упомянутых выше устройств 53, предотвращающих поднятие плиты перекрытия 4, содержит тягу 54, которая вставлена в отверстие в периферийной части плиты перекрытия 4 и в отверстие во фланце главного корпуса 47, располагающееся на осевом продолжении отверстия, выполненного в периферийной части плиты 4. Each of the above-mentioned
Конец упомянутой выше тяги проходит через отверстие, выполненное во фланце 48 на одной оси с отверстием во фланце 47 главного корпуса реактора и завинчивается в гайку 55, закрепленную и залитую в конструкции 2 сооружения данного ядерного реактора. The end of the above-mentioned thrust passes through a hole made in
После закрепления упомянутой выше тяги устанавливается над головкой этой тяги 54 герметично закрывающий ее колпачок 56, обеспечивая герметизацию проходного пространства вокруг тяги 54. After fixing the above-mentioned thrust, a
Фланец 47 закрепляется после установки сварочным швом 57, располагающимся в упомянутом выше пазу, выполненном во фланце 48. The
На внутренней верхней периферийной части фланца 47 закрепляется при помощи сварного шва 62 уплотняющая обечайка 50, которая может быть соединена сварным швом 61 на своем конце, противоположном сварному шву 62, с наружной периферийной частью плиты перекрытия 4 данного ядерного реактора. On the upper inner peripheral part of the
Таким образом обеспечивается герметичное закрытие внутреннего объема главного корпуса 1 ядерного реактора, который содержит инертный газ, например, аргон, над поверхностью охлаждающего ядерный реактор жидкого натрия. This ensures a tight seal of the internal volume of the
Сварочный шов 61, который представляет собой гетерогенный сварочный шов, выполняется в процессе установки на предусмотренное для нее место плиты перекрытия данного ядерного реактора после укладки плиты перекрытия 4 на опоры 52, но перед установкой и затягиванием тяг 54, предотвращающих поднятие этой плиты. Welding
Сварочный шов 61 может быть выполнен вследствие того, что свободное периферийное пространство, открытое в своей верхней части, устроено между наружной периферийной частью плиты перекрытия 4 и неподвижной конструкции 2 сооружения ядерного реактора. The
После осуществления или выполнения герметизирующего сварного шва 61 свободное периферийное пространство между плитой перекрытия 4 и неподвижной конструкции 2 сооружения ядерного реактора заполняется перекрывающими заглушками 58, которые закрепляются съемным образом на неподвижной конструкции 2 одна за другой по всему периметру плиты перекрытия 4. Специальная уплотнительная прокладка 59 вводится при этом между наружной периферийной поверхностью плиты перекрытия 4 и внутренней периферийной поверхностью заглушек 58, обеспечивая герметичное соединение этих заглушек с плитой перекрытия ядерного реактора. After the implementation or implementation of the sealing
Принцип установки и закрепления плиты перекрытия ядерного реактора, подробно описанный выше, дает возможность осуществить демонтаж и поднятие всей плиты перекрытия ядерного реактора в целом. Можно также обеспечить доступ во внутреннюю полость главного корпуса реактора на всей совокупности его поперечного сечения, например, для выполнения демонтажа и извлечения элементов внутренних конструкций этого ядерного реактора. The principle of installing and securing the floor slab of a nuclear reactor, described in detail above, makes it possible to dismantle and raise the entire floor slab of the nuclear reactor as a whole. It is also possible to provide access to the internal cavity of the main reactor vessel over its entire cross-section, for example, for dismantling and removing structural elements of this nuclear reactor.
Здесь следует отметить, что все опорные плоскости элементов внутренних конструкций, соприкасающиеся друг с другом и с внутренними поверхностями главного корпуса ядерного реактора, находятся в так называемых "холодных зонах", в которых охлаждающий активную зону жидкий натрий в процессе нормального функционирования ядерного реактора имеет температуру порядка 400oC, что значительно ниже температуры этого жидкого натрия в горячем коллекторе данного ядерного реактора, например, на выходе из его активной зоны.It should be noted here that all the supporting planes of the elements of internal structures in contact with each other and with the inner surfaces of the main body of the nuclear reactor are located in the so-called "cold zones" in which the liquid sodium cooling the active zone during normal operation of a nuclear reactor has a temperature of the order of 400 o C, which is significantly lower than the temperature of this liquid sodium in the hot collector of this nuclear reactor, for example, at the outlet of its core.
На чертежах, представленных на фиг. 14 и 15, показана большая поворотная заглушка 8 ядерного реактора, которая установлена с возможностью вращения в центральной части плиты перекрытия 4. В периферийной части этой плиты перекрытия 4 выполнены специальные отверстия, через которые проходят первичные циркуляционные насосы 5 и промежуточные теплообменники 6. В двух зонах, располагающихся в диаметрально противоположных положениях на кромке поворотной заглушки, плита перекрытия 4 содержит две полости или две выемки, в которые могут быть введены два демонтируемых выступа 60а и 60б, изготовленных из стали той же толщины, что и сама плита перекрытия 4 ядерного реактора. In the drawings of FIG. 14 and 15, a large
Большая поворотная заглушка может быть демонтирована и отделена от плиты перекрытия, в случае необходимости после демонтажа и подъема крышки-заглушки активной зоны реактора 10, образующей ее центральную часть. A large rotary plug can be dismantled and separated from the floor slab, if necessary, after dismantling and lifting the cap-plug of the
После демонтажа и подъема большой поворотной заглушки появляется возможность демонтировать выступы 60а и 60б таким образом, чтобы обеспечить раскрытие прохода с размерами в диаметральном направлении, достаточными для прохождения подушки 12 в опрокинутом вертикальном положении с тем, чтобы обеспечить возможность выведения этой подушки 12 из главного корпуса ядерного реактора с использованием соответствующих подъемных средств. After dismantling and lifting the large rotary plug, it becomes possible to dismantle the
На чертеже, представленном на фиг. 14, схематически показано диаметральное сечение 12' подушки 12, которое вписывается в сечение отверстия большой поворотной заглушки 8, увеличенное в диаметральном направлении за счет двух полостей приема демонтируемых выступов 60а и 60б. In the drawing of FIG. 14, a diametrical section 12 'of the
После остановки и охлаждения ядерного реактора имеется возможность извлечь из его активной зоны все топливные блоки и поместить их на временное хранение в соответствующем месте
при помощи использования загрузочной машины данного ядерного реактора.After stopping and cooling the nuclear reactor, it is possible to remove all fuel blocks from its core and place them in temporary storage in an appropriate place
by using the loading machine of this nuclear reactor.
Затем можно демонтировать большую поворотную заглушку и демонтируемые выступы 60а и 60б для того, чтобы разместить их на месте временного хранения. You can then dismantle the large swivel plug and
После этого появляется возможность доступа во внутреннюю полость главного корпуса ядерного реактора, что позволяет обеспечить манипуляции с подушкой активной зоны реактора и ее извлечение из главного корпуса реактора после опрокидывания или переворота этой подушки в вертикальное положение. After that, it becomes possible to access the inner cavity of the main body of the nuclear reactor, which allows manipulating the pillow of the reactor core and removing it from the main reactor shell after tipping or turning this pillow into a vertical position.
Эти операции осуществляются после полного слива охлаждающего жидкого натрия из внутренней полости главного корпуса ядерного реактора и предпочтительно в специально созданной там атмосфере инертного газа. These operations are carried out after the cooling liquid sodium is completely drained from the inner cavity of the main body of the nuclear reactor, and preferably in an inert gas atmosphere specially created there.
Демонтаж с места установки и извлечение из главного корпуса ядерного реактора подушки его активной зоны не требует никаких операций по демонтажу механических или разрушению сварных соединений, поскольку эта подушка активной зоны реактора в соответствии с изобретением свободно лежит на настиле и имеет только центральную ось центрирования 12а и три обечайки центрирования 37, вставляемые соответственно в приемную деталь настила и в три наконечника трубопровода 35 этого настила. Dismantling from the installation site and removing the core cushions from the main body of the nuclear reactor does not require any mechanical dismantling or destruction of the welded joints, since this core cushion of the reactor in accordance with the invention freely lies on the floor and has only a central centering axis 12a and three the centering
Для того, чтобы осуществить демонтаж системы элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением необходимо демонтировать и поднять со своего места плиту перекрытия данного ядерного реактора, что может быть выполнено, как уже было пояснено выше благодаря особой конструкции опорных и удерживающих элементов на этой плите перекрытия и в неподвижной конструкции данного ядерного реактора. In order to carry out the dismantling of the system of elements of the internal structures of a nuclear reactor in accordance with the invention, it is necessary to dismantle and raise the floor plate of the given nuclear reactor from its place, which can be performed, as has already been explained above, due to the special design of the supporting and holding elements on this plate overlapping and in the fixed structure of the given nuclear reactor.
На чертеже, представленном на фиг. 16, схематически показаны различные элементы внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением в приподнятом положении внутри главного корпуса этого ядерного реактора в процессе извлечения этих элементов из корпуса реактора. In the drawing of FIG. 16, various elements of the internal structures of a nuclear reactor in accordance with the invention are shown schematically in a raised position inside the main body of this nuclear reactor in the process of removing these elements from the reactor vessel.
Схема, показанная на фиг. 16, не отражает какой-либо реально возможной фазы демонтажа элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора, но иллюстрирует порядок, в соответствии с которым должно осуществляться извлечение этих внутренних конструкций из главного корпуса ядерного реактора после подъема и отвода плиты перекрытия. The circuit shown in FIG. 16 does not reflect any realistically possible phase of dismantling the elements of the internal structures of a given nuclear reactor, but illustrates the order in which these internal structures should be removed from the main body of the nuclear reactor after lifting and removing the floor slab.
Прежде всего, как уже было сказано выше, можно осуществить подъем и извлечение из главного корпуса ядерного реактора подушки 12 его активной зоны. Это извлечение, как уже было подчеркнуто ранее, может быть выполнено путем открытия большой поворотной заглушки без снятия плиты перекрытия ядерного реактора, либо может быть осуществлено после открытия главного корпуса ядерного реактора в результате снятия плиты перекрытия. First of all, as mentioned above, it is possible to carry out the lifting and removal of the
Можно также демонтировать обечайку 22, направляющую поток охлаждающего жидкого натрия для охлаждения стенок главного корпуса, или внутреннюю камеру 16 при помощи простого подъема вследствие того, что эти элементы не несут на себе никаких других элементов внутренних конструкций ядерного реактора. Порядок извлечения из главного корпуса ядерного реактора упомянутых выше элементов 16 и 22 не имеет значения и может быть произвольным вследствие того, что оба эти элемента независимо один от другого лежат на опорных элементах настила 13. You can also dismantle the
После демонтажа элементов внутренних конструкций 12, 16 и 22 можно демонтировать настил 13, который свободно лежит лишь на внутренней детали 28 главного корпуса 1 реактора. After dismantling the elements of the
И наконец появляется возможность демонтировать рекуператор 15, который лежит на опорной обечайке 24, жестко связанной с днищем главного корпуса 1 ядерного реактора. And finally, it becomes possible to dismantle the
Извлечение из главного корпуса ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением всех элементов его внутренних конструкций может быть осуществлено без демонтажа механических или разрушения сварных соединений. Действительно, каждый из элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора в соответствии с изобретением покоится при помощи специальных опорных и удерживающих деталей либо на одном из элементов внутренних конструкций, либо на некоторой части внутренней поверхности главного корпуса ядерного реактора. Опора на внутреннюю поверхность главного корпуса ядерного реактора может быть осуществлена посредством специального опорного устройства, такого как часть 28, выступающая внутрь главного корпуса или опорная обечайка 14, жестко связанная с днищем этого главного корпуса. Removing from the main body of a nuclear reactor in accordance with the invention all elements of its internal structures can be carried out without dismantling the mechanical or destruction of the welded joints. Indeed, each of the elements of the internal structures of a given nuclear reactor in accordance with the invention rests with the help of special support and holding parts either on one of the elements of the internal structures or on some part of the inner surface of the main body of the nuclear reactor. Reliance on the inner surface of the main body of a nuclear reactor can be carried out by means of a special support device, such as
Опорные средства элементов внутренних конструкций ядерного реактора, которые обычно представляют собой фланец кольцевой формы или край соответствующей обечайки, изготавливаются путем ковки и последующей механической обработки. The supporting means of the elements of the internal structures of a nuclear reactor, which are usually a ring-shaped flange or the edge of the corresponding shell, are made by forging and subsequent machining.
Поверхности контакта и центрирования опорных средств используемых в данном случае конструкций механически обрабатываются на токарном станке с очень высокой точностью таким образом, что удержание и центрирование элементов внутренних конструкций данного ядерного реактора осуществляется с очень высокой точностью. The contact and centering surfaces of the support means of the structures used in this case are machined on a lathe with very high precision so that the retention and centering of the elements of the internal structures of this nuclear reactor is carried out with very high accuracy.
Вследствие достаточно высокой точности изготовления опорных поверхностей монтаж и демонтаж элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением может быть выполнен быстро я в весьма благоприятных условиях. Due to the sufficiently high accuracy of the manufacture of support surfaces, the installation and dismantling of the elements of the internal structures of a nuclear reactor in accordance with the invention can be quickly performed under very favorable conditions.
Между контактными поверхностями опорных средств элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с данным изобретением устанавливаются алюминированные пластины или прокладки, которые позволяют исключить непосредственный контакт нержавеющей стали с нержавеющей сталью во внутренней полости главного корпуса данного ядерного реактора. Between the contact surfaces of the supporting means of the elements of the internal structures of the nuclear reactor in accordance with this invention, aluminized plates or gaskets are installed, which make it possible to exclude direct contact of stainless steel with stainless steel in the inner cavity of the main body of this nuclear reactor.
Изготовление некоторых конструктивных деталей элементов внутренних конструкций ядерного реактора в соответствии с изобретением в виде кованых деталей, подвергающихся затем точной механической обработке, позволяет упростить производство этих внутренних конструкций, поскольку такие операции, как сварное соединение обечайки с фланцем, могут быть автоматизированы в полном объеме вследствие весьма высокой геометрической и размерной точности изготовления фланца. The manufacture of some structural parts of the elements of the internal structures of the nuclear reactor in accordance with the invention in the form of forged parts, which are then subjected to precise machining, makes it possible to simplify the production of these internal structures, since operations such as the welded joint of the shell with the flange can be fully automated due to the very high geometric and dimensional accuracy of the manufacture of the flange.
В данном случае обеспечивается также очень высокая точность в реализации описанных выше кольцевых пространств между различными элементами внутренних конструкций ядерного реактора. In this case, very high accuracy is also ensured in the implementation of the annular spaces described above between various elements of the internal structures of a nuclear reactor.
Упомянутая выше точная механическая обработка конструктивных деталей элементов внутренних конструкций может быть выполнена на вертикальном токарном станке высокой производительности либо на предприятии-изготовителе, либо непосредственно на месте сооружения данного ядерного реактора. The above-mentioned precise machining of structural parts of internal structural elements can be performed on a high-performance vertical lathe either at the manufacturer or directly at the construction site of this nuclear reactor.
Для совершенствования стыковки обечаек с коваными и затем механически обработанными фланцами перед их сваркой может быть осуществлена прикатка или вальцовка в холодном состоянии листов обечайки по меньшей мере в непосредственной близости от места стыка для того, чтобы обеспечить удовлетворительный профиль этих поверхностей. Затем производится измерение расширения обечаек, таким образом, чтобы можно было достаточно точно рассчитать радиус требуемой механической обработки присоединительной части кованого фланца. Таким образом обеспечивается совершенная по качеству стыковка упомянутых выше элементов, что позволяет использовать автоматизированные способы сварки типа способа TIG для плотного стыка. To improve the joining of shells with forged and then machined flanges, prior to their welding, rolling or cold-rolling of the shell sheets can be carried out at least in the immediate vicinity of the joint in order to ensure a satisfactory profile of these surfaces. Then, the expansion of the shells is measured so that it is possible to accurately calculate the radius of the required machining of the connecting part of the forged flange. This ensures a perfect quality of the joining of the above elements, which allows the use of automated welding methods such as the TIG method for a tight joint.
Расположение элементов внутренних конструкций внутри главного корпуса ядерного реактора в соответствии с изобретением позволяет исключить применение сварных швов на соединительных деталях, содержащих несколько ветвей, например, имеющих Т-образное поперечное сечение. Отпадает также необходимость в использовании толстых отложений или наплавки металла в области зон соединения различных деталей. The location of the elements of internal structures inside the main body of a nuclear reactor in accordance with the invention eliminates the use of welds on connecting parts containing several branches, for example, having a T-shaped cross section. There is also no need to use thick deposits or surfacing of metal in the area of the zones of connection of various parts.
С другой стороны, имеется более широкая свобода действий в том, что касается размещения сварных швов вне пределов критических зон соединения элементов. On the other hand, there is wider freedom of action with regard to the placement of welds outside the critical zones of the elements.
Вследствие того, что опорные средства элементов внутренних конструкций главного корпуса ядерного реактора в соответствии с изобретением имеют достаточно большие диаметры, опорные поверхности этих средств имеют большие размеры и контактные давления в местах соприкосновения во всех случаях остаются относительно небольшими, причем эти контактные давления в случае, например, ядерного реактора на быстрых нейтронах мощностью 500 МВт во всех случаях не превышают 3 МПа. Кроме того исключается любой механический контакт, могущий привести к заеданию или заклиниванию, например, исключается всякий контакт нержавеющей стали с нержавеющей сталью. Это достигается при помощи введения между коваными опорными деталями элементов внутренних конструкций ядерного реактора алюминированных пластин или прокладок. Due to the fact that the supporting means of the elements of the internal structures of the main body of the nuclear reactor in accordance with the invention have sufficiently large diameters, the supporting surfaces of these means are large and the contact pressures at the points of contact in all cases remain relatively small, and these contact pressures in the case, for example , a 500 MW fast neutron reactor in all cases does not exceed 3 MPa. In addition, any mechanical contact that could lead to jamming or jamming is excluded, for example, any contact of stainless steel with stainless steel is excluded. This is achieved by introducing aluminized plates or gaskets between the forged supporting parts of the elements of the internal structures of the nuclear reactor.
Концепция внутренней конструкции ядерного реактора, соответствующая предлагаемому изобретению, позволяет оптимизировать конструкцию нижней части крупных компонентов ядерного реактора, то есть конструкцию нижней части первичных циркуляционных насосов и промежуточных теплообменников. Как уже было сказано выше, можно использовать главный корпус ядерного реактора, имеющий днище относительно плоской тороидально-сферической формы. Это обстоятельство дает возможность использовать компоненты, имеющие максимальную длину в той мере, в какой они проходят на всю высоту данного главного корпуса вплоть до ближайшей окрестности практически плоского днища этого корпуса. Таким образом, имеется возможность в определенной степени уменьшить диаметр этих компонентов и в целом диаметр реакторного блока, сохраняя при этом практически ту же высоту главного корпуса, что и высота главных корпусов ядерных реакторов в соответствии с существующим уровнем техники в данной области. The concept of the internal design of the nuclear reactor, corresponding to the invention, allows to optimize the design of the lower part of the large components of the nuclear reactor, that is, the design of the lower part of the primary circulation pumps and intermediate heat exchangers. As mentioned above, you can use the main body of a nuclear reactor having a bottom of a relatively flat toroidal-spherical shape. This circumstance makes it possible to use components having a maximum length to the extent that they extend to the entire height of a given main building up to the closest neighborhood of an almost flat bottom of this building. Thus, it is possible to some extent reduce the diameter of these components and, in general, the diameter of the reactor block, while maintaining almost the same height of the main body as the height of the main body of nuclear reactors in accordance with the current level of technology in this field.
Использование независимых друг от друга и частично механически обработанных с высокой точностью элементов внутренних конструкций ядерного реактора позволяет обеспечить высокую компактность этих внутренних конструкций, что выражается в возможности уменьшения диаметра главного корпуса ядерного реактора в соответствии с изобретением и в снижении массы материалов, используемых для изготовления как собственно главного корпуса данного ядерного реактора, так и его внутренних конструкций. The use of independent from each other and partially mechanically machined with high precision elements of the internal structures of a nuclear reactor allows for the high compactness of these internal structures, which is expressed in the possibility of reducing the diameter of the main body of a nuclear reactor in accordance with the invention and in reducing the mass of materials used for manufacturing as it is the main body of this nuclear reactor, and its internal structures.
Обеспечивается также выигрыш в габаритных размерах плиты перекрытия данного главного корпуса и в размерах всего реакторного сооружения. A gain is also ensured in the overall dimensions of the floor slab of this main building and in the dimensions of the entire reactor structure.
Возможности отделения элементов внутренних конструкций одна от другой путем простого их поднятия могут быть использованы не только для извлечения этих элементов из главного корпуса ядерного реактора, но и для обеспечения доступа к элементу, располагающемуся под элементом конструкции, подъем которого осуществляется, а также для обеспечения доступа к донной части главного корпуса данного ядерного реактора. The possibilities of separating the elements of internal structures from one another by simply lifting them can be used not only to remove these elements from the main body of the nuclear reactor, but also to provide access to the element located under the structural element, the lifting of which is carried out, as well as to provide access to the bottom of the main building of this nuclear reactor.
Изготовление с применением механической обработки на токарном станке опорных поверхностей различных конструктивных элементов ядерного реактора в соответствии с изобретением позволяет не только обеспечить высокоточное вставление элементов внутренних конструкций друг в друга, но и обеспечить также герметичность по отношению к утечкам из ядерного реактора без использования уплотнительных прокладок или других специальных герметизирующих элементов. The manufacture, using machining on a lathe, of the supporting surfaces of various structural elements of a nuclear reactor in accordance with the invention allows not only to ensure high-precision insertion of elements of internal structures into each other, but also to ensure tightness against leaks from a nuclear reactor without the use of gaskets or other special sealing elements.
Предлагаемое изобретение не ограничивается описанным выше вариантом его практической реализации. Так, например, можно предположить использование внутренних конструкций, имеющих форму, отличную от той, которая была описана здесь, и содержащих иные опорные средства. The present invention is not limited to the above-described embodiment of its practical implementation. So, for example, we can assume the use of internal structures having a shape different from the one described here, and containing other supporting means.
Данное изобретение в общем случае может быть применено к любам ядерным реакторам на быстрых нейтронах интегрального типа вне зависимости от числа используемых в данном случае первичных циркуляционных насосов или промежуточных теплообменников, введенных в главный корпус данного ядерного реактора. The present invention can generally be applied to any integral type fast nuclear reactor, irrespective of the number of primary circulation pumps or intermediate heat exchangers used in this case introduced into the main body of the given nuclear reactor.
Claims (21)
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR9407671A FR2721746B1 (en) | 1994-06-22 | 1994-06-22 | Integrated type fast neutron nuclear reactor with removable internal structural elements. |
FR9407671 | 1994-06-22 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU95109917A RU95109917A (en) | 1997-12-27 |
RU2153708C2 true RU2153708C2 (en) | 2000-07-27 |
Family
ID=9464526
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU95109917/06A RU2153708C2 (en) | 1994-06-22 | 1995-06-21 | Integrated fast reactor |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP3188379B2 (en) |
FR (1) | FR2721746B1 (en) |
RU (1) | RU2153708C2 (en) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2538184C2 (en) * | 2009-12-08 | 2015-01-10 | Арева Нп | Motor stand of main motor pump for water-to-water power nuclear reactor |
RU2756231C1 (en) * | 2021-03-15 | 2021-09-28 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Nuclear reactor with liquid-metal coolant |
RU2798478C1 (en) * | 2022-12-27 | 2023-06-23 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Integrated nuclear reactor with liquid metal coolant |
WO2024144418A1 (en) * | 2022-12-27 | 2024-07-04 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Integral-type liquid metal-cooled nuclear reactor |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US7881420B2 (en) * | 2004-06-04 | 2011-02-01 | General Electric Company | Method and apparatus for reducing vibration in component of a nuclear reactor |
FR2925972B1 (en) * | 2007-12-28 | 2010-01-01 | Areva Np | FAST NEUTRON NUCLEAR REACTOR |
FR3080704A1 (en) * | 2018-04-27 | 2019-11-01 | Framatome | NUCLEAR REACTOR COMPRISING AN ANNULAR CHANNEL |
CN110211712A (en) * | 2019-06-18 | 2019-09-06 | 上海阿波罗机械股份有限公司 | A kind of vertical mixed flow pump for lead bismuth reactor-loop |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1303055A (en) * | 1969-08-13 | 1973-01-17 | ||
US4001079A (en) * | 1975-08-15 | 1977-01-04 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Thermal baffle for fast-breeder reacton |
US4326920A (en) * | 1979-04-23 | 1982-04-27 | Electric Power Research Institute, Inc. | Nuclear reactor including a reactor vessel and technique for supporting the latter |
FR2499753B1 (en) * | 1981-02-09 | 1985-10-31 | Jeumont Schneider | CONNECTING ELEMENT BETWEEN A PRIMARY PUMP AND THE DISCHARGE CONDUIT FOR POOL-TYPE SUPERGENERATOR |
FR2508225A1 (en) * | 1981-06-19 | 1982-12-24 | Novatome | DEVICE FOR CONNECTION BETWEEN THE PRIMARY PUMP DELIVERY DUCT AND A SOLIDARITY CONDUIT OF THE HEART SUPPORT OF A QUICK-NEUTRON NUCLEAR REACTOR |
FR2541496A1 (en) * | 1983-02-22 | 1984-08-24 | Commissariat Energie Atomique | FAST NEUTRON NUCLEAR REACTOR WITH LONG INTERNAL STRUCTURE |
JPS59168392A (en) * | 1983-03-16 | 1984-09-22 | 財団法人 電力中央研究所 | Tank type fast breeder |
JPH04140693A (en) * | 1990-09-29 | 1992-05-14 | Toshiba Corp | Tank type nuclear reactor |
FR2680597B1 (en) * | 1991-08-20 | 1993-11-26 | Framatome | INTERNAL STRUCTURE OF A FAST NEUTRAL NUCLEAR REACTOR. |
-
1994
- 1994-06-22 FR FR9407671A patent/FR2721746B1/en not_active Expired - Fee Related
-
1995
- 1995-06-21 RU RU95109917/06A patent/RU2153708C2/en not_active IP Right Cessation
- 1995-06-22 JP JP15636095A patent/JP3188379B2/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2538184C2 (en) * | 2009-12-08 | 2015-01-10 | Арева Нп | Motor stand of main motor pump for water-to-water power nuclear reactor |
RU2756231C1 (en) * | 2021-03-15 | 2021-09-28 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Nuclear reactor with liquid-metal coolant |
WO2022197205A1 (en) * | 2021-03-15 | 2022-09-22 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Nuclear reactor with a liquid metal coolant |
RU2798478C1 (en) * | 2022-12-27 | 2023-06-23 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Integrated nuclear reactor with liquid metal coolant |
WO2024144418A1 (en) * | 2022-12-27 | 2024-07-04 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Integral-type liquid metal-cooled nuclear reactor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2721746A1 (en) | 1995-12-29 |
FR2721746B1 (en) | 1996-09-27 |
JP3188379B2 (en) | 2001-07-16 |
JPH0815468A (en) | 1996-01-19 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2099801C1 (en) | Nuclear reactor plant with core holding device and method for external core cooling by natural circulating water | |
US4216821A (en) | Pump/heat exchanger | |
US4508677A (en) | Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof | |
US4847038A (en) | Procedure for complete replacement of a steam generator of a pressurized water nuclear reactor | |
JPS5949559B2 (en) | fast reactor | |
RU2153708C2 (en) | Integrated fast reactor | |
US5205038A (en) | Method of replacing a tube on a straight-tube heat exchanger | |
US20200388411A1 (en) | Nuclear steam supply system | |
US5229067A (en) | Liquid metal cooled nuclear reactor | |
US20070121776A1 (en) | System and method for multiple usage tooling for pressurized water reactor | |
US7878159B2 (en) | Steam generator and method of adjusting flow resistance of cooling water in steam generator | |
JP3139856B2 (en) | Tube heat exchanger | |
US11935663B2 (en) | Control rod drive system for nuclear reactor | |
US4788031A (en) | Concrete reactor pressure vessel for a gas cooled nuclear reactor of low capacity | |
CA1040751A (en) | Nuclear reactor discharge nozzle and inlet conduit | |
US5729581A (en) | Core shroud, in particular for cladding a reactor core in a boiling-water nuclear reactor and a method for repairing a core shroud | |
US3537420A (en) | Nuclear reactor with integrated heat exchangers | |
JP3425262B2 (en) | Jet pump sealing device and jet pump inspection and repair method using the same | |
RU95109917A (en) | NUCLEAR REACTOR ON FAST NEUTRONS INTEGRAL TYPE | |
US6125159A (en) | Canopy seal clamp assembly and method of installation | |
US5227126A (en) | Internal structure for a fast neutron nuclear reactor | |
JP3425217B2 (en) | Sealing device for repairing pressure vessel penetration housing | |
US20240266081A1 (en) | Nuclear fuel core and methods of fueling and/or defueling a nuclear reactor, control rod drive system for nuclear reactor, shutdown system for nuclear steam supply system, nuclear reactor shroud, and/or loss-of-coolant accident reactor cooling system | |
RU2798478C1 (en) | Integrated nuclear reactor with liquid metal coolant | |
CN219872889U (en) | Main equipment modeling structure for nuclear power plant containment system experiment |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PC4A | Invention patent assignment |
Effective date: 20050225 |
|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20050622 |