RU2730170C2

RU2730170C2 - Ядерный реактор со стержнями управления и отключения, внешними относительно активной зоны и ее поддерживающих конструкций

Info

Publication number: RU2730170C2
Application number: RU2018141202A
Authority: RU
Inventors: Лучано ЧИНОТТИ
Original assignee: Хайдромайн Ньюклеар Энерджи С.А.Р.Л.
Priority date: 2016-05-04
Filing date: 2017-05-04
Publication date: 2020-08-19
Also published as: WO2017191598A1; CN109478433A; EP3469597A1; US11101046B2; RU2018141202A; KR20190004777A; CN109478433B; ITUA20163717A1; RU2018141202A3; EP3469597B1; CA3022371A1; WO2017191598A8; KR102416291B1; SA518400362B1; CA3022371C; US20200328000A1; JP2019516973A; MX2018013292A; JP6998887B2

Abstract

Изобретение относится к ядерному реактору (1). Реактор содержит корпус (2), закрытый сверху радиально наружной закрепленной закрывающей конструкцией (3) и радиально внутренней подвижной закрывающей конструкцией (4) и содержащий активную зону (5), погруженную в первичную охлаждающую текучую среду (F) и содержащую топливные элементы (11) и стержни (18) управления и отключения, и гидравлическую разделительную конструкцию (6), разделяющую горячий коллектор (7) и холодный коллектор (8), в которых циркулирует первичная жидкость (F). Причем стержни (18а) управления и стержни (18b, 18с) отключения вставлены в соответствующие проходы (19а, 19b, 19с) закрепленной закрывающей конструкции (3) и, следовательно, расположены радиально снаружи подвижной закрывающей конструкции (4) и снаружи верхней части (17) разделительной конструкции (6), содержащей соответствующие головки (15) топливных элементов (12). Техническим результатом является повышение надежности работы реактора 5 з.п. ф-лы, 8 ил.

Description

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ, К КОТОРОЙ ОТНОСИТСЯ ИЗОБРЕТЕНИЕ

Настоящее изобретение относится к ядерному реактору.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

В современной практике ядерные реакторы включают в себя активную зону, расположенную в нижней части основного корпуса реактора, погруженную в первичную текучую среду и образованную из топливных элементов, опирающихся на поддерживающую решетку или подвешенных к верхней части. Кроме того, между топливными элементами помещают стержни управления реактором; лишь в быстрых реакторах малого и среднего размера стержни управления расположены на периферии активной зоны внутри самой внутренней коронки отражающих/экранирующих элементов. Как правило, стержни управления заменяются с помощью того же средства замены, которое используется для замены топливных элементов, и, чтобы избежать взаимных помех между упомянутыми средствами, перед заправкой необходимо отсоединить их от их приводного элемента.

В патентной заявке GE2015A000036, с гидравлической конструкцией разделения в виде амфоры, исключены коронки экранирующих элементов, но ничего не сказано о расположении стержней управления и обращении с ними во время операций по заправке, поэтому применяются способы, известные из уровня техники.

РАСКРЫТИЕ СУЩНОСТИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Объектом настоящего изобретения является ядерный реактор, который устраняет отмеченные недостатки известных решений и имеет дополнительные преимущества в части конструкции и безопасности.

Поэтому настоящее изобретение относится к ядерному реактору, как определено в пункте 1 прилагаемой формулы изобретения с дополнительными характеристиками и конфигурациями оборудования, определенными в зависимых пунктах.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Изобретение описано в следующем, не ограничивающем варианте осуществления, со ссылкой на прилагаемые чертежи, на которых:

- фиг. 1 представляет общий схематический вид в продольном разрезе ядерного реактора согласно изобретению;

- фиг. 2 представляет собой схематический вид сверху, который показывает расположение основных компонентов относительно оси реактора с фиг. 1;

- фиг. 3 представляет схематический вид в продольном разрезе части реактора с фиг. 1, включающей в себя первый стержень отключения;

- фиг. 4 и 5 представляют схематические виды в продольном разрезе еще одной части реактора с фиг. 1, включающей в себя второй стержень отключения, показанный в соответствующих рабочих положениях;

- фиг. 6а, 6b, 6с представляют увеличенные детали с фиг. 4 и 5.

ОСУЩЕСТВЛЕНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В соответствии с фиг. 1, показывающей, в частности, ядерный реактор 1, охлаждаемый жидким металлом или расплавом солей, ядерный реактор 1 содержит корпус 2 по существу в форме чаши или бассейна, радиально наружную закрепленную закрывающую конструкцию 3 и радиально внутреннюю подвижную закрывающую конструкцию 4, расположенную над корпусом 2 с закрепленной закрывающей конструкцией 3, расположенной радиально снаружи и вокруг подвижной закрывающей конструкции 4. Подвижная закрывающая конструкция 4 представляет собой компонент, состоящий из различных элементов, таких как множество вращающихся втулок, одновременно образующих часть средства переноса топлива и первичных защитных конструкций, известных из уровня техники и поэтому подробно не описанных.

Корпус 2 содержит активную зону 5 и гидравлическую разделительную конструкцию 6, разделяющую горячий коллектор 7 и холодный коллектор 8, в которых циркулирует первичная охлаждающая текучая среда F для охлаждения активной зоны 5. Первичная текучая среда F имеет свободную поверхность, которая при нормальной работе реактора 1 находится на разных уровнях H1, Н2 в коллекторах 7, 8. Внутри корпуса 2 размещены циркуляционные насосы 9 для обеспечения циркуляции первичной текучей среды F, в дополнение к теплообменникам 10, через которые первичная текучая среда F протекает для передачи энергии, вырабатываемой в активной зоне 5, к вторичной текучей среде, и другие компоненты, которые известны и не проиллюстрированы. Следует понимать, что циркуляционные насосы 9 первичной текучей среды F и теплообменники 10 также могут быть расположены вне корпуса 2.

Гидравлическая разделительная конструкция 6 предпочтительно имеет форму амфоры согласно решению, известному из патентной заявки GE2015A0000330, и подвешена к внешней неподвижной закрывающей конструкции 3 корпуса 2.

Подвижная закрывающая конструкция 4 помещена над активной зоной 5 вдоль центральной оси реактора 1, а закрепленная закрывающая конструкция 3 помещена, по отношению к центральной оси реактора 1, радиально внешне к и вокруг подвижной закрывающей конструкции 4, которая поэтому является радиально внутренней относительно радиально внешней закрепленной закрывающей конструкции 3. Другими словами, подвижная закрывающая конструкция 4 и закрепленная закрывающая конструкция 3 являются соответственно радиально внутренней и радиально внешней по отношению к центральной оси реактора 1 и активной зоне 5.

В соответствии также с фиг. 2-5, активная зона 5 содержит множество топливных элементов 11, которые имеют соответствующие действующие участки 12 и соответствующие вспомогательные участки 13; в частности, вспомогательный участок 13 каждого топливного элемента 11 содержит основание 14 и головку 15, расположенные, соответственно, внизу и наверху топливного элемента 11, и соединительный шток 16, соединяющий активную часть 12 и головку 15.

Через головки 15 топливных элементов 11, заключенные в окружности в верхней части 17 разделительной конструкции 6, осуществляется ее механическое соединение с внешней закрепленной закрывающей конструкцией 3. Верхняя часть 17 разделительной конструкции 6 содержит наверху также внутреннюю подвижную закрывающую конструкцию 4.

Реактор отличается наличием трех различных типов стержней 18а управления и стержней 18b, 18с отключения, вставленных в соответствующие проходы 19а, 19b, 19с внешней закрепленной закрывающей конструкции 3, и, следовательно, расположенных снаружи внутренней подвижной закрывающей конструкции 4 и снаружи верхней части 17 разделительной конструкции 6, и повторно входящих ниже в разделительную конструкцию 6 через соответствующие каналы 20а, 20b, 20с, связывающие радиально расширенную нижнюю часть 21 упомянутой разделительной конструкции 6, и проходящих над свободным уровнем Н2 холодного коллектора 8. Стержни 18а управления и стержни 18b, 18с отключения проходят вниз в непосредственной близости от активной зоны 5, при этом соответствующие концевые части 22а, 22b, 22с снабжены соответствующими поглотителями 23а, 23b, 23с.

Стержни 18а выполняют функцию управления реактором посредством вращения с помощью привода вокруг оси А управляющего механизма 30а для приведения соответствующих поглотителей 23а из положения 24, удаленного от действующей части 12 активной зоны 5, в максимально близкое положение 25 через промежуточные положения 26.

Стержни 18b выполняют функцию отключения реактора путем поступательного перемещения вдоль соответствующих осей В для приведения соответствующих поглотителей 23b из более высокого положения на максимальном расстоянии от действующей части 12 активной зоны 5 в положение, обращенное к ней в максимальной близости. Упомянутое поступательное перемещение вдоль соответствующих осей В может быть выполнено с помощью управляющего механизма 30b с перемещением посредством привода или с высвобождением и опусканием под действием силы тяжести по известным технологиям.

Стержни 18с выполняют функцию отключения реактора путем поступательного перемещения вдоль соответствующих осей С, чтобы перевести соответствующие поглотители 23с из нижнего положения 26, в котором они обращены к основанию 14, на максимальном расстоянии от действующей части 12 активной зоны 5, в верхнее положение 27, в котором они обращены к действующей части 12 активной зоны 5 и расположены максимально близко к ней.

Стержни 18с отключения, предназначенные для применения в реакторах с высокой плотностью первичного теплоносителя, снабжены поплавком 28, состоящим из цилиндрического корпуса 29, содержащего внутри газ, и определяющим, по мере изменения уровня H1 в горячем коллекторе 7, положение поглотителя 23с по отношению к действующей части 12 активной зоны 5, в состоянии отсоединения от управляющего механизма 30с.

В соответствии также с фиг. 6а, 6b и 6с, стержень 18с отключения снабжен невозвратным устройством 31, состоящим из множества рычагов 32, которые, под воздействием упругого элемента 33 сцепляются с имеющим пилообразную форму внутренним профилем 34 цилиндрического канала 35, в котором ходит стержень 18с отключения.

Захват 36, известный в данной области техники, являющийся частью управляющего устройства 30с, также известного в данной области техники, может поступательно перемещаться вдоль оси С стержня 18с отключения и, за счет более длинного хода внешней стойки 37 по отношению к внутренней стойке 38 и взаимодействия кулачков 39 и защелок 40 управляющего устройства 30с, входить в зацепление с головкой 41 стержня 18с отключения с возможностью перемещения в направлении вершины последнего.

В соответствии также с фиг. 6с продолжение хода внешней стойки 37 относительно находящейся внутри нее стойки 38 позволяет профилированному концу 42 захвата 36 воздействовать на верхний внутренний профиль 43 рычагов 32, освобождая их от сцепления с пилообразным внутренним профилем 34 цилиндрического канала 35, также обеспечивая контролируемое вертикальное продвижение стержня 18с отключения.

Из вышесказанного очевидны следующие преимущества настоящего изобретения.

Опора стержней 18а управления и стержней 18b и 18с отключения на внешнюю сторону подвижной внутренней закрывающей конструкции 4 и на внешнюю сторону активной зоны 5 гарантирует полную механическую развязку между активной зоной 5 реактора и стержнями 18а управления и стержнями 18b и 18с отключения, и, в частности, тепловые расширения или вздутия топливных элементов в условиях нейтронного облучения не мешают перемещению стержней.

Заправка топлива может выполняться без необходимости разъединения управляющих механизмов 30а, 30b, 30с со стержнями 18а управления и стержнями 18b и 18с отключения, так что имеется возможность перемещать подвижную закрывающую конструкцию 4, которая в традиционных решениях представляет собой опору стержней управления.

Стержни 18а управления и стержни 18b и 18с отключения не занимают места внутри активной зоны 5, которая вследствие этого может быть уменьшена в диаметре.

Отсутствие конструкционного материала стержней управления и стержней отключения внутри активной зоны 5 позволяет уменьшить количество делящегося материала внутри активной зоны.

Отсутствие позиций, предназначенных для стержней управления и отключения внутри активной зоны 5, уменьшает неоднородность активной зоны и связанные с ней градиенты мощности и температуры.

Три системы стержней 18а управления и стержней 18b и 18с отключения разграничены друг от друга.

Система 18с отключения, управляемая поплавком, позволяет отключать активную зону при повышении уровня H1 первичного теплоносителя после замедления работы циркуляционных насосов 9, независимо от причины, и поэтому представляет собой особо надежную и диверсифицированную пассивную систему отключения реактора при наличии снижения расхода первичного теплоносителя.

Система 18с отключения, управляемая поплавком, не может быть деактивирована последующим неконтролируемым ускорением первичных насосов 9 из-за невозвратного устройства 31, которое может быть деактивировано только восстановлением механического соединения между стержнем 18с отключения и его управляющим механизмом 30C.

Наконец, очевидно, что в описываемый и иллюстрируемый здесь реактор могут быть внесены многочисленные модификации и изменения, которые не выходят за пределы объема правовой охраны прилагаемой формулы изобретения.

Claims

1. Ядерный реактор (1), содержащий корпус (2), закрытый сверху радиально внешней закрепленной закрывающей конструкцией (3) и радиально внутренней подвижной закрывающей конструкцией (4), при этом корпус (2) содержит активную зону (5), погруженную в первичную охлаждающую текучую среду (F) активной зоны (5) и содержащую множество топливных элементов (11) и стержни (18) управления и отключения, и гидравлическую разделительную конструкцию (6), разделяющую горячий коллектор (7) и холодный коллектор (8), в которых циркулирует первичная охлаждающая текучая среда (F) активной зоны (5) с первой свободной поверхностью (H1) в горячем коллекторе (7), которая в процессе нормальной работы реактора (1), отличается от второй свободной поверхности (Н2) в холодном коллекторе (8); причем ядерный реактор (1) содержит циркуляционные насосы (9) для циркуляции первичной текучей среды (F) и теплообменники (10); причем ядерный реактор (1) отличается тем, что стержни (18а) управления и стержни (18b, 18с) отключения вставлены в соответствующие проходы (19а, 19b, 19с) закрепленной закрывающей конструкции (3) и, следовательно, расположены радиально снаружи подвижной закрывающей конструкции (4) и снаружи верхней части (17) разделительной конструкции (6), содержащей соответствующие головки (15) топливных элементов (12), и вставлены в радиально расширенную нижнюю часть (21) разделительной конструкции (6) через соответствующие каналы (20а, 20b, 20с), которые проходят от стенки упомянутой гидравлической разделительной конструкции (6) над свободной поверхностью (Н2) первичной текучей среды (F) в холодном коллекторе (8).

2. Ядерный реактор (1) по п. 1, в котором стержни (18а) управления и стержни (18b, 18с) отключения не имеют механических соединений с активной зоной (5) реактора.

3. Ядерный реактор (1) по п. 1, в котором стержни (18а) управления имеют форму перевернутого флажка, и посредством их вращения вокруг оси А механизмов (30а) управления обеспечена возможность изменения расстояния соответствующих поглотителей (23а) нейтронов от действующей части (12) активной зоны (5).

4. Ядерный реактор (1) по п. 1, в котором стержни (18с) отключения выполнены с возможностью приведения в действие с помощью поплавка (28), который при перемещении вниз-вверх обеспечивает расположение соответствующих поглотителей (23с) нейтронов возле действующей части (12) активной зоны при замедлении работы циркуляционных насосов (9) первичной текучей среды (F).

5. Ядерный реактор (1) по п. 4, в котором имеется невозвратное устройство (31), допускающее смещение стержней (18с) отключения вверх и блокирующее смещения вниз для предотвращения снижения в случае несвоевременного ускорения работы циркуляционных насосов (9).

6. Ядерный реактор (1) по п. 5, в котором имеется механизм (30с) управления, воздействующий сначала на головку (41) стержня (18с) отключения, а затем на невозвратное устройство (31), и позволяющий, посредством запрограммированного вмешательства, безопасное повторное приведение в действие стержней (18с) отключения и, в частности, возвращение соответствующих поглотителей (23с) в положение, наиболее удаленное от активной зоны реактора (5).