внутренний блок ядерного реактора

Формула изобретения

1. Внутренний блок ядерного реактора, содержащий обечайку, прикрепленные к ней перфорированные плиты - верхнюю, среднюю и нижнюю, а также стержни-поглотители, расположенные в пространстве между тепловыделяющими сборками, проходящие через отверстия в средней плите и объединенные с помощью траверс, перемещающихся по направляющим, установленным между верхней и средней плитами, отличающийся тем, что нижние концы стержней зафиксированы в своем перфорированном листе, прикрепленном к ним с обеспечением зазоров в соединениях и перемещающемся со стержнями между средней и нижней плитами с направлением не менее чем по двум трубам, которые установлены между ними с возможностью замены во время перегрузки топлива в ядерном реакторе.

2. Внутренний блок ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что трубы, установленные между средней и нижней плитами, выполнены в виде продолжения направляющих траверс.

3. Внутренний блок ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что трубы, установленные между средней и нижней плитами, выполнены в виде утолщенных кожуховых труб отдельных тепловыделяющих сборок.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к конструкциям внутренних блоков водо-водяных ядерных реакторов, используемых в ядерных установках АЭС малой мощности или другого назначения.

Известен внутренний блок ядерного реактора, содержащий обечайку, прикрепленные к ней плиты - верхнюю, среднюю и нижнюю, перфорированные для установки в них тепловыделяющих сборок (ТВС), а также стержни-поглотители нейтронов, расположенные в пространстве между ТВС, проходящие через отверстия в средней плите и являющиеся органами системы управления реактором, Стержни-поглотители объединены в несколько групп с помощью траверс, к которым верхние концы стержней крепятся шарнирно. Траверсы перемещаются по направляющим трубам, установленным между верхней и средней плитами. В пределах активной зоны все стержни находятся в защитных трубах, в которых они перемещаются. Трубы установлены между средней и нижней плитами и выполнены из циркониевого сплава, обладающего малым сечением поглощения тепловых нейтронов (см., например, журнал "Морской флот", 10, 1989 г., стр.34, рис.2).

Недостатком конструкции является то, что трубы из циркониевого сплава при работе в условиях водо-водяного реактора подвержены коррозионному поражению, наводораживанию и радиационному росту, следствием чего являются обрастание их продуктами коррозии, образование трещин и искривление после определенного периода эксплуатации. Все это вызывает постепенное увеличивание усилий, необходимых для перемещения групп стержней из-за увеличения сил трения между стержнями и трубами и, в конечном итоге, может привести к заклиниванию групп стержней, что является нарушением условий обеспечения ядерной безопасности установки.

Таким образом, трубы из циркониевого сплава, направляющие перемещение стержней в активной зоне и являющиеся незаменяемыми элементами внутреннего блока, ограничивают ресурс надежной и безопасной его работы и определяют необходимость и периодичность трудоемкой и дорогостоящей операции замены блока в процессе эксплуатации реактора.

Известен также внутренний блок ядерного реактора, содержащий обечайку, плиты и установленные между ними ТВС, в которых размещаются стержни-поглотители системы управления реактором, объединенные в группы в каждой ТВС с помощью траверс. Перемещение стержней в ТВС происходит в направляющих каналах-трубах, выполненных из нержавеющей стали, значительно меньше подверженной в условиях реактора коррозии, наводораживанию и радиационному росту, чем циркониевые сплавы (см., например, книгу "Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов", книга 1. - М.: Атомэнергоиздат, 1995 г., стр.15, 184, 185).

Недостатком конструкции является наличие в активной зоне ядерного реактора большого количества конструктивных элементов из нержавеющей стали, что требует увеличенной загрузки ядерного топлива для компенсации паразитного захвата тепловых нейтронов, поскольку сечение поглощения тепловых нейтронов у нержавеющей стали в несколько раз больше, чем у циркониевых сплавов. Это отрицательно влияет на экономические показатели установки в целом.

Анализ показывает, что указанный первым внутренний блок ядерного реактора является прототипом для предлагаемого технического решения, поскольку имеет с ним наибольшее число сходных существенных признаков.

Задачей изобретения является повышение надежности, в том числе ресурса внутреннего блока ядерного реактора, и улучшение экономических показателей установки за счет уменьшения числа его замен за весь срок службы реактора путем обеспечения направления при перемещении стержней в активной зоне без использования защитных труб.

Для этого в известном внутреннем блоке, содержащем обечайку, прикрепленные к ней перфорированные плиты - верхнюю, среднюю и нижнюю, а также стержни-поглотители, расположенные в пространстве между тепловыделяющими сборками, проходящие через отверстия в средней плите и объединенные в несколько групп с помощью траверс, перемещающихся по направляющим, установленным между верхней и средней плитами, нижние концы стержней каждой группы или отдельных групп зафиксированы в своем перфорированном листе, прикрепленном к ним с обеспечением зазоров в соединениях и перемещающемся со стержнями между средней и нижней плитами с направлением не менее чем по двум трубам, которые установлены между ними с возможностью замены во время перегрузки топлива в ядерном реакторе.

Трубы, установленные между средней и нижней плитами, могут быть выполнены в виде продолжения направляющих для траверс.

Трубы, установленные между средней и нижней плитами, могут быть выполнены в виде утолщенных кожуховых труб отдельных тепловыделяющих сборок.

Материал труб - циркониевый сплав или нержавеющая сталь.

Изобретение поясняется чертежами, на которых изображены:

на фиг.1 - продольный разрез внутреннего блока реактора;

на фиг.2 - сечение А-А фиг.1,

на фиг.3 - узел Б фиг, 1;

на фиг.4 - сечение В-В фиг.2 (вариант выполнения изобретения).

Внутренний блок ядерного реактора содержит обечайку 1, прикрепленные к ней перфорированные плиты - верхнюю 2, среднюю 3 и нижнюю 4, в которые устанавливаются ТВС 5. В пространстве между ними размещаются стержни-поглотители 6, проходящие через отверстия в средней плите 3. Верхними концами стержни 6 с помощью шарнирных соединений 7 крепятся к подвижным траверсам 8, образуя с ними функциональные группы. Траверсы 8 перемещаются по направляющим трубам 9, в которые также устанавливаются ТВС 5. Все стержни 6 каждой группы или отдельных групп нижними концами фиксируются в отверстиях своего перфорированного листа 10, который крепится на стержнях 6 гайками 11 с обеспечением зазоров "а" и "б" в соединениях. Каждый перфорированный лист 10 перемещается не менее чем по двум трубам 12, установленным между средней 3 и нижней 4 плитами. Трубы 12 могут быть выполнены в виде продолжения направляющих 9 (см. фиг. 1) или в виде утолщенных кожуховых груб 13 отдельных (специальных) ТВС 14 (см. фиг.4). Соединение группы стержней 6 с приводом осуществляется с помощью штока 15.

При работе реактора группы стержней 6 перемещаются в активной зоне между ТВС 5. Благодаря наличию зазоров "а" и "б" в соединениях перфорированного листа 10 со стержнями 6, а также шарнирным соединением 7 стержней 6 с траверсой 8, исключается жесткая связь листа 10 с траверсой 8 и обеспечивается его самоустановка на направляющих трубах 12, что снижает нагрузки в местах контакта листа 10 с трубами 12 и уменьшает силы трения в этих парах в рабочих условиях, Это, в свою очередь, снижает усилие, необходимое для перемещения группы, и уменьшает вероятность ее заклинивания.

Таким образом, предлагаемое решение позволяет повысить надежность и увеличить ресурс внутреннего блока ядерного реактора.