система перегрузки реактора с жидкометаллическим теплоносителем

Формула изобретения

1. Система перегрузки реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащая большую поворотную пробку, установленную концентрично неподвижной крышке реактора, и малую поворотную пробку, установленную на большой поворотной пробке эксцентрично последней, элеватор с кареткой, имеющей гнездо, перегрузочный канал, отличающаяся тем, что перегрузочный канал выполнен в большой поворотной пробке, ось которого расположена в плоскости, проходящей через центры большой и малой поворотных пробок, и на расстоянии, наиболее удаленном от центра большой поворотной пробки в сторону, противоположную центру малой поворотной пробки.

2. Система перегрузки по п.1, отличающаяся тем, что каретка элеватора снабжена дополнительным гнездом для размещения элементов активной зоны.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.

Известна система перегрузки реактора, содержащая большую поворотную пробку, расположенную на неподвижной крышке реактора концентрично, и малую поворотную пробку, расположенную на большой поворотной пробке, эксцентрично ей, перегрузочный канал, размещенный в малой поворотной пробке и служащий для наведения на элементы активной зоны, которые извлекаются через него перегрузочной машиной или контейнером, (см. реактор БОР-60 "Атомная энергия", 1966 декабрь, т.21 Вып.6 с.450-461).

Недостатком данной системы перегрузки является необходимость работы захвата перегрузочной машины в среде жидкого металла и среде защитного газа попеременно, что приводит к снижению надежности работы захвата и необходимости периодической очистки захвата от окислов жидкого металла, что приводит к увеличению времени перегрузки реактора.

Известна система перегрузки реактора, содержащая большую и малую поворотные пробки, эксцентричные относительно друг друга, механизм перегрузки, установленный на малой поворотной пробке и служащий для внутриреакторной перестановки элементов активной зоны, элеватор с кареткой, содержащей гнездо и служащий для перемещения элементов активной зоны между нижним и верхним положениями перегрузочный канал, расположенный в неподвижной крышке реактора, через который захват внереакторной перегрузочной машины осуществляет перегрузку элементов активной зоны между гнездом элеватора и внереакторным хранилищем. Механизмом перегрузки элемент активной зоны устанавливается в гнездо элеватора, расположенное в нижнем положении, и элеватором производится подъем элемента активной зоны в верхнее положение таким образом, чтобы головка элемента активной зоны выступала над уровнем теплоносителя, а ось симметрии гнезда элеватора совпала с осью симметрии перегрузочного канала. Перегрузочной машиной осуществляется подъем элемента активной зоны через перегрузочный канал из реактора и установка во внереакторное хранилище. Загрузка элементов активной зоны в реактор производится в обратной последовательности. Данная система имеет преимущество перед вышеприведенной в том, что при перегрузке захват перегрузочной машины не погружается в жидкий теплоноситель, а захватывает элемент активной зоны за головку, находящуюся в среде инертного газа. (см. БН-350 ж. "Атомная энергия" 1966 декабрь, т.21, вып.6).

Недостатками данной системы перегрузки являются большие габаритные размеры корпуса реактора из-за расположения перегрузочного канала в неподвижной части крышки реактора. К недостаткам можно отнести и большой угол наклона оси элеватора относительно вертикали, что приводит к снижению надежности в работе реактора, а также применение специальной оснастки для перегрузки сборок с меньшими габаритами (например, стержней СУЗ), (а.с.№440968 от 28.09.71, публ. 15.07.84).

Технической задачей предлагаемого изобретения является создание системы перегрузки, позволяющей максимально уменьшить габаритные размеры корпуса реактора, повысив при этом надежность работы системы перегрузки, оптимизировать цикл перегрузки элементов активной зоны реактора.

Задача решается тем, что перегрузочный канал системы перегрузки реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащей большую поворотную пробку, установленную концентрично неподвижной крышке реактора, и малую поворотную пробку, установленную на большой поворотной пробке эксцентрично последней, элеватор с кареткой, имеющей гнездо, выполнен в большой поворотной пробке таким образом, что ось симметрии перегрузочного канала расположена в плоскости, проходящей через центры большой и малой поворотных пробок, на расстоянии, наиболее удаленном от центра большой поворотной пробки в сторону, противоположную центру малой поворотной пробки, а каретка элеватора может быть снабжена дополнительным гнездом для размещения элементов активной зоны.

Выполнение перегрузочного канала в большой поворотной пробке позволяет уменьшить диаметр корпуса реактора и уменьшить угол отклонения оси элеватора от вертикали. Введение дополнительного гнезда создает возможность оптимизации цикла перегрузки, и система будет иметь дублирующее звено. Все это повышает надежность системы в целом.

Сущность изобретения поясняется чертежами,

где на фиг.1 схематично показан продольный разрез корпуса реактора с расположенными в нем элементами системы перегрузки;

на фиг.2 схематично показан вид сверху на корпус реактора с расположением элементов системы перегрузки относительно друг друга;

на фиг.3 схематично показано расположение гнезд элеватора относительно друг друга.

Система перегрузки включает в себя большую 1 и малую 2 поворотные пробки с эксцентриситетом "Э", механизм перегрузки 3, расположенный на малой поворотной пробке 2, элеватор 4, расположенный на неподвижной части крышки корпуса 5 реактора, перегрузочный канал 6, выполненный на большой поворотной пробке. Канал выполнен так, что его ось расположена в плоскости 1-1, проходящей через центр 0₂ большой и 0₁ малой поворотной пробок. Ось канала расположена на расстоянии наиболее удаленной от центра 0₂ большой поворотной пробки в сторону, противоположную центру 0₁ малой поворотной пробки. Подвижная часть - каретка 7 элеватора 4 снабжена гнездом 8, служащим для транспортировки элементов активной зоны 9. Каретка 7 элеватора 4 может быть снабжена вторым (дополнительным) гнездом 8, расположенным, например, зеркально первому (имеющемуся) гнезду 8 относительно оси симметрии каретки.

Работа системы перегрузки осуществляется следующим образом.

После перевода реактора из рабочего режима в режим перегрузки вращением поворотных пробок 1 и 2 наводят механизм перегрузки 3 на подлежащий замене элемент активной зоны 9. Механизм перегрузки 3 извлекает элемент активной зоны 9 и под слоем теплоносителя посредством вращения поворотных пробок 1 и 2 производится наведение механизма перегрузки 3 с элементом активной зоны 9 на гнездо 8 элеватора 4.

После загрузки гнезда 8 элеватора 4 производится подъем элеватором 4 элемента активной зоны 9 в положение перегрузки таким образом, чтобы головка элемента активной зоны 9 выступала над уровнем теплоносителя, а ось симметрии гнезда 8 элеватора 4 совпала с радиусом, на котором находится ось симметрии перегрузочного канала 6. Вращение поворотных пробок 1 и 2 перегрузочной канал 6 наводится на гнездо 8 элеватора 4, после чего производится извлечение отработавшего элемента активной зоны 9 из гнезда 8 элеватора 4 через перегрузочный канал 6 внереакторной перегрузочной машиной (на чертеже не показана).

Загрузка свежих элементов активной зоны 9 производится в обратной последовательности.

При выполнении в каретке 7 элеватора 4 второго гнезда 8 после установки элемента активной зоны 9 в первое гнездо 8 осуществляется доставка второго элемента активной зоны 9 во второе гнездо 8 элеватора 4.

Замена элемента активной зоны 9 из второго гнезда 8 элеватора 4 и загрузка свежих элементов производится аналогичным способом.

Второе гнездо 8 каретки 7 элеватора 4 может быть также использовано и оборудовано как резервное или как гнездо для перегрузки сборок активной зоны 9 с отличающимися от стандартных тепловыделяющих сборок габаритами.

Выполнение системы перегрузки предложенным образом позволяет создать реактор с надежной внутриреакторной перегрузкой элементов активной зоны, обеспечивающей оптимизацию цикла перегрузки, элементов активной зоны, с уменьшением габаритов корпуса реактора.