патенты / 21180

817265-- = "/"; . , . . , . . , . , , . .



. :
:
УведомлениеЭтот перевод сделан компьютером. Невозможно гарантировать, что он является ясным, точным, полным, верным или отвечает конкретным целям. Важные решения, такие как относящиеся к коммерции или финансовые решения, не должны основываться на продукте машинного перевода.
ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ GB817265A
[]
ПАТЕНТНАЯ СПЕЦИФИКАЦИЯ Дата подачи заявки и подачи полной спецификации: 22 августа 1957 г. : 22, 1957. 817,265 № 26526/57. 817,265 26526/57. Заявление подано в Соединенных Штатах Америки 19 сентября 1956 года. 19, 1956. Полная спецификация опубликована: 29 июля 1959 г. : 29 1959. Индекс при приемке: -Класс 39 ( 4), ( :2 2:2-111:2 82:2 3:2 :2 :30:4 1:4 2). :- 39 ( 4), ( :2 2:2-111:2 82:2 3:2 :2 :30:4 1:4 2). Международная классификация:- 21. :- 21. ПОЛНАЯ СПЕЦИФИКАЦИЯ Усовершенствования ядерных реакторов, СПЕЦИФИКАЦИЯ № 817,265 817,265 По распоряжению, данному в соответствии с разделом 17 (1) Закона о патентах 1949 года, настоящая заявка была подана от имени компании по адресу: 3, , , , , корпорации, организованной и существующей в соответствии с законодательством США. Содружество Пенсильвании, Соединенные Штаты Америки. 17 ( 1) 1949 ) 3, , , , , , . ПАТЕНТНОЕ БЮРО, 26 сентября 1959 г. В ядерном реакторе описанного характера изотоп, способный к делению нейтронами, такой как 23 ', 2 ' или 2 '' или их смеси, подвергается делению путем поглощения тепловых нейтронов с В общем, реактор состоит из ряда топливных элементов из делящегося материала, например природного или обогащенного урана, заключенных в подходящую защитную оболочку. Топливо элементы расположены в замедляющем нейтроны материале, который замедляет быстрые нейтроны, образующиеся при делении каждого атома, до уровней их тепловой энергии, на которых нейтроны наиболее эффективно вызывают деление внутри урана или другого атомного топлива. Замедляющий материал называется замедлителем нейтронов и предпочтительно состоит из вещества, имеющего характеристики относительно небольшого сечения нейтронно-физического захвата и относительно большого сечения рассеяния. Тепло, выделяемое в результате цепной реакции, обычно удаляется путем прохождения подходящего теплоносителя через активную зону реактора в процессе теплообмена с топливом. элементы, расположенные в нем. , 26th , 1959 - 23 ', 2 ' 2 '' , - , , , . Хотя ядерный реактор, являющийся предметом настоящего изобретения, будет описан в первую очередь в его устройствах, адаптированных для целей замены в нем атомного топлива. предыдущие реакторы ограничивали процент выгорания атомного топлива, достижимого в этих реакторах. Сами топливные элементы 65 обычно собирались в пучок с помощью кропотливых процессов сварки, что еще больше увеличивало затраты, сложность и навыки, необходимые при изготовлении в активных зонах реакторов предшествующего уровня. 70 обширные контакты оператора с радиоактивными материалами, с которыми приходилось сталкиваться при изготовлении активных зон предшествующих реакторов, значительно увеличивали радиоактивную опасность для персонала, занятого сборкой реакторов 75 Предыдущие реакторы описанного характера страдали еще одним недостатком, заключающимся в том, что не было никаких эффективных средств. предусмотрена компенсация возмущений нейтронно-физического потока, возникающих внутри реактора 80 при выводе стержней управления относительно активной зоны реактора. Таким образом, вывод стержней управления, связанных с предыдущими реакторами, приводил к неравномерной плотности нейтронно-физического потока внутри активной зоны реактора 85. , который действует для уменьшения процента выгорания атомного топлива, достижимого в противном случае, и имеет тенденцию создавать неравномерный нагрев или горячие точки внутри активной зоны реактора. В результате срок службы активных зон предыдущих реакторов составлял 90 ПАТЕНТНАЯ СПЕЦИФИКАЦИЯ 3/6 1285011 ( 19)/3844 150 9/59 , 65 , , , 70 75 80 , 85 , 90 Дата подачи заявки и подачи полной спецификации: 22 августа 1957 г. : 22, 1957. 817,265 № 26526157. 817,265 26526157. Заявление подано в Соединенных Штатах Америки 19 сентября 1956 года. 19, 1956. Полная спецификация опубликована: 29 июля 1959 г. : 29, 1959. Индекс при приемке: -Класс 39 ( 4), (:2 2:2 1:2 2:203:2 :2 :3 :4 :4 2). :- 39 ( 4), (:2 2:2 1:2 2:203:2 :2 :3 :4 :4 2). Международная классификация:- 21. :- 21. ПОЛНАЯ СПЕЦИФИКАЦИЯ Усовершенствования в ядерных реакторах или в отношении них Мы, , 40 , 5, , Соединенные Штаты Америки, корпорация, организованная и действующая в соответствии с законодательством штата Делавэр, в указанных Соединенных Штатах. Штаты Америки настоящим заявляем, что изобретение, на которое мы молимся, чтобы нам был выдан патент, и метод, с помощью которого оно должно быть реализовано, должны быть подробно описаны в следующем заявлении: , , 40 , 5, , , , , , , , :- Настоящее изобретение относится к ядерным реакторам, а более конкретно к реактору с водой под давлением, приспособленному для эксплуатации либо для испытаний, либо для энергетических целей. , . В ядерном реакторе описанного характера делящийся нейтронами изотоп, такой как 233, 235 или 2", или их смеси подвергается делению путем поглощения тепловых нейтронов, в результате чего возникает самоподдерживающаяся цепная реакция. внутри изотопа определяется избытком нейтронов, выделяющихся при делении. Обычно реактор состоит из ряда топливных элементов из делящегося материала, например природного или обогащенного урана, заключенных в подходящую защитную оболочку. Топливные элементы расположены в материале, замедляющем нейтроны. который замедляет быстрые нейтроны, образующиеся при делении каждого атома, до уровней их тепловой энергии, на которых нейтроны наиболее эффективно вызывают деление внутри урана или другого атомного топлива. Замедляющий материал называется замедлителем нейтронов и предпочтительно состоит из вещества, обладающего: характеристики относительно небольшого сечения нейтронного захвата и относительно большого сечения рассеяния. Тепло, выделяемое в результате цепной реакции, обычно удаляется путем прохождения подходящего теплоносителя через активную зону реактора в процессе теплообмена с расположенными в ней топливными элементами. - , 233, 235, 2 ", , - , , , . Хотя ядерный реактор, являющийся предметом настоящего изобретения, будет описан в первую очередь в его адаптированных устройствах (цена 316 л для целей испытаний), по мере продолжения описания станет очевидным, что реактор, раскрытый здесь, может быть легко использован для производства электрических или других форм энергии. полезная мощность 50 До сих пор ядерные реакторы часто имели очень сложные и дорогие блоки активной зоны и управляющих стержней, которые трудно производить и обслуживать из-за радиоактивной природы используемого в них атомного топлива 55 и из-за сложных механических конструкций, используемых для подвешивания топливные элементы внутри сборки активной зоны, твэлы, содержащиеся в предыдущих реакторах, были трудными и опасными, с целью замены атомного топлива в них, кроме того, устройства, используемые в предшествующих реакторах, ограничивали достижимый процент выгорания атомного топлива. в этих реакторах сами тепловыделяющие элементы 65 обычно собирались в пучок с помощью кропотливых сварочных процессов, что еще больше увеличивает затраты, сложность и навыки, необходимые при изготовлении в активных зонах реакторов предшествующих моделей. При изготовлении активных зон реакторов предшествующего уровня значительно возрастала радиоактивная опасность для персонала, занимающегося сборкой реакторов. 80 после вывода стержней управления относительно активной зоны реактора. Таким образом, удаление стержней управления, связанных с предыдущими реакторами, привело к неравномерной плотности нейтронно-физического потока внутри активной зоны реактора 85, что в противном случае снижает процент выгорания атомного топлива. достижима и имеет тенденцию вызывать неравномерный нагрев или появление горячих точек внутри активной зоны реактора. В результате срок службы активных зон предыдущих реакторов составлял 90 Цена 4 6 . ( 316 , 50 , 55 , , 60 , 65 , , , 70 75 80 , 85 , , 90 4 6 . 817,265 неоправданно укороченный, и управление им, необходимое для обеспечения равномерного нагрева топливных элементов внутри него, было трудным и опасным. 817,265 . Топливные схемы, часто используемые в предшествующих реакторах, требовали использования огромных количеств воды или других теплоносителей для поддержания активной зоны реактора при выбранных рабочих температурах. используется также в качестве замедлителя, как и в предшествующих реакторах под давлением, расход энергии увеличивается еще больше. Обычное использование одного и того же жидкого материала как в качестве теплоносителя, так и в качестве материала замедлителя в предшествующих реакторах не только значительно увеличивало общий объем жидкости, которая для прокачки через ядерный реактор, но до сих пор приводил к выбору единственного материала, воплощающего необходимый, но неадекватный и нежелательный компромисс между характеристиками низкого сечения захвата нейтронов, теплопроводности, некоррозионности и т.п. , , , , , , , -, . Более того, используемые до сих пор топливные системы реактора затрудняли любое изменение пиковой выходной мощности ядерного реактора, например, путем изменения соотношения теплоносителя и топлива в активной зоне реактора. , . Для правильного выбора конструкционных и других материалов для использования в ядерных реакторах необходимо проводить испытания таких материалов в тех условиях эксплуатации, которым они будут подвергаться, поскольку сравнительно мало известно о свойствах поглощения и отражения нейтронов, радиационной устойчивости, устойчивость к высокотемпературной коррозии и эрозии в различных теплоносителях и замедлителях, а также соответствующие свойства многих материалов, которые могут быть предложены для использования при изготовлении и эксплуатации ядерных реакторов. Такие материалы до сих пор выбирались в основном методом проб и ошибок, без удобного расположения. было предусмотрено испытание таких материалов в положениях с высокой плотностью потока и в условиях высокой температуры и давления внутри активной зоны реактора без необходимости открытия корпуса реактора или активной зоны для установки или удаления испытуемых образцов. , , , , -- , . Соответственно, целью изобретения является создание более эффективного и относительно недорогого ядерного реактора. , . С учетом этой цели изобретение состоит, главным образом, в ядерном реакторе, содержащем герметично закрытый сосуд; корпус активной зоны реактора, установленный внутри указанного корпуса, причем указанный корпус 6o имеет противоположные и совмещенные решетки отверстий в нем; множество гильз активной зоны реактора, закрепленных внутри указанного корпуса и сообщающихся с совмещенными парами указанных отверстий: ряд атомных топливных элементов, расположенных индивидуально внутри указанных гильз активной зоны реактора; несколько сборок регулирующих стержней, индивидуально проходящих через некоторые из упомянутых гильз активной зоны реактора; средства привода для перемещения указанных узлов управляющих стержней относительно указанного корпуса активной зоны 70 реактора: и средства циркуляции жидкости для циркуляции охлаждающей жидкости через указанные втулки активной зоны реактора. , ; , 6 ; : ; ; 70 : . Изобретение станет более очевидным из следующего подробного описания его примерного варианта осуществления, проиллюстрированного на прилагаемых чертежах, на которых: Фиг. 1 представляет собой вертикальное сечение одной из форм атомного реактора, построенного в соответствии с принципами настоящего изобретения. ; Фиг.2 представляет собой увеличенный вид в разрезе активной зоны реактора по контрольным линиям - на Фиг.1; Фиг.3 представляет собой вид в разрезе по 85 контрольным линиям - на Фиг.2; Фиг.4 представляет собой увеличенный вид в ракурсе в разрезе одного из топливных элементов, используемых в активной зоне реактора, причем вид выполнен по контрольным линиям - на фиг.5; Фиг.5 представляет собой вид с торца Фиг.4; Фиг.6 представляет собой вид в разрезе по опорным линиям - на Фиг.4; Фиг.7 представляет собой увеличенный трехсторонний вид в продольном разрезе на 95 градусов одной из форм узла регулирующего стержня, используемого в атомном реакторе по настоящему изобретению; Фиг.8 представляет собой схематический вид сбоку с частичным разрезом узла управляющего стержня; 100 Фиг. 9 представляет собой увеличенный двухчастный продольный разрез одной из форм гильзы для испытаний под высоким давлением, используемой внутри активной зоны реактора; Фиг. 10 представляет собой продольный разрез 105 инструмента для манипуляций с топливными элементами, показанного в зацеплении с одним из топливных элементов; Фиг.11 представляет собой вид в разрезе по линии - фиг.10; и фиг. 12 представляет собой вид снизу манипулятора 10 по линиям - на фиг. 10. 75 , : 1 80 ; 2 - 1; 3 85 - 2; 4 , , , - 90 5; 5 4; 6 - 4; 7 , , 95 ; 8 ; 100 9 , , ; 10 105 ; 11 - 10; 12 10 - 10. В соответствии с изобретением предложен ядерный реактор, в котором его активная зона погружена под напор циркулирующего теплоносителя, а в одном из вариантов реализации изобретения с активной зоной связаны средства для разделения охлаждающей и замедляющей частей. циркулирующая жидкость или жидкости. , , 115 , , . Топливные элементы, закрепленные внутри активной зоны 120 реактора, имеют новую форму, которая в сочетании со средствами, предусмотренными изобретением для поддержки элементов, позволяет легко снимать или вставлять топливные элементы, тем самым облегчая сборку 125 активной зоны и минимизация времени остановки, необходимого для замены или замены твэлов. Чтобы свести к минимуму возмущения нейтронно-физического потока внутри активной зоны реактора, предусмотрены средства, посредством которых топливо 130 размещается в корпусе реактора 20 вместе с трубчатыми кожухами 35, 36 и 37. Корпуса 35 , 36 и 37, закреплены и герметизированы хорошо известным способом относительно корпуса реактора 20 в точках их соединения с подходящими отверстиями 70 в герметично закрытом нижнем затворе 44 корпуса реактора 20 с помощью герметичных соединений, обозначенных в целом посредством ссылки. символ 45 Ряд испытательных гильз, которые сейчас будут описаны, 75 вставляются через кожухи 35, 36 и 37 в активную зону реактора. 120 , , , 125 , 130 20 35, 36 37 35, 36 37, 20 70 44 20 45 , , 75 35, 36 37 . Верхний конец корпуса реактора 20 герметично закрыт съемной крышкой 46, на которой установлены 80 обычных приводных механизмов 48 управляющих стержней и подъемная проушина 50. Приводные механизмы 48 выполнены с возможностью взаимодействия с множеством управляющих механизмов. приводные валы 52 стержней, которые поддерживаются в отдельных верхних направляющих 85, втулках 54, прикрепленных к крышке 46, и в отдельных нижних направляющих втулках 56, которые прикреплены к кожуху 58 приводного стержня управляющего стержня, подвешенному к нижней стороне съемной крышки 90 сосуда 46. Управление сборки стержней 60 прикреплены к соответствующим приводным валам 52 с помощью стопорных магнитов 62 (фиг. 7), которые сейчас будут описаны более подробно. Таким образом, сборки стержней 60 управления могут быть заблокированы 95 или отсоединены от приводных валов 52, чтобы прекратить цепную реакцию в активной зоне в случае аварийной ситуации или аварии или обеспечить возможность снятия затвора 46 вместе с приводными механизмами 48, направляющими втулками 100, 54 и 56 и соответствующими приводными валами 52. Таким образом, может быть обеспечен удобный доступ для внутреннюю часть корпуса реактора 20 и активную зону 30 для добавления, замены или перестановки топливных элементов 64 (фиг. 2 и 3) способом 105, который будет описан ниже. 20 46 80 48 50 48 - - 52 85 54 46 56 58 90 46 60 52 62 ( 7), , 60 95 52 , 46 48, 100 54 56 52 , 20 30 , 64 ( 2 3) 105 . Как лучше показано на фиг. 3, тепловыделяющие элементы 64 пространственно поддерживаются внутри гильз 66 активной зоны реактора, причем гильзы закреплены внутри активной зоны 30 реактора между концевыми пластинами 110 68 и 70, прикрепленными болтами или геметически герметизированными к корпусу 72 в других применениях изобретения. сердечника 30, как при помощи кольцевых сварных швов 74 и 76. Верхняя концевая пластина 68 снабжена множеством отверстий 78 из 115, размер которых подходит для приема топливных элементов 64 и узлов 60 управляющих стержней. 70, снабжен таким же множеством отверстий, расположенных на одной линии с отверстиями 78, 120 верхней концевой пластины, но имеющих меньший диаметр, за исключением случаев, отмеченных ниже в связи с отверстиями 78a, чем первые упомянутые отверстия, чтобы обеспечить опору. для топливных элементов 64, которые вставлены 125 вертикально в гильзы 66 активной зоны 30 реактора. Оба конца топливных элементов 64 имеют форму, обеспечивающую зацепление с фаской 82, расположенной рядом с внутренним концом каждого из отверстий 80 нижней пластины. Топливо 130 элемент постепенно вводится в активную зону реактора по мере извлечения управляющего стержня, например, при запуске реактора или при ином манипулировании управляющим стержнем для управления реактором во время его работы. 3, 64 66, 30 110 68 70 , 72 , 30, 74 76 68 78 115 64 60 70 78 120 , 78 , , 64 125 66 30 64 82 80 130 , , . В других применениях изобретения активная зона реактора снабжена рядом испытательных установок, с помощью которых образцы различных конструкционных, охлаждающих и замедляющих материалов могут быть испытаны в различных условиях температуры, давления и плотности потока. , , , . Кроме того, предусмотрены средства для облегчения обращения с твэлами и улучшения циркуляции теплоносителя через них. Конструкция твэлов и их расположение внутри активной зоны такова, что пиковая выходная мощность и плотность потока активной зоны реактора могут быть легко изменены. изменяя количество или расположение топливных элементов внутри активной зоны реактора или легко добавляя или удаляя атомное топливо из отдельных топливных элементов. , . Обращаясь теперь более конкретно к фиг. . 1
На фигурах 3 показанная там примерная форма изобретения включает корпус реактора 20, поддерживаемый внутри конструкции радиационной защиты, обозначенной в целом позицией 22 и содержащей, например, бетон и расслаивающий материал, такой как магнетит. 3 20 22 , , . Корпус реактора, защита и связанные с ним детали желательно заключать в паронепроницаемую оболочку 23, приспособленную для предотвращения выхода радиоактивных газов или пыли в атмосферу. Внутри корпуса 20 реактора закреплен внутренний цилиндрический элемент 24, заканчивающийся на верхнем конце часть 26 в форме усеченного конуса, посредством которой цилиндрический элемент 24 прикреплен к внутренним стенкам корпуса реактора 20. Рядом с другим концом цилиндрического элемента 24 закреплена опорная пластина 28 активной зоны, на которой покоится активная зона 30 реактора. Установлено несколько теплозащитных экранов 31. между цилиндрическим элементом 24 и корпусом 20 в положениях, прилегающих к активной зоне 30 реактора. , , 23 20 24 26 24 20 24 28 30 31 24 20 30. Тепловые экраны 31 поддерживаются кронштейнами 32 на расстоянии друг от друга, а также от цилиндрического элемента 24 и корпуса 20 для целей, которые станут очевидными ниже. Пластина 28, поддерживающая активную зону, снабжена относительно большим центральным отверстием 33, через которое она выступает из реактора. активная зона 30, множество трубок 34 нижних кожухов стержня управления и ряд трубчатых кожухов 35, 36 и 37, предназначенных для введения в реактор различных испытательных гильз и подлежащих описанию более подробно. Трубчатые кожухи 35, 36 и 37 проходят через элементы биологической защиты 38 и 40, которые закреплены относительно корпуса реактора 20 с помощью опорной пластины 41. Вертикальная передаточная трубка 42, закрепленная элементом защиты и опорной пластиной 28 активной зоны, проходит вниз через нижнюю часть por817. 265 817 265 элементов 64 снабжены средствами, которые будут описаны ниже, для обеспечения потока воды через гильзы 66 активной зоны реактора, чтобы обеспечить охлаждение топливных элементов 64. 31 32 24 20 28 33 30 34 35, 36 37 35, 36 37 38 40, 20 41 42, 28, por817,265 817,265 64 66 64. Втулки 66 активной зоны реактора удерживаются на одной линии друг с другом и с активной зоной 30 реактора в результате их вставки в расточенные части 84 и 86 отверстий 78 и 80 соответственно. Расточенные части 84 и 86 могут быть просверлены дополнительно насквозь. концевые пластины 68 и 70 соответственно, и длина втулок 66 может быть увеличена соответственно, чтобы облегчить герметичное уплотнение, например, путем сварки, втулок 66 на каждом их конце к концевой пластине 68 или 70, где такое герметичное уплотнение является как будет указано ниже. Таким образом, каждое из отверстий 78 в верхней концевой пластине 68 соединено с соответствующим отверстием 80 в нижней пластине посредством гильз 66 активной зоны реактора. 66 30 84 86 78 80, 84 86 68 70, , 66 , , , 66 68 70, , 78 68 80 66. Множество сборок 60 управляющих стержней, девять из которых показаны в этом примере изобретения (фиг. 2), вставляются через выбранные отверстия 78 и 80 и соответствующие гильзы 66 активной зоны реактора в подходящих положениях среди решетки топливных элементов реактора. активная зона 30. Сборки регулирующих стержней 60 вставляются в активную зону 30 реактора с помощью верхних трубок кожуха и нижних трубок 34 кожуха с резьбой. 60, ( 2), 78 80 66 30 60 30 34 . соответственно, в резьбовые части 92 и 94 некоторых отверстий 78 и 80. , 92 94 78 80. Для испытаний различных материалов в условиях высокого давления и температуры и в зонах максимальных плотностей нейтронного потока внутри активной зоны реактора расположенный по центру трубчатый элемент 35 проходит вверх через активную зону 30 через отверстия 96 и 98, предусмотренные соответственно в верхней и нижние концевые пластины 68 и 70. Верхний конец трубчатого элемента 35 закрыт крышкой 100, которая может быть герметично прикреплена к трубчатому элементу 35 в тех случаях, когда желательно предотвратить утечку жидкости из активной зоны реактора в трубчатый элемент. элемент 35. Насадка 102 для испытания под высоким давлением, имеющая стержнеобразный выступ 104 и имеющая образцы для испытаний, герметично запечатанные внутри цилиндрического корпуса 106, вставляется вверх в активную зону 30 реактора снизу корпуса 20 реактора. Пространство 108 (фиг. 1) предусмотрен внутри бетонного щита 22 и под корпусом реактора 20 с целью размещения подходящего оборудования и обеспечения достаточного рабочего пространства для манипуляций и установки гильзы 102 для испытаний под высоким давлением и аналогичных испытательных устройств, которые сейчас будут описаны. Стержневая часть 104 прикреплена к верхнему концу испытательного наконечника 102 выполнен с возможностью вставки в кольцевой выступ 110 на крышке 100 с целью центрирования испытательного наконечника 102 относительно 2 трубчатого корпуса 35 и активной зоны 30 реактора. , 35 30 96 98, , , 68 70 35 100 35 35 102, - 104 106, 30 20 108 ( 1), 22 20 102 104 102 110 100, 102 2 35 30. Подобным образом трубчатый корпус 36, шесть из которых используются в этом примере изобретения, выступает вверх через отверстия 112 и 114, предусмотренные, соответственно, в 70 верхней и нижней торцевых пластинах 68 и 70, и герметизированы на своих верхних концах посредством колпачки 116. В каждую трубчатую оболочку 36 можно вставлять из положения внутри пространства 108 способом, аналогичным способу 75, описанному в связи с насадкой 102 для испытания под высоким давлением, насадку 118 для испытания под высоким давлением, аналогичную по конструкции вышеупомянутой. гильза 102. Трубчатые кожухи 36 и соответствующие испытательные гильзы 118, 80 желательно размещать в зонах с высокой плотностью нейтронно-физического потока внутри активной зоны 30 реактора. 36, , 112 114 , , 70 68 70 116 36 108, 75 102, 118 102 36 118 80 30. Рядом с внешней периферией активной зоны 30 реактора внутри активной зоны 30 реактора предусмотрена дополнительная испытательная установка, содержащая 85 «кроличьих» трубок или кожухов 37, шесть из которых используются в этом примере и предназначены для быстрой установки или извлечения в активную зону реактора. 30 из ряда герметичных трубчатых секций 120, которые могут быть быстро вставлены 90 в трубчатые кожухи 37 из пространства 108 под реактором с помощью подходящего клапана и системы подачи жидкости под давлением. «Кроличьи» устройства или кожухи 37 имеют такой диаметр. таким образом, трубчатые кожухи 37 выравниваются относительно соответствующих гильз 66 активной зоны реактора с помощью отверстия 100, отверстия 78а и 80а. Верхний конец каждого трубчатого кожуха 37 снабжен вентиляционным отверстием 128 для сброса давления, возникающего в передней части кожухов 120 во время их введения в активную зону реактора, и для обеспечения 105 прохождения теплоносителя через кожух. и вокруг свободно прилегающих трубчатых секций 120. 30 30 85 "" 37, 30 120, 90 37 108 "" 37 95 78 80 , , 68 37 66 100 78 80 37 128 120 , 105 120. Для охлаждения твэлов 64 и отвода выделившейся в них тепловой энергии 110 для преобразования в другие виды энергии в случае энергетических реакторов в корпус реактора 20 через входной трубопровод 134 закачивается подходящий теплоноситель. вниз от корпуса 20 и 115 в одном варианте реализации изобретения весь поток теплоносителя полностью направляется через используемые втулки 66 активной зоны реактора, причем неиспользуемые втулки 66 закрываются на своих верхних концах посредством сплошных пробковых элементов 120 136. вставлены в соответствующие отверстия 78 в верхней концевой пластине 68 сердечника 30. Заглушки 136 снабжены сфероидальными выступами 137 для целей, которые будут перечислены ниже. Поскольку 125 поток охлаждающей жидкости направлен вниз от сердечника 30, никаких средств для фиксации не требуется. топливные элементы 64 и заглушки 136, кроме гравитации и поддержки, обеспечиваемой соответствующими торцевыми пластинами 68 и 70. Таким образом, при добавлении, удалении или перестановке топливных элементов 64 их необходимо просто вынуть из гильз. 66 и при необходимости заменяется с помощью средств, которые будут описаны ниже, тем самым значительно облегчая перегрузку реактора и сводя к минимуму затраты времени на эту операцию. 64 110 , , 20 134 20 115 66 , 66 120 136 78 68 30 136 137 125 30, 64 136 68 70 , 1,0 817,265 , 64, 66 , . Как указывалось выше, охлаждающая жидкость поступает в отверстия 78 верхней пластины 68, которые не закрыты заглушками 136, и течет вниз через гильзы 66, вокруг и через топливные элементы 64, обеспечивая их охлаждение, и выходит через отверстия 80 нижняя пластина 70 Затем теплоноситель проходит вверх через кольцевые каналы 138, образованные цилиндрическим элементом 24, стенками корпуса реактора 20 и тепловыми экранами 41, и покидает корпус реактора 20 через выпускной канал 139. Поток теплоносителя через корпус реактора 20 обозначен стрелками потока 140 и 141. , 78 68, 136 66 64 80 70 138 24, 20, 41, 20 139 20 140 141. Как будет очевидно из вышеизложенного, пространство, заключенное внутри активной зоны реактора и между гильзами 66 активной зоны реактора, может быть герметично изолировано от внутренней части гильз 66 активной зоны реактора и, следовательно, от проходящего через них теплоносителя. Таким образом, в одном применении изобретения , эффективная жидкость-замедлитель, т.е. , 66 66 , , , . жидкость, имеющая низкое поглощение нейтронов и высокую способность рассеяния нейтронов, может храниться внутри активной зоны реактора 30, но может быть предотвращена от контакта с эффективным теплоносителем, т.е. жидкостью, имеющей удовлетворительные характеристики теплопередачи и проходящей через 3 в муфтах 66, поскольку жидкость-замедлитель будет Если тогда не будет прямого контакта с топливными элементами 64, сравнительно небольшое количество выделяемого в них тепла значительно уменьшит требуемый объем его потока через активную зону реактора 30. Таким образом, только небольшая часть всей жидкости внутри активной зоны реактора 30 должна постоянно меняться. для охлаждения твэлов 64 и, следовательно, поток теплоносителя будет происходить только через те гильзы активной зоны реактора 66, которые заняты твэлами 64 и сборками управляющих стержней 60, как будет описано ниже более подробно. - , 30 3 66 64, 30 , 30 64, 66 64 60, . Для подачи и удаления жидкости-замедлителя относительно активной зоны 30 предусмотрены впускные и выпускные трубопроводы 142 и 144, причем эти трубопроводы проходят наружу через цилиндрический элемент 24, корпус реактора 20 и бетонную защиту 22. При таком расположении замедлитель сохраняется в камере, которая эффективно отделена от потока охлаждающей жидкости, очевидно, что можно использовать замедлитель, который отличается по составу от состава охлаждающей жидкости. 30, 142 144 , 24, 20, 22 , . Например, в качестве теплоносителя можно использовать легкую воду или 20, поскольку потребуется сравнительно большой объем, тогда как в качестве материала замедлителя можно использовать тяжелую воду или 20, объем которого требуется гораздо меньший, чем объем потока теплоносителя. . , 20 , , 20 , . Соответственно, тяжелая вода, которая является значительно более эффективным замедлителем, но и гораздо более дорогим материалом, чем легкая вода, может быть использована наиболее эффективным и недорогим способом в ядерном реакторе. уран в качестве атомного топлива, тогда как менее эффективные замедлители требуют использования более дорогого обогащенного урана. , , , , , 70 , , . Таким образом, материал, имеющий эффективные замедляющие 75 характеристики, но плохие характеристики теплопередачи, например легкая и тяжелая вода, диоксид углерода или органический материал, может быть использован внутри активной зоны 30 реактора, но вне гильз 66 активной зоны реактора, в то время как 80 другой материал материал, например жидкий металл, имеющий превосходные характеристики теплопередачи, но относительно плохие характеристики замедления, может использоваться для целей охлаждения и передачи энергии и может быть заключен внутри 85 гильз 66 активной зоны реактора. , 75 , , , , , 30 66, 80 , , , 85 66. Альтернативно, трубопроводы 142 и 144 могут быть опущены, а несколько небольших отверстий для потока (не показаны) могут быть предусмотрены в каждой концевой пластине 68 или 70 и расположены на расстоянии от отверстий 78 и 80 соответственно. Предполагается, что поток отверстия будут такого размера, чтобы отводить небольшую часть потока теплоносителя, поступающего в трубопровод 134, в те части активной зоны реактора 30, которые находятся между 95 гильзами 66. Эта часть потока теплоносителя затем служит замедляющей жидкостью в таких применениях ядерной энергетики. Поток жидкости 100 через вышеупомянутые проточные отверстия должен быть достаточным только для предотвращения застоя жидкости внутри секции замедлителя активной зоны 30 реактора. , 142 144 , ( ) 68 70 78 80, 134 30 95 66 - 100 30. Обратимся теперь к фиг. 4-6 чертежей 105, на которых показана одна форма сборки топливного элемента, адаптированная для использования с ядерным реактором описанного типа и сконструированная в соответствии с идеями настоящего изобретения. Одна такая серия 110. Топливный элемент 64 содержит, в этом примере, три коаксиально вставленные друг в друга трубки 200, 202 и 204, а также верхние и нижние кронштейны 206 и 208. Каждый из кронштейнов 206 и 208 включает в себя несколько выступающих наружу 115 направляющих спиц 210, предусмотренных на его нижней стороне. с выступами 212, приспособленными для вставки между вложенными трубками 200, 202 и 204 для удержания трубок в соосном положении друг с другом, чтобы обеспечить 120 каналов 214 для охлаждающей жидкости между ними. Верхний и нижний кронштейны 206 и 208 удерживаются в зажимном отношении с коаксиальные трубки 200, 202 и 204 посредством зажимных элементов 216, вставленных соответственно 125 через центральные отверстия 215 кронштейнов 206 и 208, и резьбового соединения с расположенной в центре опорной трубкой 218. Поддерживающая трубка 218 выравнивается соосно зажимным элементом 216 с самой внутренней трубкой 130. 817,265 вложенная трубка 204 для обеспечения дополнительного прохода 219 охлаждающей жидкости через топливный элемент 64. Каждый зажимной элемент снабжен буртиком 220, взаимодействующим с кронштейнами 206 и 208 соответственно, и выступающей наружу сфероидальной ручкой 221 для облегчения манипуляций с топливом. элементы 64, например, способом, который будет описан ниже. Части спиц 10210, прилегающие к отверстиям 215, наклонены или имеют фаски, как указано ссылочным номером 222, чтобы правильно прилегать к скошенным частям 82 отверстий 80 в нижняя концевая пластина 70, как отмечалось выше. Каждая из спиц 210 выступает наружу из самой дальней вложенной трубки 200 сборки топливного элемента, как показано позицией 224, чтобы правильно разместить сборку 64 топливного элемента относительно соответствующей втулки активной зоны реактора. 66 Пространство внутри опорной трубы 218 можно использовать для размещения образцов для испытаний. 4 6 105 , 110 64 , , 200, 202 204 206 208 206 208 115 210 212 200, 202 204 120 214 206 208 200, 202 204 216 125 215 206 208, 218 218 216 130 817,265 204 219 64 220 206 208, , 221 64, , 10210 215 222 82 80 70, 210 200 , 224, 64 66 218 . Каждая из вложенных трубок 200, 202 и 204 включает инертную секцию 226, инертную секцию 228 и секцию 230 активной зоны. Внутри каждой из секций 230 активной зоны находится слой атомного топлива 232, включающий, в этом примере изобретения, сплав 13', обогащенного урана и остатка алюминия. 200, 202 204 226, 228 230 230 232 , , 13 ',, . Желательно, чтобы верхняя инертная секция 226 была по существу равна длине нижней инертной секции 228, чтобы секция 230 активной зоны была подвешена по центру активной зоны 30 реактора. Атомное топливо 232 предпочтительно металлургически связано с материалом концентрической части. гильзы 200, 202 или 204 для обеспечения адекватной теплопередачи от атомного топлива 232 к теплоносителю, проходящему через каналы 214 и 219. Такое металлургическое соединение облегчается за счет изготовления инертного материала трубок 200, 202, 204 из материала, идентичного который составляет основную часть уранового сплава, в этом примере используется алюминий. 226 228 230 30 232 200, 202 204 232 214 219 200, 202, 204 , . Ранее указывалось, что пиковую выходную мощность реактора или максимальную плотность потока нейтронов в нем можно изменить, удалив некоторые из твэлов 64 или вставив дополнительные твэлы в те отверстия, которые на рис. 2 показаны как свободные. с другой стороны, изменение выходной мощности плотности потока или ее распределения внутри активной зоны 30 может быть осуществлено путем добавления или исключения одной или нескольких вложенных трубок 200, 202 и 204 в некоторых или во всех топливных элементах 64. твэлы 64 симметричны вдоль своей продольной оси, повышенное выгорание твэлов 64 может быть достигнуто путем извлечения и повторной установки твэлов 64 в перевернутом положении внутри активной зоны 30 реактора, а также путем обычного перестановки твэлов в в соответствии с радиальными изменениями флюса внутри активной зоны реактора. 64 2 , 30 200, 202 204 64 64 , 64 64 30 . Это следует из того, что к настоящему моменту установлено, что плотность потока нейтронов внутри данной активной зоны реактора неравномерна по длине подвешенных в ней твэлов в результате обычного частичного внедрения стержней СУЗ в активную зону реактора, поскольку топливо элементы 64 могут быть удалены один за другим из активной зоны 75 реактора без необходимости разборки активной зоны 30, будет очевидно, что один или несколько топливных элементов 64 могут быть извлечены из активной зоны 30 для переворачивания или перестановки в ней, не нарушая при этом осталось 80 твэлов 64. 70 64 75 30, 64 30 80 64. Обратимся теперь к фиг.7 и 8 чертежей, где показана одна форма узла управляющего стержня, адаптированного для использования с активной зоной 30 реактора и сконструированного в соответствии с идеями 85 настоящего изобретения. В этом примере изобретения узел 60 управляющего стержня содержит корпус 300 магнита аварийного останова, прикрепленный на его верхнем конце к одному из приводных валов 52 и 90 управляющего стержня, предназначенный для вставки через соответствующую нижнюю направляющую втулку 56 (рис. 1). Внутри корпуса 300 магнита аварийного останова установлена катушка магнита аварийного останова. 302, намотанный на подходящий сердечник 304 и имеющий зазор, образованный 95 немагнитным кольцевым элементом 305, и имеющий выводы 306, проходящие вверх через полый приводной вал 52 стержня управления. Магнит 302 аварийного отключения и сердечник 304 приспособлены для притягивания якоря. 308 изготовлен из магнитного материала 100 и прикреплен к верхнему концу поддерживающей трубки 310 стержня управления. 7 8 30 85 60 300, 52, 90 56 ( 1) 300 302 304 95 - 305, 306 52 302 304 308 100 310. Рядом с верхним концом опорной трубки 310 установлен обычный амортизатор 312, приспособленный для взаимодействия 105 с верхним концом трубки 90 кожуха управляющего стержня для поглощения по меньшей мере части удара опускающегося узла управляющего стержня. 60, в случае его срыва. Амортизатор 312 в 110 включает в себя, в этом примере, верхний чашеобразный элемент 313, жестко прикрепленный к опорной трубке 310 управляющего стержня и входящий в состав нижнего чашечного элемента 315, установленного с возможностью скольжения на опорной трубке 310. Энергии удара. 115, возникающие в результате удара нижнего чашеобразного элемента 315 о верхний конец верхней трубки 90 кожуха, поглощаются пружиной 317, расположенной внутри чашеобразных элементов 313 и 315. 120 Узел управляющего стержня показан здесь в выдвинутом или самом нижнем положении, для В целях иллюстрации, при этом материал, поглощающий нейтроны, содержащийся внутри и распределенный по длине одного или более 125 трубчатых элементов 314 узла регулирующего стержня, расположен по существу в центре концевых пластин 68 и 70 активной зоны реактора. Таким образом, нейтрон поглощающая трубка 314. 310 312 - 105 90 60 312 110 , 313 310 315 310 115 315 90 317 - 313 315 120 , , , , 125 314 68 70 , 314. в вышеупомянутом положении сборки стержня управления 130 817 265 поддерживается рядом с секцией активной зоны 230 топливных элементов 64, как показано одним из топливных элементов 64a, показанным на фиг. 7. Трубка 314, поглощающая нейтроны, поддерживается в способ, который в настоящее время будет подробно описан, между верхней частью. 130 817,265 , 230 64, 64 7 314 , , ,. спицевой кронштейн 316 и модифицированный кронштейн топливного элемента 317a, имеющий подходящие углубления или выступы 318, выполненные в его спицах 319 для приема и зацепления нижнего конца трубки 314, поглощающей нейтроны. 316 317 318 319 314. В целях предотвращения или минимизации возмущений нейтронного потока, существующего внутри активной зоны 30 реактора, секция 320 управляющего стержня (фиг. 8), содержащая поглощающую нейтроны трубку 314 (фиг. 7), выводится из активной зоны 30 реактора, поскольку секция 322 тепловыделяющего элемента , желательно аналогичный по конструкции конструкции топливных элементов 64, прикреплен последовательно к нижнему концу секции 320 управляющего стержня для перемещения вместе с ней. Таким образом, секция 322 топливного элемента включает в себя, в этом примере, множество коаксиально вложенных трубок, обозначенных в общих чертах. 324 и закреплены на расстоянии друг от друга с помощью нижнего кронштейна и зажимного элемента 208a и 216a соответственно, подобно кронштейну 208 и зажимному элементу 216, описанным ранее в связи с фиг. 4-6 чертежей. 30, 320 ( 8) 314 ( 7) 30, 322, 64, 320 322 , , 324 208 216 , , 208 216 4-6 . и посредством модифицированного верхнего кронштейна 317a и нижнего соединительного звена 325, входящего в резьбовое соединение с секцией опорной трубки 326, расположенной коаксиально внутри топливного элемента 322. 317 325 326 322. Соединительное звено 325 приварено или иным образом прикреплено на другом конце к секции 328 несущей трубы, расположенной коаксиально внутри секции 320 стержня управления. Секция 328 поддерживающей трубы прикреплена к секции 310 поддерживающей трубки узла стержня управления посредством верхнего соединительного элемента. звено 330. При вышеупомянутом расположении секции 328 несущей трубы внутри поглощающей нейтроны трубки 314 между ними образуется канал 332 для прохождения воды или другой охлаждающей жидкости. Канал 332 сообщается через спицы 319 верхнего кронштейна 317а топливного элемента, с проходами 334, существующими между концентрическими трубками 324 и опорной трубчатой секцией 50326 секции 322 топливного элемента. 325 328 320 328 310 330 328 314 332 332 319 317 , 334 324 50326 322. В описанной выше конструкции, когда секция 320 управляющего стержня выводится вверх и из активной зоны 30 реактора, секция 322 тепловыделяющего элемента затем располагается внутри активной зоны 30 реактора рядом с обычно расположенными тепловыделяющими элементами 64. поток внутри активной зоны 30 реактора, вызванный перемещением одного или нескольких сборок регулирующих стержней 6 или 60 относительно активной зоны 30 реактора (фиг. 2 и 3), минимизируется или полностью предотвращается путем сопутствующей установки или извлечения отдельных секций топливного элемента. 322, образующий часть сборки 0 управляющих стержней: когда ее секция 320 управляющего стержня полностью вставлена в активную зону 30 реактора, то есть в самом нижнем положении узла 60 управляющего стержня, соответствующая секция 322 топливного элемента затем выступает , через увеличенные отверстия 80а нижней торцевой пластины (фиг. 70 3), через нижнюю пластину 70 активной зоны реактора 30 и подвешивается внутри нижней кожуховой трубы 34, как лучше показано на фиг. 8. , 320 30, , 322 30 64 , 30, 6 60 30 ( 2 3) 322 0: 320 30, 60, 322 , 80 ( 70 3), 70 30 34, 8. Охлаждение каждого узла 60 регулирующего стержня, независимо от того, находится ли узел 60 в положении 75 так, что либо секция 320 поглощения нейтронов, либо секция 322 тепловыделяющего элемента полностью или частично находится внутри активной зоны 30 реактора, осуществляется потоком теплоносителя через Корпус реактора, как описано здесь 80 выше, относительно гильз 66 активной зоны реактора (Фиг. 1-3). Более конкретно, в случае узлов 60 управляющих стержней охлаждающая жидкость поступает в направленные вверх открытые концы кожухов 90 (Фиг. 1). ), прикрепленный к верхнему торцу 85 плиты 68 активной зоны 30 реактора; проходит вниз через каждый кольцевой канал 336 между секцией 310 трубы, поддерживающей управляющий стержень, и трубкой 90 кожуха; течет между спицами 338 верхнего кронштейна 316 поглощающей нейтроны 90 трубки в сообщающийся канал 332 секции поглощения нейтронов и каналы 334 секции тепловыделяющего элемента, описанные в предыдущем абзаце; и затем проходит между спицами 210а 95 нижнего кронштейна 208а топливного элемента и выходит из активной зоны 30 реактора через открытый нижний конец нижней трубки 34 кожуха регулирующего стержня (рис. 1). Затем теплоноситель выводится из корпуса реактора. 20, как описано здесь 100 выше, посредством кольцевых каналов 138 и выпускного канала 139. 60, 60 75 320 322 30, , 80 66 ( 1-3) , 60, , 90 ( 1), 85 68 30; 336 310 90; 338 90 316 332 334, ; 210 95 208 30 34 ( 1) 20, 100 , 138 139. На фиг. 9 более подробно показан один из гильз для испытаний под высоким давлением, более общий вид которого ранее упоминался в связи с фиг. 1-3 чертежей. Одно устройство для создания давления и поддержания требуемой температуры в гильзах для испытаний на высокие температуры, например, центральный испытательный гильза 102 (фиг. 3 и 9) включает 110 внутренний и внешний цилиндры 400 и 402, проходящие в продольном направлении через трубчатый корпус 35 и выступающие через его нижний конец, причем этот корпус прикреплен, как отмечалось выше, к днищу закрытие 44 корпуса реактора 20 115. Наружная втулка 402 испытательной гильзы 102 прикреплена к фланцу 404 трубчатого корпуса 35 с помощью манжеты 406, приваренной к внешней стороне внешней втулки 402, и с помощью номера 120. соединений болтов и прокладок, обычно обозначаемых ссылочным номером 408. 9 , 105 1 3 , , , 102 ( 3 9), 110 400 402 35, , , , 44 115 20 402 102 404 35 406 402 120 408. Непосредственно под манжетой 406 предусмотрен впускной трубопровод 410 для подачи воды под давлением или другой жидкости 125 в кольцевое пространство 412, заключенное между внутренней и внешней втулками 400 и 402. Кольцевое пространство 412 заканчивается на верхнем конце колпачок 413 испытательной гильзы 102 и на его нижнем конце 130 817 265 с помощью промежуточного кольца 414, приваренного к нижнему концу внутренней втулки 400. Подходящие уплотнительные средства 416 предусмотрены на внешней периферии кольца 414 для обеспечения водонепроницаемого соединения воротник 414 с внешней втулкой 402. В положении, примыкающем к втулке 414, внутренняя втулка 400 снабжена отверстием 418, которое сообщается с выпускным трубопроводом 420 и с кольцевым пространством 422 между внутренней и внешней втулками 400 и 402, и ограничен воротником 414 и нижней крышкой 424, герметично прикрепленной к нижнему концу внутренней втулки 400. Нижняя крышка 424 плотно прилегает к внешней втулке 402 и герметично прилегает к корпусу 426, окружающему подходящую проводку или трубку прибора, показанную схематически. с помощью выводов 428. Корпус 426 герметично закрыт и поддерживается нижним концом внешней втулки 402 посредством подходящего соединительного и уплотнительного устройства, обозначенного в целом ссылочным номером 430. 406 410 125 412 400 402 412 413 102 130 817,265 414 400 416 414 414 402 414, 400 418 420 422 400 402, 414 424 400 424 402 426 428 426 402 430. Во время работы ядерного реактора вода под высоким давлением или другая жидкость вводится в кольцевое пространство 412 через трубопровод 410, как указано стрелками потока 432. , 412 410, 432. Затем жидкость под давлением течет вверх между внутренней и внешней втулками 400 и 30402 и вблизи верхней части испытательной втулки 102 течет между радиальными опорными пластинами 434, причем пластины расположены так, чтобы располагать верхний конец внутренней втулки 400 относительно внешней. гильза 402. Жидкость под давлением затем течет вниз между испытательными образцами 436, которые могут иметь форму концентрических трубок, поддерживаемых с помощью кронштейнов 438 и 440 внутри внутренней гильзы 400 в положении, промежуточном между концевыми пластинами 68 и 70 активной зоны реактора (фиг. 9) Затем жидкость под давлением течет вниз через внутреннюю втулку 400, как показано стрелками потока 442, и выходит через выпускной трубопровод 420 через отверстие 418 и кольцевое пространство 422. 400 30402 102, 434, 400 402 436, , 438 440, 400 68 70 ( 9) 400 442 420 418 422. При использовании испытательной схемы, показанной на фиг. 9, очевидно, что материалы, используемые в ядерных реакторах, могут быть испытаны при высоких температурах и давлениях внутри испытательного стакана 102, не подвергая остальную часть активной зоны 30 реактора таким же высоким давлениям и температурам. тем самым позволяя подвергать испытуемые образцы 436 условиям, обычно существующим в ядерном энергетическом реакторе, в то же время позволяя эксплуатировать испытательный реактор при более низких температурах и давлениях замедлителя и теплоносителя. Очевидно, что температуры, существующие в испытательном 60наперстке 102, можно регулировать. путем регулирования скорости потока жидкости под давлением, протекающей через него, для удаления большей или меньшей части тепла, выделяемого в испытательном наконечнике 102 за счет цепной ядерной реакции внутри активной зоны реактора 30. Аналогичное устройство для создания давления предусмотрено для каждого из испытательных наконечников высокого давления. 118, показанный на фиг. 9 102, 30 , 436 , 60thimble 102 102 30 118 . 1 и 3 на чертежах и вставлены индивидуально в трубчатые кожухи 36. 1 3 36. Обратимся теперь к фиг.10-12 чертежей 70, где показан манипулятор, приспособленный для использования при манипулировании топливными элементами 64 и заглушками торцевых пластин 136 (фиг. 10 12 70 64 136 (. 3)
Инструмент 500 снабжен трубчатой ручкой 502, имеющей достаточную длину, чтобы позволить 75 опустить инструмент 500 через защитную головку теплоносителя, перекрывающую активную зону 30 реактора, к верхней торцевой пластине 68 активной зоны реактора от верхней части реактора. судно 20. 500 502 75 500, 30, 68 , 20. Рабочая часть инструмента 500 включает в себя 80 цилиндрический корпус 504 и корпусной элемент 506, резьбовое соединение на верхнем конце которого с трубчатой ручкой 502. Корпус 504 крепится к корпусному элементу 506 любым удобным способом, например, посредством термопосадки 85. Попадание корпуса в реактор становится практически невозможным за счет наличия фланцевых частей 507, выполненных за одно целое с корпусным элементом 506, прилегающих к его нижнему концу, расположенных на расстоянии 90° по окружности корпусного элемента 506, при этом фланцевые части 507 составляют три в этом примере каждый из них снабжен буртиком 508 для зацепления с нижним концом корпуса 504. 95 Корпусной элемент 506 снабжен проходящим по центру каналом 509 и множеством прорезей 510, проходящих в продольном направлении указанного корпусного элемента и примыкающих к нему. центральный канал 509, вставленный в каждую из 100 прорезей 510, представляет собой рабочий рычаг 512, прикрепленный к элементу корпуса 506 с помощью шарнирного пальца 514, вставленного через элемент корпуса 506 в положение, примыкающее к выемкам 516, предусмотренным по внешней периферии 105 корпусной элемент 506. Рядом с нижним концом корпусного элемента 506 канал 509 открывается в его расширенную часть 518, приспособленную для приема сфероидальной ручки 221 зажима 216 топливного элемента или 110 сфероидальной ручки 137 заглушки 136. Для облегчения При вставке ручек 221 или 137 в расширенную часть 518 корпусной элемент 506 имеет фаску 520 на ее нижнем конце и 115, примыкающую к расширенной части 518 канала. 500 80 504 506 502 504 506 , - 85 , 507 506 90 506, 507 , 508 504 95 506 509 510 509 100 510 512 506 514 506 516 105 506 506 509 518 221 216 110 137 136 , 221 137 518 506 520 115 518. Рядом с нижним концом каждого из рабочих рычагов 512 предусмотрен выступ 522, который приспособлен без манипуляций с рычагами 512 способом, который будет описан ниже 120, для зацепления с нижней поверхностью 523 сфероидальных ручек 221 или 137 и для закрепите ручку внутри расширенной части 518 канала, чтобы обеспечить возможность ее подъема с помощью инструмента 500 125. Одно устройство для манипулирования рычагами 512, чтобы заставить их выступы 522 зацепляться с ручкой 221 или 137, включает в себя рабочий удлинитель 524, сформированный на каждом из рычаги 512 примыкают к верхнему концу 130 817 265 и приспособлены для зацепления с коническим штифтом 526, который установлен с возможностью перемещения внутри продольного канала 509. Штифт 526 соединен с удлиненным соединительным стержнем 528, проходящим через удлиненную ручку 502 и приводящимся в действие при верхний конец ручки 502 с помощью подходящего механизма, включающего часть направляющего стержня 529, установленную с возможностью скольжения внутри трубчатой ручки 502 и примыкающую к ручке 530 с накаткой и шатуну 528. Верхний предел перемещения пальца 526 и шатуна 528 определяется стопорный штифт 531 на участке 529 направляющего стержня, работающий внутри прорези 532, образованной в удлиненной ручке 502 рядом с ее верхним концом. Штифт 526 снабжен соединительным звеном 533, прикрепленным к ее верхнему концу с помощью резьбы, прикрепленной к соединительному стержню. стержень 528 и приспособлен для зацепления с буртиком 534 корпуса 506 для ограничения перемещения рабочего стержня 528 и штифта 526 вниз. 512 522 512, 120 , 523 221 137 518, 500 125 512 522 221 137 524 512 130 817,265 526 509 526 528 502 502 529 502 530 528 526 528 531 529 532 502 526 533, 528 534 506 528 526. При извлечении штифта 526 кулачковая поверхность 536, предусмотренная на каждом из выступов 522 для перемещения во взаимодействии с нижней поверхностью 523 сфероидальной ручки 221 или 137, заставляет нижний конец рычагов 512 перемещаться наружу и в сторону от канала 509, тем самым осуществляя освобождение сфероидальной ручки 221 или 137, закрепленной внутри расширенной части 518 канала. 526 536 522 523 221 137 512 509, 221 137 518. В следующей иллюстративной рабочей схеме ядерного реактора, являющегося предметом настоящего изобретения, следует понимать, что размеры, массы, пропорции и т.п., отмеченные там, представлены только в качестве иллюстрации, а не как существенные ограничения настоящего изобретения. реактор должен иметь пиковую тепловую мощность 20 мегаватт (МВт). Используется цилиндрическая конструкция активной зоны реактора примерно 50 дюймов (127 см) в высоту и 44 дюйма (112 см) в диаметре. Как отмечалось выше, верхний и нижний конец Пластины активной зоны снабжены одинаковым количеством отверстий, расположенных в виде треугольной решетки и расположенных на расстоянии примерно 3 дюймов (76 мм) друг от друга. Вокруг центральной части активной зоны реактора 30 сгруппированы 51 топливный элемент 64, каждый из которых состоит из трех концентрических трубок, как описано выше, и каждый топливный элемент, включающий в общей сложности 200 граммов урана с обогащением 90 %/. Для испытаний реактора внутри активной зоны 30 реактора можно поддерживать давление 125 фунтов на квадратный дюйм (8,8 кг/см 2 ), чтобы предотвратить кипение теплоносителя и замедлителя, которыми в данном случае являются легкая вода. В соответствии с вышеописанными условиями требуется примерно 14 000 галлонов США (53 000 литров) в минуту охлаждающей воды, что дает перепад температур внутри активной зоны реактора по соседству. 10 (550 ). Как указано в приведенном вы