ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Полезная модель относится к ядерной технике и может быть использована в исследовательских ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к полезной модели является исследовательский ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий корпус с крышкой, в котором размещена активная зона с петлевыми каналами, один из которых установлен по оси корпуса и проходит через крышку, а другие каналы расположены под углом к оси корпуса (патент США №3212982, МПК G21C 1/02, опубл. 19.10.1965 г.).
В известном ядерном реакторе петлевые каналы, расположенные под углом к его оси, имеют выходы через крышку корпуса.
Недостатком известного ядерного реактора является ограниченное пространство для размещения перегрузочного оборудования из-за выполнения выходов для всех петлевых каналов на крышке реактора, что значительно усложняет перегрузку элементов активной зоны и петлевых каналов.
Задачей настоящей полезной модели является создание исследовательского ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, использование которого позволит упростить и ускорить процесс перегрузки элементов активной зоны и петлевых каналов.
Техническим результатом настоящей полезной модели является увеличение рабочего пространства на крышке ядерного реактора для размещения на нем перегрузочного оборудования.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном исследовательском ядерном реакторе на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, содержащем корпус с крышкой, в котором размещена активная зона с петлевыми каналами, один из которых установлен по оси корпуса и проходит через его крышку, а другие каналы расположены под углом к его оси,
петлевые каналы, установленные под углом к оси корпуса, выполнены с выходами через боковую стенку корпуса.
Сущность полезной модели поясняется чертежом, на котором представлен исследовательский ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (продольный разрез).
Исследовательский ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, например, натриевым, содержит корпус 1 с крышкой, образованной большой поворотной пробкой 2, в которой установлена малая поворотная пробка 3. В корпусе 1 установлены три однотипных петлевых канала 4 и активная зона 5. Один из каналов 4 (центральный вертикальный) расположен по оси корпуса 1 в центре активной зоны 5 и проходит в крышке канала через отверстие, выполненное в малой поворотной пробке 3, а два других канала 4 (периферийные наклонные) размещены по периферии активной зоны 5 в зоне бокового экрана 6 и установлены под углом к оси корпуса 1. и имеют выходы через патрубки 7, которые выполнены в верхней части корпуса 1 реактора.
Перегрузочные работы производятся на остановленном ядерном реакторе после проведения всех необходимых процедур.
Перегрузка активной зоны 5 производится в общем случае чаще, чем перегрузка периферийных наклонных петлевых каналов 4. Это объясняется тем, что условия эксплуатации петлевых каналов 4 на периферии активной зоны 5 более щадящие, чем условия эксплуатации топливных сборок и центрального вертикального петлевого канала 4 в центре активной зоны 5. Перегрузка центрального вертикального петлевого канала 4 производится одновременно с перегрузкой активной зоны 5, т.к. ресурс эксплуатации канала 4 в условиях максимальной плотности потока нейтронов для данной компоновки активной зоны 5 совпадает со временем между перегрузками активной зоны 5. При проведении перегрузки активной зоны 5 сначала производится извлечение из реактора отработавшего свой ресурс центрального вертикального петлевого канала 4. После извлечения из активной зоны 5 центрального вертикального петлевого канала 4 появляется возможность вращения поворотных пробок 2, 3 и наведения перегрузочного инструмента на любую топливную сборку. При этом периферийные наклонные петлевые каналы 4 остаются на штатном месте эксплуатации и не препятствуют проведению перегрузочных работ. По достижению ресурсных ограничений для периферийных наклонных петлевых каналов 4, они извлекаются из корпуса 1 реактора и заменяются на новые. При этом дополнительных операций с другими элементами активной зоны 5 и поворотными пробками 2, 3 не требуется.