Корпус ядерного реактора
Полезная модель относится к области ядерной энергетики, в частности к корпусам энергетических реакторов под давлением, снабженных устройствами для создания предварительного напряжения корпуса. Корпус ядерного реактора состоит из внутренней оболочки и устройства для создания предварительного напряжения, выполненногоо в виде установленных на внутренней оболочке обжимной оболочки с ребрами, внутреннее пространство которой заполнено жидкостью, и обечайки с намотанной струной. Кроме того, устройство для создания предварительного напряжения может иметь внешний кожух. Техническим результатом, на которое направлена полезная модель является возможность регулирования напряженно-деформированного состояния за счет изменения давления жидкости между оболочками, уменьшение воздействия радиации и температуры на элементы, находящиеся в наибольшем напряжении - обечайку с намотанной струной, упрощение диагностики конструктивных элементов в связи с радикальным уменьшением их толщины, корпус становится разборным, что облегчает транспортировку и частично ремонтопригодным. 1 нез. п. ф-лы, 1 зав. п. ф-лы., 1 ил.
Полезная модель относится к области ядерной энергетики, в частности к корпусам энергетических реакторов под давлением, снабженных устройствами для создания предварительного напряжения корпуса.
В реакторе традиционной схемы возможности оперативного управления напряженно-деформированным состоянием (НДС) котла практически отсутствуют. По статистике в номинальном рабочем режиме реактор пребывает около 60% общего времени эксплуатации; НДС реактора имеет характер малоцикловой нагрузки, способствующей интенсивному росту усталости металла.
Основное условие, вытекающее из требований необходимой надежности к любой конструкции, работающей в переменных режимах - это снижение напряжений и уменьшение размаха их колебаний, т.е. следует стремиться к тому, чтобы основные элементы конструкции работали в условиях сжатия или небольших растягивающих напряжений.
Из общефизических представлений о распределении потенциальной энергии деформации следует, что снижение уровня напряжений в рабочей зоне реактора не может быть достигнуто даром - потребуется компенсировать его повышенной плотностью энергии деформации в других - периферийных - областях реактора. Однако силовые элементы в этих областях находятся в менее жестких эксплуатационных условиях в сравнении с оболочкой котла. Конструктивно они способны воспринимать напряжения повышенной величины. Дополнительным преимуществом будет реализация их как заменяемых элементов.
Известны различные решения для создания напряженно-деформированного состояния (НДС) корпуса реактора, в частности намотки струны (проволоки и пр.), (патент РФ 
2031457, МПК G21С 13/02, оп. 20.03.95). Такие решения не позволяют регулировать напряжения и, кроме того намотка подвержена действию радиации и температуры.
За прототип принят корпус ядерного реактора с установленным на нем устройством для создания предварительного напряжения, выполненного в виде обруча, состоящего из обмотки стальной полосы, закрепленной на корпусе упругими зажимами.(А.с. СССР 344663, МПК G21C 13/06, оп. 07.07.72). Данная конструкция
технологически сложна из-за большого количества крепежных элементов, и домкратов, регулирующих натяжение в обмотке.
Техническим результатом, на которое направлена полезная модель является
1 - возможность регулирования НДС за счет изменения давления жидкости между оболочками,
2 - уменьшение воздействия радиации и температуры на элементы, находящиеся в наибольшем напряжении - обечайку с намотанной струной,
3 - упрощение диагностики конструктивных элементов в связи с радикальным уменьшением их толщины,
4 - корпус становится разборным, что облегчает транспортировку и частично ремонтопригодным.
Для достижения технического результата предложен корпус ядерного реактора, состоящий из внутренней оболочки и устройства для создания предварительного напряжения, при этом устройство для создания предварительного напряжения выполнено в виде установленных на внутренней оболочке обжимной оболочки с ребрами, внутреннее пространство которой заполнено жидкостью, и обечайки с намотанной струной.
Кроме того, устройство для создания предварительного напряжения может иметь внешний кожух.
На фигуре дан поперечный разрез корпуса реактора, где 1 - внутренняя оболочка корпуса реактора, 2 - обжимная оболочка с ребрами, 3 - обечайка, 4 - намотка струны, 5 - внешний кожух.
На внутреннюю оболочку корпуса реактора 1 надевается с заданным натягом обжимная оболочка с ребрами 2, на которые надета обечайка 3 с намотанной на нее струной 4. Струна на обечайку наматывается с предварительным регулируемым натягом по заданной программе. Величина натяга по радиусу намотки является одним из варьируемых параметров управления. Последним элементом является внешний кожух 5, надетый на обмотку.
В рабочем режиме в котле поддерживается высокое давление Рk~2÷4 кг/мм2. Пространство секций, образуемых ребрами обжимной оболочки 2, заполняется жидкостью, которую можно использовать для охлаждения внешней поверхности оболочки корпуса реактора 1. Физико-химические параметры жидкости (вода; свинец и его сплавы и др.) межреберного пространства выбираются исходя из
теплофизических и нейтронно-физических требований. В межреберном пространстве поддерживается повышенное давление Pc>0, которое является управляющей функцией и может использоваться, наряду с другими параметрами управления, для уменьшения колебаний НДС котла при смене рабочего режима. Вместе с обжатием струной давление Рс создает условия для снижения рабочих напряжений во внутренних оболочках 1 и 2 и обечайке 3. В результате получаем инверсную нагрузку реактора - меньше других нагруженной является внутренняя оболочка корпуса 1, наибольшие растягивающие напряжения реализуются в намотке струны 4 и внешнем кожухе 5. Последние допускают конструктивное решение в виде сменных элементов, что способствует быстрому контролю, ускорению и удешевлению ремонтных и профилактических работ и в итоге - увеличению доли рабочего времени за период жизни реактора. Наличие сменных элементов существенно снижает остроту вопроса о предельной массе реактора при его транспортировке. Заметим, что предлагаемое конструктивное решение дает предпосылки к снижению количества сварных швов. Известно, что в области швов скорости коррозии и трещинообразования выше, чем в основном металле.
1. Корпус ядерного реактора, состоящий из внутренней оболочки и устройства для создания предварительного напряжения, отличающийся тем, что устройство для создания предварительного напряжения выполнено в виде установленных на внутренней оболочке обжимной оболочки с ребрами, внутреннее пространство которой заполнено жидкостью, и обечайки с намотанной струной.
2. Корпус по п.1, отличающийся тем, что устройство для создания предварительного напряжения содержит внешний кожух.
