Система защиты ядерного реактора

 

Изобретение относится к ядерным реакторам и предназначено для аварийного останова ядерного реактора преимушественно канального типа . Цель - повышение ядерной безопасности за счет исключения критичности реактора с газом-поглотителем при одновременном повышении компен сируюшей способности и быстродействия системы. Система зашиты реактора содержит канал 1, в котором размещен стержень 2 аварийной зашиты . Вокруг канала навита трубчатая спираль, образующая оболочку 4, подключенную через дроссель 9 к источнику нулевого давления. Источник нудевого давления и заданного образуют двухпозиционный регулятор 6 давления . Впускной клапан 7 соединен по управляющему входу с устройством 3 сброса стержня 2. Дроссель 9 имеет постоянную времени истечения газа, превьшаютую постоянную времени запуска газа (например, гелия-3) в оболочку. Дроссель 9 может быть зашунтирован вьтускным клапаном 8, который управляется нижним концевым вьшлючателем 10.стержня 2. Система может содержать, по крайней мере,. две автономные идентичные системы, компенсирующая способность оболочек которых ограничена. В этом случае каждый, канал содер.жит оболочку всех систем, а.каждая оболочка выполнена из трубок, расположенных по всей длине внутриреакторной части канала, 2 3.п. ф-лы, 1 ил. § j

СОЮЗ СОВЕТСНИК

СОЦИАЛИСТИЧЕСНИХ

РЕСПУБЛИН (19) (11) ся) 4 С.21 С 7 36

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

IH АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НОМИТЕТ СССР

ПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТКРЫТИЙ (2!) 4085742/40-25 (22) 03.07.86 (46) 30.07.88; Бюл. Ф 28 (72) В.П.Сивоконь и В.Ф.Шикалов (53) 621.039.5(088.8) (56) Авторское свидетельство СССР

Р 527977, кл. С 21 С 7/36, 1976.

Ионайтис P.P. и др. Системы безопасности ядерных реакторов. Обзор.

АИНФ 614,-М.: ЦНИИатоминформ, 1984, (54) СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО PEAKТОРА (57) Изобретение относится к ядерным реакторам и предназначено .для аварийного останова ядерного реактора преимущественно канального типа. Цель — повышение ядерной безопасности эа счет исключения критичности реактора с газом-поглотителем при одновременном повышении компенсирующей способности и быстродействия системы. Система защиты реактора содержит канал 1, в котором размещен стержень 2 аварийной защиты. Вокруг канала навита трубчатая спираль, образующая оболочку 4, подключенную через дроссель 9 к источнику нулевого давления. Источник нулевого давления и заданного образуют двухпоэиционный регулятор 6 давления. Впускной клапан 7 соединен по управляющему входу с устройством 3 сброса стержня 2, Дроссель 9 имеет постоянную времени истечения газа, превышающую постоянную времени запуска газа (например, гелия-3) в оболочку. Дроссель 9 может быть saшунтирован выпускным клапаном 8, который управляется нижним концевым выключателем 10.стержня 2. Система может содержать, по крайней мере,. две автономные идентичные системы, компенсирующая способность оболочек которых ограничена. В этом случае каждый. канал содержит оболочку всех систем, -а.каждая оболочка выполнена из трубок, расположенных по всей длине внутриреакторной части канала.

2 з.п. ф-лы, 1 ил.

14 I 3679

Изобретение относится к технике ядерных реакторов и предназначено

- для аварийного останова ядерного реактора преимущественно канального типа.

5 г

Целью изобретения является повы шение ядерной безопасности эа счет исключения критичности реактора с газом-поглотителем при одновременном повьппении компенсирующей способ" ности и быстродействия системы., На чертеже изображена система защиты ядерного реактора.

Система зашиты ядерного реактора состоит из охлаждаемого изнутри во.дой канала 1, в котором размещен стержень 2 аварийной защиты, подключенный к приводу через устройство 3 расцепления (сброса), Вокруг канала бифилярно иавита трубчатая спираль, образующая коаксиальную оболочку 4 канала, наполняемую газом-поглотителем нейтронов, например гелием-3.

Оболочка расположена в той части канала, которая проходит через активную зону 5 реактора.

Оболочка соединена с двухпозиционным регулятором 6 давления с одной стороны через впускной клапан 7, а с противоположной стороны (с другого конца,.трубки) — через выпускной клапан 8, зашунтированный дросселем

9. Впускной клапан 7 соединен по управляющему входу с устройством 3 сброса стержня, а выпускной клапан управляется нижним концевым выключателем 10 стержня.

Регулятор состоит из источников заданного (3-5 МПа) и нулевого 40 (Ь 1КПа) давления, образованных, например, из ресиверов большой емкости и насоса-компрессора. Сечение дросселя таково, что постоянная времени истечения газа через него в несколько pas превышает постоянную времени заполнения оболочки газом по газовым коммуникациям, ведущим от оболочки к источнику заданного давления регулятора 6. Дросселируюшие свойства названных коммуникаций (их длина, проходное сечение и т.п.) таковы, что время заполнения оболочки газом не превьппает 30% (а постоянная времени - 10%) времени аварийного ввода стержня. Практически, это время устанавливается равным 0,5-2 с, т.е. не более четверти времени ввода стержня.

Такое соотношение динамических характеристик элементов системы необходимо для обеспечения высокой эффективности газовой зашиты в условиях сильного интерференционного влияния стержня, а также для надежного поддержания нулевого давления rasa в оболочке при нормальной эксплуатации реактора и эффективного дополнительного охлаждения оболочки при аварийном срабатывании.

Система работает следующим образом.

При нормальной эксплуатации.реактора сигнал аварии отсутствует, стержень 2 находится вверху и клапаны 7, 8 закрыты. В оболочке 4 нет . газа-поглотителя нейтронов протечки

1 клапана 7, если таковые имеются, удаляются регулятором 6 через дроссель 9.

При аварийной ситуации сигнал аварийной зашиты приходит на управляющие входы клапана 7 и устройства 3 сброса, система сработает.

Газ-поглотитель нейтронов из регулятора б через открытый клапан 7 быстро заполняет оболочку, обеспечивая форсирование защитных действий системы, и значительно медленнее выходит с другой стороны в регулятор 6 через дроссель 9, обеспечивая дополнительное автономное охлаждение оболочки. После 1/4 " 1/3 времени аварийного ввода стержня 2 защитное действие газовой оболочки 4 быстро уменьшается вследствие интерференционного влияния падавшего стержня, а к моменту выхода стержня на нижний концевой выключатель — уменьшается в десятки раз и становится несущественным. При полном введении стержня срабатывает нижний концевой выключатель 10 и открывается выпускной клапан 8, который обеспечивает улучшенное вакуумирование оболочки 4 регулятором 6. Впускной клапан 7 закрывается при исчезновении опасной ситуации по сигналу полного введения стержней или по другим признакам.

Выпускной клапан.8 закрывается при снятии стержня 2 с нижнего концевого выключателя 10. Нулевое давление в оболочке 4 при нормальной работе реактора всегда надежно поддерживается дросселем 9, работа которого не зависит от исправности выпускФормула изобре тения

Составитель С. Кочемазов

Техред А.Кравчук Корректор Л. Пвтай г

Редактор М, Бандура

Заказ 3790/54 Тираж 395 Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., д. 4/5

«9

Производственно-полиграфическое предприятие, r. Ужгород, ул. Проектная, 4

3 14 ного клапана 8. При этом нет опасности разгерметизации оболочки 4, Конструкция реактора часто не позволяет сделать толщину оболочки канала более 10-15 мм, но этого вполне достаточно, чтобы обеспечить прн давлении газа 1-2 МПа компенсирующую способность, близкую к половине компенсирующей способности стержня (без интерференции). Большего и не .требуется, так как полный отказ всех стержней аварийной зашиты крайне маловероятен. В то же время увеличение на порядок скорости ввода отрицательной реактивности в начале аварии, достигаемое с помощью предлагаемой системы, повьппает ядерную безопасность реактора.

Система обеспечивает безопасность даже при крупных возмущениях реактивности, таких как "запаривание" технологических каналов реактора.

Важно, что при исправной стержневой защите в системе не существует ядерной опасности от разгерметизации газовой оболочки. При неисправности эта опасность устраняется благодаря принятому разделению системы на идентичные и автономные подсистемы с ограниченной эффективностью газовых оболочек.. l . .Система зашиты ядерного реактора, содержащая по меньшей мере один канал со стержнем аварийной зашиты, оборудованным устройством сброса стержня, и с наполняемой газом-поглотителем.нейтронов коаксиальной оболочкой, размещенной в зоне сильного интерференционного влияния

13б79

4 стержня и соединенной с регулятором давления газа, о т л и ч а ю ш а— я с я тем, что, с целью повьппения

5 ядерной безопасности за счет. исключения критичности реактора с газом" поглотителем нейтронов при одновременном повьппении компенсирующей способности и быстродействия системы, регулятор. давления выполнен двухпозиционным, состоящим.из источников заданного и нулевого,.соответствуюmего вакууму давления, оболочка подключена через дроссель к источнику нулевого давления, а через впускной клапан — к источнику заданного давления, причем впускной клапан по управляющему входу соединен с входом устройства сброса стержня, а дроссель имеет постоянную времени истечения газа, превышающую постоянную времени запуска газа в оболочку, которая не превьппает lOX времени аварийного ввода стержня.

2. Система зашиты по и, 1, о тл и ч а ю щ а я с я тем, что дрос" сель зашунтирован выпускным клапаном, который по управляющему входу соединен с нижним концевым выключателем стержня, а оболочка подключена к источникам с противоположных относительно газовой полости сторон.

3. Система зашиты по пп. 1 и 2, 35 отличающаяся тем,что состоит из по крайней мере двух автономньм идентичных систем, компенсирующая способность оболочек кото" рых ограничена, причем каждый канал содержит оболочки всех систем, а каждая оболочка выполнена из трубок, расположенных по всей длине внутриреакторной части канала.

Система защиты ядерного реактора Система защиты ядерного реактора Система защиты ядерного реактора 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике и может.быть использовано в системах управления и защиты ядерным {эеактором

Изобретение относится к технике защиты ядерньрс реакторов, преимущественно к системам останова ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к системам контроля положения органа регулирования ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам автоматического регулирования и может быть использовано для регулирования мощности ядерного реактора

Изобретение относится к дальнометрии и может быть использовано в различной аппаратуре, требующей измерения интервалов времени в широком диапазоне между двумя апериодическими импульсами, например, в эхолокации, в диагностических приборах для технологических процессов в атомной промышленности /1/

Изобретение относится к системе (1) для управления управляющими стержнями, которые являются вводимыми в активную зону реактора и выводимыми из активной зоны реактора атомной энергетической установки, с устройством выбора (3), устройством контроля (4) и устройством управления стержнями (5)

Изобретение относится к способам передачи данных и системам для их осуществления, а более точно - к способам и системам сбора и обработки сигналов в системе внутриреакторного контроля активной зоны ядерного реактора

Изобретение относится к способу регистрации падения одного или нескольких регулирующих элементов в активную зону реактора и устройству для его осуществления

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в системах управления и защиты ядерного реактора для его аварийного останова при недопустимом увеличении скорости изменения плотности нейтронного потока

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами

Изобретение относится к области управления энергетическими установками тепловых электростанций и станций теплоснабжения с любым видом горючего, в том числе ядерного горючего, и может быть использовано в системах разогрева энергетических установок с принудительной и естественной циркуляцией кипящего и некипящего теплоносителя, а также при автоматическом переходе из режима пуска энергетической установки с ядерным реактором из критического или подкритического состояния в режим автоматического разогрева

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам управления ядерным реактором, и может быть использовано при регулировании мощности реактора атомной станции

Изобретение относится к области автоматического регулирования и применяется для автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора
Наверх