Исполнительное устройство системы управления и защиты ядерного реактора с жидким теплоносителем

 

Сущность изобретения: исключение всплытия стержня из крайнего нижнего положения при ошибочном увеличении расхода основного контура при перегрузке реактора, поскольку из-за малого расхода через стержень действующая на него выталкивающего сила меньше его веса. Направляющая труба 7 выполнена удлиненной и заглушена с нижнего торца, а вход для теплоносителя выполнен в виде сквозных отверстий 12 в ее верхней части. Стержень 1 выполнен в виде звенной конструкции, причем звено 4, сообщающее головку 3 и рабочую часть 5 стержня, перфорировано сквозными отверстиями. 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к устройству системы управления и защиты ядерного реактора с жидким теплоносителем. Известен способ управления ядерным реактором с изменяющимся пропорционально его мощности расходом теплоносителя основного контура, основанный на пассивном принципе - на гидродинамическом подъеме и удержании регулирующего стержня в направляющем канале потоком теплоносителя основного контура. При расходах теплоносителя меньше значения, при котором выталкивающая сила сравнивается с весом стержня, его перемещают штангой с захватом от привода, при достижении указанного значения расхода положения стержня изменяют перемещением штанги с раскрытым захватом; при остановке главных циркуляционных насосов и несрабатывании привода стержень погружается в активную зону под собственным весом. Осуществление рассмотренного способа управления ядерным реактором возможно лишь при определенном конструктивном решении исполнительного устройства стержень - гильза системы управления и защиты. Известно устройство, традиционно используемое в реакторах с жидким теплоносителем. Оно состоит из направляющего канала гильзы, закрепленного в плите реактора своим хвостовиком и сообщенного с напорным коллектором. В канале посредством привода перемещают регулирующий стержень, омываемый теплоносителем основного контура. Расход его через гильзу не должен превышать величины, при которой стержень всплывает из активной зоны при расцеплении его с приводом. Установку расхода производят посредством дросселя, закрепленного в хвостовике гильзы при ее изготовлении. Недостатком известного технического решения является невозможность посредством его реализовать способ управления ядерным реактором, основанный на пассивном принципе - на подъеме и удержании регулирующего стержня потоком теплоносителя основного контура. Указанный недостаток объясняется конструкцией устройства, в силу которой, если в работающем реакторе подъем и удержание регулирующего стержня в канале осуществляются потоком теплоносителя основного контура при расходах через реактор ниже номинального, то при перегрузке реактора не представляется возможным предотвратить всплытие стержня из активной зоны при ошибочном включении насосов основного контура на полные обороты. Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является устройство стержень - гильза аварийной защиты реактора БН-600, представленное на фиг. 1. На фиг. 1 отмечены следующие конструктивные элементы устройства: 1 - регулирующий стержень; 2 - гильза; 3 - головка стержня; 4 - соединительное звено; 5 - рабочее звено; 6 - удлинительное звено; 7 - направляющая труба гильзы; 8 - корпус (чехол) гильзы; 9 - дроссельная шайба; 10 - опорная плита активной зоны; 11 - опускная труба привода. Известное устройство состоит из стержня 1 и гильзы 2. Гильза представляет собой трубчатый канал, закрепленный своим хвостовиком в опорной плите 10 активной зоны реактора, сообщенный с напорным коллектором. В хвостовике имеется дроссель для установки поступающего в гильзу расхода теплоносителя (G_г). Корпус гильзы 8 в данном случае выполнен из шестигранника, используемого в реакторе в качестве чехла топливных сборок (ТВС). Внутри корпуса размещена направляющая труба 7, соединенная с ним своей верхней частью. На нее при работе реактора надвигают опускную трубу привода стержня 11 с целью удлинения направляющего канала стержня. Стержень выполнен в виде многозвенной цилиндрической конструкции, соединенной шарнирами. Они обеспечивают ее кинематическую подвижность в искривленном канале при формоизменениях элементов активной зоны, возникающих в процессе работы реактора. Конструкция шарниров практически исключает обмен теплоносителем, омывающим - изнутри и снаружи - стержень. Стержень состоит из удлинительного 6, рабочего 5, соединительного 4 звеньев и головки 3, посредством которой его сцепляют с захватом штанги привода. При работающем реакторе стержень постоянно сцеплен с приводом. При перегрузке реактора стержень расцепляют с приводом в крайнем нижнем его положении - на "упоре". В этом положении стержень опирается буртиком своей головки на верхний торец направляющей трубы гильзы. В положении стержня на "упоре" штанга привода и его опускная труба подняты в верхнее положение. На фиг. 1 стержень показан в двух рабочих положениях - опущенном и взведенном; штанга с захватом, а также хвостовик гильзы условно не показаны. Поступивший в гильзу теплоноситель разделяется на два потока, омывающих стержень снаружи (G_щ) и внутри (G_ст). Оба потока после прохождения по своим трактам смешиваются в опускной трубе привода. Общий расход теплоносителя (G_г) и распределение его по трактам устройства (G_ст/G_щ) для обоих положений стержня одинаковы, поскольку сопротивление устройства и его трактов при изменении положения стержня изменяются несущественно. В положении стержня на "упоре" соотношение расходов в устройстве (G_г/G_щ) может несколько отличаться от указанного выше из-за перекрытия головкой стержня выхода из щели между трубой и стержнем. Однако при незначительном подъеме стержня с "упора" (на 3-5 мм) разница в соотношении расходов исчезает; в этой связи соотношение расходов (G_ст/G_щ) для всех положений стержня может быть принято одинаковым. Для рассматриваемой реакторной установки принят следующий основной алгоритм ее работы. Перед выводом реактора на мощность стержни аварийной защиты (АЗ), а также других систем управления реактивностью посредством захватов сцепляют с приводом и с помощью их выводят стержни в нижнее рабочее положение. С помощью приводов поднимают стержни АЗ в верхнее рабочее положение - над активной зоной. Извлечением других стержней реактор выводят сначала на минимальный, а затем на номинальный уровень мощности. Расход теплоносителя в процессе набора мощности изменяют так, что отношение их (G_p/G_p) поддерживают близким к единице. В диапазоне мощностей 0-25% расход поддерживают постоянным (25% от номинального). При отключении одной из трех теплоотводящих петель мощность и расход реактора автоматически снижаются до 67%. Снижение мощности осуществляется автоматическим вводом в активную зону специального ("петлевого") стержня АЗ пониженной эффективности АЗП, остальные стержни АЗ (5 шт) остаются в верхнем рабочем положении. При срабатывании аварийной защиты стержня АЗ и других систем автоматически вводятся в активную зону. Расход теплоносителя через реактор при этом автоматически снижается до начального уровня. На стержень в гильзе действует выталкивающая сила, определяющаяся в основном перепадом давления на его тракте. Для исключения всплытия стержней в состоянии перегрузки реактора при ошибочном включении насосов основного контура на номинальные обороты необходимо, чтобы вес стержня с запасом превышал выталкивающую силу; для стержней АЗ указанный запас принят 1,2. Недостатком известного технического решения является невозможность посредством его реализовать способ управления ядерным реактором, основанный на пассивном принципе - на подъеме и удержании регулирующего стержня в канале потоком теплоносителя основного контура. Указанный недостаток объясняется конструкцией устройства, в силу которой, если в работающем реакторе подъем и удержание регулирующего стержня в гильзе осуществляют потоком теплоносителя основного контура при расходах теплоносителя ниже номинального ( ≥0,6 G_ном с учетом определенного запаса по расходу к режиму АЗП), то при перегрузке реактора не представляется возможным предотвратить всплытие стержня из активной зоны при ошибочном включении главных насосов основного контура на номинальные обороты. Цель изобретения - повысить безопасность установки путем исключения всплытия регулирующего стержня из активной зоны при перегрузке реактора в случае ошибочного включения насосов основного контура на номинальные обороты при условии, что подъем и удержание стержня в направляющем канале после достижения определенного, ниже номинального, уровня мощности осуществляют на пассивном принципе - потоком теплоносителя основного контура; улучшить экономику установки путем исключения устройств дополнительной пассивной защиты рассмотренного типа в результате придания используемому на установке способу регулирования, основанному на перемещении стержня в канале посредством штанги с захватом от привода указанного принципа пассивности. Для достижения указанной цели в устройстве, включающем в себя гильзу, состоящую из наружного трубчатого корпуса, закрепленного своим хвостовиком в нижней плите активной зоны реактора и сообщенного с напорным коллектором основного контура, направляющей трубы, размещенной внутри корпуса и соединенной с ним своей верхней частью, размещенного в направляющей трубе регулирующего стержня, состоящего из головки, рабочего соединительного и удлинительного звеньев, соединенных шарнирами, омываемого внутри и снаружи теплоносителем основного контура, предлагается ввести следующие изменения: направляющая труба выполнена удлиненной так, что между нижними торцами ее и стержня в крайнем нижнем его положении имеется гарантированный зазор, нижний торец направляющей трубы заглушен, вход для теплоносителя выполнен в верхней части трубы - на уровне верхнего торца рабочего звена стержня при крайнем нижнем его положении, стенка соединительного звена стержня перфорирована сквозными отверстиями суммарной площадью, обеспечивающей достаточный расход теплоносителя на охлаждение стержня в его нижнем положении после остановки реактора и невсплытие стержня из положения на "упоре" при перегрузке реактора в случае ошибочной подачи полного расхода теплоносителя основного контура. Сущность изобретения поясняется чертежом, представленным на фиг. 2. На фиг. 2 отмечены следующие конструктивные элементы устройства: 1 - регулирующий стержень; 2 - гильза; 3 - головка стержня; 4 - соединительное звено с оболочкой, перфорированной сквозными отверстиями; 5 - рабочее звено; 6 - удлинительное звено; 7 - направляющая труба гильзы; 8 - корпус (чехол) гильзы; 9 - дроссельная шайба; 10 - опорная плита активной зоны; 11 - опускная труба привода; 12 - питательные отверстия в направляющей трубе. Устройство содержит направляющий канал-гильзу 2 и размещенный в ней регулирующий стержень 1; стержень показан в двух рабочих положениях - опущенном и взведенном. Стержень представляет собой многозвенную цилиндрическую конструкцию, соединенную шарнирами, практически исключающими обмен теплоносителем, проходящим внутри и снаружи стержня. Стержень имеет рабочее 5, удлинительное 6, соединительное 4 звенья, а также головку 3 для соединения со штангой привода посредством ее захвата. Для получения необходимой гидравлической характеристики стержня в торцовой части удлинителя установлена дроссельная шайба 9. Величина ее сопротивления определяется из условия равенства расходов теплоносителя на охлаждение стержня (G_ст) в данном стержне и его прототипе в режиме взвешивания стержня в верхнем рабочем положении. Гильза представляет собой трубчатый канал, крепящийся своим хвостовиком в опорной плите 12 активной зоны реактора. В хвостовике при изготовлении гильзы закрепляют дроссель для установки необходимого расхода. Корпус гильзы 8 в данном случае выполнен из шестигранника, применяющегося в качестве чехла ТВС. Внутри корпуса размещена направляющая труба 7, соединенная с ним в верхней своей части. Отверстия для входа теплоносителя 12 выполнены в верхней части направляющей трубы - на уровне верхнего торца рабочего звена при положении стержня на "упоре"; ее нижний торец заглушен. На фигуре штанга с захватом и хвостовик условно не показаны. Как частный может быть отмечен вариант конструкции устройства без опускного (ниже уровня питательных отверстий) участка направляющей трубы. Однако он не всегда может быть реализован вследствие невозможности обеспечить при этом необходимый запас на невсплытие стержня. Поступающий в устройство теплоноситель (G_г) после запиточных отверстий в направляющей трубе разветвляется в кольцевой щели между стержнем и трубой на два потока - восходящий (G_щ) и нисходящий (G_ст); последний, пройдя до торца трубы и изменив свое направление на противоположное, поступает в стержень. Оба потока затем смешиваются в выходной части устройства. В отличие от прототипа распределение расходов теплоносителя по трактам устройства (G_ст/G_щ) сильно зависит от положения в нем стержня. Изменение расходов при этом связано с изменением сопротивления стержня. В верхнем рабочем положении стержня (см. фиг. 2) соединительное звено его выведено за пределы направляющей трубы гильзы и наличие перфорации в нем не сказывается на соотношении гидравлических сопротивлений трактов стержня и щели. В этом положении как общий расход (G_г), так и распределение его по трактам устройства (G_ст/G_щ) определяются из условий равенства номинальных расходов в данном стержне и его прототипе и взвешивания стержня при расходе теплоносителя через устройство ≥0,6G_ном^г. В положении на "упоре" (см. фиг. 2) перфорация соединительного звена находится на уровне запиточных отверстий направляющей трубы гильзы. При этом оба тракта устройства - стержень, щель - байпасируются трактом перфорированное звено - головка стержня. При высокой степени перфорация соединительного звена практически весь расход через устройство пойдет по байпасу вследствие низкого его гидравлического сопротивления. Очевидно, что всплытие при этом стержня из активной зоны произойти не может; однако в данном случае расход на охлаждение стержня после срабатывания может оказаться недостаточным. В этой связи суммарное сечение отверстий в оболочке соединительного звена должно быть выбрано в диапазоне значений, максимальное из которых определяется условием обеспечения расхода теплоносителя на охлаждение стержня после срабатывания защиты, а минимальное - условием обеспечения необходимого запаса на невсплытие стержня из положения на "упоре" в состоянии перегрузки реактора и ошибочном включении насосов основного контура на номинальные обороты. Увеличение запаса на невсплытие стержня также достигается за счет опускного участка щели между стержнем и трубой, на котором срабатывается часть из располагаемого перепада на устройстве и тем самым снижается действующая на стержень выталкивающая сила. Применительно к установке БН-600 для описанного выше алгоритма ее эксплуатации защитное устройство работает следующим образом. Перед пуском реактора опускную трубу привода стержня надвигают на направляющую трубу гильзы, штангу привода опускают вниз и сцепляют посредством захвата со стержнем, находящимся на "упоре". Приводом снимают стержень с "упора" и перемещают сначала в нижнее, а затем в верхнее его положение. При достижении в процессе подъема мощности реактора уровня расхода теплоносителя основного контура ≈60% от номинального захвата расцепляют: стержень удерживается в открытом захвате потоком теплоносителя. Затем производят дальнейшее увеличение мощности. При отключении одной из трех теплоотводящих петель стержень остается в верхнем рабочем положении. При срабатывании аварийной защиты стержень от привода с раскрытым захватом вводится в нижнее рабочее положение (80 мм выше "упора"). В этом положении стержень удерживается в открытом захвате до момента, когда выталкивающая сила окажется меньше веса стержня вследствие снижения расхода, после чего он опускается на "упор". В случае несрабатывания привода стержень вводится в активную зону под собственным весом при снижении расхода основного контура. В нижнем положении стержня через него обеспечивается достаточный расход на охлаждение. Из положения на "упоре" в состоянии перегрузки реактора всплытия стержня не происходит при ошибочном включении насосов на номинальные обороты. Таким образом, в предложенном решении сочетаются достоинства обоих способов регулирования - традиционного, основанного на перемещении стержня приводом, и основанного на пассивном принципе - гидродинамическом подъеме и удержания регулирующего стержня потоком охлаждающего его теплоносителя. Предлагаемое устройство существенным образом повышает уровень безопасности реактора, поскольку исключает всплытие стержня из активной зоны при перегрузке реактора и позволяет большую часть времени работы реактора на мощности осуществлять способ регулирования, основанный на пассивном принципе (время взвода стержня и удержание его в захвате до уровня мощности ≈60% составляет ≈2% от общего времени работы реактора на мощности). Для определения основных параметров устройства применительно к уже имеющимся на установке БН-600 стержню и гильзе АЗ (см. фиг. 1) были проведены расчетные оценки. Они показали следующее. Для осуществления описанного выше алгоритма работы устройства достаточно увеличить номинальный расход через устройство (G_г) с 2 кг/с (в прототипе) до 5,6 кг/c. Степень перфорации выбрана такой, что соотношение расходов G_ст/G_щ в опущенном положении стержня с целью его охлаждения после срабатывания защиты составляет 1:10,6 (G_щ 5,12 кг/с, G_ст ≈0,48 кг/с), в поднятом положении указанное соотношение составляет 1: 1,8 (G_щ ≈3,6 кг/с, G_ст ≈2 кг/с). Запас на невсплытие из нижнего положения составляет ≈ 1,6. При отсутствии перфорации в соединительном звене стержня он всплывает из положения на "упоре" при расходе 3,4 кг/с. В стержне для повышения его подъемной силы установлена шайба, учитывая большой его запас на невсплытие; при отсутствии шайбы номинальный расход для функционирования устройства необходимо увеличить до ≈7,1 кг/с при возрастании коэффициента запаса до ≈3. При отключении насосов стержень вводится в зону под собственным весом за время не более 2 с. Полное время ввода стержня в зону составляет не более 6 с (время снижения расхода до 0,6 от номинального 4 с), что вполне удовлетворяет требованиям безопасности реактора. Предложенное устройство отвечает требованиям устройства пассивного типа. Аналогично описанному происходит работа устройства применительно к другому типу регулирующего стержня, в частности компенсатора выгорания (КС). Отличие вытекает из функционального назначения систем АЗ и КС. Стержень КС в течение компании по мере реализации эффектов реактивности, связанных с выходом реактора на мощность и выгоранием топлива, постоянно перемещают из нижнего в верхнее их рабочее положение. Это перемещение сначала производится с помощью штанги, а после достижения расхода теплоносителя через реактор, как указывалось выше, ≥ 0,6 от номинального перемещение стержня происходит за счет гидродинамической силы напора теплоносителя; штанга (с раскрытым захватом) ограничивает перемещение стержня вверх. При срабатывании защиты стержень вводится в активную зону под действием штанги, при отказе привода - погружается в активную зону под собственным весом. Можно отметить, что при этом, в отличие от стержня АЗ, время погружения стержня в зону будет различным, поскольку срабатывание стержня может быть в любое время кампании, т.е. из различного его положения по высоте активной зоны. За базу сравнения можно принять устройство, принятое в качестве прототипа и представленное на фиг. 1. По сравнению с ним предложенное устройство имеет следующие преимущества. Оно придает принцип пассивности, основанный на гидродинамическом подъеме и удержании регулирующего стержня потоком теплоносителя основного контура, способу регулирования, осуществляемому посредством прототипа, основанному на перемещении стержня, охлаждаемого теплоносителем основного контура в направляющем канале, на всех режимах работы реактора только от привода посредством штанги с захватом. При этом повышается безопасность реактора путем исключения всплытия стержня при перегрузке реактора при включении насосов основного контура на номинальные обороты. Не требуется установки на реакторе дополнительной (к основной) защиты, основанной на пассивном принципе, что даст существенные экономические выгоды, одновременно повышая уровень безопасности реактора. (56) Уолтер А. и Рейнольдс А. Реакторы - размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1986. Стержни СУЗ реактора БН-600, 2631.00.000 ПЗ, 1989.

Формула изобретения

ИСПОЛНИТЕЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ЖИДКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ, включающее в себя гильзу, состоящую из наружного трубчатого корпуса, закрепленного своим хвостовиком с дросселем в плите активной зоны реактора и сообщенного с напорным коллектором, направляющей трубы, размещенной внутри корпуса и соединенной с ним в своей верхней части, размещенного в направляющей трубе регулирующего стержня, состоящего из головки, рабочего, соединительного и удлинительного звеньев, соединенных шарнирами, омываемого внутри и снаружи потоком теплоносителя основного контура, отличающееся тем, что, с целью повышения безопасности путем исключения всплытия стержня из активной зоны при перегрузке реактора, направляющая труба выполнена удлиненной так, что между нижними торцами ее и стержня в крайнем нижнем его положении имеется гарантированный зазор, нижний торец направляющей трубы заглушен, причем вход для теплоносителя выполнен в верхней части трубы на уровне верхнего торца рабочего звена стержня при крайнем нижнем его положении, а стенка соединительного звена стержня перфорирована сквозными отверстиями суммарной площадью, обеспечивающей расход теплоносителя на охлаждение стержня в его нижнем положении после остановки реактора.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2