Устройство пассивной защиты ядерного реактора

 

Использование: в атомной энергетике для повышения надежности срабатывания пассивной защиты ядерного реактора на тепловых нейтронах. Сущность изобретения: устройство пассивной защиты ядерного реактора содержит размещенный по оси канала теплоносителя шток со скошенным разъемом, выполненным в виде попарно сопряженных трапецеидальных выступов и пазов, охваченным подвижным вдоль штока кольцом, закрепленный на штоке поглощающий элемент и исполнительный механизм, который выполнен в виде сильфонов, закрепленных с одной стороны на штоке выше разъема, а с другой - на упомянутом подвижном кольце, причем полости сильфонов соединены через демпферный объем и вентиль с трактом теплоносителя. 1 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к устройствам пассивной защиты ядерного реактора.

Известны устройства пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, в которых преобразователи аварийного сигнала выполнены с использованием изменения формы материала вследствие теплового расширения биметаллического материала, сильфона, упругой мембраны, плавкого элемента, газового поглотителя, срабатывающего на увеличение давления и др. , см. журнал "Атомная техника за рубежом", N 1, 1988, с. 10 - 16.

Наиболее близким по совокупности признаков к предлагаемому устройству является устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, которое выполнено в виде головки, корпуса и хвостовика. Вдоль оси головки закреплен шток, на котором последовательно размещены пружина, подвижный груз с C-образным выступом, разъем из сопряженных выступа и паза, охваченный подвижным кольцом, и пучок стержней поглотителей. При сжатой пружине груз удерживается биметаллической пластиной, см. патент РФ N 2057376, кл. G 21 C 9/02, 1992.

Технической задачей изобретения является повышение надежности срабатывания пассивной защиты ядерного реактора на тепловых нейтронах.

Поставленная задача достигается тем, что в предлагаемом устройстве, включающем размещенный в канале тракта первого контура реактора шток, удерживающий поглощающий элемент, с разъемом из сопряженных выступов и пазов, охваченным подвижным кольцом, на верхней части штока до разъема закреплены сильфоны, противоположные торцы которых связаны с подвижным кольцом, а полости сильфонов соединены через вентиль с трактом теплоносителя.

На чертеже изображено устройство пассивной защиты ядерного реактора.

Устройство установлено в канале 1 тракта теплоносителя первого контура реактора и содержит поглощающий элемент 4, удерживаемый на тросе 2 за шток 3, выполненный со скошенным разъемом в виде сопряженных между собой попарно трапецеидальных выступов и пазов 5, 6, при этом разъем охвачен подвижным вдоль оси кольцом 7, связанным с нижними торцами сильфонов 8, верхние торцы которых закреплены на штоке 3 выше разъема, а внутренние полости сильфонов 8 соединены через демпферный объем 9 и вентиль 10 с трактом теплоносителя.

Устройство работает следующим образом.

При открытом вентиле 10 заполняют сильфоны и демпферный объем 9 теплоносителем до уровня, при котором газовая подушка демпферного объема 9 находится под давлением, равным номинальному, после чего вентиль закрывают.

В нормальном режиме работы реактора сильфоны 8 разгружены (воспринимают лишь пульсации давления, неизбежные при работе реактора), в таком состоянии подвижное кольцо 7 охватывает разъем из трапецеидальных выступов и пазов 5, 6, удерживая поглощающий элемент 4 вне активной зоны.

В аварийном режиме повышение давления теплоносителя сверх номинального сжимает сильфоны 8, которые перемещают вверх подвижное кольцо 7, освобождая разъем по линии сопряжения выступов и пазов 5, 6. В результате этого поглощающий элемент 4 под действием собственного веса сбрасывается в активную зону реактора и надежно подавляет цепную реакцию.

Необходимая для освобождения зоны разъема штока 3 величина перемещения кольца 7 связана определенным соотношением с размерами демпферного объема 9, вывод которого дан ниже.

Такое выполнение пассивной защиты позволяет существенно повысить безопасность работы реакторов типа РБМК-1000 и РБМК-1500.

1. При начальном заполнении сильфонов 8 и демпферного объема 9 теплоносителем через вентиль 10 размер части демпферного объема, заполненного газовой средой, определяется из уравнения состояния при условии, что теплоноситель должен заполнить внутренний объем сильфонов и часть демпферного объема, выбираемую из конструктивных соображений (теплоноситель как минимум должен доходить до верхнего обреза трубки).

Исходя из этого положения, запишем: p0 (Vg + Vt + m L F)/T0 = p Vg/T. (1) Здесь p0 и p - нормальное давление и рабочее давление теплоносителя, T0 и T - нормальная температура и рабочая температура теплоносителя, Vg и V1 - газовая часть демпферного объема и часть демпферного объема, выбираемая из конструктивных соображений, m - количество сильфонов, L и F - длина и эффективная площадь сильфона.

Из уравнения (1) находим размер газовой части демпферного объема, Vg (p/T0)= p0 (Vt + m L F)/T0. (2) 2. При увеличении давления теплоносителя в аварийной ситуации газовая часть демпферного объема за счет поджатия сильфонов будет уменьшаться до момента выравнивания давления в активной зоне с давлением в демпферном объеме. Уменьшенная часть газового демпферного объема определится из уравнения состояния следующим образом: p Vg = (p + 0.5 p) Va, (3) откуда Va = p Vg/(p + 0.5 p). (4) Здесь p - величина превышения давления над рабочим при аварийной ситуации, коэффициент 0.5 принят для обеспечения гарантированного хода сильфонов, при котором происходит освобождение разъема штока 3, Va - остающаяся часть газового демпферного объема, обеспечивающая необходимый для освобождения разъема штока 3 подъем кольца 7 в аварийной ситуации.

3. Вычисленная из уравнения (4) величина Va не должна быть меньше допускаемой величины [Va] , при которой обеспечивается необходимый ход подвижного кольца 7 на величину h. Величина [Va] определяется из условия
[Va] = Vg - h m F, (5)
которое учитывает уменьшение газовой части демпферного объема за счет перетекания теплоносителя из сильфонов в демпферный объем при освобождении разъема штока 3.

4. Окончательное решение по величине демпферного объема 9 принимается при таком подборе конструктивных параметров, при котором выполняется условие
Va [Va]. (6)е


Формула изобретения

Устройство пассивной защиты ядерного реактора, содержащее размещенный по оси канала теплоносителя шток со скошенным разъемом, выполненным в виде попарно сопряженных трапецеидальных выступов и пазов, охваченным подвижным вдоль штока кольцом, закрепленный на штоке поглощающий элемент и исполнительный механизм, отличающееся тем, что исполнительный механизм выполнен в виде сильфонов, закрепленных с одной стороны на штоке выше разъема, а с другой - на упомянутом подвижном кольце, причем полости сильфонов соединены через демпферный объем и вентиль с трактом теплоносителя.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к устройствам пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к устройствам пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к устройствам пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах

Изобретение относится к оборудованию ядерных энергетических установок и может быть использовано в механизмах управления ядерных реакторов

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования

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 ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, может быть использовано для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования, позволяет значительно повысить надежность и эффективность срабатывания устройства, а это увеличивает безопасность эксплуатации и ресурс работы оборудования

Изобретение относится к механизмам систем управления и защиты ядерных реакторов, а именно к механизмам аварийной защиты ядерных реакторов

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования

Изобретение относится к ядерной технике и касается способа управления по мощностному каналу пуском ядерного реактора
Изобретение относится к ядерной техники и касается способа управления расхолаживанием ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с естественной циркуляцией теплоносителя в контурах охлаждения и отрицательным температурным эффектом реактивности (ТЭР) на участке процесса уменьшения физической мощности реактора до пяти и менее процентов ее номинального значения

Изобретение относится к управлению ядерными реакциями в реакторах с водой под давлением, а именно к устройствам для перемещения регулирующих органов ядерного реактора в требуемые положения

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов и может быть использовано в системах контроля положения регулирующих органов

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов и может быть использовано в системах контроля положения регулирующих органов

Изобретение относится к управлению ядерными реакциями в реакторах с водой под давлением, а именно к устройствам для перемещения регулирующих органов ядерного реактора в требуемые положения

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора
Наверх