Устройство аварийной защиты ядерного реактора

 

Сущность: устройство содержит средство удержания стержня над активной зоной реактора, средство ускорения стержня и средства его торможения. Средство ускорения выполнено в виде расположенных со второго конца корпуса камеры сгорания с газогенерирующим зарядом, воспламенителем и пиропатроном, соединенным с блоком системы управления и защиты, и поршня со срезаемой мембраной, размещенного между камерой сгорания и стержнем аварийной защиты. Полость между поршнем и стрежнем заполнена охлаждающей жидкостью, например водой, причем корпус снабжен установленными с обоих концов полости впускными и выпускными обратными клапанами. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

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

Известно устройство аварийной защиты ядерного реактора, содержащее электромагнит с защелкой для удержания в корпусе стержня аварийной защиты вне активной зоны в нормальных условиях работы реактора, привод для обеспечения необходимой начальной скорости стержня аварийной защиты, выполненный в виде или чисто гидравлического поршневого тормоза, или тормоза смешанного типа с применением гидравлики и пружины [1] Недостатком этого устройства является невозможность достижения требуемых скоростей перемещения стержня, обеспечивающих времена аварийной остановки ядерных реакторов в диапазоне 0,01-0,1 с.

Известна система пневматического управления аварийным стержнем ядерного реактора. Система содержит цилиндрический корпус, в котором располагаются поршень, удерживаемый в верхнем положении в корпусе благодаря разрежению, создаваемому вакуумными насосами. Поршень посредством штока жестко связан с аварийным стержнем и по сигналу аварийной остановки реактора под действием высокого давления жидкости, например жидкого аргона, поступающего из отдельного резервуара, выталкивается вниз, заставляя опускаться в активную зону стержень аварийной защиты [2] Недостатком такого устройства является наличие большого числа последовательно переключаемых запорных вакуумных и жидкостных кранов и насосов, что усложняет конструкцию и снижает надежность срабатывания при авариях.

Наиболее близким к предлагаемому является устройство аварийной защиты ядерного реактора, содержащее цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца стержнем аварийной защиты, датчики, соединенные с блоком обработки информации, средство ускорения стержня аварийной защиты и средство торможения стержня, объединенные в виде шагового линейного электродвигателя со специальной аппаратурой управления процессом перемещения стержня в активную зону [3] Недостатки такого устройства в том, что, обладая возможностью достаточно плавного управления скоростью перемещения стержня в широком диапазоне, оно в то же время занимает большие габариты, сложно по конструкции и не обеспечивает высокой надежности срабатывания в экстремальных аварийных ситуациях, особенно при вероятном общем обесточивании силовой электрической сети.

Цель изобретения повышение эффективности защиты реакторов при авариях путем повышения надежности срабатывания за счет упрощения конструкции привода стержня и уменьшения его габаритов.

Цель достигается тем, что в устройстве аварийной защиты ядерного реактора, включающем цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца стержнем аварийной защиты, датчики, соединенные с блоком системы управления и защиты реактора, средство удержания стержня над активной зоной реактора, средство ускорения стержня и средства его торможения, средство ускорения выполнено в виде расположенных со второго конца корпуса камеры сгорания с газогенерирующим зарядом, воспламенителем и пиропатроном, соединенным с блоком системы управления и защиты реактора, и поршня со срезаемой мембраной, размещенного между камерой сгорания и стержнем аварийной защиты, а полость между поршнем и стержнем заполнена охлаждающей жидкостью, причем корпус снабжен установленными с обоих концов полости впускным и выпускным обратными клапанами.

Кроме того, средство торможения выполнено в виде подпружиненного тормозного поршня с конической полостью, ответной головной части стержня аварийной защиты, а полость активной зоны между стержнем и тормозным поршнем снабжена втулкой и заполнена охлаждающей жидкостью, во втулке выполнены калибровочные отверстия, до срабатывания перекрытые поршнем, причем с обоих концов полости установлены впускной и выпускной обратные клапаны.

Для приведения стержня аварийной защиты в исходное положение после останова реактора к тормозному поршню жестко крепится шток с рейкой, находящейся в зацеплении с зубчатым колесом механизма возврата стержня.

Длина предлагаемого устройства L_о определяется высотой пространства между активной зоной реактора и верхней частью корпуса реактора. Внутренний диаметр корпуса устройства равен d_к 2R_ст, где R_ст радиус стержня, определяемый заданной эффективностью поглощения нейтрального излучения. Внешний диаметр корпуса определяется из условия сохранения прочности и герметичности корпуса при действии максимального внутреннего давления Р_max от горения порохового заряда формулой D_к d_к + (30 40) мм при P_max = 1500 кг/см² и запасе прочности n_пр≥2. Соотношение высоты порохового заряда к его диаметру при приемлемой плотности заряжения составляет величину l_з/d_к = 1 1,4. Длина цилиндрической части стержня l_п примерно равна высоте активной зоны реактора l_а, а длина головной части стержня (l_ст-l_п) определяется объемом полости в ней, необходимой для эффективного торможения стержня на начальном этапе. Отношение высоты тормозной пружины к ее диаметру l_пр/d_пр определяется условием плавного торможения стержня на конечном участке движения.

На чертеже изображено устройство аварийной защиты ядерного реактора.

Устройство содержит корпус 1, в верхней части которого установлены пиропатрон 2, воспламенитель 3, штуцер 4, газогенерирующий заряд 5, размещенный в зарядной камере, поршень 6 и навинтная втулка 7. На корпусе 1 расположены впускной 8 и выпускной 9 обратные клапаны. В нижней части корпуса 1 установлен корпус стержня 10 аварийной защиты с поглотителем 11. В канале активной зоны 12 размещена втулка 13, в средней части которой расположен тормозной поршень 14 со штоком с рейкой 15 и пружиной 16. Пиропатрон 2 соединен с блоком 17 системы управления и защиты реактора. В полости головной части стержня выполнены отверстия 18. На корпусе втулки 13 установлены выпускной 19 и впускной 20 обратные клапаны. Корпус 10 стержня аварийной защиты удерживается в корпусе 1 устройства над каналом активной зоны с помощью штифтов 21, а поршень 6 удерживается в корпусе 1 с помощью срезаемой мембраны 22. Полость между поршнем 6 и корпусом 10 стержня аварийной защиты заполнена охлаждающей жидкостью 23, циркуляция которой обеспечивается клапанами 8 и 9. В полости верхней части втулки 13 канала активной зоны 12 размещена охлаждающая жидкость 24, циркуляция которой обеспечивается клапанами 19, 20, а в средней части втулки выполнены калибровочные отверстия 25. Вблизи каналов активной зоны 12 установлены датчик 26, сигналы с которых поступают в блок 17 системы управления и защиты реактора. Тормозной поршень 14 через шток с рейкой 15 жестко связан с зубчатым колесом 27 механизма возврата поршней 6, 14 и корпуса стержня 10 в исходные положения.

При возникновении аварийной ситуации блок 17 по сигналам с датчиков 26 выдает команду на срабатывание пиропатрона 2, который через воспламенитель 3 зажигает газогенерирующий пороховой заряд 5 с профилированными каналами, обеспечивающими горение заряда с заданной скоростью. При достижении определенного давления в зарядной камере срезается мембрана 22 и поршень 6 начинает движение, перемещая через столб охлаждающей жидкости корпус 10 стержня аварийной защиты после срезания штифтов 21. Клапаны 8, 9 при этом запираются, обеспечивая заданное давление за донным срезом корпуса 10 стержня аварийной защиты. При достижении максимального давления в столбе жидкости, обеспечивающего заданную скорость разгона стержня, внутреннее давление в корпусе 1 "стравливается" штуцером 4 по P= P_з. Одновременно при торможении стержня вследствие перетекания жидкости 24 через отверстия 18 в головную полость корпуса 10 стержня возрастает давление в полости канала активной зоны, заполненной жидкостью 24. При этом клапаны 19, 20 также "запираются", а тормозной поршень 14, поддерживаемый силой сопротивления пружины 16, сохраняет исходное положение до момента полного заполнения головной полости корпуса 10. При достижении определенного давления в полости канала активной зоны начинается совместное движение корпуса 10 стержня и тормозного поршня 14, в результате которого открывается отверстие 25 в средней части втулки 12 и начинается второй этап торможения стержня, вследствие истечения жидкости 24 через отверстия 25. В это время головная часть корпуса стержня находится в "сцепке" с ответной частью тормозного поршня 14. На заключительной стадии движения стержня, когда участок корпуса 10 стержня, заполненный поглотителем, занимает 80-90% высоты канала активной зоны l_а, безударная остановка корпуса 10 стержня в положении максимального поглощения нейтронов l_п l_а осуществляется с помощью пружины 16. При этом отверстия 25 в корпусе втулки 12 перекрываются корпусом стержня. Возврат корпуса стержня 10, тормозного поршня 14 и поршня 6 в исходное положение осуществляется механизмом возврата с помощью штока с рейкой 15 и зубчатого колеса 27, при этом клапаны 8, 9, 19, 20 остаются запертыми (при P=P_з).

Таким образом, предлагаемое устройство аварийной защиты ядерного реактора позволяет устранить недостатки известных конструкций, увеличить эффективность и повысить надежность работы системы аварийной защиты ядерных реакторов.

Формула изобретения

1. Устройство аварийной защиты ядерного реактора, включающее цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца стержнем аварийной защиты, соединенные с блоком системы управления и защиты реактора средство удержания стержня над активной зоной, средство ускорения стержня и средство его торможения, отличающееся тем, что средство ускорения выполнено в виде расположенных с второго конца корпуса камеры сгорания с газогенерирующим зарядом, воспламенителем и пиропатроном, соединенным с блоком системы управления и защиты реактора, и поршня со срезаемой мембраной, размещенного между камерой сгорания и стержнем аварийной защиты, а полость между поршнем и стержнем заполнена охлаждающей жидкостью, причем корпус снабжен установленными с обоих концов полости впускным и выпускным обратными клапанами.

2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что стержень аварийной защиты выполнен в виде корпуса с конической головной частью и внутренней полостью в ней, сообщающейся с полостью активной зоны через отверстия, выполненные на боковой поверхности конической головной части стержня.

3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что средство торможения выполнено в виде подпружиненного тормозного поршня с конической полостью, ответной головной части стержня аварийной защиты, а полость активной зоны между стержнем и тормозным поршнем снабжена втулкой и заполнена охлаждающей жидкостью, во втулке выполнены отверстия, до срабатывания перекрытые поршнем, причем с обоих концов полости установлены впускной и выпускной обратные клапаны.

РИСУНКИ

Рисунок 1