Устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах



Устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах
Устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах
Устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах
Устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах

 


Владельцы патента RU 2475871:

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" (RU)

Предлагаемое изобретение относится к системам защиты и диагностики ядерного реактора на быстрых нейтронах АЭС. Устройство защиты ядерного реактора содержит измерители и датчики режимов работы АЭС и системы управления защиты, стержень аварийной защиты для гашения цепной реакции при авариях различного вида, механически соединенный с поворотной пробкой крыши корпуса реактора механизм горизонтального и вертикального перемещения и расположенные на дне корпуса реактора направляющие элементы в виде посадочного гнезда для беспрепятственного перемещения вниз стержня аварийной защиты. Устройство также содержит магнитопровод, якорь и катушку магнитопровода, коммутационный аппарат с приводом, источник питания, блок управления коммутационным аппаратом и демпферную пружину, при этом магнитопровод с катушкой жестко соединен с механизмом горизонтального и вертикального перемещения, якорь магнитопровода жестко соединен с головкой стержня аварийной защиты, посадочное гнездо жестко соединено с нижней частью корпуса ядерного реактора. Магнитопровод и якорь магнитопровода выполнены из магнитного материала с регулируемой за счет химического состава температурой Кюри. Во втором варианте исполнения устройство защиты содержит ускоряющую пружину, которая в ждущем режиме находится в сжатом состоянии между магнитопроводом и якорем магнитопровода. Технический результат предлагаемого изобретения - повышение надежности АЭС. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Предлагаемое изобретение относится к оборудованию системы защиты и диагностики ядерного реактора на быстрых нейтронах на атомных электростанциях - АЭС. Технический результат предлагаемого изобретения заключается в увеличении надежности АЭС.

Известно, что надежная работа АЭС имеет большое значение для успешного развития атомной электроэнергетики. Известно также, что безопасность реактора на быстрых нейтронах, например типа БН-600, основана на многократном дублировании и резервировании систем, важных для управления и обеспечения безопасности реактора и энергоблока в целом. См. Приложение 1, Л. 1, Белоярская АЭС. 624250, Россия, Свердловская обл., г. Заречный, Белоярская АЭС, стр. 26, 27. Поэтому в технической литературе уделяется большое внимание вопросам надежности и защиты АЭС от аварий, в том числе и в упомянутой ниже литературе.

Л. 2. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах / Под общей редакцией чл. - кор. АН СССР Ф.М.Митенкова. - М.: Энергоатомиздат, 1985.

Л. 3. Шейнкман А.Г. и др. Развитие систем диагностики процессов и оборудования энергоблока с реактором БН-600. Российская Академия наук. Уральское отделение. Екатеринбург, 1994.

Л. 4. Плютинский В.И., Погорелов В.И. Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1983.

Л. 5. Самойлов О.Б. и др. Безопасность ядерных энергетических установок. - М.: Энергоатомиздат, 1989.

Л. 6. Юркевич Г.П. Системы управления энергетическими реакторами. - М.: Издательство ЭЛЕКС-КМ, 2001.

Л. 7. Гидродинамика и безопасность ЯЭУ. Сборник трудов ФЭИ. В трех томах. Том 2. Обнинск: ГНЦ РФ ФЭИ, 1999.

Л. 8. Электротехнический справочник: В 4 т. T.1 Общие вопросы. Электротехнические материалы/ Под общей редакцией профессоров МЭИ В.Г. Герасимова и др. - 9-е изд., стер. - М.: Издательство МЭИ, 2003. Патенты РФ на изобретение №1572303 и №2260211.

Во всех упомянутых изданиях существенная часть их объема посвящена вопросам безопасности и устройств безопасности и защиты от аварий АЭС.

Все устройства защиты в упомянутой литературе можно рассматривать как аналоги предлагаемому изобретению. См. Приложение 2, Л.2, стр. 165, где показаны рабочие органы системы управления защиты - СУЗ, в том числе стержни A3, т.е. стержни аварийной защиты.

Во всех этих источниках говорится о достаточно сложных механизмах, которые должны переместить защитные стержни в крайнее нижнее положение для гашения цепной реакции при аварии. Эти механизмы могут также отказать. Кроме того, может исчезнуть электроснабжение собственных нужд. Обе эти причины могут привести к тому, что защитные стержни при возникновении аварий не будут опущены в нижнее положение, поэтому не произойдет гашение цепной реакции и может возникнуть тяжелая авария или взрыв.

Возможность подобного развития событий подтверждается в Приложении 3, Л.2, стр.186, 188, где перечисляется большое количество аварийных ситуаций. Во всей упомянутой литературе система устройств защит - СУЗ строится примерно по одному типу: при отклонениях от нормальных режимов тех или иных блоков АЭС приходят сигналы от многочисленных измерителей и датчиков, и, если эти сигналы выше нормированных значений, срабатывают устройства защиты, при этом главным устройством защиты, которое предотвращает взрыв АЭС, является устройство перемещения стержня аварийной защиты в активную зону реактора, что должно предотвратить цепную реакцию в активной зоне реактора. Однако известные датчики и известные устройства защиты также могут отказать. Поэтому они в полной мере не могут обеспечить достижение заявленного технического результата, т.е. повысить надежность АЭС.

В качестве прототипа выбрано устройство системы управления защиты - СУЗ, Приложение 4, Л.3, стр.46, рис.21. СУЗ содержит механизм горизонтального и вертикального перемещения и состоит из редукторов, зубчатых колес и реек, при этом к нижней части СУЗ подсоединен исполнительный орган - стержень. Эта СУЗ также имеет сложную конструкцию и также может отказать при поступлении аварийного сигнала. Также смогут отказать и датчики аварийных сигналов. Также может отказать и электроснабжение собственных нужд реактора. Поэтому и аналоги, и прототип при их осуществлении не обеспечивают достижения заявленного технического результата, заключающегося в увеличении надежности АЭС.

Предлагаемое изобретение решает задачу создания устройства защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, что позволяет достичь заявленного технического результата, заключающегося в увеличении надежности АЭС.

Сущность предлагаемого изобретения заключается в том, что в СУЗ ядерного реактора на быстрых нейтронах АЭС, имеющей все необходимые известные измерители и датчики режимов работы АЭС и системы управления защит - СУЗ, а также, по крайней мере, один стержень аварийной защиты для гашения цепной реакции при авариях различного вида, по крайней мере один механически соединенный с поворотной пробкой крыши корпуса реактора механизм горизонтального и вертикального перемещения и расположенные на дне корпуса реактора направляющие элементы в виде посадочного гнезда для беспрепятственного перемещения вниз стержня аварийной защиты при возникновении аварии, введены магнитопровод, якорь магнитопровода, катушка магнитопровода, коммутационный аппарат с приводом, источник питания, блок управления коммутационным аппаратом и демпферная пружина, при этом магнитопровод с катушкой жестко соединен с нижней частью механизма горизонтального и вертикального перемещения, якорь магнитопровода жестко соединен с головкой стержня аварийной защиты, входные выводы катушки магнитопровода с помощью гибкого кабеля подсоединены к выходным выводам коммутационного аппарата, входные выводы которого подсоединены к выходным выводам источника питания, а входные выводы привода коммутационного аппарата соединены с выходными выводами блока управления коммутационным аппаратом, при этом демпферная пружина жестко соединена с дном посадочного гнезда, а магнитопровод и якорь магнитопровода выполнены из магнитного материала с регулируемой температурой Кюри.

Сущность предлагаемого второго варианта изобретения заключается в том, что дополнительно введена ускоряющая пружина, первый конец которой жестко соединен с магнитопроводом, а второй конец в рабочем режиме реактора, когда устройство защиты находится в ждущем состоянии, упирается в якорь магнитопровода.

Заявленный технический результат - увеличение надежности АЭС - достигается следующим образом.

При возникновении аварийной ситуации процессы защиты могут протекать по двум путям.

Первый путь. Работают все известные традиционные датчики аварийных режимов, и происходит запланированное отключение аварийных режимов.

Второй путь. Все датчики функционируют, отказали механизмы перемещения аварийных защитных стержней. В этом случае, если исчезло электроснабжение собственных нужд, исчезает питание электромагнита, исчезает его тяговая сила и якорь вместе со стержнем аварийной защиты под действием собственного веса перемещается вниз и предотвращает цепную реакцию. Если электроснабжение собственных нужд остается исправным, температура быстро поднимается до 500°С и выше (в Приложении 5, Л. 2 на стр. 178 отмечается, что в аварийной ситуации температура охлаждающего натрия на выходе из ТВС - тепловыделяющего стержня за 0,4 секунды может достичь 800°С), магнитопровод и якорь разогреваются, их магнитная проницаемость резко уменьшается, тяговая сила электромагнита также резко уменьшается и якорь магнитопровода вместе со стержнем аварийной защиты под действием собственного веса также перемещается вниз и также предотвращает цепную реакцию. При исполнении предлагаемого устройства защиты по второму варианту при нагреве магнитопровода и якоря магнитопровода до 500°С и выше тяговая сила электромагнита также резко уменьшается и якорь магнитопровода вместе со стержнем аварийной защиты под действием собственного веса и под действием ускоряющей пружины также более ускоренно перемещается вниз и также более быстро предотвращает цепную реакцию. Таким образом, достигается заявленный технический результат - увеличение надежности работы АЭС.

Предлагаемое устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах АЭС, приведенное на фиг.1, 2, 3 и 4, содержит стержень аварийной защиты 1, механизм горизонтального и вертикального перемещения с системой управления 2, направляющие элементы в виде посадочного гнезда 3 для стержня аварийной защиты 1 (остальные элементы известных традиционных защит ядерных реакторов и АЭС для упрощения на фиг.1, 2, 3 и 4 не показаны), магнитопровод 4, якорь магнитопровода 5, катушку магнитопровода 6, коммутационный аппарат с приводом 7, источник питания 8, блок управления коммутационным аппаратом 9 и демпферную пружину 10, при этом магнитопровод 4 с катушкой 6 жестко соединен с нижней частью механизма горизонтального и вертикального перемещения 2, якорь магнитопровода 5 жестко соединен с головкой стержня аварийной защиты 1, посадочное гнездо 3 жестко соединено с нижней частью корпуса ядерного реактора, демпферная пружина 10 жестко соединена с дном посадочного гнезда 3, при этом входные выводы катушки 6 магнитопровода 4 с помощью гибкого кабеля подсоединены к выходным выводам коммутационного аппарата 7, входные выводы которого соединены с выходными выводами источника питания 8, а входные выводы привода коммутационного аппарата 7 соединены с выходными выводами блока управления 9 этого аппарата.

Во втором варианте устройства защиты дополнительно введена ускоряющая пружина 11, первый конец которой жестко соединен с магнитопроводом 4.

Устройство защиты работает следующим образом. В исходном состоянии коммутационный аппарат 7 включен, стержень аварийной защиты 1 с якорем 5 притянут к магнитопроводу 4, при этом стержень 1, якорь 5, магнитопровод 4, катушка 6 и механизм перемещения 2 находятся в крайнем нижнем положении, а это означает, что цепная реакция не идет и реактор не выдает мощности. АЭС не функционирует. Это расположение оборудования устройства защиты показано на фиг.1. При запуске АЭС коммутационный аппарат 7 остается включенным, стержень 1 вместе с якорем 5 притянут к магнитопроводу 4, а механизм перемещения 2 поднимает магнитопровод 4, катушку 6, якорь 5 и стержень 1 в крайнее верхнее положение, как это показано на фиг.2. В этом положении реактор выдает мощность, а стержень аварийной защиты 1 находится в ждущем состоянии. Если при этом требуется оперативная остановка ядерного реактора, коммутационный аппарат 7 остается во включенном состоянии, якорь 5 остается в притянутом к магнитопроводу 4 состоянии, а механизм перемещения 2 опускает стержень 1, якорь 5, магнитопровод 4, катушку 6 в крайнее нижнее положение, которое показано на фиг.1.

Если возникла аварийная ситуация, то устройство защиты может работать по двум путям.

Первый путь. Работают все традиционные датчики аварийных режимов или часть этих датчиков, при этом существующая традиционная система защиты АЭС отключает аварийный режим.

Второй путь. Все традиционные датчики функционируют, но отказал механизм перемещения 2. В этом случае, если в связи с аварийной ситуацией исчезло электроснабжение собственных нужд, исчезает питание катушки 6 электромагнита, исчезает тяговая сила и якорь 5 вместе со стержнем аварийной защиты 1 под действием собственного веса перемещается в крайнее нижнее положение, которое показано на фиг.3, и предотвращает цепную реакцию в реакторе. Если электроснабжение собственных нужд остается, остается питание катушки 6, остается тяговая сила электромагнита, стержень 1 остается в крайнем верхнем положении, как показано на фиг.2. При этом развивается цепная реакция, температура окружающей среды магнитопровода и якоря быстро поднимается до 500°С и выше, магнитопровод 4 и якорь 5 также разогреваются, магнитная проницаемость магнитопровода и якоря резко падает, тяговая сила электромагнита практически исчезает и якорь 5 вместе со стержнем 1 под действием собственного веса также перемещается в крайнее нижнее положение и предотвращает цепную реакцию в реакторе, а следовательно предотвращает и взрыв реактора.

При исполнении устройства защиты по второму варианту все состояния устройства защиты, приведенные на фиг.1, 2, 3, сохраняются, но в ждущем режиме при штатной работе реактора в состоянии устройства защиты, приведенном на фиг.2, появляется дополнение - ускоряющая пружина 11, которая в ждущем режиме находится в сжатом состоянии, как это показано на фиг.4. При нагреве магнитопровода 4 и якоря 5 магнитопровода до 500°С и выше тяговая сила электромагнита также резко уменьшается и якорь 5 магнитопровода 4 вместе со стержнем аварийной защиты 1 под действием собственного веса и под действием ускоряющей пружины 11 более ускоренно перемещается вниз и также более быстро предотвращает цепную реакцию, а следовательно, более быстро предотвращает взрыв реактора.

В заключение необходимо отметить:

1. Известно, что температура различных конструктивных элементов реактора может изменяться от 50 до 550°С, а в аварийных режимах, как отмечено выше, может достигать 800°С. Поэтому необходимо выбирать такой магнитный материал магнитопровода и якоря магнитопровода, чтобы этот магнитный материал обеспечивал нормальную работу, т.е. нормальную тяговую силу электромагнита в номинальном режиме работы реактора и терял свои магнитные свойства, т.е. обеспечивал резкое снижение тяговой силы электромагнита, в аварийной ситуации при резком повышении температуры. Это, как известно, достигается изменением химического состава магнитного материала. Так, например, для железоникелевого сплава при изменении содержания никеля температура Кюри изменяется от 0 до 650°С, см. Приложение 6, Л.8, стр. 367, рис.17.4. Таким образом, в предложенном устройстве защиты имеется принципиальная возможность выбора оптимального магнитного материала для конкретного ядерного реактора.

2. Как показали исследования в Л.7, стр.319-372 скорость перемещения вниз сборки ПАЗ - пассивной аварийной защиты зависит от конструкции опускаемого устройства, от среды и от скорости движения этой среды, что необходимо учитывать при определении времени перемещения стержня аварийной защиты из крайнего верхнего положения в крайнее нижнее положение.

3. Количество стержней аварийной защиты, судя по технической литературе, выбирается в зависимости от мощности ядерного реактора, чем больше мощность, тем больше стержней.

4. Питание электромагнита в предложенном устройстве защиты может осуществляться постоянным или переменным напряжением, а также может использоваться выпрямитель.

5. Для предотвращения не отпадания якоря от магнитопровода при повышении температуры магнитопровода и якоря между магнитопроводом и якорем может быть проложена немагнитная прокладка.

6. Для предотвращения сваривания контактов коммутационного аппарата могут быть применены предохранители в цепи питания электромагнита.

7. Для проведения оперативных работ на электромагните последовательно с коммутационным аппаратом может быть включен разъединитель.

8. В блок управления коммутационным аппаратом может быть заведен сигнал на отключение электромагнита от традиционных систем защиты реактора и АЭС.

9. Для ускорения нагрева магнитопровода и якоря магнитопровода при аварии и повышении температуры реактора могут быть применены конструктивные элементы, аналогичные радиаторам охлаждения, но играющие роль устройств ускоренного нагрева магнитопровода и якоря магнитопровода, при возникновении аварии.

10. Электромагнит, состоящий из магнитопровода, якоря магнитопровода и катушки магнитопровода, а также ускоряющей пружины, может по конструкции отличаться от приведенных на фиг.1, 2, 3, 4, что не изменяет сущности предлагаемого изобретения.

11. Для точного притягивания якоря к магнитопроводу в соответствии с осями этих элементов и фигурами 1, 2, 4 можно применить направляющие элементы.

1. Устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах атомной электростанции - АЭС с системой защит, содержащее по крайней мере один стержень аварийной защиты для гашения цепной реакции при авариях различного вида, по крайней мере один механически соединенный с поворотной пробкой крыши корпуса реактора механизм горизонтального и вертикального перемещения стержня аварийной защиты с системой управления, расположенные на дне корпуса реактора направляющие элементы в виде посадочного гнезда для беспрепятственного перемещения вниз стержня аварийной защиты при возникновении аварии, отличающееся тем, что дополнительно введены магнитопровод, якорь магнитопровода, катушка магнитопровода, коммутационный аппарат с приводом, источник питания, блок управления коммутационным аппаратом и демпферная пружина, при этом магнитопровод с катушкой жестко соединен с механизмом горизонтального и вертикального перемещения стержня аварийной защиты, якорь магнитопровода жестко соединен с головкой стержня аварийной защиты, входные выводы катушки магнитопровода с помощью гибкого кабеля подсоединены к выходным выводам коммутационного аппарата, входные выводы которого подсоединены к выходным выводам источника питания, при этом входные выводы привода коммутационного аппарата соединены с выходными выводами блока управления коммутационным аппаратом, при этом демпферная пружина жестко соединена с дном посадочного гнезда, причем магнитопровод и якорь выполнены из магнитного материала с регулируемой температурой Кюри.

2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что дополнительно введена пружина, установленная с упором между магнитопроводом и якорем, причем верхний конец пружины жестко соединен с магнитопроводом.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования скорости накопления изотопа кобальта-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом, и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на увеличение скорости накопления изотопа кобальта-60 в ядерном канальном ядерном реакторе.

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты. .

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. .
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления ядерной установкой с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке легководных реакторов сверхкритического давления с перегревом пара. .

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов. .

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к поглощающим элементам системы управления и защиты корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных поглощающих элементов с различным поперечным сечением или сборок, содержащих набор поглощающих элементов (ПЭЛ) или набор топливных элементов и ПЭЛ.

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу изготовления поглощающих сердечников с регулируемой поглощающей способностью из материала, поглощающего нейтроны, и предназначенных для применения в поглощающих элементах системы управления и защиты ядерных энергетических реакторов.

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности
Изобретение относится к конструктивным элементам ядерного реактора на бегущей волне деления. Узел управления потоком теплоносителя соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. Узел управляет потоком теплоносителя в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в модуль ядерного деления. 18 з.п. ф-лы, 54 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управление местоположением, скоростью и профилем фронта горения также управляет флюенсом нейтронов, как это испытывается конструкционными материалами тепловыделяющей сборки, с целью снижения риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. Изобретение направлено на оптимизацию управления глубиной выгорания топлива. 3 н. и 55 з.п. ф-лы, 71 ил.
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности. Сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе титана содержит, вес. %: углерод 0,03-0,10; железо 0,15-0,25; кремний 0,05-0,12; азот 0,01-0,04; алюминий 1,8-2,5; цирконий 2,0-3,0; самарий 0,5-5,0; титан и примеси остальное. Сплав обладает повышенным уровнем поглощения тепловых нейтронов, высокими эксплуатационными и пластическими свойствами. 3 табл., 1 пр.

Изобретение относится к материалам, пригодным в качестве выгорающих поглотителей в ядерных реакторах, к элементам, содержащим эти материал, а также к способам их применения. Выгорающие поглотительные материалы по изобретению могут включать природный иридий и обогащенный иридий-193. Элементы по изобретению могут быть изготовлены, сформированы и размещены, чтобы обеспечить требуемые эффекты выгорающих поглотителей, в активной зоне ядерного реактора в составе таких элементов, как верхняя и нижняя стыковые накладки, трубка для воды, разделитель и технологический канал. Выгорающий поглотитель по существу преобразуется только в платину после выдержки в потоке нейтронов в работающем реакторе. Технический результат - улучшение нейтронных характеристик и/или экранирования нейтронного потока в традиционно неиспользуемых местах активной зоны. 3 н. и 6 з.п. ф-лы, 7 ил.
Изобретение относится к поглощающему нейтроны материалу на основе гафната диспрозия, содержащему оксиды диспрозия и гафния. Материал дополнительно содержит триоксид молибдена, имеет следующие соотношение компонентов, мас.%: оксид диспрозия 60…70 оксид гафния 25…35 триоксид молибдена 3…5 и его получают путем твердофазного синтеза при температуре 1500-1700°C в атмосфере воздуха. При этом использованные при получении гафната диспрозия исходные компоненты находятся в наноструктурном состоянии с величиной области когерентного рассеяния менее 100 нм. Предлагаемый материал обладает высокой физической эффективностью, коррозионной стойкостью, радиационной стойкостью и обеспечивает срок службы регулирующих стержней 15 и более лет. 1 пр.

Изобретение относится к области управления энергетическими стационарными и транспортными установками 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 теплоносителя. Формируют разность сигналов измеренной и заданной скорости изменения температуры теплоносителя, затем интегрируют эту разность сигналов и осуществляют управление регулятором разогрева по сумме сигнала управления по мощности и сигнала результата интегрирования. Дополнительно формируют характеристику отбираемой мощности, затем по этой характеристике задают сигнал, характеризующий отбираемую мощность. При формировании характеристики отбираемой мощности дополнительно учитывают величину и скорость изменения расхода используемой среды второго контура. 2 ил.

Группа изобретений относится к способам управления глубиной выгорания ядерного топлива. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управлением местоположением, скоростью и профилем фронта горения управляют флюенсом нейтронов, испытываемым конструкционными материалами тепловыделяющей сборки. Технический результат - снижение риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. 2 н. и 43 з.п. ф-лы, 65 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Стержень управления и защиты ядерного реактора включает корпус и закрепленные в нем один или несколько поглощающих элементов. По меньшей мере один из элементов содержит оболочку и две заглушки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов. Между оболочкой, верхней заглушкой и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов, а также в их отверстии размещен упругий, газопроницаемый материал, а верхняя заглушка содержит сквозные отверстия во внутреннюю полость. Технический результат - повышение надежности стержня с поглощающим элементом малого диаметра при значительном упрощении конструкции и сохранении его работоспособности. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.
Наверх