Стержень управления и защиты ядерного реактора



Стержень управления и защиты ядерного реактора
Стержень управления и защиты ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2529495:

Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU)

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.

 

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.

В технической литературе: Рисованный В.Д., Захаров А.В. и др. «Бор в ядерной технике». Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2003. - 345 с., учебное пособие «Органы регулирования ядерных реакторов», Ульяновск: УлГУ, 2005. - 125 с., «Материалы органов управления и защиты» - в кн. Машиностроение. Энциклопедия. Т.4-25 «Машиностроение ядерной техники»: В 2-х кн. Кн. 1. Под общ. ред. Е.О. Адамова, 2005, с.427-500 описаны конструкции стержней управления и защиты, которые содержат как герметичные поглощающие элементы с полостью газосборника, так и негерметичные с возможностью выхода газа в теплоноситель. В этих конструкциях поглощающий элемент состоит из оболочки - гладкой тонкостенной трубы, в которой с зазором размещен поглощающий сердечник, в виде стержня, составленного из цилиндрических блоков поглотителя, и фиксатор, который препятствует смещению блоков поглотителя в осевом направлении. По торцам к оболочке приварены аргонодуговой сваркой заглушки, в негерметичном поглощающем элементе верхняя заглушка содержит отверстия для заполнения внутренней полости теплоносителем и выхода газообразных продуктов. В герметичном поглощающем элементе внутренняя полость заполнена гелием.

Между поглощающим сердечником и внутренней поверхностью оболочки в исходном состоянии имеется зазор, который определяется таким образом, чтобы обеспечивалось увеличение объема поглощающего сердечника от радиационного распухания при реакторном облучении, и не произошла деформация и разрушение оболочки. Одним из основных критериев, ограничивающим время работы стержней управления и защиты, является сохранение ими целостности и формы для предотвращения вымывания поглощающего материала в теплоноситель и свободного перемещения в гильзах СУЗ (направляющих каналах).

Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является конструкция, описанная в патенте на изобретение №2468453 «Стержень управления и защиты ядерного реактора».

Эта конструкция содержит корпус и соосно закрепленные в нем поглощающие элементы. Каждый поглощающий элемент содержит верхнюю кольцевую заглушку со сквозными отверстиями в его внутреннюю полость для заполнения ее теплоносителем и выхода газообразных продуктов, нижнюю кольцевую заглушку, наружную оболочку и внутреннюю оболочку. Между оболочками и размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов. При этом между оболочками и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов без зазоров содержится упругий, газопроницаемый материал. Между кольцевыми блоками поглотителя нейтронов и верхней заглушкой без зазоров расположен блок кольцевой формы из упругого, газопроницаемого материала.

Недостатком прототипа является: значительное снижение эффективности охлаждения внутренней оболочки поглощающего элемента при его уменьшении диаметра вследствие увеличения гидравлического сопротивления потока теплоносителя реактора через отверстие во внутренней оболочке и малой площади контакта с теплоносителем, которое может привести к локальному перегреву кольцевого блока поглотителя нейтронов. Учитывая, что с поверхностью наружной оболочки контактирует параллельный поток теплоносителя с большим поперечным сечением, то расход теплоносителя через отверстие во внутренней оболочке значительно меньше. А термическое сопротивление, создаваемое оболочкой, влияет на градиент температуры между кольцевым блоком поглотителя нейтронов и теплоносителем. Для того чтобы избежать локального перегрева кольцевого блока поглотителя нейтронов, необходимо увеличить зазор между ним и внутренней оболочкой для повышения теплопередачи от участков с высоким энерговыделением, учитывая, что оно распределяется неравномерно по высоте поглощающего элемента. При этом уменьшается масса поглотителя, а следовательно, снижается эффективность стержня управления и защиты ядерного реактора.

Указанный недостаток обусловлен наличием отверстия, образованного внутренней оболочкой при использовании поглощающего элемента с малым диаметром.

Заявляемое техническое решение позволяет повысить надежность при значительном упрощении конструкции с использованием поглощающего элемента с малым диаметром, не ухудшая ее работоспособность.

Поставленная цель достигается тем, что стержень управления и защиты ядерного реактора включает корпус и закрепленные в нем один или несколько поглощающих элементов, по меньшей мере один из которых содержит оболочку и две заглушки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов. Причем между оболочкой, верхней заглушкой и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов, а также в их отверстии размещен упругий, газопроницаемый материал, который содержит проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны, а верхняя заглушка содержит сквозные отверстия во внутреннюю полость для заполнения ее теплоносителем и выхода газообразных продуктов. Кроме того, кольцевые блоки поглотителя нейтронов могут быть выполнены составными из сегментов.

Наличие поглощающего элемента, содержащего оболочку и две заглушки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов, причем между оболочкой, верхней заглушкой и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов, а также в их отверстии без зазоров размещен упругий, газопроницаемый материал, а верхняя заглушка содержит сквозные отверстия во внутреннюю полость, что позволяет значительно упростить конструкцию с использованием поглощающего элемента с малым диаметром, при этом увеличивается площадь сечения непроточного теплоносителя, которым заполнено отверстие кольцевых блоков поглотителя нейтронов с упругим, газопроницаемым материалом, а следовательно, повышается теплопередача от участков с высоким энерговыделением, тем самым не ухудшая работоспособность и повышая надежность.

При этом наличие упругого, газопроницаемого материала позволяет обеспечить центрирование кольцевых блоков поглотителя нейтронов относительно оси оболочки при радиационном формоизменении. А также позволяет предотвратить отделение от кольцевых блоков поглотителя нейтронов фрагментов, образовавшихся в результате их растрескивания в процессе эксплуатации, и в тоже время обеспечить свободный выход выделяемых газообразных продуктов. А при применении в упругом, газопроницаемом материале проволоки из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны повышается физическая эффективность стержня управления и защиты. Наличие кольцевых блоков поглотителя нейтронов, выполненных составными из сегментов, позволяет снизить внутренние напряжения в них от градиентов температур и радиационного формоизменения.

Предложенная конструкция позволяет при использовании конструктивной схемы поглощающего элемента с одной оболочкой осуществлять теплопередачу непосредственно от внутренней поверхности кольцевых блоков поглотителя нейтронов к непроточному теплоносителю реактора, которым заполнен упругий, газопроницаемый материал, расположенный в их отверстии, при этом не ухудшая эффективность охлаждения и работоспособность, используя в газопроницаемом материале проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны и составные из сегментов кольцевые блоки поглотителя нейтронов.

Новыми существенными признаками являются форма исполнения узлов и деталей стержня управления и защиты ядерного реактора и их взаимное расположение - поглощающий элемент, который содержит оболочку и две заглушки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов, причем 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.

Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной.

Предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, опубликованной в научной и технической литературе, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию изобретательский уровень.

Перечень фигур графического изображения: на фиг.1 изображен продольный разрез стержня управления и защиты ядерного реактора; на фиг.2 - поперечное сечение поглощающего элемента.

Стержень управления и защиты ядерного реактора содержит корпус 1 и закрепленные в нем поглощающие элементы 2. Каждый поглощающий элемент 2 содержит верхнюю заглушку 3 со сквозными отверстиями в его внутреннюю полость для заполнения ее теплоносителем и выхода газообразных продуктов, нижнюю заглушку 4 и оболочку 5. Между заглушками 3 и 4 размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов 6. При этом между оболочкой 5, верхней заглушкой 3 и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 6, а также в их отверстии без зазоров размещен упругий, газопроницаемый материал 7.

Стержень управления и защиты ядерного реактора работает следующим образом.

При эксплуатации поток жидкометаллического теплоносителя первого контура реактора контактирует с внешней поверхностью оболочки 5 поглощающих элементов 2 и через отверстия в верхней заглушке 3 заполняет полости упругого, газопроницаемого материала 7. Радиационное энерговыделение в кольцевых блоках поглотителя нейтронов 6 увеличивает их температуру. Теплообмен между кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 6 и внешним потоком теплоносителя осуществляется посредством упругого, газопроницаемого материала 7, полости которого заполнены жидкометаллическим теплоносителем, и оболочки 5. Учитывая, что энерговыделение в кольцевых блоках поглотителя нейтронов 6 распределяется неравномерно по высоте поглощающего элемента 2, то теплообмен между ними осуществляется еще и посредством упругого, газопроницаемого материала 7 в их отверстии, полости которого заполнены жидкометаллическим теплоносителем. Газовыделение в процессе эксплуатации происходит через полости упругого, газопроницаемого материала 7 и затем через отверстия в верхней заглушке 3. Упругий, газопроницаемого материал 7 может быть изготовлен из спрессованной проволоки диаметром менее 0,1 мм с толщиной слоя более 2 мм. Такая величина исходной толщины слоя выбрана из условия технологичности сборки и обеспечения радиационного формоизменения материала поглотителя. При использовании проволоки с хорошими свойствами поглощать нейтроны, например гафния, тантала, вольфрама, повышается физическая эффективность стержня управления и защиты ядерного реактора. Такая конструкция способна уменьшаться в размере толщины слоя более чем в пять раз при радиационном формоизменении материала поглотителя. При этом постоянно сохраняется контакт упругого, газопроницаемого материала 7 с оболочкой 5 и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 6, тем самым надежно центрируются кольцевые блоки поглотителя нейтронов 6 относительно оболочки 5, а также фиксируются все фрагменты кольцевых блоков поглотителя нейтронов 6, когда в процессе эксплуатации могут возникнуть внутренние напряжения от градиентов температур и происходит их растрескивание. Таким образом, достигается равномерная температура на боковой поверхности кольцевых блоков поглотителя нейтронов 6, и их фрагменты не имеют возможности отделиться, а следовательно, не оказывают механического силового воздействия на оболочку. В случае разгерметизации оболочки фрагменты кольцевых блоков поглотителя нейтронов 6 не вымываются в теплоноситель, и стержень управления и защиты ядерного реактора сохраняет физическую эффективность. Кольцевые блоки поглотителя нейтронов 6 могут быть выполнены составными из сегментов. В зависимости от диаметра колец, условий эксплуатации, определяющих напряжения от возникающих градиентов температур, количество сегментов может быть от двух до шести.

Стержень управления и защиты ядерного реактора с поглощающими элементами малого диаметра позволяет значительно упростить конструкцию при использовании меньшего количества деталей, ответственных сварных соединений и упрощении расчетно-силовой схемы с одной оболочкой, тем самым повысить надежность, при этом не ухудшая работоспособность. То есть позволяет повысить надежность при значительном упрощении конструкции с использованием поглощающего элемента с малым диаметром, не ухудшая работоспособность.

1. Стержень управления и защиты ядерного реактора, включающий корпус и закрепленные в нем один или несколько поглощающих элементов, по меньшей мере один из которых содержит оболочку и две заглушки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов, причем 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.

2. Стержень управления и защиты по п.1, характеризующийся тем, что упругий, газопроницаемый материал содержит проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны.

3. Стержень управления и защиты по п.1, характеризующийся тем, что кольцевые блоки поглотителя нейтронов выполнены составными из сегментов.



 

Похожие патенты:

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 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 области ядерной энергетики, в частности к конструкции ампулы облучательного устройства ядерного реактора, и предназначено для производства источников гамма-излучения.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции звена облучательного устройства для ядерных канальных реакторов и может использоваться для производства гамма-источников из радиоактивного кобальта.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты, может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержень или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты, может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержень или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при управлении работой ядерного реактора, например реактора с водяным охлаждением с топливными кассетами квадратного или шестигранного сечения.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам, используемым для двойной функции: энерговыделения и регулирования потока нейтронов в водо-водяных ядерных энергетических реакторах, особенно в ядерных реакторах типа ВВЭР-440.

Изобретение относится к исполнительным органам систем управления и защиты (СУЗ) ядерных реакторов. .

Изобретение относится к ядерным реакторам деления на бегущей волне, имеющим спектр быстрых нейтронов. Изобретение характеризует сборку регулирования реактивности, систему регулирования реактивности, реактор ядерного деления на бегущей волне, способ регулирования реактивности в реакторе, способы управления реактором, способ и систему определения применения регулируемо подвижного стержня. Способ регулирования реактивности включает определение желательного параметра реактивности, настройку стержня регулирования, содержащего воспроизводящий материал и поглотитель нейтронов, постепенное перемещение воспроизводящего материала и/или поглотителя в стержень регулирования и из него. Технический результат - обеспечение адекватного тонкого регулирования реактивности в ядерном реакторе на бегущей волне. 3 н. и 46 з.п. ф-лы, 161 ил.

Изобретение относится к системам управления и защиты (СУЗ) ядерного реактора. Исполнительный механизм СУЗ ядерного реактора содержит привод и канал, внутри которого коаксиально расположена штанга. Штанга соединяет привод с рабочим органом, который расположен под активной зоной реактора с возможностью введения в активную зону реактора под действием привода и/или выталкивающей силы теплоносителя. Канал выполнен в виде направляющей трубы, внутри которой коаксиально расположены трубчатые теплоизоляционные элементы. Штанга расположена внутри трубчатых теплоизоляционных элементов, выполненных по крайней мере двухслойными и из по меньшей мере двух цилиндрических трубчатых элементов. Технический результат - повышение тепловой защищенности соединительных и корпусных частей исполнительного механизма СУЗ. 8 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов. Устройство управления стержнями (CRDM) содержит направляющий винт, двигатель, закрепленный на резьбе с направляющим винтом для линейного движения направляющего винта в направлении ввода или обратно в направлении изъятия, фиксирующее приспособление, соединенное с направляющим винтом и предназначенное для (i) сцепления с соединительным стержнем и (ii) расцепления от соединительного стержня, и разъединяющий механизм, предназначенный для селективного расцепления фиксирующего приспособления от соединительного стержня. При этом соединительный стержень может свободно двигаться по направлению введения когда отцеплен. Технический результат - повышение быстродействия и надежности устройства управления стержнями. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 25 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к системе управления и защиты ядерного реактора, и может быть применено в направляющих гильзах рабочего органа системы управления и защиты ядерного реактора (РО СУЗ) и в инструментах для установки, фиксации и извлечения гильз. Направляющая гильза РО СУЗ содержит чехол для размещения рабочего органа, элемент для прохода и размещения монтажного инструмента и цилиндрический хвостовик, которые неразъемно соединены между собой. Верхняя часть элемента для прохода и размещения монтажного инструмента выполнена с байонетными пазами для образования с ответными выступами монтажного инструмента верхнего байонетного узла. Хвостовик снабжен байонетной втулкой и подпружиненным штоком. Байонетная втулка выполнена с байонетными пазами для образования с ответными выступами втулки напорного коллектора нижнего байонетного узла. Монтажный инструмент содержит головку для захвата механизма перегрузки и хвостовик с выступами. Технический результат - упрощение монтажно-демонтажных работ. 2 н.п. ф-лы, 3 ил.
Наверх