Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к устройствам пассивной защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Устройство пассивной защиты содержит два стержня, при этом один частично вставлен в другой. Во внутреннем стержне размещены поглощающие элементы, термочувствительные элементы и исполнительный механизм, представляющий собой стопорящие штифты, установленные в имеющихся радиальных соосных отверстиях стержней и зафиксированные с помощью упорного элемента. Термочувствительные исполнительные элементы выполнены из высокотемпературного сплава с памятью формы и установлены между наружным стержнем и имеющимися опорными поверхностями стопорящих штифтов. Упорный элемент выполнен в виде разрезанного кольца. Термочувствительные элементы выполнены в виде набора тарельчатых деталей. Технический результат: повышение надежности и быстродействия срабатывания за счет упрощения кинематической схемы устройства и за счет возможности предварительного определения температур фазовых превращений высокотемпературного сплава с памятью формы, из которого изготавливаются рабочие элементы. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к устройствам пассивной защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

Пассивная аварийная защита (ПАЗ) таких установок должна быть оснащена устройством, самосрабатывающим на основе температурного принципа действия (сокращенно УС-Т). Основное назначение УС-Т - срабатывание при предельных температурах, вследствие чего замедляющий стержень ПАЗ падает в активную зону. При этом реакторная установка переводится в подкритическое состояние при запроектных авариях.

Изобретение предназначено для обеспечения необратимого расцепления с быстродействием 5-10 сек стержня со сборкой ПАЗ путем перемещения двух стопорящих штифтов с помощью привода, рабочие элементы которого изготовлены из высокотемпературного сплава с памятью формы (ВСПФ).

Известна сборка пассивной аварийной защиты с гидравлическим взвешенным стержнем для реактора с жидким теплоносителем (патент РФ №2069019; МПК G21C 7/10, G21C 7/14; опубл. 10.11.1996). При этом гильза сборки содержит тормозную трубу, диаметр которой не менее наружного диаметра нижнего участка удлинительного звена стержня, на боковой поверхности которого выполнена искусственная шероховатость. Расстояние от верхнего торца тормозной трубы до верхнего края отверстий в направляющей трубе гильзы равно суммарной длине шарниров, рабочего звена и зоны отверстий соединительного звена стержня. Торец стержня заглушен, отверстия для входа в него теплоносителя выполнены на боковой поверхности удлинительного звена выше зоны шероховатости, а в рабочем звене установлена дроссельная шайба.

Изобретение позволяет реализовать принцип пассивности, основанный на подъеме и удержании регулирующего стержня потоком теплоносителя основного контура, применительно к системе аварийной защиты ядерных реакторов с жидким теплоносителем.

Недостатком известной пассивной аварийной защиты является сложность (конструкторская и технологическая) и габаритность гидравлически взвешенного стержня, который используется для остановки реактора с жидким теплоносителем при авариях, связанных с отключением насосов первого контура. Задачу перевода реакторной установки в подкритическое состояние при превышении предельных уровней температуры жидкого теплоносителя данное изобретение не решает.

Известно устройство пассивной защиты ядерного реактора (патент РФ №2172986; МПК G21C 9/02, G21C 7/12; опубл. 27.08.2001), содержащее размещенный по оси канала теплоносителя шток со скошенным разъемом, выполненным в виде поперечно расположенных трапецеидальных выступов и пазов, охваченных 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.

Недостатком известного устройства пассивной защиты ядерного реактора также является сложность (конструкторская и технологическая), а также тот факт, что исполнительный механизм в данном устройстве в виде сильфонов реагирует на изменение давления теплоносителя, а в нашем случае необходима реакция на изменение температуры теплоносителя.

Наиболее близким аналогом является устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах (патент РФ №2072570; МПК G21C 9/02; опубл. 27.01.1997), выполненное в тепловыделяющей сборке, содержащей головку, корпус и хвостовик. В одном из отверстий для теплоносителя головки свободно на своей оси установлено коромысло, одно плечо которого снабжено вилочным захватом и удерживает шток с пучком стержней поглотителя, а другое плечо введено в отверстие пластины биметаллического элемента, консольно закрепленного на головке. При аварийном нарастании температуры потока теплоносителя пластина биметаллического элемента изгибается, выходит из зацепления с плечом коромысла, в результате поворота которого вокруг оси крепления пучок стержней поглотителя сбрасывается с вилочного захвата плеча в активную зону и надежно подавляет цепную реакцию.

Устройство срабатывает только при отказе активных защит ядерного реактора.

Недостатком наиболее близкого аналога является более сложная кинематическая схема устройства, в котором в качестве термочувствительного элемента используется биметаллическая пластина. Такая кинематическая схема не позволяет обеспечивать требуемое время срабатывания ПАЗ реакторной установки. Кроме того, биметаллы имеют следующие недостатки:

- равномерная деформация рабочего элемента при изменении температуры;

- малая величина линейных перемещений при нагревании;

- сложность и высокая стоимость технологии изготовления биметаллов высокого качества.

Совокупность этих недостатков обуславливает необходимость в настройке каждого рабочего элемента, изготовленного из биметалла, и ее периодической корректировке в процессе эксплуатации, а также обуславливает высокий процент брака при выпуске рабочих элементов.

Задача, решаемая изобретением, - обеспечение надежного быстродействующего необратимого расцепления частей замедляющего стержня со сборкой ПАЗ за счет перемещения двух стопорных штифтов с помощью привода, рабочие элементы которого изготовлены из высокотемпературного сплава с памятью формы.

Технический результат - повышение надежности и быстродействия срабатывания за счет упрощения кинематической схемы устройства и за счет возможности предварительного определения температур фазовых превращений высокотемпературного сплава с памятью формы, из которого изготавливаются рабочие элементы УС-Т, обеспечение более плотной компоновки конструкции ПАЗ, в которую вставляется данное УС-Т, поскольку этому не мешает шток и коромысло, как в наиболее близком аналоге.

Технический результат достигается тем, что в устройстве пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащем два стержня, при этом один частично вставлен в другой, во внутреннем стержне размещены поглощающие элементы, термочувствительные элементы и исполнительный механизм, исполнительный механизм представляет собой стопорящие штифты, установленные в имеющихся радиальных соосных отверстиях стержней, и зафиксированные с помощью упорного элемента, термочувствительные исполнительные элементы выполнены из высокотемпературного сплава с памятью формы и установлены между наружным стержнем и имеющимися опорными поверхностями стопорящих штифтов. Упорный элемент выполнен в виде разрезанного кольца. Термочувствительные элементы выполнены в виде набора тарельчатых деталей.

Согласно изобретению на штифтах и поверхности внешнего замедляющего стержня выполнены опорные поверхности, между которыми свободно размещен или зафиксирован, по крайней мере, на одной из опорных поверхностей элемент для расцепления. Опорные поверхности штифтов выполнены в виде фланцев, а на внешнем стержне в виде лыски.

Термочувствительный элемент расцепления может быть выполнен из ВСПФ с температурой начала фазового превращения выше 700°C в виде набора тарельчатых деталей. Упругий элемент для фиксации может быть выполнен из упругой стали в виде разрезанного кольца и при этом он вставлен в отверстия или пазы фланцев штифтов.

В предлагаемом устройстве элемент ВСПФ выполняет функцию термочувствительного, а штифты вместе с упорным элементом - функцию исполнительного механизма.

Термочувствительный элемент может быть выполнен в виде отдельной детали или в виде набора деталей из ВСПФ. Термочувствительный элемент из ВСПФ первоначально продеформирован до необходимых размеров и формы как минимум одним из способов деформации таким образом, что имеет возможность заданного изменения формы при повышении температуры в связи с проявлением им эффекта памяти формы (ЭПФ). Высокотемпературный сплав с памятью формы либо термочувствительный элемент из этого сплава перед наведением ему деформации и использованием в УС-Т подвергается предварительной термической или термомеханической обработке.

Выполнение термочувствительного элемента из ВСПФ с возможностью заданного изменения его формы позволяет при резком подъеме температуры жидкого теплоносителя при запроектных авариях реакторной установки до порогового значения, равного 700°C, обеспечить его формоизменение и тем самым воздействовать на элементы УС-Т и произвести надежное быстродействующее необратимое расцепление частей замедляющего стержня со сборкой ПАЗ за счет продольного выталкивания двух штифтов из зоны сцепления.

От наиболее близкого аналога заявляемое устройство пассивной защиты отличается тем, что его кинематическая схема выполнена не в виде коромысла, одно плечо которого снабжено вилочным захватом и удерживает шток с пучком стержней поглотителя, а другое введено в отверстие консольно закрепленной пластины биметаллического термочувствительного элемента, а в виде более простой кинематической схемы, в которой термочувствительный элемент выполнен из высокотемпературного сплава с памятью формы и который свободно размещен между опорными поверхностями, выполненными на фланце стопорящих штифтов и на поверхности внешнего замедляющего стержня, или зафиксирован с помощью упругого элемента, выполненного в виде разрезанного кольца, по крайней мере, на одной из опорных поверхностей. Стопорящие штифты вставляются в радиальные соосные отверстия, выполненные во внутреннем и внешнем стержнях.

Температурный интервал срабатывания УС-Т зависит от величины деформации, наводящей свойства памяти формы, от типа ВСПФ, их которого выполнен термочувствительный, и определяется, прежде всего, химическим и фазовым составом сплава, а также термической и термомеханической обработкой сплава.

Наиболее предпочтительным является выполнение термочувствительного элемента в виде набора тарельчатых деталей, изготовленных из высокотемпературного сплава с памятью формы.

На фигурах изображена схематическая конструкция устройства пассивной защиты ядерного реактора температурного принципа действия с термочувствительными элементами, изготовленными из высокотемпературного сплава с памятью формы. На фигуре 1 - состыкованное состояние, на фигуре 2 - состыкованное состояние в разрезе, вид сверху, на фигуре 3 - расцепленное состояние, на фигуре 4 - расцепленное состояние в разрезе, вид сверху, где 1, 2 - стопорящие штифты; 3, 4 - фланцы стопорящих штифтов; 5, 6 - термочувствительные элементы; 7, 8 - опорные поверхности внешнего стержня 9; 10 - внутренний стержень с поглощающим элементом; 11 - упругий элемент для фиксации стопорных штифтов.

Устройство работает следующим образом.

Для обеспечения исходного состыкованного состояния внутренний стержень 10 частично вставляется во внешний стержень 9, далее на штифты 1 и 2 надеваются термочувствительные элементы 5 и 6, которым перед установкой в устройство задается деформация сжатия. Штифты вставляются в соосные отверстия частей 9 и 10. Для фиксации штифтов 1 и 2 в пазы их фланцев 3 и 4 устанавливается упругий элемент 11.

При резком повышении температуры жидкого теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах в случае запроектной аварии происходит нагрев термочувствительных элементов 5 и 6.

При нагреве до пороговой температуры 700°C элементы 5 и 6 из ВСПФ начинают восстанавливать свою первоначальную форму и, разжимаясь, воздействуют на опорные поверхности фланцев 3 и 4 и выталкивают, преодолевая сопротивление упругого элемента 11, стопорящие штифты 1 и 2 из зацепления внешнего 9 и внутреннего 10 стержней. При этом внутренний стержень 10 вместе с закрепленной на ней сборкой поглощающих элементов (не показана) под собственным весом падает в активную зону реактора и надежно прекращает цепную реакцию деления.

Применение предлагаемого технического решения по сравнению с известными аналогами позволяет создать более надежное и быстродействующее компактное устройство пассивной защиты, что позволит своевременно предотвратить запроектные аварии ядерных реакторов.

1. Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащее два стержня, при этом один частично вставлен в другой, во внутреннем стержне размещены поглощающие элементы, термочувствительные элементы и исполнительный механизм, отличающееся тем, что исполнительный механизм представляет собой стопорящие штифты, установленные в имеющихся радиальных соосных отверстиях стержней, и зафиксированные с помощью упорного элемента, термочувствительные исполнительные элементы выполнены из высокотемпературного сплава с памятью формы и установлены между наружным стержнем и имеющимися опорными поверхностями стопорящих штифтов.

2. Устройство пассивной защиты ядерного реактора по п.1, отличающееся тем, что упорный элемент выполнен в виде разрезанного кольца.

3. Устройство пассивной защиты ядерного реактора по п.1, отличающееся тем, что термочувствительные элементы выполнены в виде набора тарельчатых деталей.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике. .

Изобретение относится к области энергетики, а именно к повышению безопасности эксплуатации атомных электростанций. .

Изобретение относится к системам локализации аварии на АЭС для улавливания компонентов активной зоны ядерного реактора и их обломков из разрушенного корпуса. .

Изобретение относится к ядерным реакторам водо-водяного типа, а именно к проектированию ловушек для удерживания расплава активной зоны из поврежденного ядерного реактора.

Изобретение относится к конструкции подземных атомных теплоэлектростанций шахтного исполнения (ПАСШИ) и предназначено для использования в атомной энергетике. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. .

Изобретение относится к области энергетики, а именно к объектам, требующим отвод нагретого воздуха от работающих в помещении устройств, и может быть использовано на атомных электростанциях для выработки дополнительной электроэнергии.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в энергетической и химической промышленности для конденсации пара и очистки паровоздушной смеси от радиоактивных и токсичных веществ.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для уменьшения последствий тяжелых аварий с расплавлением активной зоны. Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение интенсивности тепловой нагрузки (уменьшение эффекта «фокусировки» тепловой нагрузки) и ее более равномерное распределение по внутренней поверхности стенки корпуса реактора при формирования бассейна расплава в его нижней части при тяжелой аварии. В нижней части корпуса реактора располагают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, примерно равной плотности расплавленной стали. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к конструкции контактного аппарата для каталитического сжигания водорода на атомной электростанции. В устройстве днище внутреннего корпуса, для подвода по трубопроводу газовой смеси, вплотную соединено с днищем наружного корпуса, для минимальной возможности образования концентрационного предела взрыва смеси водорода с воздухом. Обогрев наружного корпуса выполнен электронагревателями по всей его длине вместе с днищем и патрубком подачи газовой смеси. Корпус с его нагревателем и патрубок с трубопроводом подвода газовой смеси окружены теплоизоляцией для защиты от охлаждения и надежного запуска контактного аппарата. На корпусе установлена дополнительная термопара, измеряющая его температуру, для надежности системы управления температурным процессом и режимом сжигания водорода. Количество нагревателей, выбранных с запасом по мощности, разбито на группы с возможностью продолжения работы контактного аппарата в случае выхода из строя одной группы. Технический результат - снижение возможности образования концентрации взрыва смеси водорода с воздухом. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к способу и устройству для сброса давления атомной электростанции (2), содержащей защитную оболочку (4) для вмещения носителей радиоактивности и выпуск (10, 10') для сбросного потока. Поток направляется с помощью сбросного трубопровода (12, 12'), снабженного фильтрационной системой, из защитной оболочки (4) в атмосферу. Фильтрационная система содержит фильтрационную камеру (16) с сорбционным фильтром (18). Сбросный поток сначала направляется в участок (70) высокого давления, затем подвергается уменьшению давления в дроссельном приспособлении (72), затем по меньшей мере частично направляется через фильтрационную камеру (16) с сорбционным фильтром (18) и, наконец, выпускается в атмосферу. Сбросный поток, в котором с помощью дроссельного приспособления (72) снижено давление, непосредственно перед его вхождением в фильтрационную камеру (16) направляют через участок (80) перегрева. Технический результат - эффективное удержание носителей радиоактивности, содержащихся в сбросном потоке, в частности йодосодержащих органических соединений. 3 н. и 33 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к средствам обеспечения безопасной работы теплообменных контуров ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Устройство для выведения водорода из бескислородных газовых сред включает корпус 1, размещенную внутри него реакционную камеру 3, охватывающую распределительный трубопровод 2 и имеющую по меньшей мере одну перфорированную секцию 4, заполненную гранулами 5 из кислородсодержащего материала, трубопровод 7 подачи бескислородной газовой среды, содержащей водород, в реакционную камеру и трубопровод 8 подачи кислородсодержащей газовой среды в корпус для восстановления окислительных свойств кислородсодержащего материала, подсоединенные к входному патрубку 2, выходной трубопровод 9 для отвода обработанной газовой среды из реакционной камеры и систему переключения режимов работы, содержащую три запорных вентиля: первый 10 из которых установлен в трубопроводе 7 подачи водородсодержащей бескислородной газовой среды, второй 11 - в трубопроводе 8 подачи кислородсодержащей газовой среды и третий 12 - в выходном трубопроводе 9. Изобретение позволяет повысить эффективность удаления газообразного водорода из бескислородной водородсодержащей газовой среды в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. 14 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к средствам противоаварийной защиты машинных залов тепловых и атомных электростанций. Установка для предотвращения горения и детонации водорода при работе турбогенератора с водородным охлаждением в составе оборудования электростанции содержит систему подачи воды с резервуарами, в качестве которых используются деаэраторы (1, 2) водяного контура электростанции, питающие трубопроводы (3, 4) с распределительными коллекторами (5, 6), на которых установлены распылители (9) парокапельных потоков. Установка содержит две камеры (10, 11) смешения водорода с парокапельной средой. Первая камера (10) установлена между опорным подшипником (14) электрического генератора (13) и турбиной (12). Вторая камера (11) установлена между противоположным опорным подшипником (19) и возбудителем (18) генератора. В верхней части корпуса каждой камеры (10, 11) выполнено вентиляционное отверстие. Распределительные коллекторы (5, 6) установлены в камерах (10, 11) соосно участкам (15, 20) вала турбогенератора со стороны опорных подшипников (14, 19). Выходные каналы распылителей (9) ориентированы под острым углом к оси симметрии вала турбогенератора, обеспечивая схождение парокапельных потоков. Технический результат - исключение при предотвращении аварийных ситуаций необратимых механических деформаций и обеспечение целостности узлов и элементов конструкции турбогенератора. 6 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение касается атомной электростанции (1). АЭС включает защитную оболочку (2), содержащую корпус (3) реактора под давлением, ступень (6, 6′) аэрозольной фильтрации, линию (8) сброса давления, посредством которой отфильтрованный в ступени (6, 6′) аэрозольной фильтрации объемный поток газа через проход в защитной оболочке (2) может выводиться в окружающую среду. АЭС далее включает в себя ступень (7, 7′) йодной фильтрации, посредством которой отфильтрованный в ступени (6, 6′) аэрозольной фильтрации объемный поток газа может фильтроваться перед выдачей в окружающую среду, причем ступень (7, 7′) йодной фильтрации также расположена внутри защитной оболочки (2). Предусмотрено, что ступень (6, 6′) аэрозольной фильтрации и ступень (7, 7′) йодной фильтрации соединены друг с другом таким образом, что перенаправление объемного потока газа, исходя из ступени (6, 6′) аэрозольной фильтрации в ступень (7, 7′) йодной фильтрации, осуществляется, по существу, на одинаковом уровне давления. Технический результат - повышение эффективности улавливания выброса АЭС. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к области управления и регулирования экологической безопасностью при авариях атомных реакторов на АЭС. Система состоит из блока контроля за аварийной ситуацией атомного реактора с датчиками температуры и давления и регулирующими клапанами; металлического кожуха безопасности, который обрамляет реактор, а своей верхней конусной частью соединяется через линию сброса и регулирующий клапан с насадочной колонной; насадочной колонны, заполненной керамическими кольцами Рашига; каскадного щелочного реактора; барабанных вакуум-фильтров. Технический результат - повышение надежности управления и регулирования экологической безопасностью выбросов высокотемпературных радиоактивных газов, водяного пара с дисперсным материалом и радиоактивной пылью при аварии атомного реактора за счет высокой автоматизации системы. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх