УСТРОЙСТВО ПАССИВНОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Российский патент 1997 года по МПК G21C9/02 

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

Известны пассивные защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах, в которых преобразователи аварийного сигнала выполнены с применением изменения формы материала с тепловым расширением, биметаллического элемента, сильфона, упругой мембраны, плавкого элемента, изменения магнитных свойств материала, увеличения давления газового поглотителя [1]
Известно устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, в котором поглощающий стержень удерживается над активной зоной при помощи стопора, смещаемого биметаллическим элементом, установленным в отверстии для прохода теплоносителя [2]
Данное устройство является наиболее близким к предлагаемому по совокупности признаков.

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

Поставленная задача достигается тем, что в тепловыделяющую сборку, содержащую головку с отверстиями для теплоносителя, корпус и хвостовик помещены пучок стержней поглотителя со штоком, радиационные нагреватели в виде укороченных тепловыделяющих элементов и исполнительный механизм, реагирующий на повышение (превышение) температуры теплоносителя над уставкой (для реактора БН-600 в диапазоне 570 650^oC) в аварийном режиме.

В одном из отверстий для теплоносителя головки такой сборки свободно на своей оси установлено коромысло, одно из плеч которого имеет вилочный захват и удерживает за шток пучок стержней поглотителя, а второе плечо введено в отверстие пластины биметаллического элемента, консольно закрепленного на головке.

Аварийное повышение тепловыделения приводит к повышению температуры теплоносителя, омывающего биметаллическую пластину, которая изгибается и выходит из зацепления с контактирующей с ней поверхностью плеча коромысла с вилочным захватом и сброс с него пучка стержней поглотителя в активную зону, надежно подавляющего цепную реакцию.

На фиг. 1 изображена верхняя часть устройства пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах,продольный разрез; на фиг. 2 то же, нижняя часть устройства.

На фиг. 1 показана верхняя часть устройства, включающая головку 1 с отверстиями 2 для теплоносителя, корпус 3, пучок стержней 4 поглотителя со штоком 5, свободно на своей оси 6 установленное коромысло, плечо 7 которого снабжено вилочным захватом, охватывающим шток, а плечо 8 введено в отверстие и находится в зацепление с одним концом пластины биметаллического элемента 9, которая другим концом прикреплена к головке 1 в одном из ее отверстий 2.

На фиг. 2 приведен продольный разрез нижней части устройства, включающей корпус 3, в котором размещены укороченные радиационные нагреватели 10, и хвостовик 11.

Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах работает следующим образом.

В нормальном режиме через установленное в рабочую ячейку реактора устройство протекает поток теплоносителя в направлении, показанном стрелкой на фиг. 2, который последовательно омывает радиационные нагреватели 10, пучок стержней 4 поглотителя и биметаллический элемент 9.

При этом плечо 7 коромысла с вилочным элементом заведено под выступ штока 5 пучка стержней 4 поглотителя, а плечо 8 коромысла в отверстие, выполненное в пластине биметаллического элемента 9.

Устройство срабатывает только при отказе активных защит ядерного реактора.

В этом случае при нарастании тепловыделения в результате аварийного повышения нейтронного потока возрастает температура теплоносителя, омывающего радиационные нагреватели 10, стержни 4 поглотителя и пластину биметаллического элемента 9, которая под воздействием температуры изгибается, выходит из зацепления с консольным плечом 8 коромысла, а пучок стержней 4 поглотителя в результате поворота коромысла вокруг оси 6 под действием своего веса сбрасывается с вилочного захвата плеча 7 в активную зону реактора и надежно подавляет цепную реакцию.

Такое техническое решение позволяет упростить конструкцию устройства и повысить надежность работы пассивной защиты ядерного реактора.

Сущность изобретения: устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах выполнено в тепловыделяющей сборке, содержащей головку 1, корпус 3 и хвостовик 11. В одном из отверстий 2 для теплоносителя головки 1 свободно на своей оси 6 установлено коромысло, плечо 7 которого снабжено вилочным захватом и удерживает шток 5 с пучком стержней 4 поглотителя, а плечо 8 введено в отверстие пластины биметаллического элемента 9, консольно закрепленной на головке 1. При аварийном нарастании температуры потока теплоносителя пластина биметаллического элемента 9 изгибается, выходит из зацепления с плечом 8 коромысла, в результате поворота которого вокруг оси 6 пучок стержней 4 поглотителя сбрасывается с вилочного захвата плеча 7 в активную зону и надежно подавляет цепную реакцию. 2 ил.

Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащее корпус с выполненными в нем отверстиями для прохода теплоносителя, по меньшей мере один биметаллический элемент, установленный в одном из отверстий, поглощающий элемент, расположенный внутри корпуса соосно с ним и механически связанный с биметаллическим элементом, и радиационный нагреватель, расположенный в корпусе, отличающееся тем, что отверстия для прохода теплоносителя расположены выше поглощающего элемента и в одном из них свободно на своей оси установлено коромысло, одно из плеч которого находится в зацеплении с одним концом биметаллического элемента, выполненного в виде пластины и другим концом прикрепленного к корпусу, а механическая связь поглощающего элемента и биметаллического элемента осуществлена через второе плечо коромысла, которое выполнено в виде вилочного захвата, причем радиационный нагреватель установлен в нижней части корпуса.