ПОГЛОЩАЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 1997 года по МПК G21C7/10 G21C9/02 

Описание патента на изобретение RU2082228C1

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах преимущественно на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, содержащих самопроизвольно срабатывающие поглощающие стержни для дополнительной системы аварийного останова реактора при снижении расхода теплоносителя через активную зону.

Известен поглощающий стержень ядерного реактора с жидким теплоносителем [1] содержащий корпус с поглотителем нейтронов и головку для сцепления с исполнительным механизмом, соединенную с корпусом с помощью упругой связи.

Корпус стержня размещен с зазором в направляющей гильзе и его гидравлическое сопротивление выбрано таким образом, чтобы обеспечить создание гидродинамической силы, вызывающей перемещение корпуса относительно головки, когда стержень поднят исполнительным механизмом.

Для исключения всплытия поглощающего стержня, расцепленного с исполнительным механизмом, при несанкционированном увеличении расхода теплоносителя нижняя часть гильзы выполнена с увеличенным поперечным сечением таким образом, чтобы обеспечить свободное протекание теплоносителя через запиточные отверстия в нижней части корпуса стержня и снизить гидродинамическую силу.

Поглощающий стержень предназначен для быстрого самопроизвольного ввода корпуса с поглотителем в активную зону на небольшую (несколько см) величину под действием веса корпуса и упругой связи между корпусом и головкой при аварийном снижении расхода теплоносителя.

Недостатками данного поглощающего стержня являются небольшая величина вводимой реактивности, что не позволяет обеспечить глушение реактора; необходимость небольшого зазора между корпусом стержня и направляющей гильзой в районе активной зоны, что приводит к повышенной вероятности заклинивания стержня вследствие радиационных и термомеханических деформаций стержня и гильзы; наличие подвижного соединения головки и корпуса стержня с малыми зазорами, что приводит к снижению надежности конструкции; возможность самопроизвольного введения положительной реактивности при увеличении расхода теплоносителя, что может привести к скачку мощности и повреждению твэлов.

Известен поглощающий стержень ядерного реактора с жидким теплоносителем [2] содержащий полый корпус с поглотителем, внутри которого расположен шток для присоединения стержня к исполнительному механизму, способный перемещаться относительно корпуса. Корпус стержня размещен в направляющей гильзе, имеющей в верхней части уплотнительную поверхность, с которой взаимодействует верхняя часть корпуса стержня.

Перед выводом реактора на мощность корпус стержня с помощью штока, присоединенного к исполнительному механизму, выводится из активной зоны и удерживается в верхнем положении перепадом давления на уплотнительной поверхности, а шток опускается в нижнее положение.

При снижении расхода теплоносителя и соответственно перепада давления на уплотнительной поверхности, а также при сейсмическом воздействии или при перемещении штока исполнительным механизмом вниз до упора в корпус стержня происходит отрыв корпуса стержня от уплотнительной поверхности, что приводит к вводу поглотителя в активную зону и глушению реактора.

Недостатками известного поглощающего стержня являются сниженная эффективность (поглощающая способность) стержня вследствие уменьшения объема поглотителя на величину, занимаемую перемещающимся штоком; повышенная возможность заклинания стержня в связи с наличием штока, перемещающегося внутри корпуса стержня с небольшими зазорами; высокая чувствительность величины удерживающей корпус силы к качеству прилегания корпуса к уплотнительной поверхности, что может приводить к ложным срабатываниям поглощающего стержня.

Задачей изобретения является увеличение эффективности (поглощающей способности) поглощающего стержня, а также повышение надежности удержания корпуса стержня в верхнем положении и надежности срабатывания стержня при снижении расхода теплоносителя через активную зону.

Задача решается тем, что в поглощающем стержне ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, содержащем корпус с поглотителем нейтронов, соединенный с помощью штока с головкой для сцепления с исполнительным механизмом и размещенный в направляющей гильзе, имеющей в верхней части уплотнительную поверхность для обеспечения гидродинамического удержания корпуса стержня в верхнем положении восходящим потоком теплоносителя, уплотнительная поверхность гильзы выполнена в виде канала над активной зоной, приходное сечение которого выбрано из условия обеспечения гидродинамического взвешивания поглощающего стержня в верхнем положении при заданном расходе теплоносителя через гильзу, проходное сечение гильзы в районе расположения корпуса в нижнем положении поглощающего стержня выполнено большим по сравнению с сечением канала над активной зоной, шток выполнен полым, присоединен сверху к корпусу и неподвижен относительно корпуса, в стенке штока в нижней его части выполнены перепускные отверстия, сообщающие зазор между корпусом в нижнем положении стержня и гильзой с внутренней полостью штока, а головка стержня в верхнем положении расцеплена с исполнительным механизмом.

Конструктивное исполнение поглощающего стержня позволяет использовать весь объем корпуса для размещения поглотителя, например, в виде цилиндрических поглощающих элементов и соответственно позволяет увеличить эффективность стержня. Отсутствие перемещающихся частей в составе поглощающего стержня снижает вероятность заклинивания и соответственно повышает надежность срабатывания стержня. Выполнение уплотнительной поверхности в виде канала над активной зоной позволяет обеспечить низкую чувствительность гидродинамической силы, удерживающей стержень в верхнем положении, к отклонениям геометрических размеров и исключить ложные срабатывания стержня.

Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых на фиг.1 схематически изображен продольный разрез предлагаемого поглощающего стержня в верхнем положении, когда стержень взвешен в восходящем потоке теплоносителя и захват исполнительного механизма расцеплен с головкой стержня; на фиг.2 схематически изображен продольный разрез поглощающего стержня во введенном в активную зону положении при перегрузке; на фиг.3 приведены результаты расчетов изменения параметров реактора типа БН-800 при обесточивании циркуляционных насосов с отказом основных систем останова и самопроизвольным вводом в активную зону предлагаемых поглощающих стержней.

Поглощающий стержень содержит корпус 1 с поглотителем нейтронов, например, в виде цилиндрических элементов, заполняющих весь объем корпуса, присоединенный полым штоком 2 к головке 3 для сцепления с захватом 4 исполнительного механизма, перемещающимся в направляющей трубе 5.

Поглощающий стержень помещен в направляющую гильзу 6, имеющую переменное по длине проходное сечение: канал 7 в пространстве над активной зоной уменьшенное, а в районе расположения корпуса стержня в нижнем положении после срабатывания или при нагрузке увеличенное сечение 8.

В стенке штока в нижней части выполнены перепускные отверстия 9, которые в нижнем положении стержня находятся в зоне гильзы с увеличенным проходным сечением 8.

В нижней части корпуса стержня установлена дроссельная шайба 10, обеспечивающая требуемый расход теплоносителя на охлаждение поглотителя при работе реактора на мощности.

Величина зазора 11 между корпусом стержня и каналом 7 гильзы в пространстве над активной зоной выбрана таким образом, чтобы при заданном уровне расхода теплоносителя через активную зону, например, в диапазоне от 0,5 до 0,6 от номинального обеспечивалось гидродинамическое взвешивание поглощающего стержня восходящим потоком теплоносителя в направляющей гильзе.

При выводе реактора на мощность поглощающий стержень, сцепленный с захватом 4, поднимают исполнительным механизмом в верхнее положение и при уровне расхода теплоносителя через активную зону, превышающем взвешивающий, например, более 0,7 от номинального, расцепляют захват с головкой стержня.

При обесточивании или отключении циркуляционных насосов первого контура после уменьшения расхода теплоносителя через активную зону ниже взвешивающего поглощающий стержень самопроизвольно под собственным весом вводится в активную зону, что приводит к останову реактора независимо от срабатывания основных систем останова, срабатывающих по сигналам аварийной защиты.

Возможно также введение поглощающего стержня в активную зону перемещением захвата, расцепленного с головкой стержня, осуществляемое исполнительным механизмом по аварийным сигналам независимо от уровня расхода теплоносителя через активную зону.

После срабатывания или при перегрузке реактора расцепленный с захватом исполнительного механизма поглощающий стержень удерживается в нижнем положении даже при расходе теплоносителя через гильзу, превышающем номинальный, за счет открытия перепускных отверстий 9, байпасирующих корпус стержня с шайбой 10 и зазор 11, что обеспечивает существенное снижение перепада давления на стержне и соответственно гидродинамической силы, действующей на стержень.

Указанный поглощающий стержень является основой дополнительной пассивной системы останова реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-800, основные проектные данные которой приведены на фиг.3.

На фиг.3 приведены изменение относительного расхода через активную зону Gотн, изменение относительной мощности реактора Nотн, перемещение поглощающих стержней H и изменение температуры натрия на выходе из активной зоны tвых.а.з.

для запроектной аварии с отказом основных систем останова реактора при обесточивании циркуляционных насосов.

Как показывают расчеты, такие поглощающие стержни реактора БН-800 самопроизвольно вводятся в активную зону под собственным весом через ≈6 с момента достижения взвешивающего расхода, равного 0,5 от номинального, что обеспечивает останов реактора с достаточным запасом до температуры вскипания натрия на выходе из активной зоны (не менее 150oC).

В ОКМБ проведены стендовые испытания макетного поглощающего стержня реактора БН-800 в условиях, максимально приближенных к натурным.

Испытания подтвердили проектные гидромеханические характеристики поглощающих стержней и показали высокую надежность их самосрабатывания при снижении расхода (испытания макетного стержня ПАЗ на СТ 1545. Отчет инв. 72135Л, ОКМБ, г.Н.Новгород, 1994 г.).

Похожие патенты RU2082228C1

название год авторы номер документа
ВНУТРЕННИЙ БЛОК ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2000
  • Семенов Е.А.
  • Елисеев А.И.
  • Иванов В.А.
RU2190261C2
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 1991
  • Седаков В.Ю.
  • Шишкина Н.П.
  • Синельник С.И.
  • Соболев В.А.
  • Шишкин А.Н.
RU2037216C1
УСТРОЙСТВО ДЛЯ АВАРИЙНОГО ПЕРЕКРЫТИЯ ТРУБОПРОВОДОВ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ 1991
  • Сухачевский Ю.Б.
  • Самойлов О.Б.
  • Щукин И.М.
RU2067715C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1998
  • Васильченко И.Н.
  • Кобелев С.Н.
  • Ионов В.Б.
  • Енин А.А.
  • Кушманов А.И.
  • Петров В.М.
RU2152089C1
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 1990
  • А.И.Фадеев
SU1725664A1
УСТРОЙСТВО ПАССИВНОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ (ВАРИАНТЫ) 2015
  • Леонов Виктор Николаевич
  • Чернобровкин Юрий Васильевич
  • Слесарев Игорь Сергеевич
  • Шевченко Алексей Борисович
  • Родина Елена Александровна
RU2599045C1
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОСТАНОВКИ ГАЗООХЛАЖДАЕМОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1992
  • Фадеев А.И.
  • Архипычев В.Е.
  • Абросимов Н.Г.
  • Горелов И.Н.
RU2057375C1
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПЕРЕМЕЩЕНИЯ РЕГУЛИРУЮЩЕГО СТЕРЖНЯ 1998
  • Архипов Е.А.
  • Жучков И.И.
  • Зайцев Б.И.
  • Соколов Л.Н.
RU2153711C2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1995
  • Курылев В.И.
  • Самойлов О.Б.
  • Якимычев В.Н.
  • Трухина А.А.
RU2137223C1
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1993
  • Бирбраер П.Н.
  • Востоков В.С.
  • Горбунов В.С.
  • Зотов В.Г.
  • Синельник С.И.
RU2082226C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 082 228 C1

Реферат патента 1997 года ПОГЛОЩАЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Использование: в ядерных реакторах преимущественно на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем для дополнительной системы аварийного останова реактора при снижении расхода теплоносителя через активную зону. Сущность изобретения: поглощающий стержень содержит корпус с поглотителем нейтронов, соединенный при помощи полого штока с головкой для сцепления с исполнительным механизмом. Стержень размещен в направляющей гильзе, имеющей в верхней части уплотнительную поверхность для обеспечения гидравлического удержания корпуса стержня в верхнем положении восходящим потоком теплоносителя. Уплотнительная поверхность гильзы выполнена в виде канала над активной зоной, проходное сечение которого выбрано из условия обеспечения гидравлического взвешивания поглощающего стержня в верхнем положении при заданном расходе теплоносителя через гильзу. Проходное сечение гильзы в районе расположения корпуса в нижнем положении поглощающего стержня выполнено большим по сравнению с сечением канала над активной зоной. В стенке штока в нижней его части выполнены перепускные отверстия, сообщающие зазор между корпусом в нижней части стержня и гильзой с внутренней полостью штока. Головка стержня в верхнем положении расцеплена с исполнительным механизмом. При снижении расхода теплоносителя через активную зону ниже взвешивающего поглощающий стержень самопроизвольно под действием собственного веса вводится в активную зону, что приводит к останову реактора. После срабатывания поглощающий стержень удерживается в нижнем положении даже при расходе теплоносителя через гильзу, превышающем номинальный. 3 ил.

Формула изобретения RU 2 082 228 C1

Поглощающий стержень ядерного реактора преимущественно на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, содержащий корпус с поглотителем нейтронов, соединенный с помощью штока с головкой для сцепления с исполнительным механизмом и размещенный в направляющей гильзе, имеющей в верхней части уплотнительную поверхность для обеспечения гидродинамического удержания корпуса стержня в верхнем положении восходящим потоком теплоносителя, отличающийся тем, что уплотнительная поверхность гильзы выполнена в виде канала над активной зоной, проходное сечение которого выбрано из условия обеспечения гидродинамического взвешивания поглощающего стержня в верхнем положении при заданном расходе теплоносителя через гильзу, проходное сечение гильзы в районе расположения корпуса в нижнем положении поглощающего стержня выполнено большим по сравнению с сечением канала над активной зоной, шток выполнен полым, присоединен сверху к корпусу и неподвижен относительно корпуса, в стенке штока в нижней его части выполнены перепускные отверстия, сообщающие зазор между корпусом в нижнем положении стержня и гильзой с внутренней полостью штока, а головка стержня в верхнем положении при работе реактора расцеплена с исполнительным механизмом.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 1997 года RU2082228C1

Переносная печь для варки пищи и отопления в окопах, походных помещениях и т.п. 1921
  • Богач Б.И.
SU3A1
Выбрасывающий ячеистый аппарат для рядовых сеялок 1922
  • Лапинский(-Ая Б.
  • Лапинский(-Ая Ю.
SU21A1
Аппарат для очищения воды при помощи химических реактивов 1917
  • Гордон И.Д.
SU2A1
Заявка Великобритании № 1538380, кл
Выбрасывающий ячеистый аппарат для рядовых сеялок 1922
  • Лапинский(-Ая Б.
  • Лапинский(-Ая Ю.
SU21A1

RU 2 082 228 C1

Авторы

Александров Ю.К.

Рогов В.А.

Шабалин А.С.

Даты

1997-06-20Публикация

1995-07-26Подача