Устройство аварийной защиты ядерного реактора Советский патент 1991 года по МПК G21C7/22 

Описание патента на изобретение SU1684815A1

Изобретение относится к технике ядерных реакторов и может быть использовано для быстрого останова реактора, преимущественно в качестве дополнительного средства, срабатывающего при необходимости после основной защиты.

Целью изобретения является повышение надежности устройства аварийной защиты без его дублирования.

Сущность изобретения заключается в том, что в устройстве аварийной защиты ядерного реактора во внутриреакторной емкости расположена ловушка для газа, например пористая или специально секционированная капсула, сообщающаяся с внутриреакторной емкостью только снизу

и включающая по крайней мере половину общего количества поглотителя внутриреакторной емкости.

Ловушка образована по меньшей мере одной из коаксиально секционированной капсулы, по меньшей мере две секции которой сообщаются между собой в верхней части капсулы, а с внутрир-еакторной емкостью - в нижней ее части через центральную секцию. Причем соотношение объемов секций установлено из условия /цс/ /вс-Рт/Рг-1. где /цС, VBC - объемы центральной и внешней секции капсулы; Рт. Рг - давление теплоносителя и газообразного поглотителя во внутриреакторной емкости после срабатывания устройства ().

О 00 00

ел

После срабатывания газовой защиты, ввода газообразного поглотителя во внут- риреакторную емкость, когда защитное действие уже осуществлено с использованием высокого быстродействия газообразного поглотителя, основная его часть сосредотачивается в капсуле-ловушке. При разгерметизации емкости газообразный поглотитель надежно физически улавливается в этой капсуле. Это осуществляется путем запирания его в порах или секциях ловушки избыточным давлением теплоносителя. Газообразный поглотитель не может как в обычном случае выйти из активной зоны, например, по соединительной трубке. Он лишь сжимается в секциях ловушки, сохраняя более половины своей эффективности.

Таким образом, достигается высокая надежность быстрой газовой аварийной защиты без дублирования ее другими средствами и без существенного усложнения.

Важно, что функция внутриреакторной емкости и капсулы-ловушки существенно отличаются. Первая из них обеспечивает удержание газа в активной зоне при любом его допустимом давлении за счёт герметичности, прочности и наличия герметизирующего элемента. Вторая - физически улавливает газ при разгерметизации емкости при давлении газа, равном давлению теплоносителя, за счет первоначально избыточного давления теплоносителя () и особенностей своей конструкции. При этом прочностные свойства капсулы-ловушки существенной роли не играют, так как давления внутри и вне ее всегда одинаковы. Однако для сохранения большей части эффективности (компенсирующей способности) устройства при разгерметизации внутриреакторной емкости только качественных конструктивных признаков недостаточно. Для этого необходимо, чтобы как минимум выполнялось количественное условие, по которому первоначально в капсуле-ловушке должно находиться минимум половина общего количества газа, содержащегося в емкости. Причем максимальное сохранение эффективности, как показали расчеты, близкое к 100%, обеспечивается при использовании коаксиально секционированной капсулы-ловушки с предложенным соединением секций и отношением их объемов.

На чертеже изображено устройство аварийной защиты ядерного реактора.

Устройство содержит ресивер 1 с газообразным поглотителем 2 (для определенности гелий-3), внутриреакторную емкость 3, размещенную в реакторе и отделенную от ресивера герметизирующим элементом 4,

например клапаном. Емкость содержит капсулу-ловушку 5, улавливающую поглотитель физически. Вещество ловушки является слабопоглощающим нейтроны конструкционным материалом, например может использоваться цирконий, Капсула 5 секционирована коаксиально, ее секции 6 сообщаются между собой в верхней части, а в нижней части центральная секция через ка0 пиллярный дроссель 7 (может быть и просто отверстие) сообщается с емкостью 3. Ресивер 1 с емкостью 3 охлаждается теплоносителем 8, как правило это вода под давлением выше, чем давление газообраз5 ного поглотителя в емкости 3 после срабатывания устройства. При разгерметизации емкости 3 теплоноситель 8, вытесняя газообразный поглотитель из центральной секции капсулы 5 до выравнивания давлений,

0 не дает поглотителю выйти из капсулы и реактора. Вытеснение же поглотителя из центральной секции в периферийную может обеспечить не только сохранение 100% эффективности поглотителя, но даже ее увели5 чение за счет уменьшения блокировки внутренних слоев поглотителя и увеличения его эффективного диаметра.

Устройство работает следующим образом.

0 В исходном-состоянии газообразный поглотитель 2 находится под давлением примерно 0,2-2 МПа (это давление выбирается, чтобы с учетом объемов ресивера 1 и емкости 3 после срабатывания защиты дав5 ление в емкости 3 было в пределах 0,1-0,5 МПа, что более точно определяется в конкретных условиях по диаметру емкости, поглощающей способности газа и требуемой эффективности защиты) в ресивере 1. Ем0 кость 3 отвакуумирована и отделена от ресивера закрытым клапаном 4.

В аварийной ситуации открывается клапан 4 и газообразный поглотитель 2 из ресивера под собственным давлением

5 поступает в емкость 3. Газ за доли секунды заполняет емкость 3, осуществляя защитное действие, поглощая нейтроны и останавливая реактор, т.е. переводя его в подкритическое состояние. Поглотитель

0 практически равномерно распространяется между емкостью 3 и капсулой 5 пропорционально их объемам. Объем капсулы выбирается близким объему емкости, чтобы практически весь газ был в ней сосредото5 чен после срабатывания устройства. Оставляются лишь периферийные зазоры размером 1-3 мм для быстрого распределения газа в объеме емкости.

При разгерметизации емкости 3 из-за нарушения ее прочности под давлением

теплоносителя 8 или по другим причинам теплоноситель 8 проникает в емкость 3. Обычно давление теплоносителя 8 больше давления газообразного поглотителя в емкости 3 после срабатывания защиты. Поэтому тепло- носитель заполняет емкость 3 и частично центральную секцию капсулы 5. При этом эффективность поглощения нейтронов не ухудшается, так как основная часть поглотителя, сжимаясь, остается в активной зоне (заперта в капсуле 5).

При этом эффективность поглощения нейтронов может даже возрасти за счет уменьшения блокировки газообразного поглотителя, который вытеснится теплоноси- телем из центральной секции на периферию. Соотношение объемов секций выбирают с учетом давления теплоносителя, исходя из требования сохранения максимумаэффективности.При разгерметизации емкости 3 это достигается в том случае, когда теплоноситель 8, сжимая газ в капсуле 5, не выходит за пределы центральной секции.

Надежность удержания поглотителя капсулой 5 в значительной степени обеспечивается тем, что эта капсула в отличие от емкости 3 даже при разгерметизации емкости практически не испытывает на себе силы сжатия - растяжения. Давление снаружи и внутри у нее всегда одинаково.

Устройство работоспособно с любыми газами-поглотителями и даже с инертным гелием-3. Возврат в исходное состояние устройства не требует демонтажа емкости 3, так как газ может быть откачан из емкости 3 и заправлен снова в ресивер 1.

Кроме повышенной надежности устройства (выдерживает разгерметизацию внутриреакторной емкости с поглотителем) при высоком быстродействии следует отметить и его технологичность. Капсула легко реализуется из труб разного диаметра или очень пористого материала типа пемзы.

Формула изобретения Устройство аварийной защиты ядерного реактора, содержащее ресивер с газообразным поглотителем нейтронов и внутриреакторную емкость, отделенную от ресивера герметизирующим элементом и размещенную в среде теплоносителя под давлением, отличающееся тем, что. с целью повышения надежности без дублирования защиты, во внутриреакторной емкости расположена по крайней мере одна коаксиально секционированная капсула, включающая по крайней мере половину общего количества поглотителя внутриреакторной емкости и содержащая по крайней мере две секции, сообщающиеся между собой и с внутриреакторной емкостью в верхней и нижней частях капсулы соответственно, причем соотношение объемов секций определяют из условия:

Л/цсЛ/вс Рт/Рг-1,

I .

где VUc и Vep - объемы центральной и внешней секции капсулы соответственно;

Рт, Рг - давления теплоносителя и газообразного поглотителя во внутриреакторной емкости после срабатывания устройства.

Похожие патенты SU1684815A1

название год авторы номер документа
Способ аварийной защиты ядерного реактора 1989
  • Абалин Сергей Сергеевич
  • Сивоконь Владимир Петрович
SU1684814A1
Система защиты ядерного реактора 1986
  • Сивоконь Владимир Петрович
  • Шикалов Владимир Федорович
SU1413679A1
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 газовой аварийной защиты ядерного реактора 1987
  • Сивоконь Владимир Петрович
SU1656598A1
АТОМНЫЙ РЕАКТОР С АВАРИЙНОЙ САМОЗАЩИТОЙ 2022
  • Беляев Вячеслав Иванович
RU2805987C1
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПАССИВНОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2015
  • Кубинцев Борис Борисович
  • Леонов Виктор Николаевич
  • Чернобровкин Юрий Васильевич
  • Родина Елена Александровна
  • Шевченко Алексей Борисович
  • Слесарев Игорь Сергеевич
RU2608826C2
ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЬ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА ПРЯМОДЕЙСТВУЮЩЕЙ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1991
  • Абалкин С.С.
  • Исаев И.Ф.
  • Ионайтис Р.Р.
  • Сивоконь В.П.
  • Удовенко А.Н.
  • Гершман Б.Л.
RU1814418C
Способ управления нейтронным потоком ядерногоРЕАКТОРА и уСТРОйСТВО для ЕгО ОСущЕСТВлЕНия 1978
  • Филипчук Е.В.
  • Потапенко П.Т.
  • Федулов В.В.
  • Сивоконь В.П.
SU716415A1
Устройство для управления энерговыделением в канале ядерного реактора 1979
  • Филипчук Е.В.
  • Потапенко П.Т.
  • Сивоконь В.П.
  • Яковлев В.В.
  • Колядин В.И.
  • Андреев В.И.
SU776338A1
ПАССИВНАЯ СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2021
  • Узиков Виталий Алексеевич
  • Узикова Ирина Витальевна
RU2769102C1

Иллюстрации к изобретению SU 1 684 815 A1

Реферат патента 1991 года Устройство аварийной защиты ядерного реактора

Изобретение относится к технике ядерных реакторов и может быть использовано для быстрого останова реактора, преимущественно в качестве дополнительного средства, срабатывающего при необходимости после основной защиты. Целью изобретения является повышение надежности устройства аварийной защиты без его дублиро- вания. Во внутриреакторной емкости устройства аварийной защиты расположена коаксиально секционированная капсула, включающая по крайней мере половину общего количества поглотителя внутриреакторной емкости. Капсула содержит по крайней мере две секции, сообщающиеся между собой и с внутриреакторной емкостью в верхней и нижней частях капсулы соответственно. Соотношение объемов секций определяют из условия: V4C/VBc Рт/Рг-1. где Vuc и VBC - обьемы центральной и внешней секции капсулы соответственно; Рт, Рг - давления теплоносителя и газообразного поглотителя во внутриреакторной емкости после срабатывания устройства. 1 ил. &

Формула изобретения SU 1 684 815 A1

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 1991 года SU1684815A1

Система защиты ядерного реактора 1986
  • Сивоконь Владимир Петрович
  • Шикалов Владимир Федорович
SU1413679A1
Выбрасывающий ячеистый аппарат для рядовых сеялок 1922
  • Лапинский(-Ая Б.
  • Лапинский(-Ая Ю.
SU21A1
Ионайтис Р
Р
Прямодействующая аварийная защита.-- Атомная техника за рубежом, 1988, №1,с
Насос 1917
  • Кирпичников В.Д.
  • Классон Р.Э.
SU13A1

SU 1 684 815 A1

Авторы

Абалин Сергей Сергеевич

Ионайтис Ромуальд Ромуальдович

Сивоконь Владимир Петрович

Даты

1991-10-15Публикация

1989-07-31Подача