СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ С ЖИДКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Советский патент 1994 года по МПК G21C7/10 

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к способу управления ядерным реактором с жидким теплоносителем.

Известно, что с развитием ядерной энергетики все более актуальным становится вопрос о надежности ядерных установок в работе при различных нарушениях. В этой связи в защитных системах реакторов находят применение устройства, основанные на различных (альтернативных) принципах действия, в том числе пассивного типа. Следует отметить, что традиционное управление системой аварийной защиты, как и другими системами реактивности ядерного реактора, осуществляется перемещением в направляющем канале регулирующего стержня, охлаждаемого теплоносителем основного контура, преимущественно посредством штанги с захватом от привода, так что при работе реактора стержень постоянно сообщен с приводом. Перемещение его в реакторе строго регламетировано; оно осуществляется с заданной скоростью, зависимой от эффективности перемещаемого стержня, при постоянном контроле положения стержня по перемещению штанги. От традиционной защита пассивного типа отличается тем, что управляющее ею устройство размещено в самом исполнительном механизме, нет внешнего привода, отсутствуют внешние цепи контроля и управления, что исключает ошибочный (или преднамеренный) вывод защиты от строя. При этом ввод отрицательной реактивности (и останов реактора) происходит при достижении какого-либо критического параметра для реактора: температуры теплоносителя, уровня нейтронного потока, снижения расхода теплоносителя. С учетом специфики данного типа защиты устройства ее, как правило, могут быть использованы только как дополнительные к основной для установки их требуются дополнительные ячейки активной зоны. Работа этих устройств может осуществляться на различных принципах. Заслуживают особого внимания устройства с гидродинамическим подъемом и удержанием регулирующего органа потоком теплоносителя основного контура, поскольку наиболее серьезные аварии связываются с уменьшением расхода теплоносителя через реактор и нарушением режима охлаждения активной зоны. Примение устройств защиты пассивного типа в общем предполагает реализацию разных способов регулирования реактора.

Известен способ управления быстрым реактором с жидкометаллическим теплоносителем, состоящий в следующем. Регулирующий стержень, омываемый в направляющем канале теплоносителем основного контура, подаваемым по отдельному трубопроводу специальным электромагнитным насосом, поднимают перед выводом реактора на мощность над активной зоной посредством штанги с захватом. Перед подъемом стержня через канал устанавливают номинальный (максимальный) расход теплоносителя. Всплытие стержня под напором теплоносителя исключают путем большого зазора между стержнем и каналом. В крайнем верхнем положении головку стержня вводят в посадочное гнездо, перекрывая значительную часть выходного отверстия канала и тем самым значительно уменьшая расход через канал. В этом положении стержень удерживается за счет силы, создаваемой перепадом давления на посадочном гнезде при дросселировании расхода теплоносителя. После подъема стержня в крайнее верхнее положение штангу отводят вверх. Погружение стержня в активную зону происходит под собственным весом при отключении электромагнитного насоса по сигналу, требующему останова реактора. Для реализации этого способа в английском быстром реакторе С ГР требуется установка шести защитных устройств.

Недостатками известного способа являются значительные экономические затраты, малая единичная эффективность регулирующего стержня, нереализуемость непосредственным образом принципа пассивности, недостаточная надежность, двухпозиционное регулирование.

Указанные недостатки обусловлены соответственно наличием специального контура циркуляции, разработкой конструктивно отличных от штатных каналов и стержней, уменьшением числа ТВС из-за установки в их ячейки защитных устройств, уменьшением высоты канала до уровня головок ТВС из-за необходимости вращения пробок при перегрузке реактора, вводом стержня только при останове электромагнитного насоса, наличием связей управления и электроснабжения назначением устройства.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является решение. Известный способ состоит в следующем. Регулирующий стержень, перемещение которого в направляющем канале по высоте реакторе ограничено двумя - верхней и нижней - решетками, перед пуском реактора напором теплоносителя основного контура перемещают и удерживают над активной зоной у верхней решетки. Расход теплоносителя через канал на всех режимах работы реактора поддерживают постоянным. Погружение стержня в активную зону происходит под собственным весом при значительном снижении расхода или полном прекращении подачи теплоносителя через реактор, т.е. в способе непосредственно реализован принцип пассивности защиты.

Недостатками способа являются: способ не может быть реализован в реакторах с переменным расходом теплоносителя основного контура: всплытие из активной зоны регулирующего стержня в состоянии перегрузки реактора при ошибочном включении насосов основного контура на полные обороты: малая единичная эффективность регулирующего стержня: двухпозиционное регулирование: значительные экономические затраты: малая скорость ввода отрицательной реактивности: отсутствие ввода стержня в зону в аварийных ситуациях при постоянном расходе теплоносителя основного контура.

Указанные недостатки обусловлены соответственно конструкцией устройства и регламентируемой величиной ввода положительной эффективности в критическом реакторе: конструкцией устройства: размером канала по высоте для возможности вращения перегрузочных пробок, а также ограниченной, по требованиям норм безопасности, скоростью ввода положительной реактивности; конструкцией устройства уменьшением числа ТВС в активной зоне из-за необходимости установки в их ячейки защитных устройств; конструкцией устройства.

Целью изобретения является увеличение эффективности и экономичности системы регулирования, а также повышение уровня безопасности реакторной установки.

Это достигается путем увеличения эффективности регулирующего стержня, введения многопозиционного регулирования, регламентированного (по скорости извлечения и положению по высоте активной зоны) перемещения стержня, увеличения скорости ввода стержня в активную зону в аварийных ситуациях, применения в реакторах с изменяющимся в зависимости от мощности расходом теплоносителя основного контура, ввода стержня в активную зону в аварийных ситуациях без изменения расхода теплоносителя основного контура, отказа от установки вместо ТВС дополнительных устройств пассивной защиты данного типа, исключения всплытия из активной зоны регулирующего стержня при перегрузке реактора при ошибочном включении насосов основного контура на полные обороты.

Для достижения указанной цели в способе управления ядерным реактором, включающем в себя подъем и удержание в направляющем канале над активной зоной регулирующего стержня напором омывающего из теплоносителя основного контура при постоянном его расходе через реактор, погружение в активную зону регулирующего стержня под собственным весом при аварийном снижении расхода теплоносителя основного контура предлагается следующее: при изменении расхода теплоносителя через реактор в процессе изменения его мощности стержень перемещают посредством штанги с захватом от привода при расходах, не превышающих значения, при котором стержень поднимается потоком теплоносителя; после достижения указанного значения расхода захват раскрывают и изменяют положение стержня посредством перемещения штанги с раскрытым захватом от привода; при срабатывании аварийной защиты стержень вводят в зону штангой от привода с раскрытым захватом; всплытие стержня при перегрузке реактора при ошибочном включении насосов на полные обороты исключают конструкцией стержня и канала.

Положительный эффект при осуществлении предлагаемого способа достигается за счет совмещения в нем преимуществ известного по прототипу способа (регулирование осуществляют на пассивном принципе - гидродинамическим подъемом и удержанием регулирующего стержня) и традиционного (регулирование осуществляют перемещением стержня от привода). Это позволяет в общем распространить принцип пассивности на различные системы управления реактором; в частности, в случае системы АЗ, это позволяет отказаться от установки на реакторе дополнительно к основной устройства пассивной защиты рассматриваемого типа (с гидравлически взвешенным стержнем) в ячейки, предназначенные под ТВС. Для регулирования при этом используют высокоэффективный регулирующий стержень, омываемый в направляющем канале теплоносителем основного контурах при расходах, не превышающих величины, при которой стержень в канале поднимается потоком теплоносителя, стержень извлекают штангой с захватом от привода со скоростью, обусловленной допустимой скоростью ввода положительной реактивности, с постоянным контролем его положения в реакторе. При расходах, не меньших указанной величины, захват раскрывают, так как гидродинамическая сила потока теплоносителя при этом не меньше веса стержня. Стержень под ее действием могут перемещать вверх или удерживать в канале в заданном положении. После раскрытия захвата положение стержня в канале сохраняют или изменяют движением штанги с раскрытым захватом от привода. Стержень вводят в зону посредством штанги с раскрытым захватом, при несрабатывании привода стержень вводится в зону под собственным весом при снижении расхода теплоносителя.

Данный способ может быть реализован устройством, изображенным на прилагаемом чертеже, на котором в качестве примера представлено исполнительное устройство аварийной защиты реактора типа БН-600.

На чертеже отмечены следующие конструктивные элементы устройства: 1 - регулирующий стержень 2 - гильза; 3 - головка стержня 4 - соединительное звено стержня; 5 - поглощающее звено стержня; 6 - удлинительное звено стержня; 7 - направляющая труба гильзы; 8 - корпус (чехол) гильзы; 9 - дроссельная шайба; 10 - питательные отверстия в направляющей трубе; 11 - опорная плита активной зоны; 12 - опускная труба привода.

Устройство состоит из направляющего канала-гильзы СУЗ 2 и размещенного в нем регулирующего стержня 1; стержень показан в двух рабочих положениях - погруженном и извлеченном.

Гильза представляет собой трубчатый канал, крепящийся своим хвостовиком в опорной плите 11, активной зоны реактора, сообщенный с напорным коллектором. Корпус гильзы 8 в данном случае выполнен из шестигранника, применяемого в реакторе в качестве чехла тепловыделяющих сборок (ТВС). Внутри коpпуса размещена направляющая труба 7, соединенная с ним в верхней своей части. В верхней части трубы имеются питательные отверстия 10 для теплоносителя. На направляющую трубу при работе реактора надвигается опускная труба привода 12 для удлинения канала, что позволяет иметь стержень значительной протяженности (эффективности).

Стержень представляет собой многозвенную цилиндрическую конструкцию, соединенную шарнирами. Он имеет рабочее 5, удлинительное 6 и соединительное 4 звенья, а также головку 3 для соединения со штангой привода посредством ее захвата штанга с захватом, а также концевик гильзы на чертеже условно не показаны. Для получения нужной гидравлической характеристики стержня в удлинитель его поставлена шайба 9. В состоянии перегрузки реактора захват расцеплен со стержнем, стержень погружен в зону, штанга привода и опускная труба подняты вверх. Стержень охлаждается потоком теплоносителя основного контура из напорного коллектора. Величина расхода на охлаждение устанавливается дросселем, размещенным в хвостовике гильзы. Поступающий в гильзу расход теплоносителя (G_г) после прохождения питательных отверстий разделяется на два потока: один идет сразу вверх по щели между стержнем и гильзой (G_ш), другой по щели идет сначала вниз, а затем внутри стержня вверх (G_ст), оба показателем смешиваются в опускной трубе привода.

В установках с быстрыми реакторами обычно принимают следующий алгоритм вывода реактора на номинальную мощность. Расход теплоносителя через реактор изменяют пропорционально его мощности, что их отношение близко к единице. В диапазоне мощностей 0-25% расход поддерживают постоянным, равным ≈ 25% от номинального. При срабатывании защиты расход автоматически снижается до указанного значения. При отключении одной из теплоотводящих петель происходит автоматическое снижение мощности реактора при соответствующем снижении расхода основного контура за счет погружения в зону "легкого" стержня АЗ-АЗП; остальные стержни АЗ остаются в прежнем положении. В рассматриваемой установке имеется три петли; в этой связи мощность реактора в режиме АЗ-П снижается до ≈ 67%. В рассматриваемом устройстве предложенный способ реализутся следующим образом. В процессе изготовления в хвостовик гильзы становится дроссель, обеспечивающий при достижении мощности реактора 60% (с учетом запаса к уровню мощности реактора в режиме работы на двух петлях) расход теплоносителя, при котором происходит всплытие стержня в поднятом его положении. При достижении указанного уровня мощности захват штанги расцепляют. Стержень удерживают от всплытия штангой с открытым захватом. При срабатывании аварийной защиты ввод стержня в активную зону производят с помощью штанги с открытым захватом от привода. В случае несрабатывания привода регулирующий стержень входит в зону под действием собственного веса при снижении расхода теплоносителя основного контура ниже 0,6 G_ном.

Конструкция устройства обеспечивает невсплытие стержня из активной зоны при перегрузке реактора в случае ошибочного включения насосов основного контура на полные обороты.

Аналогично описанному происходит работа устройства применительно к другому типу регулирующего стержня, например компенсатору выгорания (КС). Некоторое отличие вытекает из функционального назначения данного стержня. Данный стержень по мере высвобождения эффектов реактивности, связанных с подъемом мощности реактора и выгоранием топлива, в течение кампании извлекают из активной зоны из нижнего в верхнее положение. До определенного уровня мощности реактора (в отличие от стержня ЗА этот уровень может быть принят <% ) перемещение и удержание стержня производят с помощью штанги с захватом привода при достижении этого уровня мощности захват штанги раскрывают. В дальнейшем положение стержня сохраняют или изменяют движением штанги от привода с раскрытым захватом. При срабатывании защиты стержень вводят в зону посредством штанги от привода; при отказе привода он погружается в зону под собственным весом при снижении расхода основного контура ниже установленной величины. Скорость перемещения стержня обеспечивают движением штанги привода положение стержня определяют по перемещению штанги привода.

Из изложенного следует, что реализация предложенного способа посредством описанного устройства позволяет придать функции пассивной защиты с гидродинамическим подъемом и удержанием регулирующего стержня разным штатным регулирующим системам реактора. Этим самым не снижается эффективность регулирующего стержня, не требуется дополнительной защиты, основанной на рассматриваемом пассивном принципе, т.е. производится экономия ячеек ТВС под защитные устройства; движение стержня производится с заданной скоростью, с контролем его положения в зоне, при срабатывании аварийной защиты происходит ускоренный ввод стержня в зону; при несрабатывании привода стержень входит в зону под собственным весом при снижении расхода основного контура. За базу сравнения можно принять способ, реализованный в защитном устройстве быстрого реактора БР-10, сходный с прототипом. Устройство дополнительной аварийной защиты разработано на базе штатного топливного пакета реактора БР-10. Регулирующий стержень размещен в нем в полости чехловой трубы, освобожденной от пучка твэл. Подъем и удержание стержня над активной зоной осуществляется гидродинамическим напором теплоносителя основного контура; при значительном снижении расхода стержень погружается в активную зону. Перемещение стержня в чехловой трубе ограничивается конструктивными деталями. Расход теплоносителя в реакторе поддерживается постоянным, независимо от уровня его мощности.

По сравнению с ним предложенный способ имеет следующие преимущества: более высокая эффективность регулирующего стержня; контролируемое по скорости и по положению в активной зоне перемещение стержня; отсутствие необходимости размещения дополнительного защитного устройства в ячейка, занятых ТВС; ускоренный ввод стержня в зону при значительном снижении расхода основного контура; ввод в активную зону в аварийных ситуациях с постоянным расходом теплоносителя основного контура.

Сущность изобретения: совмещение преимуществ способа регулирования с гидродинамическим подъемом и удержанием регулирующего стержня и способа, осуществляемого путем перемещения стержня, охлаждаемого теплоносителем первого контура в направляющем канале от привода на всех режимах работы реактора. Стержень поднимают захватом штанги от привода. При достижении значения расхода, при котором стержень поднимается потоком теплоносителя, захват раскрывают. Дальнейшее изменение положения стержня в канале осуществляют путем перемещения штанги с раскрытым захватом. 1 ил.

СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ С ЖИДКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ, включающий в себя подъем и удержание над активной зоной в направляющем канале регулирующего стержня потоком теплоносителя основного контура при постоянном его расходе в процессе работы реактора, ввод стержня под собственным весом в активную зону при аварийном снижении расхода теплоносителя основного контура, отличающийся тем, что, с целью повышения эффективности и экономичности системы регулирования, при изменении расхода теплоносителя через реактор в процессе его работы стержень перемещают захватом штанги от привода, а после достижения значения расхода, при котором стержень поднимается потоком теплоносителя, захват раскрывают и изменение положения стержня осуществляют посредством перемещения штанги с раскрытым захватом от привода.