УСТРОЙСТВО АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Советский патент 1996 года по МПК G21C7/00 G21C7/30 

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах.

Целью изобретения является устранение возможности обратного ввода топливных блоков в активную зону реактора после их аварийного выброса из зоны и повышение скорости этого выброса.

Сущность изобретения поясняется на примере конструкции устройства аварийной защиты ядерного ректора, общий вид которого представлен на чертеже.

Устройство аварийной защиты содержит канал 1, в котором на опоре 2 установлен опорный элемент 3 и на нем столб цилиндрических топливных блоков 4. Выше участка размещения блоков в районе верхней границы активной зоны реактора в канале имеется кольцевое сужение по внутренней поверхности 5, а над сужением находится полость 6, объем которой достаточен для размещения в ней всего столба блоков. Полость соединена водоводом с напорным коллектором 7. Опорный элемент 3 выполнен в виде клина, сужающегося к верхней части, размеры которого выбраны так, что удельное по высоте гидравлическое сопротивление опорного элемента больше удельного по высоте гидравлического сопротивления столба топливных блоков, причем диаметр сужения 5 меньше максимального диаметра клина опорного элемента, но больше диаметра топливных блоков.

При нормальной работе реактора вода под давлением проходит сверху вниз из коллектора 7 через канала 1, снимая тепло с топливных блоков 4. Возникающий при этом перепад давления воды на блоках определяет гидравлическую силу, действующую на столб топливных блоков сверху вниз, которая компенсируется реакцией опоры 2.

При аварийной разгерметизации напорной части первого контура реактора давление воды в коллекторе падает до значений, близких к атмосферному, а в нижней части канала до давления насыщения воды на выходе из канала, где температура воды наибольшая.

В насыщенной жидкости на выходе из канала возникает объемное кипение, при котором теплоноситель переходит из однофазного состояния в двухфазное в виде пароводяной смеси, которая расширяется в процессе испарения воды и вытесняется при этом верх в коллектор и далее через аварийное отверстие в контуре в атмосферу. Возникающая при этом гидродинамическая сила, действующая на столб топливных блоков 4 и опорный элемент 3 снизу вверх выбрасывает топливные блоки в полость, а опорный элемент 3 поднимается до сужения 5, клинит в нем и за счет самоторможения конуса в сужении предотвращает возврат топливных блоков в активную зону реактора.

Проведенные стендовые испытания взаимодействия опорного элемента, выполненным в виде клина, с кольцевым сужением подтвердили достаточность усилий самоторможения клина в сужении для удержания столба топливных блоков усилие самоторможения опорного элемента превосходит вес столба в 4-6 раз.

При истечении пароводяной смеси через сужение 5 скорость смеси в сужении увеличивается, а по высоте сужения происходит спад давления, который увеличивает перепад давлений между нижним торцом опорного элемента и сужением, выталкивающий столб топливных блоков 4 с большим ускорением, чем без сужения 5. При движении столба топливных блоков 4 через сужение 5 проходное сечение между блоками и сужением для протока пароводяной смеси будет минимальным, за сужением по ходу смеси проходное сечение увеличивается. Так как скорость движения пароводяной смеси в рассматриваемой аварийной ситуации больше скорости звука в смеси, то падение давления до атмосферного за сужением 5 по ходу истечения смеси не приведет к падению давления в нижней части канала 1, то есть в процессе истечения пароводяной смеси из канала критическое истечение пароводяной смеси наступает раньше и средняя величина гидравлической выталкивающей столб топливных блоков силы будет больше, чем при отсутствии сужения 5. Таким образом, неизвестное ранее наличие сужения 5 в канале 1 во взаимодействии со столбом топливных блоков 4 и опорным элементом 3 при вскипании теплоносителя и аварийном выбросе стола топливных блоков обеспечивает ускоренный выброс столба топливных блоков из активной зоны и удержание их за ее пределами при аварийном снижении давления на входе в канал, что сообщает устройству новое свойство, дает положительный эффект и является существенным отличием предлагаемого изобретения по сравнению с прототипом.

Кроме того, размеры опорного элемента 3 выбраны так, что его удельное по высоте гидравлическое сопротивление больше удельного по высоте гидравлического сопротивления столба топливных блоков 4, что приводит к более медленному спаду давления в нижней части канала 1 под опорным элементом 3 при аварийной разгерметизации коллектора 7, а критическое истечение пароводяной смеси через минимальное сечение между топливными блоками и сужением 5 наступает раньше, чем при отсутствии опорного элемента. Поэтому средняя величина гидравлической выталкивающей силы будет больше, чем при отсутствии опорного элемента 3, не только за счет более высокого удельного по высоте гидравлического сопротивления, но и за счет более раннего формирования критического истечения пароводяной смеси. Таким образом, неизвестное ранее наличие опорного элемента 3 в устройстве во взаимодействии с топливными блоками 4, сужением 5 при вскипании теплоносителя и выбросе столба топливных блоков обеспечивает ускоренный выброс столба топливных блоков из активной зоны реактора и удержание их за ее пределами при аварийном снижении давления на входе в канал 1, что также сообщает устройству новое свойство, дает положительный эффект и является существенным отличием по сравнению с прототипом.

Актуальность надежной защиты реактора от аварийного разрыва напорной части первого контура высока, поскольку он сопровождается высокими скоростями развития аварийных процессов и вероятными тяжелыми последствиями в случае перехода реактора в надкритическое состояние. При наличии в реакторе соответствующего числа каналов аварийной защиты по настоящему предлагаемому изобретению возможность перехода реактора в надкритическое состояние устраняется за счет высокоскоростного выброса и удержания вне активной зоны части топливных блоков.

Сущность изобретения: устройство обеспечивает возможность ускоренного выведения и удержания вне активной зоны блоков из делящегося материала в случае аварийного снижения давления на входе в канал активной зоны. Это приводит к снижению до отрицательных значений реактивности реактора и прекращению цепной реакции деления топлива в реакторе. Устройство содержит опору 2, на которой установлен опорный элемент 3 и на нем один над другим топливные блоки 4 из делящегося материала. Выше участка размещения блоков в районе верхней границы активной зоны реактора в канале имеется сужение 5 по внутренней поверхности. Опорный элемент 3 выполнен в виде клина сужающегося к верхней части, размеры которого выбраны так, что удельное по высоте гидравлическое сопротивление опорного элемента больше удельного по высоте гидравлического сопротивления столба топливных блоков. Внутренний диаметр сужения больше диаметра блоков и меньше максимального диаметра клина опорного элемента. 1 ил.

УСТРОЙСТВО АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, содержащее полость, расположенную выше активной зоны, установленный в вертикальном канале на опоре столб топливных блоков, образующий по крайней мере часть активной зоны и омываемый теплоносителем, отличающееся тем, что, с целью повышения скорости выхода топливных блоков из активной зоны и последующего удержания их вне зоны при вскипании теплоносителя, нижняя часть столба топливных блоков связана с опорным элементом, выполненным в виде клина, сужающегося к верхней части, размеры которого выбраны так, что удельное по высоте гидравлическое сопротивление опорного элемента больше удельного по высоте гидравлического сопротивления столба топливных блоков, а в канале на уровне верхней границе активной зоны выполнено сужение, диаметр которого меньше максимального диаметра клина опорного элемента, но больше диаметра топливных блоков.