устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах

Формула изобретения

1. 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 механическая связь поглощающего элемента и биметаллического элемента осуществлена посредством дополнительно установленных штока, коромысла, груза и кольца, причем корпус в верхней части снабжен головкой, шток одним концом закреплен в головке соосно с корпусом, а другим концом связан с поглощающим элементом, выполненным в виде пучка стержней поглотителей, при этом отверстия для прохода теплоносителя расположены выше поглощающего элемента и в одном из них свободно на своей оси установлено коромысло, одно из плеч которого служит упором для груза, помещенного с зазором на штоке и подпружиненного к головке, а другое плечо находится в зацеплении с одним концом биметаллического элемента, выполненного в виде пластины и другим концом прикрепленного к корпусу, при этом шток ниже места установки груза снабжен разъемом в виде радиально расположенных трапецеидальных выступа и паза, сопряженных с образованием цилиндра, охваченного подвижным вдоль штока кольцом, взаимодействующим с грузом при его перемещении, а радиационный нагреватель установлен в нижней части корпуса.

2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что груз выполнен в виде втулки с полукруглым выступом на нижнем торце.

3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что груз выполнен с расширяющимся книзу ступенчатым осевым отверстием, причем диаметр большего отверстия меньше диаметра подвижного кольца, но больше суммы удвоенной высоты трапецеидального выступа и диаметра стержня.

Описание изобретения к патенту

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 и др. [1]

Известно устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах [2] в котором поглощающий стержень удерживается над активной зоной при помощи стопора, смещаемого биметаллическим элементом, установленным в отверстии для прохода теплоносителя. Данное устройство является наиболее близким к заявленному по совокупности признаков и принято за прототип.

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

На фиг. 1 и 2 изображены соответственно продольные разрезы верхней и нижней частей устройства пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах; на фиг. 3 вариант выполнения груза.

На фиг. 1 показана верхняя часть устройства, которая включает головку 1 с отверстиями 2 для теплоносителя, закрепленный по оси головки шток 3 с пучком стержней-поглотителей 4, разъем на штоке в виде радиально расположенных прямоугольного трапецеидального выступа 5 и паза 6, которыми части стержня сопряжены до образования цилиндра, подвижное вдоль оси кольцо 7, охватывающее разъем и груз 8, свободно перемещаемый на штоке. Груз 8 может быть выполнен с С-образным выступом 9 на нижнем торце. Устройство также содеpжит биметаллическую пластину 10, свободно размещенное на оси коромысло 11, пружину 12 и корпус 13.

На фиг. 2 показана нижняя часть устройства, состоящая из корпуса 13, в котором размещены радиационные нагреватели 14, и хвостовика 15. В активной зоне устройства предусмотрен зазор между пучком стержней-поглотителей 4 и радиационными нагревателями 14.

Устройство пассивной защиты ядерного реактора не 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 14, пучок стержней-поглотителей 4 и биметаллическую пластину 10. При этом одно плечо коромысла 11 удерживает груз 8 при сжатой пружине 12, а второе заведено в отверстие, выполненное в биметаллической пластине 10.

В аварийном режиме при повышении нейтронного потока тепловыделение в радиационных нагревателях 14 нарастает и подогревает омывающий эти элементы поток теплоносителя, который, в свою очередь, нагревает биметаллическую пластину 10, размещенную в отверстии 2 головки 1. В процессе подогрева биметаллическая пластина 10 изгибается и выходит из зацепления с консольным плечом коромысла 11.

В результате поворота последнего вокруг оси освобожденный груз 8 своим весом, усиленным действием пружины 12 ударом перемещает кольцо 7 вдоль оси штока 3, освобождает разъем по линии сопряжения прямоугольного трапецеидального выступа 5 и паза 6, в результате чего пучок стрежней-поглотителей 4 под действием собственного веса сбрасывается в область активной зоны реактора внутри корпуса 13 и прекращает цепную реакцию. Такое решение позволяет повысить надежность работы пассивной защиты, исключая возможность ошибочного вывода ее из строя.