устройство аварийной защиты ядерного реактора
Классы МПК: | G21C7/12 средства для перемещения элементов управления в требуемое положение |
Автор(ы): | Степанов Э.С., Леонов В.А., Краснощеков Ю.И., Воскобойников В.В. |
Патентообладатель(и): | Центральный научно-исследовательский институт химии и механики |
Приоритеты: |
подача заявки:
1993-03-25 публикация патента:
27.07.1997 |
Сущность: устройство содержит средство удержания стержня над активной зоной реактора, средство ускорения стержня и средства его торможения. Средство ускорения выполнено в виде расположенных со второго конца корпуса камеры сгорания с газогенерирующим зарядом, воспламенителем и пиропатроном, соединенным с блоком системы управления и защиты, и поршня со срезаемой мембраной, размещенного между камерой сгорания и стержнем аварийной защиты. Полость между поршнем и стрежнем заполнена охлаждающей жидкостью, например водой, причем корпус снабжен установленными с обоих концов полости впускными и выпускными обратными клапанами. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Рисунок 1
Формула изобретения
1. Устройство аварийной защиты ядерного реактора, включающее цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца стержнем аварийной защиты, соединенные с блоком системы управления и защиты реактора средство удержания стержня над активной зоной, средство ускорения стержня и средство его торможения, отличающееся тем, что средство ускорения выполнено в виде расположенных с второго конца корпуса камеры сгорания с газогенерирующим зарядом, воспламенителем и пиропатроном, соединенным с блоком системы управления и защиты реактора, и поршня со срезаемой мембраной, размещенного между камерой сгорания и стержнем аварийной защиты, а полость между поршнем и стержнем заполнена охлаждающей жидкостью, причем корпус снабжен установленными с обоих концов полости впускным и выпускным обратными клапанами. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что стержень аварийной защиты выполнен в виде корпуса с конической головной частью и внутренней полостью в ней, сообщающейся с полостью активной зоны через отверстия, выполненные на боковой поверхности конической головной части стержня. 3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что средство торможения выполнено в виде подпружиненного тормозного поршня с конической полостью, ответной головной части стержня аварийной защиты, а полость активной зоны между стержнем и тормозным поршнем снабжена втулкой и заполнена охлаждающей жидкостью, во втулке выполнены отверстия, до срабатывания перекрытые поршнем, причем с обоих концов полости установлены впускной и выпускной обратные клапаны.Описание изобретения к патенту
Изобретение относится к механизмам систем управления и защиты ядерных реакторов, а именно к механизмам аварийной защиты ядерных реакторов. Известно устройство аварийной защиты ядерного реактора, содержащее электромагнит с защелкой для удержания в корпусе стержня аварийной защиты вне активной зоны в нормальных условиях работы реактора, привод для обеспечения необходимой начальной скорости стержня аварийной защиты, выполненный в виде или чисто гидравлического поршневого тормоза, или тормоза смешанного типа с применением гидравлики и пружины [1]Недостатком этого устройства является невозможность достижения требуемых скоростей перемещения стержня, обеспечивающих времена аварийной остановки ядерных реакторов в диапазоне 0,01-0,1 с. Известна система пневматического управления аварийным стержнем ядерного реактора. Система содержит цилиндрический корпус, в котором располагаются поршень, удерживаемый в верхнем положении в корпусе благодаря разрежению, создаваемому вакуумными насосами. Поршень посредством штока жестко связан с аварийным стержнем и по сигналу аварийной остановки реактора под действием высокого давления жидкости, например жидкого аргона, поступающего из отдельного резервуара, выталкивается вниз, заставляя опускаться в активную зону стержень аварийной защиты [2]
Недостатком такого устройства является наличие большого числа последовательно переключаемых запорных вакуумных и жидкостных кранов и насосов, что усложняет конструкцию и снижает надежность срабатывания при авариях. Наиболее близким к предлагаемому является устройство аварийной защиты ядерного реактора, содержащее цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца стержнем аварийной защиты, датчики, соединенные с блоком обработки информации, средство ускорения стержня аварийной защиты и средство торможения стержня, объединенные в виде шагового линейного электродвигателя со специальной аппаратурой управления процессом перемещения стержня в активную зону [3]
Недостатки такого устройства в том, что, обладая возможностью достаточно плавного управления скоростью перемещения стержня в широком диапазоне, оно в то же время занимает большие габариты, сложно по конструкции и не обеспечивает высокой надежности срабатывания в экстремальных аварийных ситуациях, особенно при вероятном общем обесточивании силовой электрической сети. Цель изобретения повышение эффективности защиты реакторов при авариях путем повышения надежности срабатывания за счет упрощения конструкции привода стержня и уменьшения его габаритов. Цель достигается тем, что в устройстве аварийной защиты ядерного реактора, включающем цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца стержнем аварийной защиты, датчики, соединенные с блоком системы управления и защиты реактора, средство удержания стержня над активной зоной реактора, средство ускорения стержня и средства его торможения, средство ускорения выполнено в виде расположенных со второго конца корпуса камеры сгорания с газогенерирующим зарядом, воспламенителем и пиропатроном, соединенным с блоком системы управления и защиты реактора, и поршня со срезаемой мембраной, размещенного между камерой сгорания и стержнем аварийной защиты, а полость между поршнем и стержнем заполнена охлаждающей жидкостью, причем корпус снабжен установленными с обоих концов полости впускным и выпускным обратными клапанами. Кроме того, средство торможения выполнено в виде подпружиненного тормозного поршня с конической полостью, ответной головной части стержня аварийной защиты, а полость активной зоны между стержнем и тормозным поршнем снабжена втулкой и заполнена охлаждающей жидкостью, во втулке выполнены калибровочные отверстия, до срабатывания перекрытые поршнем, причем с обоих концов полости установлены впускной и выпускной обратные клапаны. Для приведения стержня аварийной защиты в исходное положение после останова реактора к тормозному поршню жестко крепится шток с рейкой, находящейся в зацеплении с зубчатым колесом механизма возврата стержня. Длина предлагаемого устройства Lо определяется высотой пространства между активной зоной реактора и верхней частью корпуса реактора. Внутренний диаметр корпуса устройства равен dк 2Rст, где Rст радиус стержня, определяемый заданной эффективностью поглощения нейтрального излучения. Внешний диаметр корпуса определяется из условия сохранения прочности и герметичности корпуса при действии максимального внутреннего давления Рmax от горения порохового заряда формулой Dк
![устройство аварийной защиты ядерного реактора, патент № 2086010](/images/patents/386/2086010/2086010-2t.gif)
![устройство аварийной защиты ядерного реактора, патент № 2086010](/images/patents/386/2086010/8805.gif)
Класс G21C7/12 средства для перемещения элементов управления в требуемое положение