УСТРОЙСТВО ПАССИВНОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
PASSIVE PROTECTION DEVICE OF FAST-NEUTRON NUCLEAR REACTOR

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к устройствам пассивной защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах.
Пассивная аварийная защита (ПАЗ) таких установок должна быть оснащена устройством, самосрабатывающим на основе температурного принципа действия (сокращенно УС-Т). Основное назначение УС-Т - срабатывание при предельных температурах, вследствие чего замедляющий стержень ПАЗ падает в активную зону. При этом реакторная установка переводится в подкритическое состояние при запроектных авариях.
Изобретение предназначено для обеспечения необратимого расцепления с быстродействием 5-10 сек стержня со сборкой ПАЗ путем перемещения двух стопорящих штифтов с помощью привода, рабочие элементы которого изготовлены из высокотемпературного сплава с памятью формы (ВСПФ).
Известна сборка пассивной аварийной защиты с гидравлическим взвешенным стержнем для реактора с жидким теплоносителем (патент РФ №2069019; МПК G21C 7/10, G21C 7/14; опубл. 10.11.1996). При этом гильза сборки содержит тормозную трубу, диаметр которой не менее наружного диаметра нижнего участка удлинительного звена стержня, на боковой поверхности которого выполнена искусственная шероховатость. Расстояние от верхнего торца тормозной трубы до верхнего края отверстий в направляющей трубе гильзы равно суммарной длине шарниров, рабочего звена и зоны отверстий соединительного звена стержня. Торец стержня заглушен, отверстия для входа в него теплоносителя выполнены на боковой поверхности удлинительного звена выше зоны шероховатости, а в рабочем звене установлена дроссельная шайба.
Изобретение позволяет реализовать принцип пассивности, основанный на подъеме и удержании регулирующего стержня потоком теплоносителя основного контура, применительно к системе аварийной защиты ядерных реакторов с жидким теплоносителем.
Недостатком известной пассивной аварийной защиты является сложность (конструкторская и технологическая) и габаритность гидравлически взвешенного стержня, который используется для остановки реактора с жидким теплоносителем при авариях, связанных с отключением насосов первого контура. Задачу перевода реакторной установки в подкритическое состояние при превышении предельных уровней температуры жидкого теплоносителя данное изобретение не решает.
Известно устройство пассивной защиты ядерного реактора (патент РФ №2172986; МПК G21C 9/02, G21C 7/12; опубл. 27.08.2001), содержащее размещенный по оси канала теплоносителя шток со скошенным разъемом, выполненным в виде поперечно расположенных трапецеидальных выступов и пазов, охваченных подвижным вдоль штока кольцом, закрепленный на штоке поглощающий элемент и исполнительный механизм, который выполнен в виде сильфонов, закрепленных с одной стороны на штоке выше разъема, а с другой - на упомянутом подвижном кольце, причем полости сильфонов соединены через демпферный объем и вентиль с трактом теплоносителя.
Недостатком известного устройства пассивной защиты ядерного реактора также является сложность (конструкторская и технологическая), а также тот факт, что исполнительный механизм в данном устройстве в виде сильфонов реагирует на изменение давления теплоносителя, а в нашем случае необходима реакция на изменение температуры теплоносителя.
Наиболее близким аналогом является устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах (патент РФ №2072570; МПК G21C 9/02; опубл. 27.01.1997), выполненное в тепловыделяющей сборке, содержащей головку, корпус и хвостовик. В одном из отверстий для теплоносителя головки свободно на своей оси установлено коромысло, одно плечо которого снабжено вилочным захватом и удерживает шток с пучком стержней поглотителя, а другое плечо введено в отверстие пластины биметаллического элемента, консольно закрепленного на головке. При аварийном нарастании температуры потока теплоносителя пластина биметаллического элемента изгибается, выходит из зацепления с плечом коромысла, в результате поворота которого вокруг оси крепления пучок стержней поглотителя сбрасывается с вилочного захвата плеча в активную зону и надежно подавляет цепную реакцию.
Устройство срабатывает только при отказе активных защит ядерного реактора.
Недостатком наиболее близкого аналога является более сложная кинематическая схема устройства, в котором в качестве термочувствительного элемента используется биметаллическая пластина. Такая кинематическая схема не позволяет обеспечивать требуемое время срабатывания ПАЗ реакторной установки. Кроме того, биметаллы имеют следующие недостатки:
- равномерная деформация рабочего элемента при изменении температуры;
- малая величина линейных перемещений при нагревании;
- сложность и высокая стоимость технологии изготовления биметаллов высокого качества.
Совокупность этих недостатков обуславливает необходимость в настройке каждого рабочего элемента, изготовленного из биметалла, и ее периодической корректировке в процессе эксплуатации, а также обуславливает высокий процент брака при выпуске рабочих элементов.
Задача, решаемая изобретением, - обеспечение надежного быстродействующего необратимого расцепления частей замедляющего стержня со сборкой ПАЗ за счет перемещения двух стопорных штифтов с помощью привода, рабочие элементы которого изготовлены из высокотемпературного сплава с памятью формы.
Технический результат - повышение надежности и быстродействия срабатывания за счет упрощения кинематической схемы устройства и за счет возможности предварительного определения температур фазовых превращений высокотемпературного сплава с памятью формы, из которого изготавливаются рабочие элементы УС-Т, обеспечение более плотной компоновки конструкции ПАЗ, в которую вставляется данное УС-Т, поскольку этому не мешает шток и коромысло, как в наиболее близком аналоге.
Технический результат достигается тем, что в устройстве пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащем два стержня, при этом один частично вставлен в другой, во внутреннем стержне размещены поглощающие элементы, термочувствительные элементы и исполнительный механизм, исполнительный механизм представляет собой стопорящие штифты, установленные в имеющихся радиальных соосных отверстиях стержней, и зафиксированные с помощью упорного элемента, термочувствительные исполнительные элементы выполнены из высокотемпературного сплава с памятью формы и установлены между наружным стержнем и имеющимися опорными поверхностями стопорящих штифтов. Упорный элемент выполнен в виде разрезанного кольца. Термочувствительные элементы выполнены в виде набора тарельчатых деталей.
Согласно изобретению на штифтах и поверхности внешнего замедляющего стержня выполнены опорные поверхности, между которыми свободно размещен или зафиксирован, по крайней мере, на одной из опорных поверхностей элемент для расцепления. Опорные поверхности штифтов выполнены в виде фланцев, а на внешнем стержне в виде лыски.
Термочувствительный элемент расцепления может быть выполнен из ВСПФ с температурой начала фазового превращения выше 700°C в виде набора тарельчатых деталей. Упругий элемент для фиксации может быть выполнен из упругой стали в виде разрезанного кольца и при этом он вставлен в отверстия или пазы фланцев штифтов.
В предлагаемом устройстве элемент ВСПФ выполняет функцию термочувствительного, а штифты вместе с упорным элементом - функцию исполнительного механизма.
Термочувствительный элемент может быть выполнен в виде отдельной детали или в виде набора деталей из ВСПФ. Термочувствительный элемент из ВСПФ первоначально продеформирован до необходимых размеров и формы как минимум одним из способов деформации таким образом, что имеет возможность заданного изменения формы при повышении температуры в связи с проявлением им эффекта памяти формы (ЭПФ). Высокотемпературный сплав с памятью формы либо термочувствительный элемент из этого сплава перед наведением ему деформации и использованием в УС-Т подвергается предварительной термической или термомеханической обработке.
Выполнение термочувствительного элемента из ВСПФ с возможностью заданного изменения его формы позволяет при резком подъеме температуры жидкого теплоносителя при запроектных авариях реакторной установки до порогового значения, равного 700°C, обеспечить его формоизменение и тем самым воздействовать на элементы УС-Т и произвести надежное быстродействующее необратимое расцепление частей замедляющего стержня со сборкой ПАЗ за счет продольного выталкивания двух штифтов из зоны сцепления.
От наиболее близкого аналога заявляемое устройство пассивной защиты отличается тем, что его кинематическая схема выполнена не в виде коромысла, одно плечо которого снабжено вилочным захватом и удерживает шток с пучком стержней поглотителя, а другое введено в отверстие консольно закрепленной пластины биметаллического термочувствительного элемента, а в виде более простой кинематической схемы, в которой термочувствительный элемент выполнен из высокотемпературного сплава с памятью формы и который свободно размещен между опорными поверхностями, выполненными на фланце стопорящих штифтов и на поверхности внешнего замедляющего стержня, или зафиксирован с помощью упругого элемента, выполненного в виде разрезанного кольца, по крайней мере, на одной из опорных поверхностей. Стопорящие штифты вставляются в радиальные соосные отверстия, выполненные во внутреннем и внешнем стержнях.
Температурный интервал срабатывания УС-Т зависит от величины деформации, наводящей свойства памяти формы, от типа ВСПФ, их которого выполнен термочувствительный, и определяется, прежде всего, химическим и фазовым составом сплава, а также термической и термомеханической обработкой сплава.
Наиболее предпочтительным является выполнение термочувствительного элемента в виде набора тарельчатых деталей, изготовленных из высокотемпературного сплава с памятью формы.
На фигурах изображена схематическая конструкция устройства пассивной защиты ядерного реактора температурного принципа действия с термочувствительными элементами, изготовленными из высокотемпературного сплава с памятью формы. На фигуре 1 - состыкованное состояние, на фигуре 2 - состыкованное состояние в разрезе, вид сверху, на фигуре 3 - расцепленное состояние, на фигуре 4 - расцепленное состояние в разрезе, вид сверху, где 1, 2 - стопорящие штифты; 3, 4 - фланцы стопорящих штифтов; 5, 6 - термочувствительные элементы; 7, 8 - опорные поверхности внешнего стержня 9; 10 - внутренний стержень с поглощающим элементом; 11 - упругий элемент для фиксации стопорных штифтов.
Устройство работает следующим образом.
Для обеспечения исходного состыкованного состояния внутренний стержень 10 частично вставляется во внешний стержень 9, далее на штифты 1 и 2 надеваются термочувствительные элементы 5 и 6, которым перед установкой в устройство задается деформация сжатия. Штифты вставляются в соосные отверстия частей 9 и 10. Для фиксации штифтов 1 и 2 в пазы их фланцев 3 и 4 устанавливается упругий элемент 11.
При резком повышении температуры жидкого теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах в случае запроектной аварии происходит нагрев термочувствительных элементов 5 и 6.
При нагреве до пороговой температуры 700°C элементы 5 и 6 из ВСПФ начинают восстанавливать свою первоначальную форму и, разжимаясь, воздействуют на опорные поверхности фланцев 3 и 4 и выталкивают, преодолевая сопротивление упругого элемента 11, стопорящие штифты 1 и 2 из зацепления внешнего 9 и внутреннего 10 стержней. При этом внутренний стержень 10 вместе с закрепленной на ней сборкой поглощающих элементов (не показана) под собственным весом падает в активную зону реактора и надежно прекращает цепную реакцию деления.
Применение предлагаемого технического решения по сравнению с известными аналогами позволяет создать более надежное и быстродействующее компактное устройство пассивной защиты, что позволит своевременно предотвратить запроектные аварии ядерных реакторов.