RU2658343C1 - Устройство аварийной защиты ядерного реактора - Google Patents

Устройство аварийной защиты ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2658343C1
RU2658343C1 RU2017131643A RU2017131643A RU2658343C1 RU 2658343 C1 RU2658343 C1 RU 2658343C1 RU 2017131643 A RU2017131643 A RU 2017131643A RU 2017131643 A RU2017131643 A RU 2017131643A RU 2658343 C1 RU2658343 C1 RU 2658343C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
working
working body
piston
pneumatic cylinder
protection
Prior art date
Application number
RU2017131643A
Other languages
English (en)
Inventor
Дмитрий Александрович Горькаев
Мария Ивановна Крылова
Игорь Александрович Никитин
Original Assignee
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом")
Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ")
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом"), Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") filed Critical Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом")
Priority to RU2017131643A priority Critical patent/RU2658343C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2658343C1 publication Critical patent/RU2658343C1/ru

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к механизмам систем управления и зашиты ядерных реакторов, а именно к механизмам аварийной защиты ядерных реакторов. Устройство содержит рабочий орган аварийной защиты, средство удержания рабочего органа, средство ускорения рабочего органа, средство торможения рабочего органа и пневмоцилиндр с поршнем. Поршень жестко соединен с рабочим органом. Средство ускорения соединено с блоком системы управления и защиты и выполнено в виде пиротехнического газогенератора, соединенного с рабочей полостью пневмоцилиндра. Средство торможения рабочего органа выполнено в выхлопной полости пневмоцилиндра. Технический результат – повышение надежности, упрощение конструкции, уменьшение массы и габаритов, возможность эксплуатации в широком диапазоне температур, повышение безопасности эксплуатации, а также обеспечение работоспособности устройства независимо от его положения в пространстве. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к атомной технике, в частности к устройствам аварийной защиты ядерных реакторов при аварийных ситуациях.
Аварийная защита ядерного реактора представляет собой структурную часть системы безопасности, которая посредством системы управления и защиты обеспечивает рабочим органом быстрый ввод отрицательной реактивности в активную зону ядерного реактора для прекращения цепной ядерной реакции при нарушении нормальной работы установки.
Известна система пневматического управления рабочим органом (аварийным стержнем) ядерного реактора (Заявка FR 2015300, МПК G21C 7/00, опубл. 1970). 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.
Недостатком такого устройства является наличие большого числа последовательно переключаемых запорных вакуумных и жидкостных кранов и насосов, что усложняет конструкцию, снижает надежность и увеличивает время срабатывания при авариях.
Известно устройство аварийной защиты ядерного реактора (Атомная техника за рубежом. - М.: Атомиздат, 1975, №5, с. 5-8, рис. 7 и 8), содержащее цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца рабочим органом (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.
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 обесточиваиии силовой электрической сети.
Наиболее близким к заявляемому техническому решению является устройство аварийной защиты ядерного реактора (патент №2086010, МПК G21C 7/12 опубл. 27.07.1997), включающее цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца рабочим органом (стержнем аварийной защиты), датчики, соединенные с блоком системы управления и защиты реактора, средство удержания стержня над активной зоной, 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 клапанами.
Недостатками данного устройства являются большие габариты и масса, наличие большого числа элементов, что усложняет конструкцию и приводит к снижению надежности. Также к недостаткам можно отнести необходимость обеспечения надежной герметизации камеры сгорания от охлаждающей жидкости ядерного реактора. Кроме этого нижняя и верхняя граница эксплуатационных температур устройства ограничены температурами замерзания и кипения охлаждающей жидкости. Существенным недостатком является высокая трудоемкость, сложность и опасность процесса возврата устройства в исходное состояние после срабатывания.
При срабатывании порохового газогенерирующего заряда возникает импульс давления высокой амплитуды, вследствие сильной зависимости скорости горения от давления, и небольшой длительности, что связано с высокой температурой генерируемого газа и присутствием в нем большого количества легко конденсирующихся компонентов. В первом случае это приводит к необходимости усиления конструкции, и, как следствие, увеличению массогабаритных характеристик, а во втором случае это приводит к снижению надежности срабатывания при аварийных ситуациях. Параметры генерируемого пороховым зарядом импульса давления способны обеспечить работоспособность устройства только в случае расположения средства ускорения в рабочей полости пневмоцилиндра. Кроме того, использование порохового газогенерирующего заряда требует обеспечения повышенных мер безопасности при эксплуатации устройства.
Задачей настоящего изобретения является повышение эффективности защиты реакторов при авариях путем повышения надежности устройства за счет упрощения конструкции устройства, уменьшения его массогабаритных и улучшения эксплуатационных характеристик, а также снижения уровня опасности при эксплуатации устройства.
При использовании изобретения достигается следующий технический результат:
- высокая надежность устройства;
- упрощение конструкции;
- уменьшение массы и габаритов устройства;
- широкий диапазон температур эксплуатации от минус 60°C до плюс 120°C;
- безопасность эксплуатации;
- работоспособность устройства не зависит от его положения в пространстве.
Для решения указанной задачи и достижения технического результата заявляется устройство аварийной защиты, включающее рабочий орган аварийной защиты, средство удержания рабочего органа, средство ускорения рабочего органа, соединенное с блоком системы управления и защиты, средство торможения рабочего органа, пневмоцилиндр с поршнем. Поршень жестко соединен с рабочим органом. Средство ускорения выполнено в виде пиротехнического газогенератора, соединенного с рабочей полостью пневмоцилиндра, а средство торможения рабочего органа выполнено в выхлопной полости пневмоцилиндра.
Кроме этого, средство торможения рабочего органа содержит дроссельный элемент, а пиротехнический газогенератор содержит пиротехнический состав на основе азида натрия.
Жесткое соединение рабочего органа с поршнем посредством штока позволяет существенно уменьшить количество элементов устройства, тем самым упростить его конструкцию, уменьшить массогабаритные характеристики и повысить надежность. Кроме того, в отличие от прототипа, где перемещение рабочего органа происходит через столб охлаждающей жидкости (воды), жесткое соединение рабочего органа с поршнем позволяет расширить диапазон эксплуатационных температур устройства (от минус 60°C до плюс 120°C).
Использование пиротехнического газогенератора в качестве средства ускорения рабочего органа имеет целый ряд преимуществ.
Отпадает необходимость размещения газогенерирующего заряда в рабочей полости пневмоцилиндра, в отличие от прототипа, в котором для создания импульса давления используется порох. Пиротехнический газогенератор может вырабатывать «холодный» газ, имеющий низкую температуру конденсации, например, азот при использовании пиротехнического состава на основе азида натрия. Благодаря этому, возникает возможность размещения средства ускорения рабочего органа в месте, удаленном от активной зоны ядерного реактора, что позволяет снизить воздействие повышенной температуры и ионизирующего излучения на пиротехнический газогенератор, тем самым увеличить гарантийный срок и надежность устройства.
Более слабая, по сравнению с порохами, зависимость скорости горения, пиротехнических составов от давления, позволяет существенно понизить уровень максимальных давлений, реализуемых при срабатывании устройства, что в сочетании с невысокой температурой газа позволяет снизить требования к несущей способности пневмоцилиндра, тем самым уменьшить массогабаритные характеристики и повысить уровень безопасности при эксплуатации устройства.
В заявляемом устройстве пиротехнический газогенератор обеспечивает выделение необходимого количества газа, который используется для перемещения рабочего органа, независимо от значения потенциальной энергии силы тяжести, что позволяет сохранить работоспособность устройства при любом положении в пространстве.
Кроме этого, использование пиротехнического газогенератора позволяет существенно упростить и снизить уровень опасности процесса возврата устройства в исходное состояние после срабатывания. В заявляемом изобретении достаточно заменить пиротехнический газогенератор и вернуть рабочий орган в исходное положение, в отличие от прототипа, где возврат устройства в исходное состояние - фактически замена всего устройства.
На фигуре 1 представлена схема заявляемого устройства аварийной защиты ядерного реактора для перемещения рабочего органа в активную зону ядерного реактора (на схеме не показана); на фигуре 2 представлена схема заявляемого устройства аварийной защиты ядерного реактора для перемещения рабочего органа из активной зоны ядерного реактора (на схеме не показана).
На фиг. 1 и фиг. 2:
1 - рабочий орган; 2 - шток; 3 - поршень; 4 - пневмоцилиндр; 5 - рабочая полость; 6 - выхлопная полость; 7 - фиксатор начального положения поршня; 8 - фиксатор конечного положения поршня; 9 - дроссельный элемент; 10 - пиротехнический газогенератор; 11 - блок системы управления и защиты, соединенный с датчиками контроля (на схеме не показаны).
Устройство содержит рабочий орган (1) аварийной защиты, жестко соединенный штоком (2) с поршнем (3), который находится в пневмоцилиндре (4) и разделяет его на две полости: рабочую полость (5) и выхлопную полость (6). Пневмоцилиндр (4) снабжен фиксатором начального положения поршня (7) и фиксатором конечного положения поршня (8). В выхлопной полости (6) пневмоцилиндра (4) установлен дроссельный элемент (9). Пиротехнический газогенератор (10) соединен с блоком системы управления и защиты (11) и с рабочей полостью пневмоцилиндра (4).
Предлагаемое устройство работает следующим образом.
При возникновении аварийной ситуации блок системы управления и защиты (11) выдает команду на задействование пиротехнического газогенератора (10). Генерируемый газ поступает в рабочую полость (5) пневмоцилиндра (4). При достижении определенного давления в рабочей полости (5) фиксатор начального положения поршня (7) освобождает поршень (3). Поршень (3) начинает движение, перемещая посредством штока (2) рабочий орган (1). В реакторах, где материал рабочего органа поглощает нейтроны, осуществляется перемещение рабочего органа в активную зону. В тех реакторах, где материал рабочего органа отражает (замедляет) нейтроны, осуществляется перемещение рабочего органа из активной зоны. В обоих случаях происходит быстрый ввод отрицательной реактивности в активную зону ядерного реактора для прекращения цепной ядерной реакции. Дроссельный элемент (9), предназначенный для регулирования давления в выхлопной полости, обеспечивает плавное торможение поршня (3) на конечном участке движения. При достижении поршнем (3) конечного положения происходит срабатывание фиксатора конечного положения поршня (8), блокирующего дальнейшее перемещение подвижной части (рабочий орган и поршень, соединенные штоком).
Проводились испытания устройства, в котором в качестве средства ускорения рабочего органа использовался пиротехнический газогенератор (патент RU №2234364, МПК 7BO1J 7/00, опубл. 20.08.2004, бюл. №23). Для снаряжения газогенератора использовался пиротехнический состав, содержащий 68% масс. азида натрия и 32% масс. оксида железа(III). Закладка пиротехнического состава по азоту варьировалась в диапазоне от 2,4 до 3,7 дм3. Осуществлялось перемещение имитатора рабочего органа аварийной защиты массой 16 кг в горизонтальном направлении на расстояние 220 мм. Диаметр пневмоцилиндра составлял 0,05 м (площадь поршня 1,96⋅10-3 м2). Пиротехнический газогенератор соединялся с рабочей полостью пневмоцилиндра трубопроводом с внутренним диаметром 6 мм и длиной 2 м. В начальном и конечном положениях подвижная часть удерживалась фиксаторами начального и конечного положения поршня, усилие отрыва с которых составляло ≈900 Н. Диаметр отверстия дроссельного элемента составлял ≈1,5 мм.
В общей сложности было проведено 10 испытаний. Получены следующие параметры срабатывания заявляемого устройства: время перемещения подвижной части составляло ≈100 мс, усилие поджатия ее в конечном положении составляло от 1200 до 1300 Н в течение ≈1 с.

Claims (3)

1. Устройство аварийной зашиты ядерного реактора, включающее рабочий орган аварийной защиты, средство удержания рабочего органа, средство ускорения рабочего органа, соединенное с блоком системы управления и защиты, средство торможения рабочего органа, пневмоцилиндр с поршнем, отличающееся тем, что поршень жестко соединен с рабочим органом, средство ускорения выполнено в виде пиротехнического газогенератора, соединенного с рабочей полостью пневмоцилиндра, а средство торможения рабочего органа выполнено в выхлопной полости пневмоцилиндра.
2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что средство торможения рабочего органа содержит дроссельный элемент.
3. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что пиротехнический газогенератор содержит пиротехнический состав на основе азида натрия.
RU2017131643A 2017-09-08 2017-09-08 Устройство аварийной защиты ядерного реактора RU2658343C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017131643A RU2658343C1 (ru) 2017-09-08 2017-09-08 Устройство аварийной защиты ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017131643A RU2658343C1 (ru) 2017-09-08 2017-09-08 Устройство аварийной защиты ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2658343C1 true RU2658343C1 (ru) 2018-06-20

Family

ID=62620371

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2017131643A RU2658343C1 (ru) 2017-09-08 2017-09-08 Устройство аварийной защиты ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2658343C1 (ru)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3535206A (en) * 1968-08-08 1970-10-20 Atomic Energy Commission Pneumatic scram rod drive
RU2086010C1 (ru) * 1993-03-25 1997-07-27 Центральный научно-исследовательский институт химии и механики Устройство аварийной защиты ядерного реактора
RU2234364C2 (ru) * 2002-08-19 2004-08-20 Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Экспериментальной Физики Газогенератор
RU2447329C2 (ru) * 2010-06-23 2012-04-10 Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" имени С.П. Королева" Пневмопривод с тормозным устройством
RU2475871C1 (ru) * 2012-02-14 2013-02-20 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" Устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3535206A (en) * 1968-08-08 1970-10-20 Atomic Energy Commission Pneumatic scram rod drive
RU2086010C1 (ru) * 1993-03-25 1997-07-27 Центральный научно-исследовательский институт химии и механики Устройство аварийной защиты ядерного реактора
RU2234364C2 (ru) * 2002-08-19 2004-08-20 Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Экспериментальной Физики Газогенератор
RU2447329C2 (ru) * 2010-06-23 2012-04-10 Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" имени С.П. Королева" Пневмопривод с тормозным устройством
RU2475871C1 (ru) * 2012-02-14 2013-02-20 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" Устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5431477B2 (ja) 調整装置および当該調整装置を備えたバルブ装置
RU2658690C1 (ru) Многофункциональная автоматическая система локализации взрывов пылегазовоздушных смесей в подземных горных выработках и входящие в нее устройства локализации взрывов
KR101935627B1 (ko) 폭발 배기형 에어로졸 소화 장치의 내부 실린더
RU2658343C1 (ru) Устройство аварийной защиты ядерного реактора
CN103307343B (zh) 爆燃冲击开启的短冲程快速释放阀
EP0232285B1 (en) A valve actuator system for controlling of valves
US20130329845A1 (en) Systems, apparatuses and methods for the implementation of an energy system
CN104620324B (zh) 用于冷却剂丧失事故后缓解的封闭式火炬系统
Amarasooriya et al. An assessment of steam-explosion-induced containment failure. Part III: Expansion and energy partition
CN104847409A (zh) 煤矿巷道产气式气囊隔爆装置
US4569819A (en) Pulsed nuclear power plant
CA2785408C (en) System and method for the accelerated feeding of a reactivity-influencing medium into a heavy-water-moderated reactor
RU143275U1 (ru) Быстродействующий затвор
US3702620A (en) Actuator system
CN202501054U (zh) 一种自动安全阀门
CN112370684A (zh) 一种用于森林制导灭火弹的冷气弹射系统
Ershov et al. Initiation of detonation of a porous high explosive by a high-enthalpy gas flow
RU2767809C1 (ru) Предохранительно-исполнительный механизм взрывателя
RU2765215C1 (ru) Устройство защиты прибора от излучения
US3420155A (en) Delay latch for blast valves
Pavarin et al. A system to damp the free piston oscillations in a two-stage light-gas gun used for hypervelocity impact experiments
JP2019032286A (ja) Tru燃焼原子炉とtru燃焼発電装置
CN215537940U (zh) 一种用于森林制导灭火弹的冷气弹射系统
RU2086010C1 (ru) Устройство аварийной защиты ядерного реактора
Lin et al. Research of the Rod Drop Time Based on the Control Rod System of TMSR-SF1