RU2812242C1 - Устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня - Google Patents

Abstract

Изобретение относится к устройству управления ядерным реактором с функцией ускорения опускания управляющего стержня. Устройство содержит конструкцию ядерного реактора, расположенную в бассейне реактора, который вмещает текучую среду. В конструкции ядерного реактора проходит текучая среда и расположена активная зона реактора, причем конструкция также содержит поточную линию, обеспечивающую путь, по которому проходит текучая среда, и блок управления активной зоной, выполненный с возможностью перемещения в направлении вверх-вниз в поточной линии. Блок управления активной зоной включает управляющий стержень для подавления ядерной реакции в активной зоне при перемещении относительно активной зоны. Причем давление текучей среды, протекающей в поточной линии, больше давления текучей среды, проходящей в нижнем участке бассейна реактора. Техническим результатом является возможность более быстрого подавления ядерных реакций в активной зоне в случае аварийного отключения ядерного реактора за счет быстрого прохождения текучей среды благодаря разности давлений текучей среды в поточной линии, что увеличивает скорость перемещения стержней. 10 з.п. ф-лы, 3 ил.

Description

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к устройству управления ядерным реактором, снабженному функцией ускорения опускания управляющего стержня.

Предпосылки изобретения

Когда требуется аварийное отключение ядерного реактора, в активную зону, где происходит ядерная реакция, вставляют управляющий стержень для управления реактивностью ядерного реактора или для отключения реактора. Типичное устройство управления ядерным реактором выполнено с возможностью свободного опускания управляющего стержня под действием силы тяжести для того, чтобы вставить управляющий стержень в активную зону. Однако, в способе свободного опускания управляющего стержня время опускания управляющего стержня увеличивается вследствие силы трения, создаваемой текучей средой в ядерном реакторе, где направление потока в активной зоне направлено вверх, так что трудно отключить ядерный реактор в течение ограниченного времени опускания управляющего стержня.

Кроме того, для уменьшения времени опускания управляющего стержня может быть увеличен вес отдельного элемента, соединенного с управляющим стержнем. Однако, этот способ имеет недостаток в том, что существует пространственное ограничение в увеличении веса элемента, соединенного с управляющим стержнем, когда приводное устройство управляющего стержня расположено на нижнем участке ядерного реактора.

При этом, для вставки управляющего стержня в активную зону, имеется также устройство для опускания управляющего стержня путем приложения упругой силы с помощью упругого элемента, такого как пружина. Однако, этот способ имеет недостаток в том, что опорное усилие приводного устройства управляющего стержня должно быть больше, чем сжимающая сила упругого элемента, когда реактор работает нормально. Кроме того, способ имеет недостаток в том, что упругая сила приложена только во время первоначального опускания управляющего стержня, и сопротивление, обусловленное текучей средой в реакторе, приложено ко всему диапазону опускания управляющего стержня, так что время опускания управляющего стержня не сокращается эффективно. Краткое описание изобретения

С учетом вышеизложенного настоящее раскрытие описывает устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня, которое обеспечивает быстрое подавление ядерных реакций в активной зоне в случае аварийного отключения ядерного реактора посредством обеспечения быстрого прохождения текучей среды за счет разности давлений текучей среды в поточной линии таким образом, чтобы управляющий стержень блока управления активной зоной перемещался для размещения рядом с активной зоной с высокой скоростью.

В соответствии с одним вариантом осуществления настоящего раскрытия устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня, содержит конструкцию ядерного реактора, расположенную в бассейне реактора, который вмещает текучую среду, в которой проходит текучая среда, и расположена активная зона реактора, поточную линию, обеспечивающую путь, по которому проходит текучая среда, и блок управления активной зоной, выполненный с возможностью перемещения в направлении вверх-вниз в поточной линии, причем блок управления активной зоной включает в себя управляющий стержень для подавления ядерной реакции в активной зоне при перемещении из положения, удаленного от активной зоны для прилегания к активной зоне, причем давление текучей среды, проходящей в поточной линии больше давления текучей среды, проходящей в нижнем участке бассейна реактора.

Кроме того, устройство управления ядерным реактором может дополнительно содержать узел электромагнита и контроллер, причем блок управления активной зоной может дополнительно включать в себя проводящий элемент, расположенный ниже управляющего стержня для перемещения вниз под действием собственного веса, узел электромагнита может быть выполнен с возможностью генерации электромагнитной силы, контроллер может управлять генерацией электромагнитной силы в узле электромагнита для селективного приложения электромагнитной силы к проводящему элементу, перемещение блока управления активной зоной может быть заблокировано, когда электромагнитная сила генерируется в узле электромагнита контроллером, и перемещение блока управления активной зоной может быть допустимо, когда электромагнитная сила не генерируется контроллером в узле электромагнита.

Устройство управления ядерным реактором может иметь управляющий стержень, который расположен ближе к активной зоне, когда перемещение блока управления активной зоной допустимо, чем когда перемещение блока управления активной зоной заблокировано.

Устройство управления ядерным реактором может включать в себя проводящий элемент, который расположен ближе к узлу электромагнита в нормальном рабочем состоянии, в котором перемещение узла электромагнита управляется контроллером, чем в ненормальном состоянии, в котором перемещение узла электромагнита не управляется контроллером.

Устройство управления ядерным реактором может дополнительно содержать блок клапанов управления ускорением, выполненный с возможностью обеспечения увеличения скорости перемещения блока управления активной зоной в поточной линии потоком текучей среды в поточной линии или блокировки потока текучей среды в поточной линии.

Блок клапанов управления ускорением может включать в себя основной клапан, который открывается и закрывается для обеспечения или блокирования потока текучей среды в поточной линии, причем, когда перемещение блока управления активной зоной допустимо, контроллер может открывать основной клапан для обеспечения потока текучей среды в поточной линии и увеличения скорость перемещения блока управления активной зоной по сравнению с тем, когда перемещение блока управления активной зоной не допустимо, и причем, когда перемещение блока управления активной зоной не допустимо, контроллер может закрывать основной клапан для блокирования потока текучей среды в поточной линии.

Блок клапанов управления ускорением может дополнительно включать в себя вспомогательный клапан, выполненный с возможностью открытия и закрытия основного клапана, причем, когда перемещение блока управления активной зоной допустимо, контроллер может закрывать вспомогательный клапан для открытия основного клапана, и причем, когда перемещение блока управления активной зоной не допустимо, контроллер может открыть вспомогательный клапан для закрытия основного клапана.

Поточная линия может включать в себя направляющий канал, расположенный в конструкции реактора и имеющий множество сквозных отверстий, через которые текучая среда подается в конструкцию реактора, удлинительный канал, проходящий вниз от направляющего канала, и соединительный канал, проходящий от нижнего конца удлинительного канала к внутренней части бассейна реактора, и причем количество текучей среды, проходящей в удлинительный канал, когда допустимо перемещение блока управления активной зоной, может быть больше количества текучей среды, проходящей в удлинительный канал, когда не допустимо перемещение блока управления активной зоной.

Устройство управления ядерным реактором может дополнительно содержать блок циркуляции, который включает в себя выпускную трубу, соединенную с конструкцией реактора над активной зоной и образующую канал, по которому выпускается некоторое количество текучей среды из конструкции реактора, впускную трубу, образующую канал, по которому проходит некоторое количество текучей среды, выпущенной из выпускной трубы, проходит в конструкцию реактора, и насос для повышения давления текучей среды таким образом, что текучая среда в выпускной трубе проходит в конструкцию реактора по впускной трубе.

Впускная труба может быть соединена с конструкцией реактора на стороне ниже активной зоны, так что текучая среда, проходящая в конструкцию реактора по впускной трубе, проходит от стороны ниже активной зоны к верхней стороне активной зоны.

Проводящий элемент может быть выполнен с возможностью перемещения вместе с узлом электромагнита в нормальном рабочем состоянии, в котором перемещение узла электромагнита управляется контроллером.

В соответствии с одним вариантом осуществления настоящего раскрытия в случае аварийного отключения ядерного реактора посредством обеспечения быстрого прохождения текучей среды за счет разности давления текучей среды в поточной линии, так что управляющий стержень блока управления активной зоной перемещается для размещения рядом с активной зоной с высокой скоростью, ядерная реакция в активной зоне может быть быстро подавлена.

Краткое описание чертежей

Фиг. 1 - вид в поперечном разрезе устройства управления ядерным реактором в соответствии с одним вариантом осуществления настоящего раскрытия.

Фиг. 2 - вид в поперечном разрезе, показывающий положение, в котором перемещение блока управления активной зоной заблокировано, и поток текучей среды в поточной линии заблокирован во время нормальной работы устройства управления ядерным реактором в соответствии с одним вариантом осуществления настоящего раскрытия.

Фиг. 3 - вид в поперечном разрезе, показывающий положение, в котором допустимо перемещение блока управления активной зоной, и поток текучей среды в поточной линии допустим в случае аварийного отключения устройства управления ядерным реактором в соответствии с одним вариантом осуществления настоящего раскрытия.

Подробное описание

Ниже конкретные варианты осуществления для осуществления технической идеи настоящего раскрытия будут подробно описаны со ссылкой на чертежи.

Кроме того, при описании настоящего раскрытия, когда определено, что подробные описания известных конструкций или функций могут затруднять понимание сущность настоящего раскрытия, подробные описания будут опущены.

Более того, следует понимать, что, когда элемент упоминается как «соединенный», «поддерживаемый» или «контактируемый с» другим элементом, он может быть непосредственно соединен, поддерживаться или контактировать с другим элементом, но между этими элементами могут существовать другие элементы.

Термины, используемые в настоящем описании, используются только для описания конкретных вариантов осуществления и не предназначены для ограничения настоящего раскрытия. Выражения в единственном числе включают в себя выражения во множественном числе, если в контексте четко не указывается иное.

Кроме того, в настоящем описании выражения такие, как верхний, нижний, боковой и т.д., описаны на основе чертежей, и заранее понятно, что они могут быть выражены по-другому, если изменено направление объекта. По той же причине некоторые элементы на прилагаемых чертежах увеличены, опущены или проиллюстрированы схематично, и размер каждого элемента не полностью отражает фактический размер.

Кроме того, термины, включающие в себя порядковые числа, такие как первый, второй и т.д., могут использоваться для описания различных элементов, но элементы не ограничены этими терминами. Эти термины используются только для того, чтобы отличать один элемент от другого.

Значение «включающий в себя», используемое в настоящем описании, определяет конкретные признаки, области, целые числа, этапы, операции, элементы и/или компоненты и не исключает наличия или добавления других конкретных признаков, областей, целых чисел, этапов, операций, элементов, компонентов и/или групп.

Ниже со ссылкой на чертежи будет описана конкретная конструкция устройства 1 управления ядерным реактором, снабженного функцией ускорения опускания управляющего стержня (функция ускорения опускания управляющего стержня) в соответствии с одним вариантом осуществления настоящего раскрытия. В настоящем описании одна сторона может быть нижней стороной на чертежах, и другая сторона может быть верхней стороной на чертежах.

Как показано на фиг.1-3, в настоящем варианте осуществления устройство 1 управления ядерным реактором может быстро подавлять ядерную реакцию в активной зоне N ядерного реактора посредством перемещения управляющего стержня 310 так, чтобы он находился рядом с активной зоной N, с высокой скоростью. При этом, в настоящем варианте осуществления ядерный реактор может быть реактором с восходящим потоком, в котором текучая среда проходит вверх. Устройство 1 управления ядерным реактором может включать в себя конструкцию 100 реактора, поточную линию 200, блок 300 управления активной зоной, узел 400 электромагнита, блок 500 клапанов управления ускорением, блок 600 циркуляции, контроллер 700 и электромагнитный двигатель 800.

Конструкция 100 реактора может быть расположена в бассейне Т реактора, в котором размещена текучая среда. Конструкция 100 реактора имеет открытую верхнюю часть, так что текучая среда из бассейна Т реактора может проходить в конструкции 100 реактора. Опора 110 активной зоны, поддерживающая множество ядерных топливных элементов активной зоны N, может быть образована во внутренней области конструкции 100 реактора таким образом, что множество ядерных топливных элементов активной зоны N может быть расположено по внутренней области. Направляющий канал 210 поточной линии 200, который будет описан ниже, может быть расположен в активной зоне N в конструкции 100 реактора. Кроме того, блок 600 циркуляции может быть расположен на одной стороне конструкции 100 реактора таким образом, что текучая среда может циркулировать.

Бассейн Т реактора проходит в направлении вверх-вниз и может иметь вертикальную длину около 12 м. Текучая среда размещена в бассейне Т реактора, давление текучей среды на поверхности текучей среды (точка Р1) составляет 1 бар, и давление текучей среды увеличивается на 0,1 бар на 1 м глубины текучей среды, так что давление текучей среды, проходящей на внутренней нижней поверхности (точка Р2) реактора, может составлять 2,2 бар. При этом, бассейн Т реактора может поддерживаться основанием В из бетонного материала, расположенным в его нижней части.

Множество ядерных топливных элементов активной зоны N может быть расположено по внутренней области конструкции 100 реактора с возможностью поддержания на опоре 110 активной зоны. В каждом из множества ядерных топливных элементов активной зоны N образован канал в направлении вверх-вниз, так что текучая среда может проходить от нижней стороны к верхней стороне в канале. Поскольку текучая среда контактирует с внешними периферийными поверхностями ядерных топливных элементов активной зоны N и проходит вверх по каналам ядерных топливных элементов, активная зона N может охлаждаться.

При этом, в конструкции 100 реактора верхний участок (точка Р3) активной зоны N может быть точкой примерно на 10 м ниже поверхности текучей среды (точка Р1) бассейна Т реактора. Поскольку давление текучей среды увеличивается на 0,1 бар на 1 м глубины текучей среды, давление текучей среды, проходящей в верхнем участке (точка Р3) активной зоны N, может составлять 2,0 бар. Кроме того, давление текучей среды, проходящей вверх по каналам активной зоны N, может быть снижено примерно на 2,0 бар. Другими словами, давление текучей среды, проходящей в нижнем участке (точка Р4) активной зоны N, может составлять 4,0 бар, которое увеличено на 2,0 бар по сравнению с давлением текучей среды, проходящей в верхнем участке (точка Р3) активной зоны N.

Поточная линия 200 может образовывать путь, по которому проходит текучая среда, так что текучая среда перемещается вниз из внутренней части конструкции 100 реактора и перемещается вверх к внутренней части бассейна Т реактора. Одна сторона поточной линии 200 может проходить вниз от положения рядом с активной зоной N через нижний конец конструкции 100 реактора и основание В, и другая сторона поточной линии 200 может проходить вверх к бассейну Т реактора. Поточная линия 200 может включать в себя направляющий канал 210, удлинительный канал 220 и соединительный канал 230.

Направляющий канал 210 может быть расположен внутри конструкции 100 реактора и может проходить в направлении вверх-вниз. Текучая среда может проходить в направляющем канале 210, и в направляющем канале 210 управляющий стержень 310 и стержень 320 блока 300 управления активной зоной, который будет описан ниже, могут перемещаться в направлении вверх-вниз. В направляющем канале 210 может быть образовано множество сквозных отверстий 211, и текучая среда из конструкции 100 реактора может проходить в направляющем канале 210 через сквозные отверстия 211.

Текучая среда, поданная в направляющий канал 210, может перемещаться вверх в направляющем канале 210 и перемещаться в конструкцию 100 реактора, когда реактор работает нормально, и перемещение блока 300 управления активной зоной не допустимо, и некоторое количество текучей среды может перемещаться вниз по удлинительному каналу 220. При этом, текучая среда, перемещенная вверх до конструкции 100 реактора, может быть выпущена через выпускную трубу 620 блока 600 циркуляции, который будет описан ниже.

Кроме того, при допустимом перемещении блока 300 управления активной зоной (например, опускании) в случае аварийного отключения ядерного реактора, некоторая часть текучей среды, поданной в направляющий канал 210, может перемещаться вверх в направляющем канале 210, и другая часть текучей среды может перемещаться вниз по удлинительному каналу 220 и затем снова перемещаться вверх по соединительному каналу 230 для прохождения в бассейн Т реактора. Другими словами, количество текучей среды, проходящей в удлинительный канал 220, когда допустимо перемещение блока 300 управления активной зоной, может быть больше, чем количество текущей среды, проходящей в удлинительный канал 220, когда перемещение блока 300 управления активной зоной не допустимо. При этом, конструкция, в которой перемещение блока 300 управления активной зоной допустимо или заблокировано, будет описана ниже.

Как описано выше, давление текучей среды, проходящей в нижнем участке (точка Р4) активной зоны N, может составлять 4,0 бар, и давление текучей среды, поданной в направляющий канал 210 (точка Р5) через множество сквозных отверстий 211 направляющего канала 210, может быть снижено примерно на 0,8 бар. Другими словами, давление текучей среды, поданной в область (точка Р5), в которой сквозные отверстия 211 выступают горизонтально к внутренней части направляющего канала 210, может составлять 3,2 бар. Точки Р2, Р4 и Р5 могут находиться на одинаковом расстоянии от поверхности текучей среды.

Удлинительный канал 220 может проходить вниз от направляющего канала 210. Например, удлинительный канал 220 может проходить вниз от направляющего канала 210 для прохождения через нижнюю поверхность конструкции 100 реактора, нижнюю поверхность бассейна Т реактора и основание В. В удлинительном канале 220 стержень 320 и проводящий элемент 330 блока 300 управления активной зоной могут перемещаться в направлении вверх-вниз. При этом, удлинительный канал 220 может быть выполнен из проводящего материала, через который может проходить электромагнитное поле.

Соединительный канал 230 может проходить вверх от нижнего конца удлинительного канала 220. Например, соединительный канал 230 может проходить вверх от нижнего конца удлинительного канала 220 для прохождения через основание В и нижнюю поверхность бассейна Т реактора.

При этом, как описано выше, давление текучей среды, поданной в направляющий канал 210 (точка Р5), может составлять 3,2 бар, и давление текучей среды, проходящей по внутренней нижней поверхности бассейна Т реактора (точка Р2), может составлять 2,2 бар. Другими словами, разность между давлением текучей среды, проходящей внутри направляющего канала 210 (точка Р5), и давлением текучей среды, проходящей на внутренней нижней поверхности бассейна Т реактора (точка Р2), может составлять 1,0 бар (3,2 бар - 2,2 бар). Вследствие разности давлений текучей среды 1,0 бар текучая среда может выходить из направляющего канала 210, имея относительно высокое давление текучей среды (3,2 бар), в соединительный канал 230, имея относительно низкое давление текучей среды (2,2 бар), по удлинительному каналу 220.

Блок 300 управления активной зоной может быть выполнен с возможностью перемещения в направлении вверх-вниз в направляющем канале 210 и удлинительном канале 220 поточной линии 200. Поскольку блок 300 управления активной зоной перемещается в направлении вверх-вниз, возможно селективно подавлять ядерную реакцию в активной зоне N. Блок 300 управления активной зоной может включать в себя управляющий стержень 310, стержень 320 и проводящий элемент 330.

Управляющий стержень 310 может подавлять ядерную реакцию в активной зоне N при перемещении вниз из положения, расположенного на расстоянии вверх от активной зоны N, чтобы граничить с активной зоной N. Когда перемещение (опускание) блока 300 управления активной зоной допустимо, управляющий стержень 310 может быть расположен ближе к активной зоне N, чем когда перемещение блока 300 управления активной зоной заблокировано. Например, когда перемещение блока 300 управления активной зоной заблокировано во время нормальной работы ядерного реактора, управляющий стержень 310 может быть расположен над активной зоной N с возможностью нахождения на расстоянии от активной зоны N. Кроме того, когда допустимо перемещение блока 300 управления активной зоной при аварийном отключении ядерного реактора, управляющий стержень 310 может перемещаться вниз с высокой скоростью с возможностью расположения рядом с активной зоной N. Когда управляющий стержень 310 опущен для расположения рядом с активной зоной N, ядерные реакции в активной зоне N могут быть подавлены. При этом, управляющий стержень 310 и проводящий элемент 330 блока 300 управления активной зоной могут перемещаться вверх или опускаться с высокой скоростью с помощью блока 500 клапанов управления ускорением и узла 4 00 электромагнита, и способ их работы будет описан ниже.

Стержень 320 может проходить вниз от управляющего стержня 310. Стержень 320 перемещается вверх и вниз вместе с управляющим стержнем 310 и проводящим элементом 330 в направляющем канале 210 и удлинительном канале 220 поточной линии 200. Проводящий элемент 330 может быть расположен на нижнем конце стержня 320.

Проводящий элемент 330 расположен на нижнем конце стержня 320 и может быть выполнен из материала, имеющего заданный вес, так что он может опускаться под действием собственного веса. Кроме того, в случае аварийного отключения ядерного реактора, когда текучая среда, проходящая в удлинительном канале 220, прижата вниз, в то время как основной клапан 510 блока 500 клапанов управления ускорением открыт, и поток текучей среды в поточной линии 200 допустим, проводящий элемент 330 может перемещаться вниз с высокой скоростью вместе с управляющим стержнем 310. Соответственно, управляющий стержень 310 расположен рядом с активной зоной N, так что ядерные реакции в активной зоне N могут быть подавлены. Кроме того, проводящий элемент 330 может быть выполнен из проводящего материала, такого как металл, так что сила притяжения может быть приложена к нему под действием электромагнитной силы соседнего узла 400 электромагнита. При этом, проводящий элемент 330 может быть выполнен с возможностью перемещения вместе с узлом 400 электромагнита в нормальном рабочем состоянии, в котором перемещение узла 400 электромагнита управляется с помощью контроллера 700, и его подробное описание будет дано ниже.

Как показано на фиг. 1 и 2, узел 400 электромагнита может быть выполнен с возможностью генерации электромагнитной силы с помощью внешнего источника питания. При генерации

электромагнитной силы в узле 400 электромагнита, проводящий элемент 330 может перемещаться вместе с узлом 400 электромагнита, поскольку узел 400 электромагнита перемещается вследствие силы притяжения, приложенной к проводящему элементу 330 узлом 400 электромагнита. Электромагнитный двигатель 800 может быть соединен с узлом 400 электромагнита, и реактивностью ядерного реактора можно управлять путем управления положением узла 400 электромагнита в направлении вверх-вниз с помощью электромагнитного двигателя 800.

Например, для увеличения реактивности ядерного реактора, когда узел 400 электромагнита поднимается посредством приведения в действие электромагнитного двигателя 800 контроллером 700, проводящий элемент 330 также поднимается под действием силы притяжения, и управляющий стержень 310, соединенный с проводящим элементом 330, может быть расположен на расстоянии вверх от активной зоны. И наоборот, для уменьшения реактивности ядерного реактора, когда узел 400 электромагнита опускается посредством приведения в действие электромагнитного двигателя 800 контроллером 700, проводящий элемент 330 опускается вместе с узлом 400 электромагнита под действием силы притяжения, так что управляющий стержень 310, соединенный с проводящим элементом 330, располагается рядом с активной зоной. Кроме того, при генерации электромагнитной силы в узле 400 электромагнита, поскольку сила притяжения действует на проводящий элемент 330, перемещение вниз (опускание) проводящего элемента 330 заблокировано. Поскольку опускание проводящего элемента 330 заблокировано, управляющий стержень 310 находится в положении на расстоянии вверх от активной зоны.

Другими словами, при генерации электромагнитной силы в узле 400 электромагнита в нормальном рабочем состоянии ядерного реактора проводящий элемент 330 блока 300 управления активной зоной расположен рядом с узлом 400 электромагнита, и узел 400 электромагнита может перемещаться в соответствии с управляющей командой контроллера 700 посредством приведения в действие электромагнитного двигателя 800, соединенного с узлом 400 электромагнита. Проводящий элемент 330 также перемещается вместе с узлом 400 электромагнита, и опускание проводящего элемента 330 вниз заблокировано.

Как показано на фиг. 3, когда в узле 400 электромагнита не генерируется электромагнитная сила, на проводящий элемент 330 не действует сила притяжения, так что проводящий элемент 330 и управляющий стержень 310, перемещаемый вместе с проводящим элементом 330, могут перемещаться вниз (опускаться). Другими словами, в случае аварийного отключения ядерного реактора (т.е., в случае ненормального состояния, когда перемещение узла электромагнита не управляется управляющей командой контроллера 700), когда к узлу 400 электромагнита не подается внешнее питание и не генерируется электромагнитная сила, к проводящему элементу 330 не прикладывается электромагнитная сила, так что между проводящим элементом 330 и узлом 400 электромагнита не действует сила притяжения, и проводящий элемент 330 может опускаться вниз под действием собственного веса.

При этом, в нормальном рабочем состоянии, когда перемещение узла 400 электромагнита управляется контроллером 700, проводящий элемент 330 может быть расположен рядом с узлом 400 электромагнита, чем в ненормальном состоянии, когда перемещение узла 400 электромагнита не управляется контроллером 7 00. Другими словами, в нормальном рабочем состоянии, когда перемещение узла 400 электромагнита управляется, проводящий элемент 330 может быть расположен рядом с узлом 400 электромагнита, и в ненормальном состоянии, когда перемещение узла 400 электромагнита не управляется, проводящий элемент 330 может находиться на расстоянии от узла 400 электромагнита.

Блок 500 клапанов управления ускорением может быть выполнен с возможностью обеспечения увеличения скорости перемещения блока 300 управления активной зоной в поточной линии 200 потоком текучей среды в поточной линии 200 или блокировки потока текучей среды в поточной линии 200. Блок 500 клапанов управления ускорением может включать в себя основной клапан 510, вспомогательный клапан 520, клапан 530 управления скоростью потока и запорный клапан 540.

Основной клапан 510 расположен в соединительном канале 230 поточной линии 200 и может открываться и закрываться для обеспечения или блокировки потока текучей среды в поточной линии 200. Например, в случае аварийного отключения ядерного реактора, когда основной клапан 510 открыт в состоянии, когда к узлу 400 электромагнита не подается внешнее питание и допускается опускание проводящего элемента 330, некоторое количество текучей среды, проходящей в направляющий канал 210, может быстро перемещаться вниз в удлинительный канал 220 и снова перемещаться вверх в соединительный канал 230. Другими словами, в случае, если перемещение блока 300 управления активной зоной обеспечено, когда открыт основной клапан 510, за счет обеспечения потока текучей среды в поточной линии 200 скорость перемещения блока 300 управления активной зоной может быть увеличена по сравнению со случаем, когда перемещение блока управления 300 активной зоной не допущено. При этом, если перемещение блока 300 управления активной зоной не допущено, когда основной клапан 510 закрыт, поток текучей среды в поточной линии 200 заблокирован.

Как описано выше, поскольку давление текучей среды, поданной в направляющий канал 210 (точка Р5), составляет 3,2 бар, и давление текучей среды, проходящей по внутренней нижней поверхности (точка Р2) бассейна Т реактора, составляет 2,2 бар, разность между давлением текучей среды, проходящей в направляющем канале 210 (точка Р5), и давлением текучей среды, проходящей по внутренней нижней поверхности (точка Р2) бассейна Т реактора, может составлять 1,0 бар (3,2 бар - 2,2 бар). Вследствие разности давлений текучей среды 1,0 бар текучая среда может проходить с высокой скоростью из направляющего канала 210, где создано относительно высокое давление текучей среды (3,2 бар), в соединительный канал 230, где создано относительно низкое давление текучей среды (2,2 бар), по удлинительному каналу 220. Соответственно, блок 300 управления активной зоной может быстро перемещаться вниз за счет разности давлений текучей среды 1,0 бар в поточной линии 200. Другими словами, в случае аварийного отключения ядерного реактора, когда основной клапан 510 открыт в состоянии, когда на узел 400 электромагнита не подается внешнее питание и допустимо опускание проводящего элемента 330, текучая среда быстро проходит по поточной линии 200, и управляющий стержень 310 быстро опускается для размещения рядом с активной зоной N, так что ядерные реакции в активной зоне N могут быть быстро подавлены. При этом, основной клапан 510 может быть поршневым клапаном.

Вспомогательный клапан 520 может открывать и закрывать основной клапан 510. Например, когда вспомогательный клапан 520 открыт, основной клапан 510 может быть закрыт, и когда вспомогательный клапан 520 закрыт, основной клапан 510 может быть открыт.Вспомогательный клапан 520 может представлять собой электромагнитный клапан, приводимый в действие внешним источником питания.

Клапан 530 регулирования скорости потока быть расположен в соединительном канале 230 поточной линии 200 для регулирования скорости, с которой текучая среда проходит в поточной линии 200. Например, когда клапан 530 регулирования скорости потока полностью открыт, вследствие разности давлений текучей среды 1,0 бар в поточной линии 200 текучая среда может проходить с высокой скоростью из направляющего канала 210, где создано относительно высокое давление текучей среды (3,2 бар), в соединительный канал 230, где создано относительно низкое давление текучей среды (2,2 бар), по удлинительному каналу 220. Кроме того, по мере снижения степени открытия клапана 530 регулирования скорости потока скорость, с которой текучая среда проходит из направляющего канала 210 в соединительный канал 230 по удлинительному каналу 220, может быть уменьшена.

Запорные клапаны 540а и 540b могут быть расположены в соединительном канале 230 поточной линии 200 для обеспечения или блокировки потока текучей среды в поточной линии 200 потока. Когда требуется техническое обслуживание или замена основного клапана 510, вспомогательного клапана 520 и клапана 530 регулирования скорости потока, запорные клапаны 540а и 540b могут быть закрыты для блокировки потока текучей среды в поточной линии 200. Кроме того, за исключением ситуаций, в которых требуется техническое обслуживание или замена основного клапана 510, вспомогательного клапана 520 и клапана 530 регулирования скорости потока, запорные клапаны 540а и 540b всегда открыты для обеспечения потока текучей среды в поточной линии 200. Запорные клапаны 540а и 540b могут быть установлены для эффективной блокировки потока текучей среды в поточной линии 200 и расположены над клапаном 530 регулирования скорости потока и под основным клапаном 510, соответственно.

Блок 600 циркуляции может выпускать некоторое количество текучей среды из конструкции 100 реактора на наружную сторону и подавать выпущенную текучую среду в конструкцию 100 реактора путем повышения ее давления. При этом, на чертежах на одной стороне бассейна Т реактора показан только один блок 600 циркуляции, но множество блоков 600 циркуляции может быть установлено на обеих сторонах бассейна Т реактора. Блок 600 циркуляции может включать в себя впускную трубу 610, выпускную трубу 620 и насос 630.

Впускная труба 610 может быть соединена с конструкцией 100 реактора на нижней стороне активной зоны N для сообщения с конструкцией 100 реактора. Впускная труба 610 может образовывать канал, по которому некоторое количество текучей среды, выпущенной через выпускную трубу 62 0, подается в конструкцию 100 реактора. Например, текучая среда, нагнетаемая насосом 630 под давлением и подаваемая в конструкцию 100 реактора на нижней стороне активной зоны N по впускной трубе 610, может подаваться через сквозные отверстия 211 направляющего канала 210 во внутреннюю часть направляющего канала 210. Кроме того, некоторое количество текучей среды, проходящей в конструкцию 100 реактора на нижней стороне активной зоны N по впускной трубе 610, может проходить от нижней стороны активной зоны N к верхней стороне активной зоны N по каналу активной зоны N. При этом, как описано выше, давление текучей среды (точка Р4), поданной в конструкцию 100 реактора по впускной трубе 610, может составлять 4 бар, и давление текучей среды, поданной в направляющий канал 210 (точка Р5) через конструкцию 100 реактора, может составлять 3,2 бар.

Выпускная труба 620 может быть соединена с конструкцией 100 реактора на верхней стороне активной зоны N для сообщения с конструкцией 100 реактора. Выпускная труба 620 может образовывать канал, по которому выпускается некоторое количество текучей среды из конструкции 100 реактора. Текучая среда, выпускаемая по выпускной трубе 620, может подаваться во впускную трубу 610 с помощью насоса 630.

Насос 630 может быть расположен между выпускной трубой 620 и впускной трубой 610 для повышения давления текучей среды таким образом, что текучая среда в выпускной трубе 620 проходит в конструкцию 100 реактора по впускной трубе 610. Другими словами, посредством повышения давления текучей среды, проходящей в конструкцию 100 реактора из впускной трубы 610 с помощью насоса 630, может создаваться разность давлений текучей среды между верхней и нижней сторонами в конструкции 100 реактора. При этом, работа насоса 630 можно управляться с помощью контроллера 700.

Контроллер 700 может управлять работой узла 400 электромагнита, блока 500 клапанов управления ускорением, блока 600 циркуляции и электромагнитного двигателя 800. Например, контроллер 700 может управлять узлом 400 электромагнита и основным клапаном 510 таким образом, что основной клапан 510 закрыт при генерации электромагнитной силы узла 400 электромагнита, и основной клапан 510 открыт, когда электромагнитная сила не генерируется. Другими словами, в случае нормальной работы ядерного реактора контроллер 700 блокирует опускание проводящего элемента 330 посредством генерации электромагнитной силы узла 400 электромагнита и приложения электромагнитной силы к проводящему элементу 330 и блокирует поток текучей среды в поточной линии 200 посредством закрытия основного клапана 510. Кроме того, в случае аварийного отключения ядерного реактора контроллер 700 не генерирует электромагнитную силу узла 400 электромагнита для обеспечения перемещения вниз проводящего элемента 330 и открывает основной клапан 510 для обеспечения потока текучей среды в поточной линии 200, так что управляющий стержень 310 может быть перемещен вниз для размещения рядом с активной зоной N с высокой скоростью.

Кроме того, контроллер 700 открывает вспомогательный клапан 520 для закрытия основного клапана 510 при генерации электромагнитной силы узла 400 электромагнита, и закрывает вспомогательный клапан 520 для открытия основного клапана 510, когда электромагнитная сила узла 400 электромагнита не генерируется. Другими словами, контроллер 700 блокирует поток текучей среды в поточной линии 200 посредством закрытия основного клапана 510 посредством открытия вспомогательного клапана 520 во время нормальной работы ядерного реактора. Кроме того, контроллер 700 открывает основной клапан 510 посредством закрытия вспомогательного клапана 520 в случае аварийного отключения ядерного реактора для обеспечения потока текучей среды в поточной линии 200, так что управляющий стержень 310 может перемещаться вниз для расположения рядом с активной зоной N с высокой скоростью.

Кроме того, для управления реактивностью ядерного реактора контроллер 700 может генерировать электромагнитную силу в узле 400 электромагнита и приводить в действие электромагнитный двигатель 800 для управления перемещением узла 400 электромагнита в направлении вверх-вниз. Например, контроллер 700 может управлять реактивностью ядерного реактора посредством приведения в действие электромагнитного двигателя 800 для управления перемещением узла 400 электромагнита таким образом, что проводящий элемент 300, расположенный рядом с узлом 400 электромагнита, перемещается в направлении вверх-вниз для расположения управляющего стержня 310, перемещающегося вместе с проводящим элементом 300, рядом с активной зоной N или отдельно от него.

При этом, контроллер 700 может быть реализован с помощью арифметического блока, включающего в себя микропроцессор, память и тому подобное, и поскольку способ реализации очевиден для специалистов в данной области техники, его подробное описание будет опущено.

Электромагнитный двигатель 800 соединен с узлом 400 электромагнита и может быть выполнен с возможностью перемещения узла 4 00 электромагнита в направлении вверх-вниз. Работой электромагнитного двигателя 800 можно управлять с помощью контроллера 700.

Ниже будут описаны работа и эффект устройства 1 управления ядерным реактором, имеющего вышеуказанные конструкции.

В случае нормальной работы ядерного реактора при генерации электромагнитной силы в узле 4 00 электромагнита контроллером 700, электромагнитная сила приложена к проводящему элементу 330 блока 300 управления активной зоной, проводящий элемент 330 расположен рядом с узлом 400 электромагнита, и перемещение (опускание) блока управления 300 активной зоной заблокировано. При блокировке опускания блока 300 управления активной зоной управляющий стержень 310 может быть расположен в положении, требуемом для реактивности активной зоны N, для управления реактивностью активной зоны N посредством приведения в действие электромагнитного двигателя 800, соединенного с узлом 400 электромагнита с помощью контроллера 700. Кроме того, при блокировке перемещения блока 300 управления активной зоной основной клапан 510 блока 500 клапанов управления ускорением закрыт контроллером 700, и поток текучей среды в поточной линии 200 заблокирован.

В случае аварийного отключения ядерного реактора, когда в узле 400 электромагнита контроллером 700 не генерируется электромагнитная сила, к проводящему элементу 330 не приложена электромагнитная сила, и блок 300 управления активной зоной может опускаться. Когда блок 300 управления активной зоной может опускаться, контроллер 700 открывает основной клапан 510 блока 500 клапанов управления ускорением для обеспечения потока текучей среды в поточной линии 200. Когда поток текучей среды в поточной линии 200 обеспечен, за счет разности давлений (1,0 бар) между давлением текучей среды, проходящей в направляющем канале 210 (точка Р5), и давлением текучей среды, проходящей по внутренней нижней поверхности бассейна Т реактора (точка Р2), текучая среда в поточной линии 200 может проходить быстро, и блок 300 управления активной зоной в поточной линии 200 может перемещаться (опускаться) с высокой скоростью. Соответственно, управляющий стержень 310 опускается для расположения рядом с активной зоной N с высокой скоростью, так что ядерная реакция в активной зоне N может быть быстро подавлена.

Хотя варианты осуществления настоящего раскрытия были описаны как конкретные варианты осуществления, это только пример, и настоящее раскрытие следует толковать как имеющее наиболее широкий объем в соответствии с раскрытой здесь технической идеей без его ограничения. Специалисты в данной области техники могут реализовать пример формы, не указанной в настоящем документе, посредством комбинирования/замены раскрытых вариантов осуществления, но это также не отходит от объема настоящего раскрытия. Кроме того, специалисты в данной области техники могут легко изменять или модифицировать раскрытые варианты осуществления на основе настоящего описания, и ясно, что такие изменения или модификации также находятся в пределах объема настоящего раскрытия.

Claims (34)

1. Устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня, причем устройство содержит:

конструкцию ядерного реактора, расположенную в бассейне реактора, который вмещает текучую среду, в которой проходит текучая среда и расположена активная зона реактора;

поточную линию, образующую путь, по которому проходит текучая среда; и

блок управления активной зоной, выполненный с возможностью перемещения в направлении вверх-вниз в поточной линии, причем блок управления активной зоной включает в себя управляющий стержень для подавления ядерной реакции в активной зоне при перемещении из положения, отстоящего от активной зоны, для прилегания к активной зоне,

причем давление текучей среды, проходящей внутри поточной линии, выше давления текучей среды, проходящей в нижнем участке бассейна реактора.

2. Устройство управления ядерным реактором по п. 1, дополнительно содержащее:

узел электромагнита; и

контроллер,

причем блок управления активной зоной дополнительно включает в себя проводящий элемент, расположенный ниже управляющего стержня, который перемещается вниз под действием собственного веса,

причем узел электромагнита выполнен с возможностью генерации электромагнитной силы,

причем контроллер управляет генерацией электромагнитной силы в узле электромагнита для селективного приложения электромагнитной силы к проводящему элементу,

причем, когда электромагнитная сила генерируется в узле электромагнита контроллером, перемещение блока управления активной зоной блокируется, и

причем, когда электромагнитная сила не генерируется в узле электромагнита контроллером, обеспечена возможность перемещения блока управления активной зоной.

3. Устройство управления ядерным реактором по п. 2, в котором управляющий стержень расположен ближе к активной зоне, когда перемещение блока управления активной зоной допустимо, чем когда перемещение блока управления активной зоной заблокировано.

4. Устройство управления ядерным реактором по п. 2, в котором проводящий элемент расположен ближе к узлу электромагнита в нормальном рабочем состоянии, в котором перемещение узла электромагнита управляется контроллером, чем в ненормальном состоянии, в котором перемещение узла электромагнита не управляется контроллером.

5. Устройство управления ядерным реактором по п. 2, дополнительно содержащее:

блок клапанов управления ускорением, выполненный с возможностью обеспечения увеличения скорости перемещения блока управления активной зоной в поточной линии потоком текучей среды в поточной линии или блокировки потока текучей среды в поточной линии.

6. Устройство управления ядерным реактором по п. 5, в котором блок клапанов управления ускорением включает в себя основной клапан, который открывается и закрывается для обеспечения или блокировки потока текучей среды в поточной линии,

причем, когда перемещение блока управления активной зоной допустимо, контроллер открывает основной клапан для обеспечения потока текучей среды в поточной линии и увеличения скорости перемещения блока управления активной зоной по сравнению с тем, когда перемещение блока управления активной зоной не допустимо, и

причем, когда перемещение блока управления активной зоной не допустимо, контроллер закрывает основной клапан для блокировки потока текучей среды в поточной линии.

7. Устройство управления ядерным реактором по п. 6, в котором блок клапанов управления ускорением дополнительно включает в себя вспомогательный клапан, выполненный с возможностью открытия и закрытия основного клапана,

причем, когда перемещение блока управления активной зоной допустимо, контроллер закрывает вспомогательный клапан для открытия основного клапана, и

причем, когда перемещение блока управления активной зоной не допустимо, контроллер открывает вспомогательный клапан для закрытия основного клапана.

8. Устройство управления ядерным реактором по п. 2, в котором поточная линия включает в себя:

направляющий канал, расположенный в конструкции реактора и имеющий множество сквозных отверстий, через которые текучая среда подается в конструкцию реактора;

удлинительный канал, проходящий вниз от направляющего канала; и

соединительный канал, проходящий от нижнего конца удлинительного канала к внутренней части бассейна реактора, и

причем количество текучей среды, проходящей в удлинительный канал, когда допустимо перемещение блока управления активной зоной, больше количества текучей среды, проходящей в удлинительный канал, когда перемещение блока подавления активной зоны не допустимо.

9. Устройство управления ядерным реактором по п. 1, дополнительно содержащее блок циркуляции, который включает в себя:

выпускную трубу, соединенную с конструкцией реактора над активной зоной и обеспечивающую путь, по которому выпускается некоторое количество текучей среды из конструкции реактора;

впускную трубу, обеспечивающую путь, по которому некоторое количество текучей среды, выпущенное по выпускной трубе, проходит в конструкцию реактора; и

насос для повышения давления текучей среды таким образом, что текучая среда в выпускной трубе проходит в конструкцию реактора по впускной трубе.

10. Устройство управления ядерным реактором по п. 9, в котором впускная труба соединена с конструкцией реактора на стороне ниже активной зоны, так что текучая среда, проходящая в конструкцию реактора по впускной трубе, проходит от стороны ниже активной зоны к верхней стороне активной зоны.

11. Устройство управления ядерным реактором по п. 2, в котором проводящий элемент выполнен с возможностью перемещения вместе с узлом электромагнита в нормальном рабочем состоянии, в котором перемещение узла электромагнита управляется контроллером.