поглощающая сборка системы управления и защиты высокотемпературного ядерного реактора с твердым мелкодисперсным теплоносителем

Формула изобретения

Поглощающая сборка системы управления и защиты высокотемпературного ядерного реактора с твердым мелкодисперсным теплоносителем, состоящая из вертикально расположенного поглощающего стержня и направляющей трубы, отличающаяся тем, что она снабжена дополнительной направляющей трубой с внутренней кольцевой проточкой на нижнем ее конце для посадки на верхний конец направляющей трубы, в стенке дополнительной направляющей трубы выполнен вертикальный канал с выходом через стенку в ее нижней части, в стенке верхней части направляющей трубы выполнено отверстие напротив выхода канала, а поглощающий стержень в верхней части снабжен концевой деталью в виде цилиндрической насадки, соединенной со стержнем через амортизатор, причем диаметр насадки меньше внутреннего диаметра дополнительной направляющей трубы, но больше внутреннего диаметра направляющей трубы.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к высокотемпературным ядерным реакторам, охлаждаемым твердым мелкодисперсным теплоносителем.

Известна поглощающая сборка системы управления и защиты водоводяного ядерного реактора, состоящая из вертикально расположенного поглощающего стержня и направляющей трубы (см., например, Р.М.Вознесенский, А.Г.Беспалов и др. "Результаты работ по достижению максимального ресурса стержней СУЗ реакторов на быстрых нейтронах". Сборник докладов на Третьей межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, том 2, ГВЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1994, с.186).

Верхняя концевая деталь поглощающего стержня такой сборки имеет диаметр, не превышающий внутренний диаметр направляющей трубы, и снабжена элементом, предназначенным для механической связи с подъемным механизмом. Применение поглощающих сборок такой конструкции в реакторах с водой под давлением связано с трудностями расцепления приводов подъемных механизмов с поглощающим стержнем при выполнении перегрузок реактора.

Известна поглощающая сборка системы управления и защиты ядерного реактора с твердым мелкодисперсным теплоносителем, состоящая из вертикально расположенного поглощающего стержня и направляющей трубы (SU 410695 А, 26.08.1978). Расцепление привода и поглощающего стержня в таком реакторе также является сложной операцией, требующей определенного времени и специальных приспособлений. Кроме того, при работе ядерного энергетического реактора с такой активной зоной поглощающие стержни подняты и находятся в потоке теплоносителя, что вызывает их загрязнение мелкими фракциями и увеличивает вероятность заклинивания стержней при операции заглушения реактора.

Технической задачей, поставленной в настоящем изобретении, является обеспечение надежного управления и заглушения ядерного реактора больших размеров с высоким уровнем температур в активной зоне в условиях запыленности активной зоны в результате истирания частиц твердого теплоносителя.

Поглощающая сборка системы управления и защиты высокотемпературного ядерного реактора с твердым мелкодисперсным теплоносителем, состоящая из вертикально расположенного поглощающего стержня и направляющей трубы, снабжена дополнительной направляющей трубой. На нижнем конце этой трубы выполнена внутренняя кольцевая проточка для посадки на верхний конец направляющей трубы. В стенке дополнительной направляющей трубы выполнен вертикальный канал с выходом через стенку в ее нижней части, в стенке верхней части направляющей трубы выполнено отверстие напротив выхода канала, а поглощающий стержень в верхней части снабжен концевой деталью в виде цилиндрической насадки, диаметр которой меньше внутреннего диаметра дополнительной направляющей трубы, но больше внутреннего диаметра направляющей трубы.

При подаче газа через канал дополнительной направляющей трубы и отверстие в направляющей трубе поглощающий стержень поднимается внутри дополнительной направляющей трубы. При работе реактора поглощающий стержень непрерывно омывается газом, что предотвращает загрязнение его поверхности. Сброс поглощающего стержня производится снятием давления газа, а расцепление с приводом осуществляется подъемом дополнительной трубы.

Таким образом, поглощающий стержень не имеет механической связи со специальными приводами, что позволяет обеспечить надежное управление и заглушение ядерного реактора больших размеров с высоким уровнем температур в активной зоне в условиях запыленности активной зоны в результате истирания частиц твердого теплоносителя. Операция расцепления стержней и привода для выполнения перегрузок выполняется простым подъемом дополнительных труб, что обеспечивает высокую мобильность перехода от рабочего к стояночному режиму.

На чертеже представлена поглощающая сборка системы управления и защиты высокотемпературного ядерного реактора с твердым мелкодисперсным теплоносителем.

Поглощающая сборка состоит из поглощающего стержня 1, направляющей трубы 3 и дополнительной направляющей трубы 6. Труба 6 в нижней части имеет кольцевую проточку для установки ее на трубу 3. Верхняя концевая деталь поглощающего стержня выполнена в виде цилиндрической насадки 2, соединенной со стержнем через амортизатор 9. Диаметр насадки больше внутреннего диаметра трубы 3, но меньше внутреннего диаметра трубы 6. В стенке трубы 6 выполнен вертикальный канал 7 с выходом внутрь трубы в области кольцевой проточки. В трубе 3 напротив выхода канала выполнено отверстие 5. Труба 3 закрыта нижней заглушкой 4 для изоляции стержня от пространства активной зоны, а труба 6 закрыта верхней заглушкой 10 для ограничения хода стержня при его подъеме. Штуцер 8 служит для соединения канала 7 с трубопроводом газовой магистрали высокого давления. Выпускное отверстие 11 сообщает полость трубы 6 с внутриреакторным пространством.

При подаче газа через канал 7 и отверстие 5 в полость трубы 3 поглощающий стержень 1 поднимается за счет перепада давления между полостями труб 3 и 6. Амортизатор 9, выполненный, например, в виде сильфона, предназначен для смягчения ударных нагрузок на стержень как при его подъеме, так и при сбросе. Сброс стержня осуществляется под собственным весом и обеспечивается клапаном (на чертеже не показан), отсекающим канал 7 от магистрали высокого давления и сообщающим его с внутриреакторным пространством.