Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора

 

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЩИХ СБОРОК ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА , содержащее установленную на координатном Мосту полую колонну, в направлл1а1их которой размещена телескопическая штанга, кинематически связанная с механизмом перемещения, отличающееся тем, что, с целью по выше ни л надсягюс ; и о а по ты путем устроненмг r;epei ocoFf гелескопиMCi .KOii штанги, механизм перемещения выпол( в виде двух кииематически связанных ме)мду собой шнек(в, взаимодействукхчих еесфери геским - роликами , консольно закрепленными в гер метимных поди1ипниковых узлах на наружной секции телескопической штанги , причем в плане ось 1;танги смещена относителы-ic осей шнекоз -з сторону подъема винтовой ка(-газк; i;i«ei a в точг- S КС г онтакга на величину i - -ог;;;-. гжК где S - luar винтовой линии гинека. R расстояние от оси шнека до точки конТакта шнека со сферическим роликом, г радиус сферического ролика. сл

C(3I03 СОВЕ ГСКИХ

СОЦИАЛИСТ ИЧЕСI<,I/IX

РЕСПУБЛИК

19г10

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕ ГЕНИЯ С С>ь,„

Ы Ь3 (О

ГОСУДАРСТ8ЕННОЕ ПATЕ-.Н ГР10Е

BI:-fiOMCTB0 СССР (ГОСПАТЕНТ СССР) (21) 3602467/25 (22) 10.06,83 (46) 15.06.93. Бюл, II 22 (72) P.И.Крылов, 1Э.Н.Павловский, Г.В.Негин, С.Л.Макаров и E.В.Конов (56) Авторское свидетельство СССР

730152, кл. С; 21 С 19/10, 1978, Авторское свидетельство СССР

t1 397095, кл. >: 21 с 19/18, 1971. (54)(57) ьстРойство для цеРеГРузки теплОВыделяюцих сьОРОк лдеРИОГО РеАКТОРА, содержащее установленную на координатном Мосту полую колонну, в направляющих которой размещена телескопическая штанга, кинематически связанная с механизмом перемещения, о т л и ч а ю щ е е с я тем, что, с

Изобретение относится к оборудованию для перегрузки тепловыделяющих сборок преимущественно из ядерного реактора с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура, когда требуются большие вертикальные перемещения значительных масс в процессе перегрузки.

Известно устройство перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора, содержащее координатный мост, телеског>ическую агангу, установленную в направляющих v. полой колонне, и механизм перемещения штанги с двумя реечными передачами и уравновешиваю" щим устройством, груз которого выпол" нен в виде =екторов и гибкой связью

„„5U „„1 106323 А1 цРл ью повыше ниг> н зде>K rioc >l работ ь> пу

1< : устранени>.: пер<. <,:с;; - гглескопиЧ<:C Коi> ШТ а HГy1.,МЕ. <2 HИ с: ЛOР ЕМЕ> СОНИЯ

ВЫПОЛНC Н а BИДР ДВУХ <И НР >>сз Т ИЧРС КИ связанных -1гжду собой шнеков, ВзаиМОДЕй< ТВУЮЩH, « . : CфРРИ !РС><>1МИ РОЛИ ками, >icoffbHo закрег>ленными B герм< т 1чных под>!>H>1 ни ><О Вых узлг х на на ружной секции телескопическо; штанги, причем B:плане ось штанги смещена относитег»и-О осей шнеков в сторону подъена Винтовой ка»2вк : шке«а а точВ к е;< со í i а к . 2 н а 3 Е Л и ч и ь> У где 5 — шаг винт<;ВОЙ линии шнека, R расстояние от оси LJ>ieêà до точки i«> соединен с наружной секцией штанги, B данном устройстве канат гибкой связи и рей«а в процессе перегрузки конта><т:1рует с теплоносителем первого кснтура. Для ис.<лючения загрязне: >ил теплоносителя 0HYi работают эез смазки и поэтому подвержены интенсивному износу;. что создает опасность обрь>ва ка:->ата., Обрыв каната может пр> Вести к разруй . !èþ устрОйстВВ и

Qp» ГОГО Оборудования падающим уравно аешивающи>. грузом,. последствия котср гo oсобс: Ho з -, ачительны., -ри больШИХ ХОДВХ « МВССаХ ШТВНГИ,:,Р<сМЕ ТО

ГО при большом 1меет:бог>1»л/ю obico!",I-.. -.. нго-:х<11В6323 закрепленными В герметичных подшипIlc3 РУ>Н НО И С Е I< ЦИ И ТЕ

>4икоеЗых узлах на лескопической шт ось штанги смеце ш>4еков В сторону

E чину

2кК

30

40

3 I, Mr сэ 1 VI !4 М Т Ь 14с3 Г1 рс1 Н Ля ЮщИЕ0 дГ1Г4 ура В

КЗГЗЕКВ«с>1;1К ". " Ã : ГРУЗа !4с1 !3CI<> ВЕЛИЧИНУ

-"Г О ХГ>дс1 Рс1В>4УК1 XOÄ r IITc3 >4ГИ . 1;>ио< пее Близким п<1 технис>еской1

-.;óщнОсти и достигаемому результату к с>ПИСf II3aeÌOÌ Г УСТ РОЙСТ ЕЗУ ЛВЛЯЕтСЯ УСт—

pr1Er E -ЕК; дпя ПЕрЕГруЗКИ тЕПЛОВЫдЕЛяЮщих: орок ядерного реактора, содержащ.>е ус1;1 новленную на координатном и 4 ту ПОЛУЮ КОЛОННУ, В ВВПраВЛяЮщИХ которой размещена телескопическая штанг "I, <ИНЕматичЕСКи свяэае4Ная С мЕха низмо> пере>леще>4И>1. г>еха ниэм переМЕЩ Нl< Е1 Да HI4с1 ГО „ СТ РОИСТ Вa ВЫГ1ОЛHe H 13

Виде дв;х Ви>.тов, имеюцих привод и ере.3 тра Версу шарнирно связа нных со штангой, гайки Винтов установлены в

Обои лах с езозможност ью осевого перемещения и снаб>ке ы упорами и Выключа— тот>ями,, oравл>4ющими приводом элессЕ 14сс Е4

Передача винт-гайка в данном устpnI4c Та, работает также без смазки иэза >4евозможности герметизации гайки

I3o резьбе Винта, что снижает наде>кность и безоГ>асност ь работы устройства. При больших ходах штанги требуются и длинные винты, которые становятся неустойчивыми элементами при paGoте на сжатие, а та <же работают как торсионы, при разных углах закручивания KoTUpblx происходит I3eppf

Кр 3ме того, компоновка устройства с таким механизмом перемецения имеет значительные габариты устройства по высоте пр>4 <Зпуще> ной штанге.

Все это приводит к невоэмо>нности использования данного устройства при больших ходах и массах штанги на реакторе с естественной циркуляцией.

Целью изобретения является повышение надежности работы путем устранения п .рекосов телескопической шта нги.

Поставленная цель достигается тем, что в устройстве для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора, содержащем установленную на коордиГ4атном мосту полую колонну, В на-, правляющих которой размещена телескопическая штанга, кинематически связанная с механизмом перемещения, механизм перемещения выполнен в виде двух кинематически связанных между собой шнеков, взаимодействуюцих со с. ферлческими роликами, .Консольно анги, причем В плане на относительно Осеи подъема Винтовой ка1 4с1 В К И LLI HE l< a В Т О Ч К Е К О f 4 T a К Т а >4 а Е1 Е 11 И

Г Де В шс1 Г Ви нтое1;>й линии шнека, |4. — расстояние От E>cf шнека до точки контакта шнека со с >ерическим роликом, r — радиус сферичес1:ого ролика.

>1а фиг.1 изобра>кен общий вид ус"ройства, на фиг.2 — кинема Гическая схема винтового меха>1изма перемеце>4ил, на фиг,3 — разрез >1-A на фиг. ., на фиг. f — Вид В >4а фиг.3.

Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок 1 ядерного реактор,1

2 содержит координат>4ый мост 3 с егo механизмами передвижения (на чертеже

Hp. показаны). На координатном мосту закреплена коло>4>4а 4, на которой установлен механизм перемецения г> телескопической штанги 6.

Колонна 4 В нижней части снабжена подвижной биологической зацитой 7, ВэаИМОДЕйСтВУЮЩЕй С УПОРаМи о ТЕЛЕскопической штанги 6 при ее Вертикальном перемещении, телескопическая штанга 6 состоит из 3-х секций: наружной 9, средней 10 и внутренней

11, наружная секция 9 В верхней части имеет тросовый привод 12 захват,3

13„ закрепленного на нижнем конце внутренней секции 11. В нижней части наружная секция 9 снабжена запоэным клапаном 14 с приводом клапана и биологической защитой 19. На наружной секции 9 с двух диаметрально про" тивоположных сторон, перпендикулярно оси телескопической штанги, на всей длине хода с одинаковым шагом, кон45 сольно закреплены сферические ролики

16, Взаимодействующие со шнеками механизма перемещения 5.

Г1еханизм перемещения 5 закреплен на верхнем торце колонны 4 и имеет два шнека 17, которые связаны между собой дифференциалом 10 и через грузоупорный тормоз 19 с электродвига" телем 20. Сферические ролики 16 установлены в герметичных подшипниковых уз.пах 21, имеющих реэиноармированную манжету 22. Наружная секция 9 на всей длине имеет направляющие 23, взаимодействующие с направляюцими роликами

5 1!

? ч, закрс г>лен><ыми в верхне11 ll ни>к»сй частях колонны 1>. с

Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора рабоTаст следую«fèм oбразoì.

Координатным мостом 3 гелсскопическая штанга 6 наводится на координату отработавшей тспловыдсг>лющей сСорки 1 лдерным реактором 2 (см, фиг.1), запорный клапан 14 приводом клапана (на чертеже не показан) открываетсл и включается алекff>oqBI>f.атель 20 механизма псрсмещенил > на опускание телескопической штанги.

Электродвигатель 20 через грузоупорный тормоз 19 и дифференциал 18 враща".т шнеки 17, по винтовым канавкам когорых катлтся ролики 16, и штан> а

6 по направляющим роликам 24 опускаетсл B ядерный реактор ? с теплоносителем (водой) г<а глуГ>ину, превышающую длину отработавшей тспловыделяющей сборки 1.

В процессе перемещения телескопической штанги 6 дифференциал 18 выравнивает нагрузки, прикладываемые к сферическим роликам 16, исключал перекос штанги B направллющих роликах

2 > колонны 4, а грузоупорный тормоз

19 обеспечивает останов телескопической штанги б,при аварийном обесточивании электродвигателя 20. Смещение в плане оси телескопической штанги относительно оси

Л!1 усилия на сферические ролики 16> шнеками 17 по оси .центра тяжести телескопической штанги. Этим исключаетсл перекос телсскопи< еской штанги 6 в направллющих роликах ?4, уменьшается их износ, износ направляюцих 23 и опасность заклинивания телескопической штанги в колонне

Кроме того, указанное смецение осей оосспечиваст направление окружного усилия вращения сферических роликов 16 перпендикуллрно их осям, что исключает их проскальзывание относительно шнеков 17, уменьшая износ шнеков 17 и сферических роликов 16 и повь>шает КПД механизма перемещения так как в точке контакта сферических роликов 16 имеет место только трение .качения. г>6> >.с

if t (<< >It,rr t!,!>lt,сс с" »t <, tll<»rс С КО<1

ШТ >Hi 11 с> В ttll П <: .""i r < T f>r «.1>д 12:I > < -: р ><>«> 10 и в><утреннюю 1 > сскц«« »<<з дс. сцспл<.—

HI1fI з.>хвата 13 с г и- вк;;<;епл<>выделлющеи сборки и г< . <гиваст тепловыделяющую сборку B <ару;:<ную сскцин> 3, запорный клаг>аH за> Рь>Гзс>< тсл l1 теле

1р скопи -<сскал шта><г а 6 с отработавше>t тепловыделлющей сборкой в среде теплоносителя (водс) «exaH«BHO>t перемещения 5 поднимаетсл в вер",Håñ положение. Затем координатным могтом 3

15 отработавьал >епловыделлн»<1ая сборка

1 в среде теплоносителя в телескопической штанге 6 тра нспортируетсл ><а место хранения B обратной последовательности.

Подвижнал Сиологичсскал защита 7 и биологическая защита 1) наружной секции 9 обеспечивает благоприлтную радиационную обстановку в реакторном зале (на чертеже нс показан) в про25> цсссс перегрузки.

Использование устройства длл пере-, > рузки тепловыделяюцi v. сборок ядерного реактора позволяет персмецать

Зр значительные массы на .>ольшой вертикальный ход, АТо особенно нсоГходимо на реактс>рах с естественной циркуляцией геплоноситслл первого контура, так как участвующие в передаче шнеки

g5. оГ>падают Сольшой прочностью, устойчивостьюю и не обладает торсионностью, а увеличение хода телескопической шта.<ги ><с увеличивает его гаГариты.

Передача шнек-ролик нс содержит

4р труцихсл пар, а врацаюцийся ролик работает в хорошо смазанном герметичном узле, что значительно снижает износ передачи и повышает его КПД.

Все это повышает надеж>ость и без45 опасность Работы опись>ваемого устРойства в целом.

По сравнению с базовым объектом, которым лвллется серийно вь>пускаемая машина перегрузочная для ВВЭР-440, кроме перечисленных выше преимуцеств, позволлет снизить металлоемкость устройства для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора по крайней мере на величину„ равную массе грузов противовесов, т.е. HB массу штанги.

110с323!

1 86323 срие.2

11!3632

16

Редактор О.Филиппова Техред М.Моргентал Корректор С.Пекарь

Заказ 2373 Тираж Подписное

ВНИИПИ Госуда :ственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб,, -д. 4/5 роизводственно-издательский комбинат "Патент", г. Ужгород, ул, Гагарина, 101

Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике и преимущественно может быть использовано для перегрузки всей активной зоны транспортного ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам для обращения с отработанным ядерным топливом

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для перегрузки всей активной зоны ядерного реактора

Изобретение относится к устройствам для перегрузки топлива ядерных реакторов атомных станций с двумя и более энергоблоками

Изобретение относится к технике уплотнительных устройств, а именно к узлу уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины, и предназначено для использования на АЭС с ядерными редакторами канального типа

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно области эксплуатации ядерных реакторов с жидким теплоносителем, и может быть использовано при изготовлении, эксплуатации, переработке и хранении ядерного топлива, размещенного в тепловыделяющих сборках (ТВС)

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу и системе перегрузки быстрого ядерного реактора, активная зона которого погружена в жидкометаллический теплоноситель с находящейся над ним зоной инертного газа

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к конструкциям приводов захватов машины перегрузочной ядерного реактора для управления захватом ТВС и захватом кластера, и может быть использовано в приводах, имеющих регулирующий орган, управление которым осуществляется отдельным канатным приводом

Изобретение относится к области атомного машиностроения, касается, в частности, перегрузочных машин ядерных энергетических реакторов, и может быть использована при выполнении операций, связанных с перегрузкой топлива

Изобретение относится к области атомного машиностроения, в частности к оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций при загрузке и выгрузке тепловыделяющих сборок ядерного реактора
Наверх