Устройство аварийной защиты ядерного реактора

 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к устройствам управления и защиты ядерных реакторов. Цель изобретения - упрощение устройства за счет образования самоприводящейся и самотормозящейся системы, что обеспечивается выполнением верхнего регулирующего стержня 4 массой, большей массы нижнего регулирующего стержня 5, связью этих стержней между собой гибким элементом перекинутым через узел вращения 8 с фиксатором 9, выполнением в верхнем регулирующем стержне 4 сквозного продольного отверстия 10 и пропуском через это отверстие участка 7 гибкого элемента, расположенного между узлом вращения 8 и нижним регулирующим стержнем 5. 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к устройствам управления и защиты ядерных реакторов. Цель изобретения упрощение устройства за счет образования самоприводящейся и самотормозящейся системы. На фиг. 1 представлено устройство аварийной защиты ядерного реактора в исходном состоянии; на фиг.2 то же после остановки регулирующих стержней. Устройство аварийной защиты ядерного реактора содержит установленную в канале 1, проходящем через активную зону 2, гильзу 3, в которой размещены верхний и нижний регулирующие стержни 4 и 5, соответственно связанные между собой гибким элементом с участками 6 и 7. Гибкий элемент перекинут через узел вращения 8 для обеспечения встречного движения стержней, а узел вращения 8 снабжен фиксатором 9. Верхний регулирующий стержень 4 выполнен со сквозным продольным отверстием 10, а участок 7 гибкого элемента, расположенный между узлом вращения 8 и нижним стержнем 5, пропущен через это отверстие. Масса верхнего стержня 4 больше массы нижнего стержня 5. Регулирующие стержни могут быть снабжены амортизаторами 11 на торцах. Кроме того, эти стержни могут быть выполнены составными, из звеньев 12, каждое из которых отделено от соседнего амортизирующим элементом 13. Устройство аварийной защиты ядерного реактора работает следующим образом. Гильза 3 изолирует верхний и нижний регулирующие стержни 4 и 5 соответственно, и участки 6 и 7 гибкого элемента от охлаждающей среды, проходящей по кольцевому зазору между стенками канала 1 и гильзы 3. При работе реактора на энергетическом уровне мощности регулирующие стержни 4 и 5 удерживаются фиксатором 9 узла вращения 8 выше и ниже активной зоны 2. В режиме быстрой аварийной защиты узел вращения 8 расфиксируется и верхний регулирующий стержень 4 под действием силы тяжести устремляется в активную зону 2, при этом участок 6 гибкого элемента сматывается с узла вращения 8, а участок 7 гибкого элемента наматывается на узел вращения 8, вводя нижний регулирующий стержень в активную зону 2 снизу, при этом нижний стержень движется навстречу верхнему. Каждый стержень проходит примерно половину высоты активной зоны, для чего их длины и длину гибкого элемента специально рассчитывают. Тем самым сокращается общее время перекрытия регулирующими стержнями всей зоны по высоте. Остановка движения стержней осуществляется упором их или их амортизаторов 11 друг в друга. В случае выполнения стержней составными их звенья 12 при остановке также упирают друг в друга, при этом амортизирующие элементы 13 дополнительно гасят энергию движения. Работа устройства аварийной защиты ядерного реактора может быть осуществлена и в охлаждаемой гильзе, и при пленочном охлаждении стенки. Устройство аварийной защиты ядеpного реактора работает под действием силы тяжести и его срабатывание и быстродействие не зависит от какого-либо источника энергии.

Формула изобретения

Устройство аварийной защиты ядерного реактора, содержащее верхний и нижний регулирующие стержни, связанные между собой гибким элементом, перекинутым через узел вращения для обеспечения их встречного движения, и фиксатор, отличающееся тем, что, с целью упрощения устройства за счет образования самоприводящейся и самотормозящейся системы, верхний стержень выполнен со сквозным продольным отверстием, а участок гибкого элемента, расположенный между узлом вращения и нижним стержнем, пропущен через это отверстие, причем масса верхнего стержня больше массы нижнего стержня.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2

MM4A Досрочное прекращение действия патента Российской Федерации на изобретение из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе

Номер и год публикации бюллетеня: 8-2000

Извещение опубликовано: 20.03.2000        




 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, может быть использовано для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования, позволяет значительно повысить надежность и эффективность срабатывания устройства, а это увеличивает безопасность эксплуатации и ресурс работы оборудования

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке твэлов реакторов и обосновании их работоспособности в условиях циклических нагрузок

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива

Изобретение относится к исследовательским импульсным ядерным реакторам на тепловых нейтронах

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования
Наверх