Устройство тепловой защиты ядерного реактора

 

Сущность изобретения: запирающая стопорный шарик фасонная втулка расположена внутри магнитопровода с возможностью перемещения, подпружинена и выполнена из двух ферромагнитных материалов . При этом один материал имеет точку Кюри , ограниченную предельно допустимой температурой реактор), а другой - более высокую точку Кюри. 1 ил.

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК (Я)5 0 21 С 7/12

ГОСУДАРСТВЕНЮЕ ПАТЕНТНОЕ

ВЕДОМСТВО СССР (ГОСПАТЕНТ СССР) .ий1И : л л . l,hi 5

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

1,00 Ю (4

М 3

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21) 4942756/25 (22) 16.04.91 (46) 30.06.93. Бюл М 24 (72) А.М.Олейников, В.В,Воскобойников и Н.М.Шайтор (56) Емельянов И.Я. и др, Основы проектирования механизмов управления ядерных реакторов, М.; Атомиздат, 1978, с.193. (54) УСТРОЙСТВО ТЕПЛОВОЙ ЗА!ЦИ ГЫ

ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерным реакторам и может быть использовано для их тепловой защиты.

Цель изобретения — повышение надежности тепловой защиты, Устройство тепловой защиты ядерного реактора представлено на чертеже.

Оно состоит из связанного с компенсирующим органом приводного штока 1, расположенного внутри направляющей трубы

2. Концентрично трубе установлена фасонная втулка 3 с шариком 4. Шарик находится в отверстии направляющей трубы и посред ством кольцевой канавки:., „удерживает шток в поднятом положении. Втулка v.:çäпружинена пружиной 5, Втулка охватывает магнитопровод, включающий цилиндрический магнит 6 и кольцевые полюса 7. 8. Конструкция удерживается не трубе посредством немагнитных фланцев Q и 10.

Втулка выполнена составной иэ двух ферромагнитных материалов. при этом материал

А имеет точку Кюри, ограниченную предельно допустимой температурой реактора, а материал Б — более высокую точку Кюри.

„„ЯЦ „„1824б52 А1 (57) Сущность изобретения: запирающая стопорный шарик фасонная втулка расположена внутри магнйтог1ровода с возможностью перемещения, подпружинена и выполнена из двух ферромагнитных материалов. При этом один материал имеет точку Кюри, ограниченную предельно допустимой теллпературой реекfcl". 3, 3 другой — более высокую точку Кюри. 1 ил.

Устройство работает следующим образом.

В исходно л ?GëGæåíèè hlагнитные свойства материалов А и Б приблизитель ю одинаковы и втулка за;.имает cvh метричное относительно магнитспровода положение.

При достижении предельной теллпературы материал А теряет магнитные свойства и втулка занимает новое полажение, двигаясь вверх. При этом пружина 5 сжимается, а шарик 4 выталкивается в углубление фасонной втулки 3, освобождает приводной шток

11, благодаря чему последний вместе с компенсирующим органом сбрасывается в активную зону реактора, Преимущесгва изобретения перед прототипом — упрощенная конструкция и повышенная надежность тепловой защиты.

Формула изобретения

Устройство тепловой защиты ядерного реактора, содержащее связанный со стержнем-поглотителем приводной шток с кольцевой канавкой, расположенный в направляющей трубе, концентрично которой установлена охваченная магнитопроводом подвижная фасонная втулка с шариком

1824652

Составитель В. Архипова

Редактор С. Кулакова Техред М.Моргентал Корректор H. Гунько

Заказ 2227 Тираж Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., 4/5

Производственно-издательский комбинат "Патент, г. Ужгород, ул. Гагарина, 101 и пружиной, о т л и ч а ю щ е е с я тем. что, с целью повышения надежности тепловой защиты, магнитопровод включает охватывающие фасонную втулку цилиндрический магнит и кольцевые полюса. при этом втулка выполнена составной из двух ферромагнитных материалов, один иэ которых имеет точ- ку Кюри, ограниченную предельно допустимой температурой реактора, а другой — более высокую точку Кюри.

Устройство тепловой защиты ядерного реактора Устройство тепловой защиты ядерного реактора 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение в механизмах системы управления и защиты различных типов ядерных реакторов

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение в механизмах управления ядерных реакторов

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов и может быть использовано в системах контроля регулирующих органов

Изобретение относится к исполнительным механизмам системы управления и защиты ядерного реактора и может быть использовано в ядерных энергетических установках

Изобретение относится к оборудованию ядерных энергетических установок и может быть использовано в механизмах управления ядерных реакторов

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в механизмах системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике, конкретнее, к устройствам, служащим для перемещения поглощающих и топливных сборок в активной зоне ядерного реактора

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 системе (1) для управления управляющими стержнями, которые являются вводимыми в активную зону реактора и выводимыми из активной зоны реактора атомной энергетической установки, с устройством выбора (3), устройством контроля (4) и устройством управления стержнями (5)

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 оборудованию ядерных энергетических установок и может быть использовано в механизмах управления ядерных реакторов

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к устройствам пассивной защиты ядерного реактора

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов и может быть использовано в системах контроля положения регулирующих органов

Изобретение относится к управлению ядерными реакциями в реакторах с водой под давлением, а именно к устройствам для перемещения регулирующих органов ядерного реактора в требуемые положения

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к устройствам для перемещения регулирующих органов ядерного реактора
Наверх