Плита защитная

Изобретение относится к атомной технике и предназначено для удержания свежих тепловыделяющих сборок (СТВС), загруженных в реактор, в крайнем нижнем положении. Плита защитная, установленная в горловину корпуса реактора, содержит загрузочные отверстия, в которые установлены пробки. Плита защитная прикреплена к плите реактора шпильками. Пробки сделаны самостопорящимися и выполнены в виде корпуса, в котором установлен шток, соединенный с ползуном штифтом, взаимодействующий с пружиной. В плите защитной отверстия выполнены с координатами под отверстия в плите реактора. Буртик шпильки выполнен над резьбой нижнего ее участка, в верхней части шпильки выполнена резьба. Диаметры шпилек и буртика равны диаметрам резьбовых отверстий в верхней и нижней частях плиты соответственно. Корпус пробок выполнен в виде втулки с буртиком и отверстием для размещения штока. В верхней части штока выполнено отверстие с канавкой и фаской. В штоке выполнены буртик, лыски и фигурный сквозной паз. Фигурный сквозной паз выполнен с двумя прямыми участками вдоль оси симметрии штока и наклонным участком. Ползун выполнен в виде круглой пластины со снятыми по бокам лысками, а по центру ползуна выполнен паз. Использование изобретения позволит удерживать СТВС в крайнем нижнем положении даже в случае непредвиденных внешних воздействий. 6 з.п. ф-лы, 5 ил.

 

Изобретение относится к атомной технике, предназначено для удержания свежих тепловыделяющих сборок (СТВС), загруженных в реактор в крайнем нижнем положении, и служит биологической защитой на судах с атомной паропроизводящей установкой (АППУ) на время загрузки.

Известна поворотная защитная плита с защитными пробками загрузочного отверстия в ней из функциональной схемы хранилища отработавшего топлива, расположенного на плавучей технической базе судна "Лепсе", описанная в статье "Плавучее хранилище "Лепсе"" (Журнал "Атомная техника за рубежом", опубл. 1997 г., №3, с.20-21).

Недостатком известной защитной плиты является отсутствие в защитной плите сквозных отверстий под тепловыделяющие сборки (ТВС), координаты которых соответствуют координатам отверстий в плите реактора, плита выполнена поворотной, а пробки выполнены несамостопорящимися, что не позволяет удерживать ТВС в крайнем нижнем положении и не обеспечивает ядерную и радиационную безопасность при возникновении непредвиденных внешних воздействий (например, при переворачивании судна на 180° и т.п.).

Технической задачей изобретения является удержание свежих тепловыделяющих сборок, обеспечение ядерной и радиационной безопасности.

Указанная задача достигается тем, что плита защитная установлена в горловину корпуса реактора и содержит загрузочные отверстия, в которые установлены пробки, согласно изобретению, плита защитная закреплена шпильками, выполненными с буртиком, и гайками к плите реактора, а пробки самостопорящиеся выполнены в виде корпуса, в котором установлен шток, соединенный с ползуном штифтом, взаимодействующий с пружиной.

В плите защитной, согласно изобретению, сквозные отверстия выполнены с координатами, соответствующими координатам резьбовых отверстий и отверстий под свежие тепловыделяющие сборки в плите реактора.

В плите защитной, согласно изобретению, шпильки на конце одного цилиндрического участка выполнены с резьбой, соответствующей резьбе отверстия в плите реактора, и с буртиком, выполненным над резьбой вышеуказанного участка, для предотвращения сдвига закрепляемой плиты защитной, а в верхней части другого цилиндрического участка выполнены с резьбой, соответствующей резьбе в гайках, и с квадратом для ввинчивания ее в плиту реактора, причем диаметр шпилек соответствует диаметру отверстий в верхней части плиты защитной, а диаметр буртика соответствует диаметру отверстий в нижней части плиты защитной, при этом цилиндрические участки выполнены разных размеров.

В плите защитной, согласно изобретению, корпус самостопорящихся пробок выполнен в виде втулки с буртиком и сквозным отверстием, причем в верхней части корпуса выполнено отверстие с канавкой и фаской, а в нижней части корпуса выполнен горизонтальный сквозной паз симметрично оси корпуса и сквозное отверстие.

В плите защитной, согласно изобретению, в штоке, установленном в корпус самостопорящихся пробок, в верхней его части выполнен буртик, а в нижней его части выполнены с двух сторон симметрично оси лыски и фигурный сквозной паз.

В плите защитной, согласно изобретению, фигурный сквозной паз штока самостопорящихся пробок выполнен с двумя прямыми участками вдоль оси симметрии штока, смещенными друг относительно друга на равном расстоянии от оси его симметрии, и одним наклонным участком, соединенным с вышеупомянутыми участками.

В плите защитной, согласно изобретению, ползун самостопорящихся пробок выполнен в виде пластины круглой формы со снятыми по бокам лысками, симметричными относительно оси круга, а по центру ползуна симметрично оси и параллельно снятым лыскам выполнен паз.

Технический результат заключается в том, что в отверстия плиты защитной установленные пробки выполнены самостопорящимися за счет выдвижения ползуна за пределы наружного диаметра корпуса пробки при взаимодействии штифта, установленного неподвижно в ползуне, и фигурного паза в штоке при его вертикальном перемещении под воздействием пружины, удерживают СТВС в крайнем нижнем положении даже в случае непредвиденных внешних воздействий (переворачивании судна на 180° и т.п.), что обеспечивает ядерную и радиационную безопасность, а также служит биологической защитой и площадкой для размещения дополнительного оборудования, например приборов для физических измерений, и оператора на время загрузки.

Заявляемое изобретение поясняется чертежами фиг.1-5:

фиг.1 - плита защитная (в плане);

фиг.2 - крепление к корпусу реактора и самостопорящаяся пробка (в рабочем положении) - разрез по А-А (фиг.1);

фиг.3 - пробка самостопорящаяся (в рабочем положении) - разрез по Б-Б (фиг.2);

фиг.4 - крепление к корпусу реактора и самостопорящаяся пробка (в исходном положении) - разрез по А-А (фиг.1);

фиг.5 - пробка самостопорящаяся (в исходном положении) - разрез по Б-Б (фиг.4).

Плита 1 защитная (фиг.1) состоит из плиты 2, шпилек 3 с гайками 4 и самостопорящихся пробок 5. В плите 1 защитной (фиг.2) выполнены сквозные отверстия 6 (например, четыре), координаты которых соответствуют координатам резьбовых отверстий 7 в плите 8 реактора, для закрепления плиты 1 защитной с помощью шпилек 3, выполненных с буртиком 9 и гайками 4, к плите 8 реактора и сквозные (загрузочные) отверстия 10, координаты которых также соответствуют координатам отверстий в плите 8 реактора, для установки самостопорящихся пробок 5. На плите 1 защитной и корпусе 11 реактора выполнены риски М (фиг.1), при совмещении которых обеспечивается соосность отверстий 6 и 10 с отверстиями плиты 8 реактора. Шпильки 3 (фиг.2) на конце цилиндрического участка В выполнены с резьбой 12, соответствующей резьбе отверстий 7 в плите 8 реактора, и с буртиком 9, выполненным над резьбой 12 цилиндрического участка В, для предотвращения сдвига закрепляемой плиты 1 защитной. Шпильки 3 (фиг.2) в верхней части цилиндрического участка Г выполнены с резьбой 13, соответствующей резьбе в гайках 4, и с квадратом 14 для ввинчивания ее в плиту 8 реактора. Диаметр шпилек 3 соответствует диаметру отверстий 6 в верхней части плиты 1 защитной, а диаметр буртика 9 соответствует диаметру отверстий 6 в нижней части плиты 1 защитной. Разность цилиндрических участков В и Г в размерах вызвана технологическими особенностями изготовления.

Самостопорящиеся пробки 5 (фиг.2) выполнены из корпуса 15, в котором установлен шток 16, соединенный с ползуном 17 штифтом 18, взаимодействующий с пружиной 19.

Корпус 15 (фиг.2) выполнен в виде втулки с буртиком 20 и сквозным отверстием 21 для размещения штока 16. В верхней части корпуса 15 выполнено отверстие 22 на глубину Д от верхнего торца корпуса для размещения пружины 19 и буртика 23 штока 16, а в отверстии 22 выполнена канавка 24 на расстоянии Е от торца корпуса 15 шириной Ж и фаска 25 для размещения захватного устройства.

В нижней части корпуса 15 (фиг.2,3) выполнен горизонтальный сквозной паз высотой К и шириной Л симметрично оси корпуса 15, а также сквозное отверстие 26 для соединения ползуна 17 со штоком 16 штифтом 18.

Шток 16 (фиг.2) установлен в отверстие 21 корпуса 15 и выполнен с буртиком 23 в верхней части для взаимодействия с пружиной 19. В нижней части штока 16 на длине Н с двух сторон симметрично оси сняты в размер Р лыски и выполнен фигурный сквозной паз с двумя прямыми участками 27, 28 вдоль оси и одним наклонным участком 29, соединенным с участками 27, 28. Причем прямые участки смещены друг относительно друга на равном расстоянии П от оси симметрии штока 16 и длиной достаточной для фиксации положения ползуна 17 в застопоренном состоянии и для фиксации ползуна 17 при извлечении или установке самостопорящихся пробок 5 захватным устройством. Наклонный участок 29 при движении штока 16 обеспечивает необходимое перемещение ползуна 17 при воздействии на штифт 18.

Ползун 17 (фиг.2, 3) выполнен в виде пластины круглой формы несколько меньшего диаметра, чем диаметр отверстия 10, толщиной, равной высоте К паза корпуса 15 со снятыми по бокам лысками, симметричными относительно оси пластины, и равного ширине Л паза корпуса 15 самостопорящихся пробок 5.

По центру ползуна 17 (фиг.3) симметрично оси и параллельно снятым лыскам в размер Л выполнен паз шириной Р, равной ширине штока 16 по снятым лыскам.

Плита 1 защитная работает следующим образом.

В рабочем положении (фиг.1-3). Плита 1 защитная установлена в корпусе 11 реактора и закреплена к плите 8 реактора шпильками 3, выполненными с буртиком 9, с помощью квадрата 14 резьбой 12 и гайками 4 с резьбой 13.

Самостопорящиеся пробки 5 установлены в отверстия 10 плиты 1 защитной до упора буртиком 20, шток 16 под действием пружины 19 находится в крайнем верхнем положении, штифт 18 находится в пазу 28 и удерживает шток 16 от перемещения вверх, ползун 17 выдвинут за пределы наружного диаметра корпуса 15 и удерживается от перемещения штифтом 18 и пазом 28. Самостопорящиеся пробки 5 в случае переворачивания объекта на 180° поверхностью 30 ползуна 17 зависают на нижней поверхности плиты 1 защитной и удерживают СТВС 32 от выпадания из плиты 8 реактора.

При извлечении или установке самостопорящихся пробок 5 из плиты 1 защитной (в плиту защитную) захватным устройством 33 (фиг.4) происходит следующее: захватным устройством 33 шток 16 опускается вниз до упора поверхностями 31 в поверхность 30 ползуна 17, пружина 19 сжимается, шток 16 при взаимодействии пазов 28, 29, 27 со штифтом 18 перемещает ползун 17 и устанавливает его внутрь габарита корпуса 15 самостопорящихся пробок 5.

1. Плита защитная, установленная в горловину корпуса реактора и содержащая загрузочные отверстия, в которые установлены пробки, отличающаяся тем, что плита защитная закреплена шпильками, выполненными с буртиком, и гайками к плите реактора, а пробки самостопорящиеся выполнены в виде корпуса, в котором установлен шток, соединенный с ползуном штифтом, взаимодействующий с пружиной.

2. Плита защитная по п.1, отличающаяся тем, что в плите защитной выполнены отверстия с координатами, соответствующими координатам резьбовых отверстий и загрузочных отверстий под свежие тепловыделяющие сборки в плите реактора.

3. Плита защитная по п.1, отличающаяся тем, что шпильки на конце одного цилиндрического участка выполнены с резьбой, соответствующей резьбе резьбовых отверстий в плите реактора, и с буртиком, выполненным над резьбой вышеуказанного участка, для предотвращения сдвига закрепляемой плиты защитной, а в верхней части другого цилиндрического участка выполнены с резьбой, соответствующей резьбе в гайках, и с квадратом для ввинчивания их в плиту реактора, причем диаметр шпилек соответствует диаметру отверстий в верхней части плиты защитной, координаты которых соответствуют координатам резьбовых отверстий в плите реактора, а диаметр буртика соответствует диаметру этих отверстий в нижней части плиты защитной, при этом цилиндрические участки выполнены разных размеров.

4. Плита защитная по п.1, отличающаяся тем, что корпус самостопорящихся пробок выполнен в виде втулки с буртиком и отверстием для размещения штока, причем в верхней части корпуса выполнено отверстие с канавкой и фаской, а в нижней части корпуса выполнен горизонтальный сквозной паз симметрично оси корпуса и отверстие для соединения ползуна со штоком с помощью штифта.

5. Плита защитная по п.1, отличающаяся тем, что в штоке, установленном в корпус самостопорящихся пробок, в верхней его части выполнен буртик, а в нижней его части выполнены с двух сторон симметрично оси лыски и фигурный сквозной паз.

6. Плита защитная по п.5, отличающаяся тем, что фигурный сквозной паз штока самостопорящихся пробок выполнен с двумя прямыми участками вдоль оси симметрии штока, смещенными относительно друг друга на равном расстоянии от оси его симметрии, и одним наклонным участком, соединенным с вышеупомянутыми участками.

7. Плита защитная по п.1, отличающаяся тем, что ползун самостопорящихся пробок выполнен в виде пластины круглой формы со снятыми по бокам лысками, симметричными относительно оси круга, а по центру ползуна симметрично оси и параллельно снятым лыскам выполнен паз.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ).

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам управления стержнями безопасности для обеспечения глубокой подкритичности ядерного реактора космической ядерной энергетической установки (КЯЭУ) на всех этапах жизненного цикла реактора, кроме периода штатного функционирования.

Изобретение относится к области защиты от ионизирующего излучения. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов, имеющих в своем составе выносные крупногабаритные конструкции, например радиолакационные антенны, и, в частности, к космическим ядерным энергетическим установкам (КЯЭУ), снабженным ядерным реактором с бериллиевым отражателем и теневой радиационной защитой из гидрида лития.

Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов, в частности к космическим ядерным энергетическим установкам (КЯЭУ), снабженным радиационной защитой для ослабления потока нейтронов.

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при создании систем охлаждения энергетических установок (ЭУ), преимущественно космических и ядерно-энергетических.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к конструкциям отражателей нейтронов из бериллия исследовательских энергетических реакторов. .
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к эксплуатации бериллиевых блоков отражателей и замедлителей нейтронов исследовательских и энергетических ядерных реакторов.

Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и может быть использовано при утилизации радиационных защит (РЗ), полученных путем заполнения тонкостенного корпуса расплавленным гидридом лития, а также при отработке технологии их изготовления.

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в первом контуре жидкометаллического теплоносителя свинец-висмут

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в конструкциях элементов из бериллия для отражения и замедления нейтронов в ядерных реакторах

Изобретение относится к опорно-защитным устройствам на судах с атомной паропроизводящей установкой (АППУ) во время перезарядки ядерного реактора

Изобретение относится к крепежной технике и предназначено для использования при проведении монтажных и демонтажных работ по закреплению плит биологической защиты от радиационного фона в отсеках трюмных помещений сложной конфигурации и находящихся в затесненных условиях корабельной ядерной энергетической установки (ЯЭУ)

Обшивка // 2384901
Изобретение относится к крепежной технике и предназначено для использования при проведении монтажных и демонтажных работ по закреплению плит биологической защиты от радиационного фона в отсеках трюмных помещений сложной конфигурации и находящихся в затесненных условиях корабельной ядерной энергетической установки (ЯЭУ)

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов с оборудованием из хромоникелевой нержавеющей стали

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к выводу из эксплуатации реакторов по варианту захоронения на месте, а более конкретно к технологии заполнения труднодоступных реакторных пространств сухим сыпучим барьерным материалом. Способ включает подачу барьерного материала в заполняемый объем через направляющую трубу под собственным весом. Перемещение барьерного материала в горизонтальном направлении осуществляют струей сжатого воздуха. Параллельно направляющей трубе проложен воздуховод с форсунками, расположенными ниже торца направляющей трубы. Форсунки формируют горизонтальные потоки сжатого воздуха, которые увлекают частицы барьерного материала и перемещают их от подающей трубы к периферии заполняемого пространства. Предложенный способ позволяет равномерно распределять сыпучий материал в недоступных полостях металлоконструкций реактора и тем самым создавать бесполостной барьер, обеспечивающий сорбцию радионуклидов при выводе из эксплуатации реакторов по варианту захоронения на месте. Технический результат - создание бесполостного барьера без использования шнековых устройств. 1 ил.
Наверх