Патент ссср 319150

Авторы патента:

Иностранна фирма Коммиссариат Энержи Атомик

G21C7/10 - конструкция элементов управления

G21C19/10 - устройства для вынимания или перемещения, приспособленные для тепловыделяющих или управляющих элементов (манипулятора B25J)

3I9I50

Союз Соеетскиз

Социалистических

Республик

Зависимый от патента №

МПК G 21с 7/10

G 21с 19/10

Заявлено 11.Xll.1967 (№ 1202290/26-25)

Приоритет 14.XII.1966, ¹ 87491, Франция

Опубликовано 28.Х.1971. Бюллетень № 32

Комитет ло аелзм изобретений и открытий лои Совете ллинистроь

СССР

УДК 621.039.56(088.8) Дата опубликования описания 20.1.1972

Автор изобретения

Иностранец

Курт Пфлвград (Франция) Иностранная фирма

«Коммиссариат а л Знержи Атомик> (Франция) Заявитель

ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО СТЕРЖНЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано для регулирования ядерного реактора.

Регулирование мощности ядерного реактора обычно осуществляется перемещением в пределах активной зоны стержней, содержащих материалы с высоким эффективным сечением поглощения нейтронов, так называемых регулирующих стержней.

Возможно использование регулирующих стержней в качестве элементов аварийной защиты реактора. В этом случае механизм перемещения должен обеспечивать как медленное перемвщение стержня в пределах активной зоны, так и его быстрое падение в реактор в случае аварийной ситуации.

Медленное перемещение стержня обеспечивается использованием систем винт вЂ” гайка, шестерня вЂ” зубчатая,рейка, гидравлических приводов, либо электроматнитных систем. Быстрое падение стержня в активную зону обычно достигается выключением электрической цепи электромагнита и сообщением стержню начального ускорения (например, с помощью пружин) .

Конструкция приводов регулирующего и аварийного стержней существенным образом влияет на проведение столь важных операций, как перегрузка рабочих пакетов ядерного реактора. Необходимым условием использования различных механизмов перегрузки является свободное пространство между

5 крышкой реактора и верхними концами рабочих пакетов.

Цель изобретения вЂ” обеспечение сброса стержня в случае аварийной ситуации, медленного его перемещения в случае нормаль10 ной работы реактора и со здание необходимого пространства для проведения перегрузки реактора.

Конструкция устройства изображена на чертеже, где на фиг. 1 показана верхняя его

15 часть, а на фиг. 2 вЂ” нижняя часть.

Стержень привода 1 расположен внутри неподвижной трубы-кожуха 2, вмонтированной внутри пробки т реактора. Стержень 1 соединен с двигателем 4, обеспеч ающим

20 вертикальное движение стержня внут трубы 2. К нижнему концу стержня 1,при реплен электромагнит 5. Электромагнит 5 в нор; мальном рабочем состоянии ядерного реактора удерживает промежуточную тягу б, кото25 рая может перемещаться внутри направляющей трубы 7. Стержень промежуточной тяги

8 снабжен на нижнем конце захватом 9, удерживающим регулирующий стержень 10. Дли3 на стержня 1 и промежуточной тяти б подобраны таким образом, что при конечном нижнем положении регулирующего стержня 10 (положение, представленное на фиг. 2), электромагнит 5 находится на уровне нижнего края пробки 8. Промежуточная тяга б состоит из трубы, внешний диаметр которой позволяет ей перемещаться внутри трубы-кожуха 2, а внутренний диаметр (по крайней мере в нижней ее части) допускает введение захвата 9. Пружина 11, заключенная между опорной поверхностью 12 и упором 18 стержня 8, давит на него вниз. Длина хода стержня 8 ограничена снизу опорной поверхностью 14.

Направляющая труба 7 прикреплена к горизонтальному рычагу 15, который в свою очередь жестко связан с трубкой lб,,размещенной в пробке 8, и которая может приводиться во вращение вокруг вертикальной оси двигателем 17. Упор 18 обеспечивает правильную установку рььчага 15. Игольчатый фиксатор 19, управляемый двигателем 17 с помощью стержня 20, помещенного внутри трубы lб, осуществляет блокировку промежуточной тяги б на направляющей трубе 7,при нижнем положении регулирующего стержня

l0, когда электромагнит 5 не возбужден.

Герметизация бака реактора обеспечивается сильфоном 21, герметически закрепленным вокруг стержня 1 на упоре 22, а с другого конца на опорной поверхности 23 трубы-кожуха 2.

Пружина 24, упирающаяся в упор 22, служит для сообщения промежуточной тяге б с помощью подвижной части 25 начального ускорения, необходимого для быстрого падения регулирующего стержня 10 в активную зону реактора. Длина хода подвижной части 25 ограничена снизу упором 2б на стержне 1.

При нормальной работе реактора электромагнит 5 жестко связывает стержень 1 с промежуточной тягой б и стержнем 8. Когда стержень 8 вслед за стержнем 1 с помощью электромагнита 5 движется вверх, зажим 9

319150 втягивается в трубу и закрывается. Для раскрывания зажима 9 выключается ток питания электромагнита 5 (после блокировки промежуточной тяги б в трубе 7 с помощью игольчатого фиксатора 19). Тогда пружина 11 толкает стержень 8, и пальцы зажима 9, выходя из трубы, раздвигаются.

Перед перегрузкой реактора производят блокировку промежуточной тяги б, выключа10 ют электромагнит и поворачивают рычаг 15 на 180, что обеспечивает необходимое свободное пространство между крышкой и активной зоной реактора.

Патентуемая конструкция предусматривает возможность модификации отдельных ее частей. Например, начальное ускорение стержню 8 может сообщаться пневматической системой, соединение нижней и верхней перемещающихся частей может обеспечиваться с

20 помощью, различных механических приспособлений.

Предмет изобретения

1. Привод регулирующего стержня ядерного реактора, содержащий герметичный кожух, силовую часть, например, электродвигатель, механизм зацепления привода со стержЗ0 нем, разъединяющуюся с верхней частью привода промежуточную тягу, отличающийся тем, что, с целью повышения надежности операции перегрузки рабочих пакетов, разъемное соединение, например, электромагнит, 35 расположено на уровне нижнего края, пробки реактора при конечном нижнем положении регулирующего стержня, промежуточная тяга привода заключена в направляющую трубку, верхняя часть которой жестко соеди40 иена с рычагом, а рычаг выполнен поворачивающимся эксцентрично относительно вертикальной оси привода.

2. Привод по и. 1, отличающийся тем, что на одной оси с подвижным рычатом выпол45 нен игольчатый фиксатор.

319I 50.=1 1

1,2

1 1 ! !

6 2Î

ЩиаЛ

Составитель В. Муратов

Техред Л. Куклина

Корректоры: О. Волкова и Л. Орлова

Редактор И. Орлова

Заказ 3845/11 Изд, № 1510 Тираж 473 Подписное

ЦНИИПИ Комитета по делам изобретений и открытий при Совете Министров СССР

Москва, 5К-35, Раушская наб., д. 4/5

Типография, пр. Сапунова, 2

Похожие патенты:

Манипулирующее приспособление // 260027

Машина для перемещения каналов ядерного реактора под слоем воды // 253250

Сцепка для пеналов с радиоактивными объектами // 2120674

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

Транспортно-перезарядный контейнер для перегрузки активной зоны ядерного реактора // 2157008

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

Съемник пробки // 2166808

Устройство для перегрузки топлива реакторов атомной станции // 2180764

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

Узел уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины канального ядерного реактора // 2183036

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

Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем и устройство для его осуществления // 2186429

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)

Способ перегрузки быстрого ядерного реактора и система перегрузки // 2224307

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

Привод захватов машины перегрузочной // 2227335

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

Разгрузочно-загрузочная машина ядерного канального реактора // 2227940

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

Машина для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора // 2236052

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

Регулирующий стержень ядерного реактора // 2101787

Изобретение относится к ядерной техники, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водоводяных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности, при переходе с одного уровня мощности на другой и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора // 2101788

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих (управляющих) стержней, или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности и особенно в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Привод поворотных органов регулирования ядерного реактора космической энергетической установки // 2107341

Изобретение относится к области ядерной энергетики и конкретно касается конструкции привода, управляющего поворотными органами регулирования ядерного реактора

Поглотитель нейтронов ядерного реактора // 2107957

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции поглотителей нейтронов для ядерных реакторов типа РБМК и может быть использовано для производства -источников

Управляющая колонка из тепловыделяющего элемента и поглощающего элемента для ядерного реактора // 2117342

Изобретение относится к управляющей колонке из тепловыделяющего элемента и поглощающего элемента в соответствии с ограничительной частью 1 формулы изобретения, а также к тепловыделяющему элементу и поглощающему элементу этой управляющей колонки [1]

Стержень управления типа водолазного колокола с отверстием для протока натрия // 2119198

Изобретение относится к стержню управления для использования в реакторе на быстрых нейтронах, который использует охладитель на жидком натрии

Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора // 2119199

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов

Прямодействующее устройство для управления реактивностью ядерного реактора // 2122244

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к устройствам для управления реактивностью ядерного реактора и может быть использовано в органах регулирования и в устройствах аварийной защиты ядерного реактора

Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах // 2122245

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к увеличению безопасности и эффективности эксплуатации атомных электростанций (АЭС), содержащих реактор-размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрием) - БН