Опорная конструкция фланца корпуса ядерного реактора

 

Союз Советских

Социалистических

Реслублик

ОП ИСАНИЕ

ИЗОБРЕТЕНИЯ

К ПАТЕНТУ (1>704480 (61) Дополнительный к патенту— (22) Заявлено 23.04.76 (21) 2352450/18-25 (23) Приоритет — (32) 25.04.75 (51) М. Кл

G 21 С 13/06

Гасударстеанный каметет ссср аа делам нзааретеннй н аткрытнй (33) США (31) 571836 (53) УДК 621.039..5 (088.8) Опубликовано 15.12.79. Бюллетень ¹ 46

Дата опубликования описания 25.12.79

Иностранец

Джордж Регис Сепелак (CIlIA) (72) Автор изобретения

Иностранная фирма

"Вестингхауз Электрик Корпорейшн"

США (71) Заявитель (54) ОПОРНАЯ КОНСТРУКЦИЯ ФЛАНЦА КОРПУСА

ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерным реакторам и в частности к опорной конструкции для установки корпуса ядерного реактора.

Известна конструкция опорного устройства крышки ядерного реактора, содержащего фланец, систему вращающихся пробок, опорный шаровой погон (1)..

Недостатком такого устройства является сложность конструкции и обеспечения тщательной герметизации соединения.

Известна также опорная конструкция фланца корпуса ядерного реактора, снабженного системой вращающихся пробок, кольцом, опирающимся на боковые стенки шахты, в которой размещен корпус реактора (2) .

Недостатком этого устройства является сложность конструкции и, как следствие этого, снижение надежности работы из-за необходимости установки крышки, служащей опорой для самой большой вращающейся пробки, и необходимости уплотнения этого соеди не ни я.

Целью изобретения является упрощение конструкции и повышение надежности работы устройства.

Цель достигается тем, что в предлагаемой конструкции вращающаяся пробка, имеющая наибольший диаметр в системе пробок, расположена на фланце корпуса реактора, а на ее верхнем торце по периферии пробки расположен кольцевой опорный выступ, контактирующий с соответствующим выступом на верхнем торце фланца корпуса, причем во вланце корпуса выполнена кольцевая уплотнительная канавка, заполненная герметизирующим веществом, например натрием, и совместно с кольцевым выступом вращающейся пробки наибольшего диаметра образующая уплотнение.

На фиг. 1 показана вертикальная проекция корпуса ядерного реактора, разрез; на фиг. 2 — конструкция, включающая фланец корпуса, уплотнение и опору.

Корпус 1 ядерного реактора содержит активную зону 2, в которой расположено большое число топливных элементов из расщепляющегося или делящегося вещества.

За одно целое с корпусом выполнены соответственно входное 3 и выходное 4 отверстия, которые проходят через стенку корпуса и служат для подвода и отвода охлаждаю704480 ш«Й с рсды Г)(>актОры. (cc ()еактОр3 Гс .)м(тизировын в своей верхней части с пом ) цью крышки. Б р,-ыкторс ны быстрых нсйTP0HklX С ЖИДКО(!ЕТЫ. !ЛИЧС .СКИ!

Га внутри отверстия 8, выполненного В большой пробке 7. Круглая наиболыпая пробка.

5 установлена эксцентрично относительно

16

II»0ve?KvT0чпой пробки 6 и большой пробки 7 и расположена внутри отверстия 9 kl промежуточной пробке 6. Промежуточная

Iip06кы 6 поддержи Выс i c возможностью

Bp31II(l

:>:!орш>го выступа 10. 11ромежуточная пробKd 6 аналогично поддерживается болыпой

l!(0áK0."I 7 L п<омошью кольцевого опорного выступы l, Вольная пробка 7 поддерживаегся с. Fio)101öû<0 ф.(ан!Па l?. который имеется

26 н» КOi ïó««, реактор(1, и кольцевогo о:!ори го в ы с -x I! 3 13.

Пробки 5, 6 I". «л) жыт опорой для больlil0l числd lip(! >»>. Eяп:. Пх внутрь корпуса реактора !!ередыто-!:.Ihlx .стройств 14, и нс про>и>дяп(их вн) i !)ь р;-;ктор; устройства 15, пpl - 25 (одоы 16 (.1}I р» !.улиоую(цеп> (г! »>ржн51 и смог— р< Вых и. 110ми;!ыторов 7. Корпус 1 ядерНОГО i! « 1!»ГОР В ОКРУ ?K 3 Ю. 1, У <0 СГ 0

j>ЫДИ (ii > Х1

1 i«фи! . 2 fl ) KciBEl ll .j), 13 пс ц 1 2 кОрп < 3 рсакгоры. 11::ых ы 18 и 1«c, о!(орнь;:и Вьгс<уп ! 9, КОтоpi>(и OKp > ж?!с г

1>< рхпи и топ«И и,)00ки, Вса1 ик I,:11>k!0É IасГверхносги 2! 0(гор-! !ОГО ВЫСТУП I . .! ()ИСПО, !OЖС(Ю 0110PHO(KO, !Ь-!

В) ., Котс>ро«кр !iят 601тыми 23, которые.

В свою Oчере !h, проходят ;Срез отверс-<п-, I>!110.1ll(!Ilн0(B кОльцс 22> и фл((нцс 12. Опо!)H<)с ко;Iь по и, (l f0 :01;EI>IO 00, (ьп!01" ) !He;!3 б- .лто В 2-1 к!)с и(:. Г<.5<:. Опорному Вы«1,:пу 19. .Чиж!!о и«ПО?п,"OF:а Г! термостойкую проклади, (IIc поки";-:пы j, которыя устанавливается мс ж!f, 0(и)р" .>I >I НО„(ь,<))f 22 и Опорным Вы< vi<0 vI 9 (!ë !>I, (т()бь! !f 30.IH pOBBTI> I OpH÷(!ñ > па 9. Уплотнсни« 0

, ГО!«ННО и к ели)рпому Высту>г> 19>l к снюрпому коль>,у

1! СЛУЖИТ Д<ЛЯ ТО!-О, Ч ГООЫ ИСКЛК)ЧИТЬ ВОЗ$6 можпость утечки текучей среды из реактора.

13к0Й способ .Ik!0!1!101!) болт-IjioBBIIHFI Kop пуса рсыкгоры и с>пop!!:>I> конструкции обе—

IK и!Наст больш.ii возможности при нагрузK(зы счет пластической деформации болтс>в с т» м, ч гобы огp31IH èò: степень нагрузки, 55 к<)п ярую и«пытыьас; <и!орная конструкция.

Воль:пая пробK?Кс и соответственно вертикальной части фланца 12. Кольцевое пространство 26 образовано вертикальным у !астком фланца 12 и кольцевым выступом большой пробки 7. Это кольцевое пространство может служить в качестве возможного выхода для текучей среды из внутренней полости корпуса 1 реактора в окружающую среду. Внутри кольцевого пространства 26 помещается уплотнение 27. Уплотнение 27 представляет собою достаточно глубокую кольцевую канавку, заполненную жидкостью, в качестве которой используется жидкий натрий. Кольцевое пространство 26, а также кольцевое пространство 28 между двумя деталями кольцевого опорного выступа

13 герметизированы. Таким образом, исклю чается возможность утечки текущей среды из внутренней полости корпусы 1 реактора.

Кроме того, что уплотнение 27 исключает

ВОЗМОЖНОСТЬ УТЕЧКИ ТСКУIЦСИ СРЕДЫ ЧЕРСЗ кольцевой опорный выст(п 13, оно еще и исключает возможность утечки текучей средь; через соединение между стационарным наружным кольцом 22 и фланцем 12. 11ри установке данного уп IOTH«HHH 27 Оно одноВременно герметизирует обы возможных IIVти угечки текучей среды из полости корпусd ! реактора. Если есть опысения, arid: оток

pi3кции i

K0p!!v «<(!ыет поток оадиации, K010phlH м(>жет 06р33г>ы Возмож:Iblx пути утечки текучей «р» (!!.

Фо,()лула изо бает(>ния

Опорная конструкция фланца корпуса ядерного реактора, снабж«!шого системой врышаюп(ихся Нр060К и KO, ьцом. опирающимся на боковые стенк! шахты, В которой размеш«н корпус реактора, oTличаю ((а«ся т«м, что, с целью упрощения Kuitc рукции и повышения падеж нос1и работь< устройства, вращающаяся пробка, имеющая наибольший диаметр в системс врашак>шихся пробок, расположена на флынц« корпуса реактора, а на ее верхнем торцс по п»риферии пробки расположен кольцевой опорный выступ, контактирующий с соответствующим выступом на верхнем торце флынца корпуcd, причем во фланцс корпуса Вьшолн 113 кольцевая канавка, заполн«нныя гермстизиру(О(цим материалом, например 1!атрисм, и

«оьместно с кольцевым высгупом вра(цыю704480 щейся пробки наибольшего диаметра образующая уплотнение, Источники информации, принятые во внимание при экспертизе

1. Лумер Л. Я, и др. Монтаж атомных реакторов. N., Атомиздат, 1970, с. 77, рис. 19.

2. Заявка ФРГ М 1639004, кл. 21 G 21(20, опублик. 1970.

704480 г7 фиг 2

Составитель В. Бесков

Редактор И. Шубина Техред М. Левицкая 3(орректор И. Михеева

Заказ 7851 50 Тираж 516 Подписное

ЦН И И ПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий

113035, Моска а, )К вЂ” 35, Раушская наб., д. 4/5

Филиал ППП «Патент», г. Ужгород, ул. Проектная, 4

Опорная конструкция фланца корпуса ядерного реактора Опорная конструкция фланца корпуса ядерного реактора Опорная конструкция фланца корпуса ядерного реактора Опорная конструкция фланца корпуса ядерного реактора 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике, касается, в частности, запорных пробок каналов ядерных реакторов, и может быть использовано для подготовки к уплотнению и уплотнения технологических каналов ядерных канальных реакторов с помощью разгрузочно-загрузочной машины

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в качестве уплотнения вертикальных каналов ядерных реакторов, преимущественно с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в качестве уплотнения вертикальных каналов ядерных реакторов преимущественно с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к атомной энергетике и предназначено для ликвидации аварийной ситуации при перегрузке тепловыделяющих сборок канальных ядерных реакторов на ходу
Наверх