Привод управления ядерным реактором



Привод управления ядерным реактором
Привод управления ядерным реактором
Привод управления ядерным реактором

 


Владельцы патента RU 2563890:

Нелин Евгений Николаевич (RU)
Нечаев Игорь Яковлевич (RU)
Левчук Сергей Владимирович (RU)
Кучин Петр Анатольевич (RU)
Никишин Игорь Всеволдович (RU)

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерного реактора. Привод управления содержит электродвигатель, разделительную электромагнитную муфту, датчики конечных положений, верхний подшипник, силовую гайку, винт, корпусную трубу, тягу. Корпус силовой гайки жестко соединен с тягой, выполненной в виде полого перемещаемого рабочего штока, в котором размещен винт с несамотормозящейся резьбой и нижний подшипник, снабженный центрирующей втулкой. Корпусная труба жестко закреплена на крышке реактора и внутри снабжена, как минимум, двумя направляющими выступами. Снаружи весь привод снабжен герметичным колпаком, при этом на верхнем фланце корпусной трубы установлены электродвигатель с редуктором и электромагнитным тормозом, разделительная электромагнитная муфта, верхний подшипник, а на корпусе силовой гайки выполнены пазы, взаимодействующие с выступами корпусной трубы, центрирующими силовую гайку и обеспечивающими полому перемещаемому рабочему штоку только возвратно-поступательное движение. Технический результат - улучшение вибрационных характеристик привода. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к атомной технике, а именно к конструктивным элементам реакторной установки и предназначено для перемещения органа регулирующего мощность ядерного реактора за счет изменения реактивности его активной зоны.

Известен шарико-винтовой привод соосного расположения, содержащий герметичный корпус, электродвигатель, соединительную муфту, верхний подшипник, датчик конечных положений, силовую шариковую гайку, винт с несамотормозящейся резьбой, корпусную трубу и тягу. «Приводы регулирующих органов судовых энергетических реакторов», Ленинград, «Судостроение» 1965 г., стр. 53, рис. 24-6.

Конструктивно рассмотренный шарико-винтовой привод соосного расположения для управления органом регулирующим мощность ядерного реактора наиболее близок к предлагаемой полезной модели и принят за прототип.

К недостаткам указанного шарико-винтового привода соосного расположения следует отнести то, что его датчики конечных положений предусматривают контроль только крайних положений органа регулирования, а его линейное перемещение не находится под постоянным контролем. Недостаточное раскрепление винта в нижней части привода приводит к возникновению вибрационных нагрузок и, как следствие, возможным заеданиям шарико-винтового привода при работе реакторной установки на определенных режимах. Это снижает эксплуатационную надежность работы привода, приводит к его преждевременному выходу из строя с последующей заменой во время проведения планово-предупредительных ремонтов и, соответственно, увеличивает время проведения ППР, а также дозозатраты обслуживающего персонала. Кроме того, к существенным недостаткам рассматриваемого шарико-винтового привода следует отнести отсутствие информации о конкретном положении органа регулирования в момент возникновения аварийной или нештатной ситуации.

Задачей предлагаемого изобретения является повышение эффективности и информативности работы привода управления ядерным реактором, его эксплуатационной надежности и увеличение ресурса предлагаемого привода управления ядерным реактором.

Техническим результатом изобретения является улучшение вибрационных характеристик привода управления ядерным реактором посредством размещения нижней части винта в полом перемещаемом штоке, что обеспечивает возможность центровки подшипника, установленного на нижнем торце винта шарико-винтового привода. Также за счет введения магнитных и немагнитных шунтов, взаимодействующих с блоком катушек, достигнута возможность задавать и постоянно контролировать положение регулирующего органа в режиме текущего времени и сохранять информацию о положении регулирующего органа в активной зоне ядерного реактора после обесточивания реакторной установки. Аналогичный контроль положения органа регулирующего мощность ядерного реактора можно осуществлять и с помощью магнитнострикционного датчика.

Технический результат достигается тем, что в приводе управления ядерным реактором, содержащем, электродвигатель, разделительную электромагнитную муфту, датчики конечных положений, верхний подшипник, силовую гайку, винт с несамотормозящейся резьбой, корпусную трубу, тягу, корпус силовой гайки жестко соединен с тягой, выполненной в виде полого перемещаемого рабочего штока, в котором размещен винт с несамотормозящейся резьбой и нижний подшипник, снабженный центрирующей втулкой, корпусная труба жестко закреплена на крышке реактора и внутри снабжена, как минимум, двумя направляющими выступами, а снаружи весь привод управления ядерным реактором снабжен герметичным колпаком, при этом на верхнем фланце корпусной трубы установлены электродвигатель с редуктором и электромагнитным тормозом, разделительная электромагнитная муфта, верхний подшипник, а на корпусе силовой гайки выполнены пазы, взаимодействующие с выступами корпусной трубы, центрирующими силовую гайку и обеспечивающими полому перемещаемому рабочему штоку только возвратно-поступательное движение, а сам привод снабжен датчиком положения полого перемещаемого рабочего штока, кроме того, нижняя часть корпусной трубы снабжена демпфирующим устройством, а нижний конец полого перемещаемого рабочего штока выполнен со специальным захватом.

Предлагается силовую гайку выполнить в виде силовой шариковой или роликовой гайки, а направляющие выступы корпусной трубы выполнить симметрично оси привода, при этом демпфирующее устройство выполнить пружинным или шариковым а датчик положения магнитноиндукционным или магнитострикционным.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где изображены:

На фиг. 1 - общий вид привода управления ядерным реактором с полым перемещаемым рабочим штоком, перемещенным в крайнее верхнее положение;

На фиг. 2 - общий вид привода управления ядерным реактором с полым перемещаемым рабочим штоком, перемещенным в крайнее нижнее положение;

На фиг. 3 - сечение А-А привода управления ядерным реактором в зоне верхнего фланца корпусной трубы;

сечение Б-Б в средней части привода управления ядерным реактором по корпусной трубе в зоне ее направляющих выступов;

сечение В-В в нижней части привода управления ядерным реактором по корпусной трубе и силовой гайке.

Привод управления ядерным реактором содержит электродвигатель с редуктором 1, разделительную электромагнитную муфту 2, датчики конечных положений 3. Верхний подшипник 4, силовая гайка 5, которая взаимодействует с винтом 6, снабженным несамотормозящейся резьбой 7 образуют механическую часть предлагаемого привода управления ядерным реактором, например шарико-винтовой привод. В корпусной трубе 8 размещена тяга 9, выполненная в виде полого перемещаемого рабочего штока 10. Корпус силовой шариковой гайки 5 жестко соединен с полым перемещаемым рабочим штоком 10. Винт 6 установлен в полом перемещаемом рабочем штоке 10 с возможностью вращения вокруг своей вертикальной оси. Нижний конец винта 6 снабжен нижним подшипником 11 и центрирующей втулкой 12. Корпусная труба 8 снабжена внутри двумя выступами 13, а с наружной стороны герметичным колпаком 14. На верхнем фланце 15 корпусной трубы 8 установлены электродвигатель с редуктором 1 и электромагнитным тормозом 16, разделительная электромагнитная муфта 2, верхний подшипник 4. На корпусе силовой шариковой гайки 5 выполнены пазы 17, взаимодействующие с направляющими выступами 13 корпусной трубы 8, центрирующие силовую шариковую гайку 5, связанный с ней полый перемещаемый рабочий шток 10 и обеспечивающие этим элементам привода управления ядерным реактором возвратно-поступательное движение вдоль его вертикальной оси. Датчик линейного положения 18 состоит из блока катушек 19 и набора взаимодействующих с катушками магнитных и немагнитных шунтов 20. Демпфирующее устройство 21 расположено в зоне нижнего фланца 22 корпусной трубы 8 и выполнено в виде пружинного блока 23. Направляющие выступы 13 корпусной трубы 8, фиксирующие направление полого перемещаемого рабочего штока 10, выполнены симметрично оси привода, а нижний конец полого перемещаемого рабочего штока 10 выполнен со специальным захватом 24. Также датчик положения полого перемещаемого рабочего штока может быть выполнен магнитострекционным 25 и закреплен на нижнем фланце 22.

Принцип работы привода управления ядерным ректором заключается в преобразовании вращательного движения ротора электродвигателя 1 в поступательное движение полого перемещаемого рабочего штока 10, сцепленного специальным захватом 24 с органом, регулирующим мощность ядерного реактора, например регулирующим стержнем.

Это достигается следующим образом. При подаче электрического тока на обмотки электродвигателя 1, его редуктор посредством электромагнитной разделительной муфты 2 сообщает вращательное движение винту 6,закрепленному в верхнем 4 и нижнем подшипнике 11. При этом силовая шариковая гайка 5, корпус которой жестко связан с тягой 9, выполненной в виде полого перемещаемого рабочего штока 10, совершает совместное перемещение по винту 6 в ту или другую сторону. Для исключения вибрационных нагрузок, возникающих на разных режимах работы установки, винт 6 снабжен в верхней части верхним подшипником 4 и нижним подшипником 11 с центрирующей втулкой 12. Весь механизм шарико-винтового привода (в который входят верхний подшипник 4, силовая шариковая гайка 5 с пазами 17, корпус которой жестко связан с полым перемещаемым рабочим штоком 10, винт 6 с несамотормозящейся резьбой 7, и нижний подшипник 11, снабженный центрирующей втулкой 12) размещен в корпусной трубе 8. Корпусная труба 8, снабженная выступами 13, устанавливается на крышке реакторной установки, а на ее верхнем фланце 15 размещают электродвигатель с редуктором 1 и электромагнитным тормозом 15, разделительную электромагнитную муфту 2, верхний подшипник 11, который фиксирует винт 6, герметичный колпак 14, изолирующий распространение радиоактивных газов и частиц из внутреннего объема реактора. Корпус шариковинтовой гайки 5 имеет пазы 17, взаимодействующие с выступами 13 корпусной трубы 8, которые фиксируют силовую шариковую гайку 5 в строго определенном положении, центрируют ее совместно с полым перемещаемым рабочим штоком 10 и сообщают последним возвратно поступательное движение по несамотормозящейся резьбе 7 при вращении винта 6. Таким образом происходит преобразование вращательного движения ротора электродвигателя 1 в возвратно поступательное движение силовой шариковой гайки 5, полого перемещаемого рабочего штока 10, захвата 24, перемещающих орган, регулирующий мощность ядерного реактора, вдоль оси активной зоны реактора. Кроме того, орган, регулирующий мощность ядерного реактора может быть зафиксирован электромагнитным тормозом 16,входящим в состав привода управления ядерным ректором, в любом заданным оператором положении. Для обеспечения целостности органа, регулирующего реактивность активной зоны ядерного реактора (на чертеже не показан), и сохранения его работоспособности при резком перемещении в активной зоне (фактически падением) привод управления ядерным ректором снабжен демпфирующим устройством 21, выполненным в виде пружинного или шарикового блока 23, установленного в зоне нижнего фланца 22 корпусной трубы 8.

Для контроля положения и перемещения органа регулирующего реактивность активной зоны ядерного реактора привод управления ядерным реактором дополнительно снабжен датчиком линейного положения 18, который контролирует положение полого перемещаемого рабочего штока 10. Датчик линейного положения 18 состоит из блока катушек 19 и набора взаимодействующих с катушками магнитных и немагнитных шунтов 20, размещенных на наружной поверхности полого перемещаемого рабочего штока 10. Таким образом, оператор контролирует нужное положение органа регулирующего мощность ядерного реактора в режиме текущего времени, а удержание регулирующего органа в заданном положении обеспечивается электромагнитным тормозом 16, входящим в состав привода управления ядерным реактором. Контроль крайнего верхнего и нижнего положения обеспечивается датчиком конечных положений 3, расположенным внутри корпусной трубы 8. Кроме того, контроль перемещения органа регулирующего реактивность активной зоны реактора может осуществляться и магнитострекционным датчиком 25.

При эксплуатации предлагаемого привода управления ядерным реактором обеспечиваются следующие требования ядерной безопасности:

- в конструкции механической части привода управления ядерным реактором применена шарико-винтовая или ролико-винтовая пара, которые длительное время применяются в приводах АЭС, обладают высокой надежностью и обеспечивают заданную скорость перемещения регулирующего органа;

- привод управления ядерным реактором обеспечивает постоянную информацию о положении органа, регулирующего мощность активной зоны ядерного реактора. Это позволяет контролировать заданное положение регулирующего органа в активной зоне реакторной установки. Контроль положения достигается путем постоянного взаимодействия магнитных шунтов 20 с блоком катушек 19, вывода этих данных на пульт оператора и сохранения этих данных в случае обесточивания РУ. Либо для этих целей может быть использован магнитнострикционный датчик;

- работа привода управления ядерным реактором в аварийной ситуации не зависит от каких-либо внешних источников питания. Конструкция привода управления ядерным реактором в таких случаях обеспечивает плавное перемещение регулирующего органа в активную зону реактора, что увеличивает отрицательную реактивность активной зоны и прекращает цепную ядерную реакцию.

В случае возникновения перегрузок, вызванных сейсмическими воздействиями - привод управления ядерным реактором обеспечивает удержание регулирующего органа в заданном положении с помощью электромагнитного тормоза 16.

При обесточивании перемещение регулирующего органа в активную зону обеспечивается срабатыванием электромагнитной муфты 2, которая выводит из зацепления ротор электродвигателя 1 с винтом 6. При этом силовая шариковая гайка 5 и все связанные с ней элементы привода управления ядерным реактором, в том числе и регулирующий орган, получают импульс к самоходному перемещению вниз по не самотормозящейся резьбе 7 винта 6 под действием собственной силы тяжести. Выталкивающая сила среды, в которую погружается орган управления, например регулирующий стержень, меньше его массы и массы связанных с ним элементов, это позволяет обеспечить плавное погружение органа управления в активную зону из любой точки, в которой он находился до возникновения аварийной ситуации. Гашение развиваемой динамической нагрузки в конце сброса осуществляется демпфирующим устройством 21, которое в данном случае выполнено в виде блока пружин 23. Надежность рассматриваемого привода управления ядерным реактором обеспечивается шагом, углом наклона и формой винтовой нарезки 7 на винте 6, а также способом нагрузки между витками и стабилизацией положения гайки 5, что обеспечивает минимальный радиальный люфт и исключает перекосы оси гайки относительно винта 6.

По сравнению с базовым объектом, в качестве которого выбран прототип, предлагаемый привод управления ядерным реактором имеет более широкие технологические возможности, а именно способен выполнять функции, более точного регулирования реактивности активной зоны ядерного реактора за счет информации о конкретном расположении органа регулирования в любой временной отрезок.

При обесточивании реакторной установки привод управления ядерным реактором обеспечивает перемещение органа регулирования реактивности в активную зону реактора и, совместно со стержнями аварийной защиты, способствует прекращению цепной ядерной реакции.

Кроме того, улучшение вибрационных характеристик привода управления ядерным реактором позволяет повысить его рабочий ресурс и эксплуатационную надежность.

1. Привод управления ядерным реактором, содержащий электродвигатель, разделительную электромагнитную муфту, датчики конечных положений, верхний подшипник, силовую гайку, винт с несамотормозящейся резьбой, корпусную трубу, тягу, отличающийся тем, что корпус силовой гайки жестко соединен с тягой, выполненной в виде полого перемещаемого рабочего штока, в котором размещен винт с несамотормозящейся резьбой и нижний подшипник, снабженный центрирующей втулкой, корпусная труба жестко закреплена на крышке реактора и внутри снабжена как минимум двумя направляющими выступами, а снаружи весь привод снабжен герметичным колпаком, при этом на верхнем фланце корпусной трубы установлены электродвигатель с редуктором и электромагнитным тормозом, разделительная электромагнитная муфта, верхний подшипник, а на корпусе силовой гайки выполнены пазы, взаимодействующие с выступами корпусной трубы, центрирующими силовую гайку и обеспечивающими полому перемещаемому рабочему штоку только возвратно-поступательное движение, а сам привод дополнительно снабжен датчиком положения полого перемещаемого рабочего штока, кроме того, нижняя часть корпусной трубы дополнительно снабжена демпфирующим устройством, а нижний конец полого перемещаемого рабочего штока выполнен с захватом.

2. Привод по п. 1, отличающийся тем, что силовая гайка может быть выполнена в виде силовой шариковой гайки.

3. Привод по п. 1, отличающийся тем, что силовая гайка может быть выполнена в виде силовой роликовой гайки.

4. Привод по п. 1, отличающийся тем, что демпфирующее устройство выполнено пружинным или шариковым и установлено в зоне нижнего фланца корпусной трубы.

5. Привод по п. 1, отличающийся тем, что направляющие выступы корпусной трубы выполнены симметрично оси привода.

6. Привод по п. 1, отличающийся тем, что датчик положения полого перемещаемого рабочего штока выполнен магнитнострикционным.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам содействия в работе ядерного реактора. Создают запрос с использованием интерфейса (31) человек-машина, взаимодействующего со компьютером (32) содействия работе, который использует программу (32а) трехмерных нейтронных вычислений, решающую уравнение диффузии и именуемую программой содействия работе.

Изобретение относится к способам управления ядерным реактором деления. Способ предусматривает использование вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления.

Предлагаемое изобретение относится к оборудованию системы защиты и диагностики ядерного реактора на быстрых нейтронах на АЭС. Устройство защиты ядерного реактора АЭС, имеющей все необходимые известные измерители режимов работы АЭС и системы управления защит АЭС, содержит, по крайней мере, два стержня аварийной защиты для гашения цепной реакции при авариях, по крайней мере, два механически соединенных с поворотной пробкой крыши корпуса реактора механизма горизонтального и вертикального перемещения, два направляющих элемента для беспрепятственного перемещения вниз стержней аварийной защиты, два магнитопровода и два якоря магнитопровода, две катушки магнитопровода, два коммутационных аппарата с системами управления, а также дополнительный источник питания, который соединен с системой управления второго коммутационного аппарата.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне, а именно к тепловыделяющим сборкам, выполненным с возможностью управляемого удаления летучего продукта ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе.

Изобретение относится к системам теплосъема ядерного реактора на бегущей волне. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления.

Изобретение относится к электротехнике и может быть использовано в качестве электропривода, в частности в системах автоматического управления положением и перемещением регулирующего органа (РО) ядерного реактора.

Изобретение относится к системам теплосъема ядерного реактора на бегущей волне. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно указанного модуля ядерного деления.

Группа изобретений относится к организации движения потока теплоносителя в ядерных реакторах. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления.

Изобретение относится к материалам, пригодным в качестве выгорающих поглотителей в ядерных реакторах, к элементам, содержащим эти материал, а также к способам их применения.

Изобретение относится к ядерной энергетике. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к системам управления и защиты (СУЗ) ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Привод поглощающего стержня аварийной защиты ядерного реактора включает электропривод, редуктор и механизм реечный. Электропривод содержит электродвигатель бесконтактный на постоянных магнитах, установленный в корпусе электропривода, с датчиком положения ротора двигателя, редуктор для изменения частоты вращения электропривода для получения требуемых скоростных и силовых характеристик привода По оси механизма реечного установлена рейка зубчатая для обеспечения возвратно-поступательного перемещения соединенного с ней поглощающего стержня СУЗ посредством шестерни реечной. На внутреннем валу механизма реечного установлена сцепная зубчатая электромагнитная муфта с бесконтактным токоподводом с обеспечением возможности жесткого и синхронного механического сцепления полумуфт, при этом привод содержит муфту обратного хода, кинематически связанную с шестерней реечной для исключения подскока рейки при сбросах, пружину сброса рейки и датчики положения рейки зубчатой. Технический результат - уменьшение времени ввода отрицательной реактивности в активную зону ядерного реактора при аварийных ситуациях, повышение надежности конструкции привода стержня аварийной защиты. 8 з.п. ф-лы, 4 ил.
Наверх