Верхний блок ядерного реактора преимущественно на быстрых нейтронах

 

ВЕРХНИЙ БЛОК ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ПРЕИМУЩЕСТВЕННО НА БЫСТРЫХ НЕЙТ-- РОНАХ, содержащий корпус с размещенными внутри продольно перемещаемьши направляющими трубами для регулирующих органов икрьлшку с приводами регулирующих органов, состоящими из корпуса привода, штанги и механизма перемещения с самотормозящимся устройством, отличаТющийся тем, что, с целью упрощения его конструкции, каждая из направляющих труб снабжена упором и фиксатором и установлена в нижней части корпуса привода регулирующего органа с возможностью осевого перемещения при перегрузке и фиксации при работе реактора, причем фиксатор выполнен в виде двуплечего рычага с роликами на концах, взаимодействующего с кольцевой канавкой, выполненной в нижней части корпуса привода, а штанга снабжена упором, взаимодействующим с упором в направляющей трубе.

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК

3(5Ы а 21 С 7 12

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Н АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР

ПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТКРЫТИЙ (21) 2107851/25 (22) 21.02.75 (46) 15.11,84. Бюл. Р 42

{72) И.И.Жучков, Б.И.Зайцев, Е.А ° Архипов, В.И.Серебряков и В.С.Качалин (53) 621.089,562 (088,8) (56) 1.Авторское свидетельство СССР

Р 319150, М.,кл.G 2t С 7/10, 14,12.66.

2. Сборник докладов "Состояние и перспективы работ по созданию АЭС с реакторами на быстрых нейтронах", т. 1, симпоэиум СЭВ, Обнинск, 1967, с, 128-130 (прототип). (54)(57) ВЕРХНИЙ БЛОК ЯДЕРНОГО PEAK ТОРА ПРЕИМУЩЕСТВЕННО HA БЫСТРЫХ HEATРОНАХ, содержащий корпус с размещенными внутри продольно перемещаемыми направляющими трубами .для регулирующих органов и. крышку с приводами ре..,SU„„534996 А гулирующих органов, состоящими иэ корпуса привода, штанги и механизма перемещения с самотормоэящимся устройством, отличающийся тем, что, с целью упрощения его кон струкции, каждая иэ направляющих труб снабжена упором и фиксатором и установлена в нижней части корпуса привода регулирующего органа с воэможностью осевого перемещения при перегрузке и фиксации при работе реактора, причем фиксатор выполнен в виде двуплечего рычага с роликами на концах, взаимодействующего с кольцевой канавкой, выполненной в нижней части корпуса привода, а штанга снабжена упором, взаимодействующим с упором в направляющей трубе.

534996

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в крупных промышленных ядерных реакторах для атомных электростанций, где перегрузка топлива производится без разуплотнения корпуса. реактора.

Известен ядерный реактор, в котором перегрузка топлива осуществляется без разуплотнения корпуса реактора (1) .

Этот реактор имеет приводы регулирующих органов, расположенные на крышке реактора, которые перемещают регулирующие органы в активной зоне при работе реактора.

Так как активная зона значительно удалена от корпуса привода, для направления движения регулирующих органов каждый привод регулирующего органа имеет направляющую трубу, прикрепленную к горизонтальному поворотному рычагу, который может поворачиваться на 180 . Внутри направляющей трубы расположена промежуточная тяга, управляющая захватом стержня и удерживаемая в рабочем положении с помощью электромагнита, Недостаток описанной конструкции заключается в том, что она не может обеспечить неразрывность канала и надежное перемещение регулирующего органа. Кроме того, для поворота каждой направляющей трубы необходимо дополнительное устройство для передачи движения от приводных двигателей.

Известен также верхний блок ядерного реактора преимущественно на быстрых нейтронах, содержащий корпус с раэмещенньпли внутри него продольно перемещаемыми направляющими трубами для регулирующих орга-. нов и крышку с расположенными на ней приводами регулирующих органов, состоящими иэ корпуса, штанги и механизма перемещения с самотормозящимся устройством (2) .

Недостатком этого блска является сложная конструкция.;

С целью упрощейия конструкции блока каждая из направляющих труб снабжена упором и Фиксатором и установлена в нижней части корпуса привода регулируюцего органа с возможностью осевого перемещения при перегрузке и фиксации при работе реактора. Фиксатор выполнен в виде двуплечего рычага с роликами на кон- цах„ взаимодействующего с кольцевой канавкой, выполненной в нижней части корпуса привода, а штанга снабжена упором, взаимодействующим с упором в направляющей трубе.

На Лиг.1 показан предложенный верхний блок ядерного реактора, общий вид; на фиг.2 — разрез А-А на фиг.1, на фиг,3 — разрез по одному из приводов регулирующих органов; на фиг.4 - вид по стрелке Б.

Верхний блок ядерного реактора имеет крышку, на которой расположены большая поворотная пробка 1 и малая поворотная пробка 2 с центральной колонной 3. В колонне смонтированы приводы 4 регулирующих органов, осуществляющие перемещение регулирующих органов 5 в активной зоне 6

1О реактора. Направление перемещения регулирующих органов обеспечивается направляющими. трубами 7, которые при работе реактора устанавливаются на верхние концы гильз 8 и составля15 ют с ними единый канал для перемещения Регулирующих органов 5. Гильзы закреплены в активной зоне реактора.

Штанга 9 привода 4 регулирующего органа на нижнем конце имеет захватное устройство 10 с помощью которого происходит сцепление привода с головкой регулируюцего органа 5, На штанге 9 выполнены канавка 11 и упор 12.

Каждая иэ направляющих труб 7 установлена в нижней части корпуса при вода 4 регулирующих органов и имеет встроенный упор 13 и двуплечие рычаги 14 с роликами 15 и 16 по концам.

Двуплечие рычаги 14 могут поворачиЗО ъаться на осях 17 в пазах 18 направляющих труб 7. B нижней части корпуса 19 привода 4 Регулирующего органа выполнена канавка 20 для роликов и соответствующие рычагам 14 пазы 21.

В механизме перемещения штанги 9 имеется самотормозящееся звено 22, выполненное, например, в виде червячной пары, установленной в кинема4Q тической цепи от электродвигате- . ля 23 до штанги 9, предназначенное для исключения самопроизвольного перемещения штанги под действием веса подвйжных частей.

45 Перемещение направляющей трубы 7 вниз ограничено упором 24,перемещающимся по пазу 21, перемещение вверх ограничено концевым индуктивным выключателем 25.

При Работе Реактора направляющие трубы 7 находятся в нижнем положении — они установлены на гильзы 8.

При этом упор 24 располагается в конце паза 21; Верхние ролики 15 рычагов 14 заходят в кольцевую канавку 20 нижней части корпуса 19 привода 4 регулирующего органа, а нижние ролики 16 рычагов катятся по перемещающейся штанге 9. Штанга может свободно перемещаться в пределах рабо60 чего хода регулирующего органа 5. при этом направляющая труба 7 зафиксирована на корпусе 19 роликами рычагов 14, находящимися в канавке 20

Для осуществления перегрузки топлива направляющие труби 7 поднимают

534996

cs. в верхнее положение. При этом штанга 9 расцепляется с регулирующим орт аном 5 и перемещается в верхI нее рабочее положение, в котором упор 12 на штанге 9 подходит к упору 13 на направляющей трубе 7, а канавка 11 устанавливается напротив нижнего ролика 16 рычага 14.

При дальнейшем подъеме штанги 9 через упоры 12 и 13 происходит подъем направляющей трубы 7, верхние ролики 15 рычага 14 выходят,иэ канавки 20 корпуса 19, а нижний ро лик 16 входит в канавку 11 штанги 9..

При достижении направляющей трубой 7 верхнего положения концевой индуктивный выключатель 25 отключает электродвигатель и останавливает штангу 9 с направляющей трубой 7.

Благодаря наличию самотормозящегося звена 22 направляющая труба 7 висит на штанге 9 при перегрузке топлива из активной зоны реактора.

После окончания перегрузки штангу 9 опускают. Направляющая труба 7 под действием собственного веса перемещается вместе со штангой до тех пор, пока упор 24 не дойдет до конца паза 21. Если же свободному перемещению трубы препятствуют эаедания, то штанга 9 перемещает..направ" ляющую трубу 7 принудительно, увлекая ее посредством канавки 11 и

10 двуплечих рычагов 14, которые не могут выйти иэ зацепления со штангой 9, пока верхние ролики 15 не встанут против канавки 20 на нижней части корпуса 19, Когда направляющая

15 труба 7 возвратится в нижнее положе" ние и установится на гильзу 8; упор 24 дойдет,.до конца паза 21, верхние ролики 15 зайдут в канавку 20 корпуса 19, а нижний ролик 16 выйдет из канавки 11 и освободит, штангу 9, которая будет перемещаться вниз, При этом -направляющая труба 7 эафиксируется относительно корпуса 19 посредством рычагов 14.

53499 á

94 3.2

Редактор П,Горькова

Техред Т.Фанта

Корректор Л. Пипинснко

Филиал ППП "Патент", г. Ужгород, ул. Проектная, 4

Ъ

Заказ 8935/2 Тираж 413 .Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий

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

Верхний блок ядерного реактора преимущественно на быстрых нейтронах Верхний блок ядерного реактора преимущественно на быстрых нейтронах Верхний блок ядерного реактора преимущественно на быстрых нейтронах Верхний блок ядерного реактора преимущественно на быстрых нейтронах 

 

Похожие патенты:

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