319150

319150 Союз Соеетскиз Социалистических Республик( 120229026-2 итет 14.Х 11.1966,87491, Франци омитет ло селамоетений и открытий Опубликовано,1971. Бюллетень3 ете ллинистроь СССР К 621,039.56(088.8 Дата опубликования описания 20.1.19 Авторзобретен ь ностра т Пфл Франци грая) Иностранная фирм Коммиссариат а лЗнержаявт мик ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО СТЕРЖНЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТО 2 го и разом пераИзобретение 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 перемещение стержня в пределах активной зоны, так и его быстрое падение в реактор в случае аварийной ситуации.Медленное перемещение стержня обеспе. чивается использованием систем винт - гайка, шестерня - 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 регулирующе аварийного стержней существенным об влияет на проведение столь важных о ций, как перегрузка рабочих пакетов ядерного реактора. Необходимым условием исполь.зования различных механизмов перегрузки является свободное пространство между 5 крышкой реактора и верхними концами раба.чих пакетов,Цель изобретения - обеспечение сбросастержня в случае аварийной ситуации, мед.ленного его перемещения в случае нормаль ной работы реактора и создание необходимого пространства для проведения перегрузки реактораКонструкция устройства изображена начертеже, где на фиг. 1 показана верхняя его 15 часть, а на фиг. 2 - нижняя часть.Стержень привода 1 расположен внутринеподвижной трубы-кожуха 2, вмонтирован.ной 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 б. Электромагнит б в нор; мальном рабочем состоянии ядерного реактора удерживает промежуточную тягу б, кото 25 рая может перемещаться внутри направляющей трубы 7. Стержень промежуточной тяги 8 снабжен на нижнем конце захватом 9, удерживающим регулирующий стержень 10. Дли3на стержня 1 и промежуточной тяти б подобраны таким образом, что при конечном нижнем положении регулирующего стержня 10 (положение, представленное на фиг, 2), электромагнит б находится на уровне нижнего края пробки 3. 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 13 стержня 8, давит на него вниз. Длина хода стержня 8 ограничена снизу опорной поверхностью 14.Направляющая труба 7 прикреплена к горизонтальному рычагу 1 Б, который в свою очередь жестко связан с трубкой 1 бразмещенной в пробке 3, и которая может приводиться во вращение вокруг вертикальной оси двигателем 17. Упор 18 обеспечивает правильную установку рььчага 1 б, Игольчатый фиксатор 19, управляемый двигателем 17 с помощью стержня 20, помещенного внутри трубы 1 б, осуществляет блокировку промежуточной тяги б на направляющей трубе 7,при нижнем положении регулирующего стержня 10, когда электромагнит б 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 2 Б начального ускорения, необходимого для быстрого падения регулирующего стержня 10 в активную зону реактора. Длина хода подвижной части 2 Б ограничена снизу упором 2 б на стержне 1.При нормальной работе реактора электромагнит б жестко связывает стержень 1 с промежуточной тягой б и стержнем 8. Когда стержень 8 вслед за стержнем 1 с помощью электромагнита б движется вверх, зажим 9 319150втягивается в трубу и закрывается. Для раскрывания зажима 9 выключается ток питания электромагнита б (после блокировки промежуточной тяги б в трубе 7 с помощью иголь 5 чатого фиксатора 19). Тогда пружина 11 толкает стержень 8, и пальцы зажима 9, выходя из трубы, раздвигаются.Перед перегрузкой реактора производятблокировку промежуточной тяги б, выключа ют электромагнит и поворачивают рычаг 1 Бна 180, что обеспечивает необходимое свободное пространство между крышкой и активной зоной реактора.Патентуемая конструкция предусматривает 15 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 изобретения1. Привод регулирующего стержня ядерного реактора, содержащий герметичный кожух, силовую часть, например, электродвигатель, механизм зацепления привода со стерж 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 соеди иена с рычагом, а рычаг выполнен поворачивающимся эксцентрично относительно вертикальной оси привода.2, Привод по и. 1, отличающийся тем, чтона одной оси с подвижным рычатом выпол нен игольчатый фиксатор.11 И каз 3845/11 Изд,1510 Тираж 473 Подписно НИИПИ Комитета по делам изобретений и открытий при Совете Министров ССС Москва, Ж, Раушская наб., д. 4/5 апунова, 2 пографи Составитель В, Муратов Редактор И. Орлова, Техред Л. Куклина Корректоры О Волкова и Л. Орлова