ВЕРХНЕЕ ЗАЩИТНОЕ ПЕРЕКРЫТИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Российский патент 2004 года по МПК G21C13/73 

Описание патента на изобретение RU2234149C1

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к конструкциям верхних защитных перекрытий ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к предлагаемому изобретению является верхнее защитное перекрытие ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащее большую поворотную пробку с биологической защитой и расположенную на ней малую поворотную пробку с биологической защитой и каналом для перегрузочных работ (см. И.Я.Емельянов, В.И.Михан и др. “Конструирование ядерных реакторов”, г.Москва, Энергоиздат, 1982 г., с.143-149, рис.6.7, 6.8 и 6.9)

Проходное сечение канала для перегрузочных работ составляет от 700 до 1000 мм. Перегрузочные работы осуществляют герметично вводимым в канал разгрузочно-загрузочным механизмом (РЗМ).

Недостатки верхнего защитного перекрытия заключаются в том, что известная конструкция не позволяет извлекать РЗМ из канала верхнего перекрытия в процессе работы ядерного реактора, так как это может привести к аварийной ситуации в случае подъема давления в рабочем пространстве. Постоянное нахождение перегрузочного механизма вблизи активной зоны (агрессивной среде) снижает надежность реактора и сокращает срок работы.

Задачей, на решение которой направлено изобретение, является повышение безопасности и увеличение срока работы ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем.

Технический результат, заключается в том, что за счет перекрытия проходного сечения канала, диаметр которого составляет 1000 мм, предлагаемая конструкция верхнего перекрытия обеспечивает тепловую и биологическую защиту по всей внутренней поверхности перекрытия, обращенной к зеркалу активной зоны ядерного реактора, а также позволяет использовать перегрузочный механизм только в процессе перегрузки, что увеличивает срок эксплуатации перегрузочного механизма и повышает надежность ядерного реактора.

Указанная задача достигается за счет того, что в известном верхнем защитном перекрытии ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащем большую поворотную пробку с биологической защитой и расположенную на ней малую поворотную пробку с биологической защитой и каналом для перегрузочных работ, верхнее перекрытие снабжено съемной заглушкой, установленной в канале и состоящей из двух частей, соединенных между собой с возможностью смещения по оси, при этом в верхней части заглушки установлен запорный механизм, а нижняя часть содержит биологическую защиту.

Кроме того, в основании верхней части заглушки имеются горизонтальные пазы, выполненные в радиальных направлениях, а в торце выполнено отверстие, при этом запорный механизм содержит винт с гайкой, проходящий через торцевое отверстие, ползуны, расположенные в пазах верхней части и снабженные шарнирами, соединяющими рычаги-толкатели с боковой поверхностью гайки, зафиксированной от вращения кольцом.

Кроме того, для взаимодействия с ползунами запорного механизма в канале выполнен кольцевой паз.

Кроме того, основание верхней части заглушки закреплено на торце нижней части с помощью подпружиненных болтов, а длина винта превышает высоту верхней части заглушки.

Кроме того, торцевая поверхность гайки и контактирующая с ней внутренняя торцевая поверхность верхней части заглушки выполнены сферической формы.

Кроме того, в головке винта имеется центральное глухое отверстие с радиальными каналами, в которых установлены подпружиненные шпонки для фиксирования гильзы вращающего устройства.

Кроме того, на боковой поверхности нижней части заглушки имеется конический выступ, снабженный уплотнительной прокладкой, а в канале имеется выступ ответной формы.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлен фрагмент продольного сечения ВЗП; на фиг.2 представлено продольное сечение съемной заглушки; на фиг.3 представлен разрез съемной заглушки по верхней ее части.

Предлагаемое верхнее защитное перекрытие выполнено следующим образом.

Верхнее защитное перекрытие ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем содержит стационарную часть 1, установленную на корпусе 2 реактора, и две установленные в стационарной части 1 поворотные пробки, большую пробку 3 и расположенную на ней малую пробку 4. Поворотные пробки 3 и 4 снабжены уплотнением 5, состоящим из сплава с низкой температурой плавления, например сплав висмута с оловом. Внутренняя полость поворотных пробок 3 и 4 заполнена биологической защитой 6. В малой поворотной пробке 4 имеется канал 7 для перегрузочных работ. В канале 7 верхнего перекрытия установлена съемная заглушка 8, которая состоит из двух частей - верхней 9 и нижней 10. В верхней части 9 заглушки 8 смонтирован запорный механизм 11, а для взаимодействия с ним в канале 7 выполнен кольцевой паз 12. Нижняя часть 10 заглушки 8 выполнена в виде цилиндра, который содержит биологическую защиту 6. На внешней боковой поверхности нижней части 10 имеется конический выступ 13, снабженный уплотнительной прокладкой 14, а в канале 7 имеется выступ ответной формы 15. Верхняя 9 и нижняя 10 части заглушки 8 соединены между собой с возможностью смещения относительно вертикальной оси, для этого в основании верхней части 9 заглушки 8 по окружности установлены подпружиненные болты 16, взаимодействующие с торцом нижней части 10 заглушки 8. В торце верхней части 9 заглушки 8 выполнено отверстие 17, а в ее основании имеются горизонтальные, выполненные в радиальных направлениях пазы 18. Запорный механизм содержит винт 19 с гайкой 20 и ползуны 21, расположенные в радиальных пазах 18 верхней части 9 заглушки 8. Ползуны 21 снабжены шарнирами 22, соединяющими рычаги-толкатели 23 с боковой поверхностью гайки 20. От вращения вокруг своей оси гайка 20 зафиксирована стопорным кольцом 24, которое закреплено в основании верхней части 9 заглушки 8. Верхний торец гайки 20 и контактирующая с ней внутренняя торцевая поверхность верхней части 9 заглушки 8 выполнены сферической формы. Винт 19 проходит через отверстие 17 в верхней части 9 заглушки 8. Длина винта 19 превышает высоту верхней части 9 заглушки 8. Нижним своим торцом винт 19 упирается в торец нижней части 10 заглушки 8. Головка 25 винта 19 находится вне верхней части 9 заглушки 8 и имеет центральное глухое отверстие, выполненное для установки в нем гильзы 26 вращающего устройства. При этом для фиксирования гильзы 26 в головке 25 винта 19 выполнены радиальные каналы 27, в которых установлены подпружиненные шпонки 28.

Предлагаемая конструкция функционирует следующим образом.

В процессе работы верхнее перекрытие защищает окружающую среду от теплового и радиационного воздействия реактора. Перед началом перегрузки уплотнитель 5, находящийся в жидком или полужидком состоянии, расплавляют электронагревом. Съемную заглушку 8 удаляют из канала 7 и устанавливают перегрузочный механизм. Затем, вращая поворотные пробки 3 и 4, наводят перегрузочный механизм в заданное положение и осуществляют перегрузку топлива.

После окончания перегрузочных работ в канал 7 устанавливают заглушку 8. При этом нижняя часть 10 заглушки 8 коническим выступом 13 опирается на конический выступ 15 канала 7, сжимая уплотнительную прокладку 14. Затем с помощью гильзы 26 вращающего устройства поворачивают головку 25 винта 19. Вращаясь, винт 19 начинает перемещать гайку 20 в верхнее положение. Гайка 20, изменяя свое положение по вертикали, двигает рычаги-толкатели 23 в радиальных направлениях, в результате чего ползуны 21, выдвигаясь из верхней части 9 заглушки 8, входят в кольцевой паз 12 канала 7, фиксируя заглушку 8 от вертикального перемещения.

Сферическая форма контактирующих поверхностей гайки 20 и верхней части 9 заглушки позволяет гайке 20 устанавливаться в ней, компенсируя возможные перекосы в конструкции.

При дальнейшем вращении винта 19 гайка 20 упирается в верхнюю часть 9 заглушки 8 и приподнимает ее вверх, поджимая концы ползунов 21 к верхней стенке паза 12 в канале 7. От воздействия торца винта 19 на нижнюю часть 10 заглушки 8 происходит поджатие уплотнительной прокладки 14.

Таким образом, в рабочем состоянии съемная заглушка в канале малой поворотной пробки находится под воздействием силовых нагрузок двух противоположных направлений, что предохраняет ее от выталкивания вверх при аварийной ситуации в случае подъема внутриреакторного давления. А усилие, создаваемое запорным механизмом, направленное вниз, обеспечивает герметизацию канала. Предлагаемая конструкция верхнего перекрытия реактора позволяет сократить время радиационного воздействия активной зоны реактора на перегрузочный механизм, а за счет перекрытия проходного сечения канала, диаметр которого достигает 1000 мм, обеспечивает герметизацию, тепловую и биологическую защиту реактора, что повышает его надежность и увеличивает срок эксплуатации.

Похожие патенты RU2234149C1

название год авторы номер документа
ПЕРЕГРУЗОЧНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ УСТАНОВКИ И ИЗВЛЕЧЕНИЯ ИЗ РЕАКТОРА ДЛИННОМЕРНОГО ОБОРУДОВАНИЯ 2014
  • Васильев Николай Дмитриевич
  • Иванов Александр Павлович
  • Кузьмин Дмитрий Юрьевич
  • Огурцов Евгений Владимирович
RU2569334C1
ВЕРХНЕЕ ЗАЩИТНОЕ ПЕРЕКРЫТИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 1999
  • Сысоев Г.К.
  • Попов А.В.
RU2168218C2
ВЕРХНЕЕ ЗАЩИТНОЕ ПЕРЕКРЫТИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 2003
  • Свириденко М.Н.
  • Лешуков А.Ю.
  • Румянцева В.И.
RU2252462C2
ШИБЕРНЫЙ ЗАТВОР 2004
  • Свириденко Максим Николаевич
  • Лешуков Андрей Юрьевич
RU2281428C2
КАНАЛ НАПРАВЛЯЮЩИЙ 2014
  • Турецков Николай Михайлович
  • Кузнецов Александр Иванович
  • Васильев Николай Дмитриевич
RU2580522C1
УПЛОТНИТЕЛЬНАЯ ПРОБКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1988
  • Евсеенков Ю.А.
SU1589849A3
СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ БЫСТРОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СИСТЕМА ПЕРЕГРУЗКИ 2002
  • Щуров Л.И.
  • Кротов Д.А.
  • Божко А.Г.
  • Винников А.И.
  • Ямпольский А.А.
  • Попов С.В.
  • Филин А.И.
  • Леонов В.Н.
  • Цикунов В.С.
  • Орлов В.В.
  • Сила-Новицкий А.Г.
RU2224307C2
СПОСОБ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ПРОБКИ И БЛОКА ВЫЕМНОГО ПРИ ПЕРЕГРУЗКЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2014
  • Васильев Николай Дмитриевич
  • Огурцов Владимир Евгеньевич
  • Кузнецов Александр Иванович
RU2558379C1
ПЕРЕГРУЗОЧНОЕ УСТРОЙСТВО С ПЕРЕХОДНЫМ БЛОКОМ ДЛЯ УСТАНОВКИ И ИЗВЛЕЧЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ 2014
  • Васильев Николай Дмитриевич
  • Иванов Александр Павлович
  • Кузьмин Дмитрий Юрьевич
  • Солнышков Андрей Владимирович
  • Ларин Сергей Викторович
  • Щербаков Валерий Александрович
  • Суменков Вадим Аркадьевич
RU2569336C1
ВЕРХНЕЕ ЗАЩИТНОЕ ПЕРЕКРЫТИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 2005
  • Лешуков Андрей Юрьевич
  • Свириденко Максим Николаевич
RU2281570C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 234 149 C1

Реферат патента 2004 года ВЕРХНЕЕ ЗАЩИТНОЕ ПЕРЕКРЫТИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Изобретение относится к атомной технике, в частности к конструкциям верхних защитных перекрытий ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Верхнее защитное перекрытие ядерного реактора, содержит большую поворотную пробку с биологической защитой и расположенную на ней малую поворотную пробку с биологической защитой и каналом для перегрузочных работ. Перекрытие снабжено съемной заглушкой, установленной в канале и состоящей из двух частей, соединенных между собой с возможностью смещения по оси, при этом в верхней части заглушки установлен запорный механизм, нижняя часть содержит биологическую защиту. В основании верхней части заглушки имеются горизонтальные пазы, выполненные в радиальных направлениях, а в торце выполнено отверстие, причем запорный механизм содержит винт с гайкой, проходящий через торцевое отверстие, ползуны, расположенные в радиальных пазах корпуса и снабженные шарнирами, соединяющими рычаги-толкатели с боковой поверхностью гайки, зафиксированной от вращения кольцом. Технический результат: конструкция верхнего перекрытия обеспечивает тепловую и биологическую защиту по всей внутренней поверхности перекрытия, обращенной к зеркалу активной зоны ядерного реактора, а также позволяет использовать перегрузочный механизм только в процессе перегрузки, что увеличивает срок эксплуатации перегрузочного механизма и повышает надежность ядерного реактора. 1 н. и 6 з.п. ф-лы, 3 ил.

Формула изобретения RU 2 234 149 C1

1. Верхнее защитное перекрытие ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащее большую поворотную пробку с биологической защитой и расположенную на ней малую поворотную пробку с биологической защитой и каналом для перегрузочных работ, отличающееся тем, что верхнее перекрытие снабжено съемной заглушкой, установленной в канале и состоящей из двух частей, соединенных между собой с возможностью смещения по оси, при этом в верхней части заглушки установлен запорный механизм, а нижняя часть содержит биологическую защиту.2. Верхнее перекрытие по п.1, отличающееся тем, что в основании верхней части заглушки имеются горизонтальные пазы, выполненные в радиальных направлениях, а в торце выполнено отверстие, при этом запорный механизм содержит винт с гайкой, проходящий через торцевое отверстие, ползуны, расположенные в пазах верхней части и снабженные шарнирами, соединяющими рычаги-толкатели с боковой поверхностью гайки, зафиксированной от вращения кольцом.3. Верхнее перекрытие по п.2, отличающееся тем, что для взаимодействия с ползунами запорного механизма в канале выполнен кольцевой паз.4. Верхнее перекрытие по п.2 или 3, отличающееся тем, что основание верхней части заглушки закреплено на торце нижней части с помощью подпружиненных болтов, а длина винта превышает высоту верхней части заглушки.5. Верхнее перекрытие по п.2, или 3, или 4, отличающееся тем, что торцевая поверхность гайки и контактирующая с ней, внутренняя торцевая поверхность верхней части заглушки выполнены сферической формы.6. Верхнее перекрытие по п.2, или 3, или 4, или 5, отличающееся тем, что в головке винта имеется центральное глухое отверстие с радиальными каналами, в которых установлены подпружиненные шпонки, для фиксирования гильзы вращающего устройства.7. Верхнее перекрытие по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, или 6, отличающееся тем, что на боковой поверхности нижней части заглушки имеется конический выступ, снабженный уплотнительной прокладкой, а в канале имеется выступ ответной формы.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2004 года RU2234149C1

ЕМЕЛЬЯНОВ И.Я
и др
Конструирование ядерных реакторов
- М.: Энергоиздат, 1982, с.143-149.RU 2182733 C1, 20.05.2002.RU 2193243 C1, 20.11.2002.GB 1374174 A, 20.11.1974.FR 2010571 A, 20.02.1970.

RU 2 234 149 C1

Авторы

Блинов Ю.В.

Марачев А.В.

Даты

2004-08-10Публикация

2002-12-23Подача