Изобретение относится к исполнительным механизмам органов воздействия на реактивность, а именно к приводу системы управления и защиты водо-водяного энергетического ядерного реактора.
Известен привод регулирующего органа (МАЭ России, ОКБ "Гидропресс" Привод СУЗ ШЭМ-3 для ВВЭР-1000 и реакторов нового поколения. 1997), содержащий кожух, находящийся под давлением теплоносителя первого контура, датчик контроля положения регулирующего органа, блок электромагнитов, механизм перемещения штанги с регулирующим органом и штангу. Кожух смонтирован на крышке ядерного реактора. Снаружи кожуха установлен блок электромагнитов, внутри кожуха размещен механизм перемещения, который установлен на заглушке. Внутри механизма перемещения расположена штанга. Нижняя часть корпуса датчика, механизм перемещения и штанга работают в среде теплоносителя первого контура. Для обеспечения герметичности первого контура при установке датчика и механизма перемещения предусмотрены затворы:
- затвор кожуха;
- затвор заглушки механизма перемещения.
Затвор кожуха является самоуплотняющимся и содержит фланец заглушки с конической поверхностью под прокладку, коническую никелевую прокладку, кольцо опорное, установленное на торец кожуха, кольцо нажимное, соединяемое с заглушкой через полукольца, расположенные в пазе заглушки и болты, ввернутые в резьбовые отверстия нажимного кольца. При затяге болты упираются в кольцо опорное и перемещают заглушку относительно кожуха, деформируя при этом коническую прокладку, расположенную между коническими поверхностями заглушки и кожуха.
Затвор заглушки механизма перемещения расположен в верхней части привода и содержит фланец корпуса датчика, прокладку, кольцо нажимное с резьбовыми отверстиями под шпильки, соединяемое с заглушкой через полукольца, расположенные в пазе заглушки, шпильки, гайки. Герметичность узла уплотнения создается с помощью прокладки из терморасширенного графита при затяжке шпилек.
Недостатком известного привода является наличие двух затворов герметичного контура в составе привода, что повышает риск течи теплоносителя, а также трудоемкость и длительность процесса монтажа-демонтажа оборудования ядерного реактора, приводящие к увеличению дозы облучения обслуживающего персонала атомной энергетической установки. Уплотнение кожуха заглушкой механизма перемещения затрудняет установку механизма перемещения в транспортное положение при монтаже-демонтаже оборудования ядерного реактора. Уплотнение кожуха конической никелевой прокладкой создает радиальные усилия на стенки кожуха, превышающие допустимые, что вызывает необходимость установки на кожух бандажа. Наличие в составе блока электромагнитов бандажа помимо усложнения конструкции создает сложности при сборке привода. Кроме того, дополнительный узел уплотнения увеличивает количество деталей в составе привода, что с учетом численности приводов в ядерном реакторе приводит к повышению себестоимости реактора.
Целью изобретения является повышение надежности работы и безопасности обслуживания привода на ядерном реакторе.
Задача изобретения - повышение прочностных, эксплуатационных и технологических характеристик привода за счет снижения нагрузки на стенки кожуха при уплотнении первого контура, сокращения количества затворов привода и технологичности конструкции.
Технический результат изобретения
- снижение вероятности течи теплоносителя первого контура реакторной установки;
- снижение нагрузки на стенки кожуха при уплотнении первого контура и, как следствие, повышение надежности привода и реактора.
Предлагаемый привод содержит датчик, блок электромагнитов, кожух, механизм перемещения и штангу.
Новым является то, что механизм перемещения установлен на бурт кожуха, выполненный на его внутренней поверхности, и закреплен разрезным кольцом и шпонками, а уплотнительное устройство затвора кожуха содержит фланец корпуса датчика и цилиндрическую прокладку (например, из терморасширенного графита), расположенную между уплотнительными поверхностями фланца корпуса датчика и кожуха, а также то, что в нажимном устройстве затвора кожуха при затяге шпилек нижнее кольцо упирается в полукольца, установленные в проточки на наружной поверхности кожуха.
На фиг.1 показан общий вид привода регулирующего органа ядерного реактора.
На фиг.2 показан узел I привода-затвор кожуха с установленным в кожухе механизмом перемещения в увеличенном масштабе.
На фиг.3 показан разрез А-А по виду на фиг.2.
Привод регулирующего органа (фиг.1), включает в себя кожух 1, находящийся под давлением теплоносителя первого контура, датчик контроля положения регулирующего органа 2, содержащий фланец 3 для установки датчика в привод, блок электромагнитов 4, механизм перемещения 5, установленный в кожух, и штангу 6. Кожух смонтирован на крышке ядерного реактора (не показана). Снаружи кожуха установлен блок электромагнитов, внутри кожуха размещен механизм перемещения. Для герметизации кожуха предусмотрен затвор (фиг.1, узел I)
Затвор кожуха 1 (фиг.2) состоит из фланца 3 датчика 2, прокладки 7, фланца 8, шпилек 9, гаек 10, полуколец 11 и кольца 12.
Механизм перемещения 5 (фиг.2) установлен на бурт кожуха и зафиксирован от осевых перемещений разрезным кольцом 13, а от угловых перемещений - шпонками 14. Расположение шпонок показано на разрезе А-А (фиг.3).
Механизм перемещения, взаимодействуя посредством электромагнитного поля с блоком электромагнитов, осуществляет перемещение штанги, сцепленной с регулирующим органом.
Монтаж составных частей привода и затвора кожуха производят следующим образом. В кожух 1 (фиг.2) устанавливают механизм перемещения 5 с приваренными к его верхнему фланцу шпонками 14 и фиксируют в кожухе разрезным кольцом 13. В механизм перемещения опускают штангу. На торец кожуха устанавливают прокладку 7, нижнюю часть корпуса датчика заводят в штангу, устанавливая фланец 3 датчика 2 на прокладку 7. Далее посредством разрезного кольца 11 фиксируют на кожухе кольцо 12 с ввернутыми в него шпильками 9 и уплотняют разъем вращением гаек 10, перемещающих фланец корпуса датчика на величину деформации прокладки.
Демонтаж затвора кожуха и механизма перемещения производят в обратном порядке.
Предлагаемый вариант конструкции привода позволяет существенно упростить его обслуживание, уменьшить вероятность течи теплоносителя первого контура и повысить надежность работы узла уплотнения.
Промышленное применение
Изобретение может быть применено в приводе регулирующего органа ядерного реактора с водой под давлением.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2241267C2 |
ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2217820C1 |
Привод регулирующего органа ядерного реактора | 1985 |
|
SU1259869A1 |
ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2000 |
|
RU2187157C2 |
ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2005 |
|
RU2308776C2 |
ЗАГЛУШКА, УСТРОЙСТВО ДЛЯ МОНТАЖА ЕЕ НА ОБЪЕКТ И СПОСОБ МОНТАЖА ЗАГЛУШКИ | 1999 |
|
RU2173811C2 |
КЛАПАН ЗАПОРНЫЙ ЭЛЕКТРОМАГНИТНЫЙ НОРМАЛЬНО ОТКРЫТЫЙ | 2010 |
|
RU2457383C1 |
ЗАПОРНО-СЛИВНОЕ УСТРОЙСТВО ПРЕИМУЩЕСТВЕННО ДЛЯ ЖЕЛЕЗНОДОРОЖНОЙ ЦИСТЕРНЫ | 2004 |
|
RU2281871C2 |
Уплотнительный узел | 1976 |
|
SU719349A1 |
Устройство для разъемного соединения трубопроводов | 2020 |
|
RU2769292C2 |
Привод регулирующего органа ядерного реактора предназначен для использования в атомной энергетике. Привод регулирующего органа включает в себя кожух. Последний работает под давлением теплоносителя первого контура. Привод содержит механизм перемещения штанги. Последний установлен на бурт кожуха и закреплен разрезным кольцом и шпонками. Уплотнительное устройство затвора кожуха содержит фланец корпуса датчика и цилиндрическую прокладку. Последняя расположена между уплотнительными поверхностями фланца корпуса датчика и кожуха. Нижнее кольцо нажимного устройства затвора кожуха упирается в полукольца. Последние установлены в проточку на наружной поверхности кожуха. Обеспечивается повышение прочностных, эксплуатационных и технических характеристик привода. 3 ил.
МАЭ РОССИИ, ОКБ "ГИДРОПРЕСС", ПРИВОД СУЗ ШЭМ-3 ДЛЯ ВВЭР-1000 И РЕАКТОРОВ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ, 1997 | |||
СИСТЕМА КОНТРОЛЯ ПОЛОЖЕНИЯ ОРГАНА РЕГУЛИРОВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1992 |
|
RU2038571C1 |
Устройство тепловой защиты ядерного реактора | 1991 |
|
SU1824652A1 |
US 3229867 А, 08.05.2001. |
Авторы
Даты
2004-11-20—Публикация
2002-05-17—Подача