Область техники.
Изобретение относится к управлению ядерными реакциями в реакторах с водой под давлением, а именно к устройствам для перемещения регулирующих органов ядерного реактора.
Предшествующий уровень техники.
Эксплуатационные характеристики и конструктивные особенности привода регулирующего органа ядерного реактора являются факторами, влияющими на безопасность ядерного реактора. Взаимодействие элементов привода между собой при перегрузке ядерного реактора во многом определяет время процесса перегрузки и, как следствие, величину дозозатрат при проведении перегрузки.
Известен привод регулирующего органа ядерного реактора (RU 2241267 С2, кл. G21C 7/12, опубл. 27.11.2004 г.), содержащий кожух для размещения узлов привода, являющийся составной частью контура, работающего под давлением. Блок перемещения размещен внутри кожуха. Блок электромагнитов, передающий силовое воздействие блоку перемещения, размещен снаружи кожуха. Силовое воздействие блоку перемещения передается посредством управляющего электромагнитного поля, создающего силовое усилие, перемещающее подвижные элементы блока перемещения. Подвижные элементы блока перемещения выполнены в виде защелок, которые взаимодействуют со штангой, жестко соединенной с регулирующим органом. На кожухе внутри блока перемещения установлен датчик положения регулирующего органа. Нижняя часть корпуса датчика размещена в штанге. В нижней части корпуса датчика размещены катушки, а в штанге установлен шунт. При перемещении штанги и взаимодействии катушек с шунтом изменяется индуктивность катушек, чем обеспечивается формирование выходного сигнала с катушек. Верхняя часть корпуса датчика снабжена фланцем для уплотнения кожуха.
Недостатком известного привода является то, что при снятии верхнего блока для перегрузки реактора необходима разборка привода для расцепления штанги с регулирующим органом, что влечет за собой разуплотнение датчика положения, извлечение его из привода и установку на место хранения в реакторном зале, расцепление штанги с органом регулирования и установку на место хранения в реакторном зале или подъем штанги в блоке перемещения в транспортное положение с установкой штанги на чеку. После перегрузки активной зоны реактора при сборке реактора операции со штангой и датчиком положения повторяются в обратной последовательности. Проведение упомянутых операций с датчиком положения и штангой продолжительно по времени связано с значительными дозозатратами и использованием грузоподъемного оборудования.
Раскрытие изобретения.
Целью изобретения является повышение надежности и безопасности ядерного реактора.
Задача изобретения - упрощение съема и установки верхнего блока ядерного реактора при перегрузке активной зоны, возможность проведения визуального контроля при разборке привода.
Технический результат изобретения - снижение времени сборки, разборки реактора и дозозатрат и, как следствие, снижение эксплуатационных расходов на реактор.
Это достигается тем, что в приводе регулирующего органа ядерного реактора, содержащем кожух, блок перемещения, опорную втулку, соединенную с блоком перемещения с помощью байонетного захвата и обеспечивающую установку блока перемещения и уплотнение датчика положения на кожухе привода, штангу, датчик положения, снабженный в верхней части фланцем, на упомянутом фланце закреплена несущая байонетная втулка, обеспечивающая соединение фланца датчика положения с опорной втулкой с помощью байонетного захвата и затем соединение опорной втулки с блоком перемещения с помощью байонетного захвата, что в свою очередь обеспечивает совместную транспортировку блока перемещения и датчика положения.
Краткое описание чертежей.
Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлено следующее:
Фиг.1 - продольный разрез привода в нижнем положении штанги с органом регулирования (не показан).
Фиг.2 - узел I привода ядерного реактора.
На фиг.1 показаны кожух 1 привода ядерного реактора, блок перемещения 2, датчик положения 3, фланец 4 верхней части датчика положения, штанга 5.
На фиг.2 показаны несущая байонетная втулка 6 и опорная втулка 7.
Осуществление изобретения.
Перед демонтажем верхнего блока реактора выполняется разуплотнение фланцевого соединения датчика положения на кожухе, затем с помощью датчика положения, соединенного с помощью несущей байонетной втулки и опорной втулки с блоком перемещения, производят установку блока перемещения в транспортное положение путем подъема блока перемещения на высоту, обеспечивающую выход из зацепления блока перемещения и штанги, затем блок перемещения фиксируют в транспортном положении и осуществляют демонтаж и перенос верхнего блока с блоком перемещения и датчиком положения в шахту ревизии верхнего блока. Дальнейшие операции по разборке привода осуществляются на шахте ревизии верхнего блока.
После перегрузки тепловыделяющих сборок активной зоны реактора и установки в корпус реактора блока защитных труб производят установку и сцепление штанг привода, расположенных в блоке защитных труб, с органом регулирования. Одновременно с перегрузкой топлива на шахте ревизии верхнего блока осуществляют установку блока перемещения в кожух привода, затем перенос датчика положения с места хранения в реакторном зале и установку в блок перемещения привода. Датчик положения с помощью несущей байонетной втулки сцепляют с блоком перемещения привода и устанавливают его в транспортное положение. Верхний блок с установленными на нем в транспортном положении блоком перемещения и датчиком положения, обеспечивающими взаимную соосность блока перемещения штанги привода, устанавливают на реактор. Далее блок перемещения с помощью датчика положения, сцепленного с помощью несущей байонетной втулки, переводят из транспортного положения в рабочее положение, при этом штанга привода заходит в зацепление с блоком перемещения.
Таким образом исключается проведение следующих операций на реакторе при установленном верхнем блоке:
- демонтаж датчика положения;
- расцепление штанги с органом регулирования;
- перемещение и установку датчика положения с места хранения в реакторном зале и установку его в блок перемещения привода органа регулирования. Это дает снижение времени сборки-разборки реактора и дозозатрат и, как следствие, снижение эксплуатационных расходов на реактор.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2000 |
|
RU2187157C2 |
ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2217820C1 |
ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2241267C2 |
Способ сборки/разборки реактора | 2023 |
|
RU2825142C1 |
Привод регулирующего органа ядерного реактора | 2023 |
|
RU2815673C1 |
ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2240607C2 |
ПРИВОД УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ | 2014 |
|
RU2563890C2 |
ПЕРЕГРУЗОЧНОЕ УСТРОЙСТВО С ПЕРЕХОДНЫМ БЛОКОМ ДЛЯ УСТАНОВКИ И ИЗВЛЕЧЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ | 2014 |
|
RU2569336C1 |
СПОСОБ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ПРОБКИ И БЛОКА ВЫЕМНОГО ПРИ ПЕРЕГРУЗКЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2014 |
|
RU2558379C1 |
Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора | 2019 |
|
RU2725621C1 |
Изобретение относится у управлению ядерными реакциями в реакторах с водой под давлением, а именно к устройствам для перемещения регулирующих органов ядерного реактора. Предложенный привод регулирующего органа ядерного реактора, содержащий кожух, блок перемещения, штангу, датчик положения, отличается тем, что на фланце датчика положения закреплена несущая байонетная втулка, обеспечивающая совместную транспортировку датчика положения и блока перемещения при сборке и разборке привода СУЗ. Изобретение обеспечивает соосность штанги и блока перемещения и исключает возможность непроизвольного повреждения штанг приводов, соединенных с органом регулирования при установке верхнего блока реактора. 2 ил.
Привод регулирующего органа ядерного реактора, содержащий кожух, блок перемещения, штангу, датчик положения, отличающийся тем, что на фланце датчика положения закреплена несущая байонетная втулка, обеспечивающая совместную транспортировку датчика положения и блока перемещения при сборке и разборке привода системы управления и защиты.
ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2241267C2 |
Привод регулирующего органа ядерного реактора | 1985 |
|
SU1259869A1 |
ПРИВОД РЕГУЛИРУЮЩЕГО ОРГАНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2000 |
|
RU2187157C2 |
US 5793826 А, 11.08.1998 | |||
СПОСОБ ДИАГНОСТИКИ ЖИЗНЕСПОСОБНОСТИ КОСТНОГО ТРАНСПЛАНТАТА ПРИ РЕКОНСТРУКТИВНО-ПЛАСТИЧЕСКИХ ОПЕРАЦИЯХ | 2003 |
|
RU2251974C1 |
Авторы
Даты
2007-10-20—Публикация
2005-06-30—Подача