Механизм перегрузки ядерного реактора на быстрых нейтронах

Механизм перегрузки ядерного реактора на быстрых нейтронах

Иллюстрации

Показать все

Реферат

 

Союз Советских

Социалистических

Республик (61) Дополнительное к авт, свид-ву(22) Заявлено 16.05.72. (21) 1785627/26-25 присоединением заявки (51} M. Кл. &21 С 17/04

6! 1 С.19/10

Государственный комитет

Сов@то Министров СССР по делю изобретений и открытий

P3) Приоритет (43) Опубликовано 05 08 76 Бюллетень №; 29 (53) УДК 621.039.5(088,8) (46) дата опубликования опягюания (Па. 11. 76

В. В. Рахимов и Д. Н, Артемьев (72} Авторы изобретения (71) Заявитель (54) МЕХАНИЗМ ЙЕРЕГРУЗКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

НА Б1а1СТРЫХ НЕЙ ГРОНАХ

i Изобретение относится к области обслужй- вающих механизмов промышленных ядерных ре, акторов с жидкометаллическим теплоносытелеь:.

Известен механизм перегрузки быстрого ядер-: ного реактора БН-350, содержащий штангу с за-

;хватом и приводом для сцепления и извлечения,, топливного пакета из активной =-оны реактора, направляющую трубу с приводом для управления .захватом, с помощью которого топливнью пакеты ! перегружаются в пределах активной зон л на ос ив- " 1л ленйом реакторе.

1 Однако наряду с перегрузкой топливных лаке.тов невозможно осуществлять контроль их герме- тичности. Для обнаружения пакетов с нарушенной; гермети шестью оболочек ТВЭЛ в промышленных р

,быстрых ядерных реакторах применяется специальное устройство — Ьрсбоотборник, состоящее из корпуса, опускнои трубы, камеры дегазацни с труб .кой отвода пробы в измерительную аппаратуру.

Наличие различных механизмов на крышке ре.актора ддя перегрузки толкани".m пакетов и для. контроля их герметичносаи усложняет xoi струк,цию реактора, так как;ребуется место для их размещения на крышке реактора и дополтительное монтажное и ремонтное оборудование, И

Ц елью изобретения является обеспечение контроля герметичности сборки тепловыделяющих

1 злементов.

Это достигается тем, что в стенке направляющей трубы механизма перегрузки выполнены ка- ! наты подвода газа для барботажа щелочного метал лаа (теплоносителя) с выходом, расположенным на, уровне нижнего торца топливного пакета, находяще-, Iroca в направляющей трубе механизма пепегрузки, вокруг которого благодаря остаточному тепловыдепению возникает естественная циркуляция теплоноси- теля,.а канал отвода газа, расположенный в месте выхода пробы.

На чертеже изображен механизм перегрузки промышленного быстрого ядерного реактора.

Топливный пакет 1 захватом 2 привода.3 подI err в направляющую трубу 4 под уроввньохламе,. дающего щелочного металла 5,В стенке направляю щей трубы имеется канал р.подвода газа из балI лона 6 и канал о отвода газа в измерительную аппаратуру 7, у

При перегрузке головка топливного пакета 1

,входит в зацепление с лапками захвата 2, ! направляющая труба 4 при помощи привода 8 за1пирает лапки захвата от раскрытия. Приводом) 440967

Составитель Ч. Золотухин

ТекРед и. Ковач(Корректор А. Гриценко

Тираж 575 Подписное

ДНИИПИ Государственного комитета Совета Министров СССР но делам изобретений н открытий

113035, Москва, Ж-35, Раушскаа наб., д. 4/.

Редактор Т. Фвдеева

Заказ 4934/387

Филиал ПНП "Патент", r. Ужгород, ул. Проектная, 4. Ф топливный пакет I втягивают в направляющую тру- ) бу 4. Из баллона 6 через канал а1щелочной металл,„ .циркулирующий вокруг топливного пакета 1, про-1 дувается газом, который выходит через канал ф отвода газа в измерительную аппаратуру 7, Фор мул а изобретения

Механизм перегрузки ядерного реактора на! )6 быстрых нейтронах; содержащий щтангу с захватом и приводом для сцепления и извлечения сборки тепловыделяющих элементов иэ активной эоны реактора, направляющую трубу с приводом для, управления захватом, отличающийся тем,, что, с целью обеспечения контроля герметичности, сборки тепловыделяющих элементов, в стенке, направляющей трубы выполнены канал подвода газа для барботажа теплоносителя с выходом,, расположенным на уровне нижнего торца извлечен-, ной сборич1.тепловыделяющих элементов, и канал отвода газа, расположенный в месте выхода пробы.;