PL87474B1 - - Google Patents
Download PDFInfo
- Publication number
- PL87474B1 PL87474B1 PL1974174566A PL17456674A PL87474B1 PL 87474 B1 PL87474 B1 PL 87474B1 PL 1974174566 A PL1974174566 A PL 1974174566A PL 17456674 A PL17456674 A PL 17456674A PL 87474 B1 PL87474 B1 PL 87474B1
- Authority
- PL
- Poland
- Prior art keywords
- piston
- safety
- safety rod
- brake
- water
- Prior art date
Links
- 230000007423 decrease Effects 0.000 claims description 3
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 claims description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 2
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 claims 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 13
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 1
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Vibration Dampers (AREA)
Description
Przedmiotem wynalazku jest hamulec preta bezpieczenstwa reaktora atomowego.The subject of the invention is the safety bar brake of the nuclear reactor.
W technice jadrowej, w celu zatrzymania reakcji jadrowej w basenowych reaktorach wodnych, do rdzenia reaktora wprowadza sie prety bezpieczenstwa. Sa to dlugie elementy zakonczone absorberem neutronów, zawieszone nad rdzeniem w kanalach w postaci rur i wraz z nimi zanurzone w wodzie basenu reaktora. W razie koniecznosci awaryjnego zatrzymania reakcji jadrowej, prety zwolnione z uchwytów np. elektromagnetycznych pod wlasnym ciezarem spadaja do rdzenia. Warunkiem dobrej pracy pretów bezpieczenstwa jest szybkie opadanie do rdzenia polaczone z lagodnym hamowaniem w ostatniej fazie, dla unikniecia wstrzasu prowadzace¬ go do uszkodzen.In the nuclear technique, to stop the nuclear reaction in pool water reactors, to the core safety rods are introduced into the reactor. These are long elements terminated with a neutron absorber, suspended above the core in channels in the form of pipes and with them immersed in the water of the reactor basin. In case the necessity of an emergency stop of the nuclear reaction, rods released from holders, e.g. electromagnetic holders under their own weight they fall to the core. The prerequisite for a good operation of the safety bars is fast sinking to the core combined with gentle braking in the last phase to avoid shock leading to damage it.
Znane hamulce pretów bezpieczenstwa maja postac tloka osadzonego na precie bezpieczenstwa i umiesz¬ czonego wraz z nim w rurze prowadzacej, która jest czesciowo zamknieta i zanurzona w wodzie basenu reaktora.Known safety bar brakes are designed in the form of a piston which is mounted on a safety bar and inserted connected with it in a guide tube which is partially closed and submerged in the reactor basin water.
Podczas spadku preta, poruszajacy sie wraz z nim tlok po dotarciu do powierzchni wody przetlacza wode z rury prowadzacej do basenu reaktora, przez co uzyskuje sie efekt hamowania. W ostatniej fazie spadku preta dzialanie tloka wspomaga sprezyna lub poduszka gumowa.When the rod falls, the piston, which moves with it, forces the water out of the pipe after reaching the water surface leading to the reactor basin, thereby obtaining a braking effect. In the last phase of the decline, the bar works the piston is supported by a spring or a rubber cushion.
Wada znanych hamulców pretów bezpieczenstwa jest koniecznosc utrzymywania stalego poziomu wody w basenie reaktora dla uzyskania jednakowych efektów hamowania. Niedogodnoscia jest równiez koniecznosc dokladnego dopasowania rury prowadzacej do tloka, co stwarza trudnosci techniczne.A disadvantage of the known safety bar brakes is the need to maintain a constant water level in the reactor basin for the same braking effects. An inconvenience is also a necessity the exact fit of the tube leading to the piston, which creates technical difficulties.
Hamulec preta bezpieczenstwa wedlug wynalazku w postaci tloka ma cylinder osadzony wspólosiowo z pretem bezpieczenstwa zaopatrzony w otwór umozliwiajacy swobodny ruch preta bezpieczenstwa. Pomiedzy pretem bezpieczenstwa a scianka otworu znajduje sie szczelina przeslonieta pierscieniem. Na powierzchni zewnetrznej tloka rozmieszczone sa podluzne wybrania oraz na obwodzie rowki. Podluzne wybrania maja przekrój malejacy w kierunku przeciwnym do ruchu hamowanego preta bezpieczenstwa, a rowki rozmieszczone sa w odstepach zmniejszajacych sie w tym kierunku. Taki kszta/t podluznych wybran i rozmieszczenie rowków na obwodzie powierzchni tloka ma na celu stopniowe zwiekszanie oporu przeplywu wody w miare zaglebiania sie tloka w cylindrze.2 87 474 Zaleta hamulca wedlug wynalazku jest mozliwosc szybkiego spadku preta bezpieczenstwa i jego zahamo¬ wanie dopiero w ostatniej fazie spadku. Ponadto dzialanie hamulca nie jest zalezne od poziomu wody w basenie reaktora.The brake of the safety bar according to the invention in the form of a piston has a coaxially mounted cylinder with safety rod provided with an opening enabling free movement of the safety rod. Between there is a gap in the opening, covered by a ring. On the surface on the outer piston, there are long recesses and grooves on the perimeter. Elongated dials in May cross-section decreasing in the direction opposite to the braked movement of the safety bar, and the grooves are arranged are at intervals decreasing in this direction. Such a shape (s) of the oblong is selected and the arrangement of the grooves on the perimeter of the piston surface is to gradually increase the resistance to water flow as it deepens piston in cylinder 2 87 474 The advantage of the brake according to the invention is that the safety bar can drop quickly and can be braked only in the last phase of the decline. In addition, the operation of the brake is not dependent on the water level in the pool reactor.
Wynalazek w przykladzie wykonania uwidoczniono na rysunku przedstawiajacym hamulec preta bezpie¬ czenstwa reaktora atomowego w przekroju podluznym, w polozeniu po calkowitym zahamowaniu preta bezpieczenstwa. W rurze prowadzacej 1 umieszczony jest tlok 2 przymocowany do preta bezpieczenstwa 3.The invention is illustrated in an exemplary embodiment in the drawing showing a brake of a safety rod rotation of the atomic reactor in the longitudinal section, in position after complete braking of the rod safety. In the guide tube 1 there is a piston 2 attached to the safety bar 3.
Miedzy zewnetrzna powierzchnia 4 tloka 2 a wewnetrzna powierzchnia 5 cylindra 6 przymocowanego do rury prowadzacej 1 znajduje sie szczelina 7. Zebra prowadzace 8 tloka 2 pasowane sa z rura prowadzaca 1 w sposób zapewniajacy jego wspólosiowosc z cylindrem 6 oraz swobodne przesuwanie w rurze prowadzacej 1. Na zewnetrznej powierzchni 4 tlok 2 zaopatrzony jest w podluzne wybrania 9 oraz obwodowe rowki 10. Pomiedzy tlokiem 2 a cylindrem 6 umieszczony jest suwliwie na precie bezpieczenstwa 3 pierscien 11 przyslaniajacy szczeline 12 miedzy pretem bezpieczenstwa 3 a otworem 13 zapewniajacym jego swobodne przechodzenie.Between the outer surface 4 of the piston 2 and the inner surface 5 of the cylinder 6 attached to the tube on the guide 1 there is a slot 7. The guide ribs 8 of the piston 2 are matched with the guide tube 1 in the manner ensuring its coaxiality with cylinder 6 and free movement in the guide tube 1. Na on the outer surface 4, the piston 2 is provided with longitudinal recesses 9 and circumferential grooves 10. Between piston 2 and cylinder 6 slide ring 11 slidably on the safety bar 3 gap 12 between the safety bar 3 and the opening 13 ensuring its free passage.
Dzialanie hamulca wedlug wynalazku jest nastepujace. Po zwolnieniu preta bezpieczenstwa 3 z uchwytów spada on pod wlasnym ciezarem do rdzenia reaktora atomowego poruszajac sie wraz z tlokiem 2 wewnatrz rury prowadzacej 1 zanurzonej w wodzie basenu reaktora przynajmniej do takiego poziomu, aby cylinder 6 byl calkowicie zanurzony/W tym czasie woda moze przeplywac swobodnie miedzy zebrami prowadzacymi 8 a rura prowadzaca 1. Po zamknieciu przez tlok 2 wody w cylindrze 6 zostaje ona przez podluzne wybrania 9 przetloczona do basenu reaktora, przez co uzyskuje sie efekt hamowania. Podczas dalszego ruchu tlok 2 przetlacza wode z cylindra 6 przez szczeline 7, przy czym rowki 10 zwiekszaja opór przeplywu i skutecznosc hamowania Pierscien 11 utrudnia przeplyw wody przez szczeline 12.According to the invention, the operation of the brake is as follows. After releasing the safety bar 3 from the holders it falls under its own weight into the core of the nuclear reactor, moving with the piston 2 inside the tube leading 1 of the reactor basin submerged in water at least to such a level that the cylinder 6 is completely submerged / During this time, the water can flow freely between the guide ribs 8 and the pipe guide 1. After the piston 2 closes the water in the cylinder 6, it is retained through elongated recesses 9 pumped into the reactor basin, thus obtaining a braking effect. During further movement, piston 2 forwards water from cylinder 6 through slot 7, with grooves 10 increasing resistance to flow and efficiency ring 11 obstructs the flow of water through the slot 12.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PL1974174566A PL87474B1 (en) | 1974-10-03 | 1974-10-03 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PL1974174566A PL87474B1 (en) | 1974-10-03 | 1974-10-03 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| PL87474B1 true PL87474B1 (en) | 1976-06-30 |
Family
ID=19969137
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PL1974174566A PL87474B1 (en) | 1974-10-03 | 1974-10-03 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| PL (1) | PL87474B1 (en) |
-
1974
- 1974-10-03 PL PL1974174566A patent/PL87474B1/pl unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3486975A (en) | Fluidic actuated control rod drive system | |
| EP0331444A2 (en) | Control rod for nuclear reactors | |
| PL87474B1 (en) | ||
| CN108922638B (en) | Control rod driving mechanism with auxiliary rod falling device | |
| US3847252A (en) | Impact-absorbing assemblies | |
| US4019954A (en) | Safety device for a nuclear reactor and especially a fast reactor | |
| US3631550A (en) | Mooring devices | |
| CN109235390A (en) | Hydraulic type surface automatic water taking device | |
| RU2010129226A (en) | METHOD FOR PRODUCING ISOTOPES (OPTIONS), SYSTEM FOR PRODUCING ISOTOPES AND NUCLEAR FUEL ASSEMBLY | |
| GB992482A (en) | Reactor control rod system | |
| RU93042535A (en) | DRIVE OF THE REGULATORY ORGAN OF THE NUCLEAR REACTOR | |
| US3121045A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| KR880003340A (en) | Neutron Absorption Bar Braking System | |
| CN207231810U (en) | A kind of seafloor sampling device | |
| CN113567196A (en) | Layered mixed water sample synchronous sampling device | |
| JPS645665B2 (en) | ||
| US3297540A (en) | Nuclear reactor fuel element assemblies | |
| RU207110U1 (en) | ISOTOPE TRANSMUTATION BLANKET | |
| CN111480623A (en) | Buoyancy-adjustable fishing gear and using method thereof | |
| CN214883505U (en) | A river ecological restoration device | |
| CN201107090Y (en) | Counterweight float type magnetic dried spring alarming node liquid level monitoring device | |
| JPS645664B2 (en) | ||
| CN213021741U (en) | Float metal guiding device for metal float flowmeter | |
| US3144392A (en) | Self-contained loop for studying materials under irradiation in a swimming pool reactor | |
| KR102120504B1 (en) | Method of fabricating liquid-metal coolants for nuclear reactors |