[go: up one dir, main page]

RU2086010C1 - Emergency control device of nuclear reactor - Google Patents

Emergency control device of nuclear reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2086010C1
RU2086010C1 RU9393015783A RU93015783A RU2086010C1 RU 2086010 C1 RU2086010 C1 RU 2086010C1 RU 9393015783 A RU9393015783 A RU 9393015783A RU 93015783 A RU93015783 A RU 93015783A RU 2086010 C1 RU2086010 C1 RU 2086010C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
rod
cavity
piston
emergency protection
housing
Prior art date
Application number
RU9393015783A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU93015783A (en
Inventor
Э.С. Степанов
В.А. Леонов
Ю.И. Краснощеков
В.В. Воскобойников
Original Assignee
Центральный научно-исследовательский институт химии и механики
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Центральный научно-исследовательский институт химии и механики filed Critical Центральный научно-исследовательский институт химии и механики
Priority to RU9393015783A priority Critical patent/RU2086010C1/en
Publication of RU93015783A publication Critical patent/RU93015783A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2086010C1 publication Critical patent/RU2086010C1/en

Links

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

  • Braking Arrangements (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear reactors. SUBSTANCE: device has mechanism holding control rod above reactor core, rod accelerating mechanism, and its braking mechanisms. Accelerating mechanism is built up of combustion chamber with gas-generating charge, igniter, and explosive charge placed on second end of case and connected to control rod timing unit of safety system, and sheared- diaphragm piston mounted between combustion chamber and emergency control rod. Space between piston and rod is filled with cooling liquid, such as water; case has inlet and outlet check valves installed on both ends of space. EFFECT: improved reliability in operation. 3 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к механизмам систем управления и защиты ядерных реакторов, а именно к механизмам аварийной защиты ядерных реакторов. The invention relates to mechanisms of control systems and protection of nuclear reactors, and in particular to emergency protection mechanisms of nuclear reactors.

Известно устройство аварийной защиты ядерного реактора, содержащее электромагнит с защелкой для удержания в корпусе стержня аварийной защиты вне активной зоны в нормальных условиях работы реактора, привод для обеспечения необходимой начальной скорости стержня аварийной защиты, выполненный в виде или чисто гидравлического поршневого тормоза, или тормоза смешанного типа с применением гидравлики и пружины [1]
Недостатком этого устройства является невозможность достижения требуемых скоростей перемещения стержня, обеспечивающих времена аварийной остановки ядерных реакторов в диапазоне 0,01-0,1 с.A device for emergency protection of a nuclear reactor is known, containing an electromagnet with a latch for holding the emergency protection rod in the housing outside the active zone under normal operating conditions of the reactor, a drive for providing the necessary initial speed of the emergency protection rod, made in the form of either a purely hydraulic piston brake or a mixed brake using hydraulics and springs [1]
The disadvantage of this device is the inability to achieve the required speed of movement of the rod, providing emergency shutdown times of nuclear reactors in the range of 0.01-0.1 s.

Известна система пневматического управления аварийным стержнем ядерного реактора. Система содержит цилиндрический корпус, в котором располагаются поршень, удерживаемый в верхнем положении в корпусе благодаря разрежению, создаваемому вакуумными насосами. Поршень посредством штока жестко связан с аварийным стержнем и по сигналу аварийной остановки реактора под действием высокого давления жидкости, например жидкого аргона, поступающего из отдельного резервуара, выталкивается вниз, заставляя опускаться в активную зону стержень аварийной защиты [2]
Недостатком такого устройства является наличие большого числа последовательно переключаемых запорных вакуумных и жидкостных кранов и насосов, что усложняет конструкцию и снижает надежность срабатывания при авариях.A known system for pneumatic control of the emergency rod of a nuclear reactor. The system comprises a cylindrical housing in which a piston is located, which is held in the upper position in the housing due to the vacuum created by the vacuum pumps. By means of a rod, the piston is rigidly connected to the emergency rod and, upon the signal of the reactor emergency stop under the action of high liquid pressure, for example, liquid argon coming from a separate tank, is pushed down, forcing the emergency protection rod to fall into the active zone [2]
The disadvantage of this device is the presence of a large number of sequentially switched shut-off vacuum and liquid taps and pumps, which complicates the design and reduces the reliability of operation in case of accidents.

Наиболее близким к предлагаемому является устройство аварийной защиты ядерного реактора, содержащее цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца стержнем аварийной защиты, датчики, соединенные с блоком обработки информации, средство ускорения стержня аварийной защиты и средство торможения стержня, объединенные в виде шагового линейного электродвигателя со специальной аппаратурой управления процессом перемещения стержня в активную зону [3]
Недостатки такого устройства в том, что, обладая возможностью достаточно плавного управления скоростью перемещения стержня в широком диапазоне, оно в то же время занимает большие габариты, сложно по конструкции и не обеспечивает высокой надежности срабатывания в экстремальных аварийных ситуациях, особенно при вероятном общем обесточивании силовой электрической сети.Closest to the proposed is a nuclear reactor emergency protection device, comprising a cylindrical body with an emergency protection rod installed in it at one end, sensors connected to the information processing unit, emergency protection rod acceleration means and rod brake means combined in the form of a linear linear motor with special equipment for controlling the process of moving the rod into the core [3]
The disadvantages of such a device are that, having the ability to sufficiently smoothly control the speed of movement of the rod in a wide range, it at the same time occupies large dimensions, is difficult in design and does not provide high reliability of operation in extreme emergency situations, especially with the likely general blackout of the power electric network.

Цель изобретения повышение эффективности защиты реакторов при авариях путем повышения надежности срабатывания за счет упрощения конструкции привода стержня и уменьшения его габаритов. The purpose of the invention is to increase the efficiency of reactor protection in case of accidents by increasing the reliability of operation by simplifying the design of the rod drive and reducing its dimensions.

Цель достигается тем, что в устройстве аварийной защиты ядерного реактора, включающем цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца стержнем аварийной защиты, датчики, соединенные с блоком системы управления и защиты реактора, средство удержания стержня над активной зоной реактора, средство ускорения стержня и средства его торможения, средство ускорения выполнено в виде расположенных со второго конца корпуса камеры сгорания с газогенерирующим зарядом, воспламенителем и пиропатроном, соединенным с блоком системы управления и защиты реактора, и поршня со срезаемой мембраной, размещенного между камерой сгорания и стержнем аварийной защиты, а полость между поршнем и стержнем заполнена охлаждающей жидкостью, причем корпус снабжен установленными с обоих концов полости впускным и выпускным обратными клапанами. The goal is achieved in that in a device for emergency protection of a nuclear reactor, including a cylindrical body with an emergency protection rod installed in it at one end, sensors connected to the reactor control and protection system block, means for holding the rod over the reactor core, means for accelerating the rod, and means its braking, acceleration means made in the form located on the second end of the housing of the combustion chamber with a gas-generating charge, an igniter and a squib connected to the control unit I and protection of the reactor and the piston with the cut membrane disposed between the combustion chamber and the rod of emergency protection, and the cavity between the piston and the rod is filled with a cooling liquid, wherein the housing is provided mounted on both ends of the cavity inlet and outlet check valves.

Кроме того, средство торможения выполнено в виде подпружиненного тормозного поршня с конической полостью, ответной головной части стержня аварийной защиты, а полость активной зоны между стержнем и тормозным поршнем снабжена втулкой и заполнена охлаждающей жидкостью, во втулке выполнены калибровочные отверстия, до срабатывания перекрытые поршнем, причем с обоих концов полости установлены впускной и выпускной обратные клапаны. In addition, the braking means is made in the form of a spring-loaded brake piston with a conical cavity, the response head of the emergency protection rod, and the cavity of the active zone between the rod and the brake piston is provided with a sleeve and filled with coolant, calibration holes are made in the sleeve, covered by a piston before operation, moreover inlet and outlet check valves are installed on both ends of the cavity.

Для приведения стержня аварийной защиты в исходное положение после останова реактора к тормозному поршню жестко крепится шток с рейкой, находящейся в зацеплении с зубчатым колесом механизма возврата стержня. To bring the emergency protection rod to its original position after shutting down the reactor, a rod with a rack meshing with the gear of the rod return mechanism is rigidly attached to the brake piston.

Длина предлагаемого устройства Lо определяется высотой пространства между активной зоной реактора и верхней частью корпуса реактора. Внутренний диаметр корпуса устройства равен dк 2Rст, где Rст радиус стержня, определяемый заданной эффективностью поглощения нейтрального излучения. Внешний диаметр корпуса определяется из условия сохранения прочности и герметичности корпуса при действии максимального внутреннего давления Рmax от горения порохового заряда формулой Dк

Figure 00000002
dк + (30 40) мм при Pmax = 1500 кг/см2 и запасе прочности nпр≥2. Соотношение высоты порохового заряда к его диаметру при приемлемой плотности заряжения составляет величину lз/dк = 1 1,4. Длина цилиндрической части стержня lп примерно равна высоте активной зоны реактора lа, а длина головной части стержня (lст-lп) определяется объемом полости в ней, необходимой для эффективного торможения стержня на начальном этапе. Отношение высоты тормозной пружины к ее диаметру lпр/dпр определяется условием плавного торможения стержня на конечном участке движения.The length of the proposed device L about is determined by the height of the space between the reactor core and the upper part of the reactor vessel. The internal diameter of the device casing is equal to d to 2R st , where R st is the radius of the rod, determined by the specified absorption efficiency of neutral radiation. The outer diameter of the housing is determined from the condition of maintaining the strength and tightness of the housing under the action of the maximum internal pressure P max from the combustion of the powder charge by the formula D to
Figure 00000002
d to + (30 40) mm at P max = 1500 kg / cm 2 and safety factor n pr ≥2. The ratio of the height of the powder charge to its diameter at an acceptable charge density is l z / d k = 1 1.4. The length of the cylindrical part of the rod l p is approximately equal to the height of the reactor core l a , and the length of the head of the rod (l st -l p ) is determined by the volume of the cavity in it necessary for effective braking of the rod at the initial stage. The ratio of the height of the brake spring to its diameter l pr / d pr is determined by the condition of smooth braking of the rod in the final section of movement.

На чертеже изображено устройство аварийной защиты ядерного реактора. The drawing shows a device for emergency protection of a nuclear reactor.

Устройство содержит корпус 1, в верхней части которого установлены пиропатрон 2, воспламенитель 3, штуцер 4, газогенерирующий заряд 5, размещенный в зарядной камере, поршень 6 и навинтная втулка 7. На корпусе 1 расположены впускной 8 и выпускной 9 обратные клапаны. В нижней части корпуса 1 установлен корпус стержня 10 аварийной защиты с поглотителем 11. В канале активной зоны 12 размещена втулка 13, в средней части которой расположен тормозной поршень 14 со штоком с рейкой 15 и пружиной 16. Пиропатрон 2 соединен с блоком 17 системы управления и защиты реактора. В полости головной части стержня выполнены отверстия 18. На корпусе втулки 13 установлены выпускной 19 и впускной 20 обратные клапаны. Корпус 10 стержня аварийной защиты удерживается в корпусе 1 устройства над каналом активной зоны с помощью штифтов 21, а поршень 6 удерживается в корпусе 1 с помощью срезаемой мембраны 22. Полость между поршнем 6 и корпусом 10 стержня аварийной защиты заполнена охлаждающей жидкостью 23, циркуляция которой обеспечивается клапанами 8 и 9. В полости верхней части втулки 13 канала активной зоны 12 размещена охлаждающая жидкость 24, циркуляция которой обеспечивается клапанами 19, 20, а в средней части втулки выполнены калибровочные отверстия 25. Вблизи каналов активной зоны 12 установлены датчик 26, сигналы с которых поступают в блок 17 системы управления и защиты реактора. Тормозной поршень 14 через шток с рейкой 15 жестко связан с зубчатым колесом 27 механизма возврата поршней 6, 14 и корпуса стержня 10 в исходные положения. The device comprises a housing 1, in the upper part of which a pyro cartridge 2, an igniter 3, a nozzle 4, a gas generating charge 5 located in the charging chamber, a piston 6 and a screw sleeve 7 are installed. On the housing 1 there are inlet 8 and outlet 9 non-return valves. In the lower part of the housing 1, the emergency protection rod 10 housing with the absorber 11 is installed. A sleeve 13 is placed in the core channel 12, in the middle of which there is a brake piston 14 with a rod with a rack 15 and a spring 16. The igniter 2 is connected to the control system block 17 and reactor protection. Holes are made in the cavity of the head of the rod 18. The exhaust valves 19 and the inlet 20 check valves are installed on the body of the sleeve 13. The housing 10 of the emergency protection rod is held in the housing 1 of the device above the core channel by means of pins 21, and the piston 6 is held in the housing 1 by means of a cut-off membrane 22. The cavity between the piston 6 and the housing 10 of the emergency protection rod is filled with coolant 23, the circulation of which is ensured valves 8 and 9. In the cavity of the upper part of the sleeve 13 of the channel of the active zone 12 there is a coolant 24, the circulation of which is provided by valves 19, 20, and in the middle part of the sleeve there are calibration holes 25. Near the channel s active zone 12 are sensor 26, which receives signals from a control unit 17 and the reactor protection system. The brake piston 14 through the rod with the rack 15 is rigidly connected with the gear wheel 27 of the mechanism for returning the pistons 6, 14 and the housing of the rod 10 to its original position.

При возникновении аварийной ситуации блок 17 по сигналам с датчиков 26 выдает команду на срабатывание пиропатрона 2, который через воспламенитель 3 зажигает газогенерирующий пороховой заряд 5 с профилированными каналами, обеспечивающими горение заряда с заданной скоростью. При достижении определенного давления в зарядной камере срезается мембрана 22 и поршень 6 начинает движение, перемещая через столб охлаждающей жидкости корпус 10 стержня аварийной защиты после срезания штифтов 21. Клапаны 8, 9 при этом запираются, обеспечивая заданное давление за донным срезом корпуса 10 стержня аварийной защиты. При достижении максимального давления в столбе жидкости, обеспечивающего заданную скорость разгона стержня, внутреннее давление в корпусе 1 "стравливается" штуцером 4 по P= Pз. Одновременно при торможении стержня вследствие перетекания жидкости 24 через отверстия 18 в головную полость корпуса 10 стержня возрастает давление в полости канала активной зоны, заполненной жидкостью 24. При этом клапаны 19, 20 также "запираются", а тормозной поршень 14, поддерживаемый силой сопротивления пружины 16, сохраняет исходное положение до момента полного заполнения головной полости корпуса 10. При достижении определенного давления в полости канала активной зоны начинается совместное движение корпуса 10 стержня и тормозного поршня 14, в результате которого открывается отверстие 25 в средней части втулки 12 и начинается второй этап торможения стержня, вследствие истечения жидкости 24 через отверстия 25. В это время головная часть корпуса стержня находится в "сцепке" с ответной частью тормозного поршня 14. На заключительной стадии движения стержня, когда участок корпуса 10 стержня, заполненный поглотителем, занимает 80-90% высоты канала активной зоны lа, безударная остановка корпуса 10 стержня в положении максимального поглощения нейтронов lп lа осуществляется с помощью пружины 16. При этом отверстия 25 в корпусе втулки 12 перекрываются корпусом стержня. Возврат корпуса стержня 10, тормозного поршня 14 и поршня 6 в исходное положение осуществляется механизмом возврата с помощью штока с рейкой 15 и зубчатого колеса 27, при этом клапаны 8, 9, 19, 20 остаются запертыми (при P=Pз).In the event of an emergency, the unit 17, according to the signals from the sensors 26, issues a command to actuate the igniter 2, which, through the igniter 3, ignites the gas-generating powder charge 5 with profiled channels providing charge burning at a given speed. When a certain pressure is reached in the charging chamber, the membrane 22 is cut off and the piston 6 begins to move, moving the body 10 of the emergency protection rod through the coolant column after cutting the pins 21. The valves 8, 9 are thus locked, providing a predetermined pressure behind the bottom cut of the body 10 of the emergency protection rod . Upon reaching the maximum pressure in the liquid column, providing a given speed of acceleration of the rod, the internal pressure in the housing 1 "bleed" fitting 4 at P = P C. At the same time, when the rod is braking due to the flow of liquid 24 through the holes 18 into the head cavity of the rod body 10, the pressure in the cavity of the core channel filled with liquid 24 increases. In this case, the valves 19, 20 are also “locked” and the brake piston 14 is supported by the resistance force of the spring 16 , maintains its original position until the head cavity of the housing 10 is completely filled. When a certain pressure is reached in the cavity of the core channel, the joint movement of the shaft body 10 and the brake piston 14 begins the result of which opens the hole 25 in the middle part of the sleeve 12 and the second stage of braking of the rod begins, due to the outflow of fluid 24 through the holes 25. At this time, the head part of the body of the rod is in "coupled" with the counterpart of the brake piston 14. At the final stage of movement of the rod when the portion of the rod body 10 filled with an absorber occupies 80-90% of the height of the core channel l a , the shock-free stop of the rod body 10 in the position of maximum neutron absorption l p l a is carried out using a spring 16. In this case, the holes 25 in the body of the sleeve 12 are overlapped by the body of the rod. The return of the body of the rod 10, the brake piston 14 and the piston 6 to its original position is carried out by a return mechanism using a rod with a rack 15 and gears 27, while the valves 8, 9, 19, 20 remain locked (at P = P s ).

Таким образом, предлагаемое устройство аварийной защиты ядерного реактора позволяет устранить недостатки известных конструкций, увеличить эффективность и повысить надежность работы системы аварийной защиты ядерных реакторов. Thus, the proposed device for emergency protection of a nuclear reactor can eliminate the disadvantages of the known structures, increase efficiency and improve the reliability of the emergency protection system of nuclear reactors.

Claims (3)

1. Устройство аварийной защиты ядерного реактора, включающее цилиндрический корпус с установленным в нем с одного конца стержнем аварийной защиты, соединенные с блоком системы управления и защиты реактора средство удержания стержня над активной зоной, средство ускорения стержня и средство его торможения, отличающееся тем, что средство ускорения выполнено в виде расположенных с второго конца корпуса камеры сгорания с газогенерирующим зарядом, воспламенителем и пиропатроном, соединенным с блоком системы управления и защиты реактора, и поршня со срезаемой мембраной, размещенного между камерой сгорания и стержнем аварийной защиты, а полость между поршнем и стержнем заполнена охлаждающей жидкостью, причем корпус снабжен установленными с обоих концов полости впускным и выпускным обратными клапанами. 1. A device for emergency protection of a nuclear reactor, including a cylindrical body with an emergency protection rod installed in it at one end, means for holding the rod over the core, means for accelerating the rod, and means for braking it, characterized in that the means acceleration is made in the form located on the second end of the housing of the combustion chamber with a gas-generating charge, an ignitor and a squib connected to the control and protection unit of the reactor, and a piston with a cut-off membrane located between the combustion chamber and the emergency protection rod, and the cavity between the piston and the rod is filled with coolant, and the housing is equipped with inlet and outlet check valves installed at both ends of the cavity. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что стержень аварийной защиты выполнен в виде корпуса с конической головной частью и внутренней полостью в ней, сообщающейся с полостью активной зоны через отверстия, выполненные на боковой поверхности конической головной части стержня. 2. The device according to claim 1, characterized in that the emergency protection rod is made in the form of a body with a conical head part and an internal cavity in it, communicating with the active cavity through openings made on the side surface of the conical head part of the rod. 3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что средство торможения выполнено в виде подпружиненного тормозного поршня с конической полостью, ответной головной части стержня аварийной защиты, а полость активной зоны между стержнем и тормозным поршнем снабжена втулкой и заполнена охлаждающей жидкостью, во втулке выполнены отверстия, до срабатывания перекрытые поршнем, причем с обоих концов полости установлены впускной и выпускной обратные клапаны. 3. The device according to claim 1, characterized in that the braking means is made in the form of a spring-loaded brake piston with a conical cavity, the counterpart of the emergency protection rod, and the cavity of the active zone between the rod and the brake piston is provided with a sleeve and filled with coolant, made in the sleeve openings, before actuation, are blocked by a piston, and inlet and outlet check valves are installed at both ends of the cavity.
RU9393015783A 1993-03-25 1993-03-25 Emergency control device of nuclear reactor RU2086010C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9393015783A RU2086010C1 (en) 1993-03-25 1993-03-25 Emergency control device of nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9393015783A RU2086010C1 (en) 1993-03-25 1993-03-25 Emergency control device of nuclear reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU93015783A RU93015783A (en) 1995-07-20
RU2086010C1 true RU2086010C1 (en) 1997-07-27

Family

ID=20139262

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU9393015783A RU2086010C1 (en) 1993-03-25 1993-03-25 Emergency control device of nuclear reactor

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2086010C1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2260211C1 (en) * 2004-09-03 2005-09-10 Кудрявцев Михаил Юрьевич System for vessel nuclear reactor control and two-position switch of the passive protection of a nuclear reactor (nr)
RU2329367C1 (en) * 2006-11-20 2008-07-20 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Системы безопасности" Protection device of window or door aperture
RU2658343C1 (en) * 2017-09-08 2018-06-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Device for the emergency protection of a nuclear reactor

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1973, с.160 и 161. 2. Заявка Франции N 2015300, кл. G 21 C 7/00, 1970. 3. Атомная техника за рубежом. - М.: Атомиздат, 1975, N 5, с.5 - 8, рис.7 и 8. *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2260211C1 (en) * 2004-09-03 2005-09-10 Кудрявцев Михаил Юрьевич System for vessel nuclear reactor control and two-position switch of the passive protection of a nuclear reactor (nr)
RU2329367C1 (en) * 2006-11-20 2008-07-20 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Системы безопасности" Protection device of window or door aperture
RU2658343C1 (en) * 2017-09-08 2018-06-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Device for the emergency protection of a nuclear reactor

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2848939B2 (en) Hydraulic-pneumatic adjustment device
EP1451500B1 (en) Hydraulic hybrid accumulator shut-off valve
RU2003367C1 (en) Device for throwing rescue ropes
US5487561A (en) Safety bag inflation apparatus using a liquid propellant gas generator
KR920007843B1 (en) Automatic Gas Generator for Passenger Protection Airbag
KR20030059286A (en) Emergency Energy Release for Hydraulic Energy Storage Systems
EP1602833B1 (en) Linear actuator
JP2002513350A (en) A device for inflating an airbag with a liquid propellant
JPS60132066A (en) Direct jet regeneration type liquid propellant gun structure
GB1560853A (en) Vehicle safety belt tension controlling device
US5542384A (en) Hydraulic engine starting equipment
JPH0220841B2 (en)
EP0232285B1 (en) A valve actuator system for controlling of valves
RU2086010C1 (en) Emergency control device of nuclear reactor
US3018627A (en) Rechargeable accumulator
DE19753489B4 (en) A liquid propellant gas inflator comprising means for preventing the device from bursting
US4077837A (en) Pressurized-water reactor coolant pipe containment
US4196788A (en) Device for propelling a liquid projectile in a liquid medium with a view to creating a shock wave
US4142692A (en) Reel mechanism for elimination of belt looseness of a safety belt system
JP5295354B2 (en) Gas generator for automobile safety equipment
US3926093A (en) Oil-hydraulic servo-motor
JP2001055112A (en) Inflating device for automobile safety device
US20080216640A1 (en) Lightweight rammer
US4450870A (en) Liquid spring accumulator with self-charging means
GB2228297A (en) Propulsion system