УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЗАКРЕПЛЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ Российский патент 1996 года по МПК G21C1/18 G21C5/06 

Изобретение относится к устройствам для закрепления внутрикорпусного оборудования ядерного реактора, а именно к устройствам для закрепления активной зоны, устанавливаемой в реакторе с водой под давлением и омываемой охлаждающим теплоносителем.

Известно устройство [1] для закрепления активной зоны, содержащее опорный цилиндр, установленный на фланце в сосуде под давлением ядерного реактора, упругий элемент, размещенный между фланцами опорного и нажимного цилиндров, поджимаемый крышкой реактора. Упругий элемент выполнен из трубы и содержит несколько кольцевых сегментов, закрепленных на верхней поверхности фланца опорного цилиндра. Сжатие упругого элемента осуществляется при уплотнении разъема сосуда. При этом создается прижимное усилие, которое, наряду с усилием от пружинных блоков тепловыделяющих сборок и веса опорного цилиндра с топливной загрузкой, прижимает опорный цилиндр к опоре и удерживает его от всплытия при воздействии перепада давления теплоносителя.

Недостатком известного устройства является то, что при переходе на загрузку реактора тепловыделяющими сборками с каркасом из циркониевого сплава взамен тепловыделяющих сборок с каркасом из нержавеющей стали происходит значительное снижение усилия, создаваемого при сжатии пружин в головках тепловыделяющих сборок блоком нажимных труб, так как при выходе на эксплуатационную температуру теплоносителя циркониевый каркас тепловыделяющей сборки расширяется на 12-15 мм меньше, чем соответствующий канал, образованный внутрикорпусными устройствами, изготовленными из нержавеющей стали 08Х18Н10Т (величина удлинений взята для реактора ВВЭР-1000 с длиной топливной части 3,5 м).

При уменьшении прижимного усилия от пружинных блоков тепловыделяющих сборок возникает необходимость компенсации прижатия опорного и нажимного цилиндров за счет увеличения усилия от упругого элемента. В противном случае внутрикорпусные устройства будут отрываться от опор, что приведен к вибрации как их самих, так и тепловыделяющих сборок и органов регулирования, т.е. существенно снизится надежность реактора.

Ослабление прижатия внутрикорпусных устройств к опорам может происходить также вследствие релаксации пружин головок тепловыделяющих сборок под действием напряжений, высокой температуры и облучения.

В условиях ограниченного места, отводимого в ядерном реакторе под размещение упругого элемента, увеличение прижимного усилия может быть достигнуто, например, при увеличении толщины стенки трубы тороидального кольцевого сегмента. В этом случае одновременно с увеличением погонной нагрузки снижается величина упругой деформации (как относительная, так и абсолютная), а также снижается релаксационная стойкость таких труб, что вызывает необходимость досрочной (до окончания топливной компании) замены упругого элемента.

Целью изобретения является увеличение несущей способности упругого элемента, удерживающего опорный цилиндр с активной зоной от всплытия, без увеличения габаритов упругого элемента, снижение вибрации элементов внутрикорпусных устройств и активной зоны при переходе на топливную загрузку с циркониевым каркасом.

Устройство согласно изобретению отличается тем, что каждый из кольцевых сегментов упругого элемента выполнен в виде винтовой цилиндрической пружины, на которую с натягом насажены цилиндрические кольца.

На фиг. 1 показана схема ядерного реактора, продольный разрез; на фиг.2 разрез А-А на фиг.1; на фиг.3 сечение Б-Б на фиг.1; на фиг.4 узел I на фиг.1 (когда упругий элемент не нагружен); на фиг.5 то же (когда упругий элемент под нагрузкой).

Реактор с устройством для закрепления опорного цилиндра с активной зоной представляет собой сосуд 1 под давлением, уплотняемый крышкой 2. В сосуде 1 установлен на фланце 3 опорный цилиндр 4 с активной зоной, содержащей тепловыделяющие сборки 5. Между фланцем 3 опорного цилиндра и фланцем 6 нажимного цилиндра, взаимодействующим с торцом крышки 2, установлен упругий элемент, содержащий ряд кольцевых сегментов 7, закрепленных на фланце 3. Каждый из сегментов 7 содержит винтовую цилиндрическую пружину 8, на которую насажены с натягом цилиндрические кольца 9. Сосуд 1 снабжен входным патрубком 10 и выходным патрубком 11 и образует со стенкой опорного цилиндра 4 опускной канал 12 контура циркуляции теплоносителя в реакторе.

Устройство работает следующим образом.

Холодный теплоноситель входит в патрубок 10, пройдя опускной канал 12 через отверстия в днище опорного цилиндра, попадает в активную зону, отбирает тепло у тепловыделяющих сборок 5 и, нагретый, уходит через патрубок 11 из реактора. При протекании теплоносителя через реактор его давление снижается, а разность давления на входе и выходе является той силой, которая выталкивает опорный цилиндр вверх, если вес опорного цилиндра с активной зоной меньше выталкивающей силы. Прижатие опорного цилиндра к опоре является необходимым условием удержания опорного цилиндра и тепловыделящих сборок от существенных перемещений (вызывающих износ и разрушение) под воздействием протекающего теплоносителя. При уплотнении главного разъема крышка 2 через фланец 6 нажимного цилиндра и упругий сегмент 7 передает на фланец опорного цилиндра необходимое усилие прижатия, деформируя пружину 8 и кольца 9. Поскольку и пружина 8 и кольца 9 изготовляются из высокопрочного пружинного материала (например, из жаропрочного коррозионно-стойкого сплава ХН77ТЮР), то упругий элемент при тех же габаритах, что и труба в прототипе (например, освоенная в промышленном производстве труба из стали ОХ18Н10Т), может выдержать гораздо более значительную погонную нагрузку, чем прототип (в 2-4 раза).

Таким образом, предлагаемая конструкция упругого элемента дает возможность увеличить усилие прижатия опорного цилиндра до необходимой величины, не увеличивая его габаритов, что обеспечивает необходимую надежность реактора.

Использование: в устройствах для закрепления оборудования, установленного внутри сосуда под давлением ядерного реактора, содержащего кольцевой упругий элемент. Сущность изобретения: каждый из кольцевых сегментов упругого элемента выполнен в виде винтовой цилиндрической пружины, на которую с натягом насажены цилиндрические кольца. 5 ил.

Устройство для закрепления активной зоны ядерного реактора с водой под давлением, содержащее опорный цилиндр, установленный на фланце в сосуде под давлением, упругий элемент, включающий в себя ряд смежных кольцевых сегментов, закрепленных на верхней поверхности фланца опорного цилиндра, взаимодействующий с фланцем нажимного цилиндра, поджимаемым торцом крышки сосуда под давлением, отличающееся тем, что каждый из кольцевых сегментов упругого элемента выполнен в виде винтовой цилиндрической пружины, на которую с натягом насажены цилиндрические кольца.