Изобретение относится к устройству для зажима расположенного в напорном баке реактора шахтного ствола реактора относительно крышки напорного бака реактора.
В реакторах, охлаждаемых водой под давлением WWER, несущий ядерные сборки шахтный ствол оттянут относительно крышки напорного бака реактора путем так называемых сегментов компенсаторных труб. Эти сегменты компенсаторных труб имеют функцию, компенсировать возникающие за счет термогидравлических процессов внутри напорного бака реактора и воздействующие на ядерные сборки и шахтный ствол реактора вытесняющие силы. За счет этого должны создаваться стабильные условия зажима для шахтного ствола реактора, чтобы препятствовать или уменьшать возникающие при эксплуатации за счет износа процессы повреждения и обеспечивать надежный режим эксплуатации ядерной установки.
Известные сегменты компенсаторных труб оказывают при этом необходимые для стабилизации силы зажима за счет оттяжки и упругой деформации. (Патент US 4096034, 1978 г, G 21 C 13/00).
На практике однако оказалось, что известные сегменты компенсаторных труб частично уже после одного года эксплуатации имеют большие пластические деформации. Следствием этого является то, что при дальнейшем использовании этих пластически деформированных сегментов компенсаторных труб нельзя исключить повреждения ядерных сборок. Кроме того, последующая проверка упругих свойств уже пластически деформированного сегмента компенсаторной трубы не возможна без дальнейшей пластической деформации и связанного с этим уменьшения ее остаточной упругости, то есть разрушения ее пружинящих свойств.
Кроме того, при замене этих сегментов труб получается большое количество сильно радиоактивно-зараженных отходов.
В основе изобретения лежит задача указать устройство для зажима расположенного в напорном баке реактора шахтного ствола реактора, которое обеспечивает в течение длительного времени стабильные условия зажима и приводит при обусловленных возможным износом мероприятиях по замене только к относительно малому количеству радиоактивно- зараженных отходов.
Названная задача решается согласно изобретению за счет устройства для зажима расположенного в напорном баке реактора шахтного ствола реактора, в котором между верхним заплечиком и крышкой напорного бака реактора предусмотрено множество параллельно включенных пружинящих зажимных элементов, которые расположены таким образом, что в пределах заданного рабочего хода возможной является только упругая деформация этих зажимных элементов.
Так как тем самым пластическая деформация этих зажимных элементов исключена, обеспечены надежные стабилизирующие условия зажима во время длительного времени эксплуатации. Так как, кроме того, предусмотрено множество независимых друг от друга пружинящих зажимных элементов, в рамках технического обслуживания должны заменяться только те зажимные элементы, в которых действительно зафиксирован износ. За счет этого снижается количество получающихся радиоактивных отходов.
Для ограничения рабочего хода, предпочтительно на верхнем конце шахтного ствола реактора, расположен механический упор.
В другой предпочтительной форме выполнения изобретения на крышке напорного бака реактора или на верхнем заплечике шахтного ствола реактора расположена, по меньшей мере, одна направляющая шина, на которую надвинуты зажимные элементы. За счет этого мероприятия становится возможным легкий монтаж и демонтаж зажимных элементов.
Другие предпочтительные формы выполнения изобретения получаются согласно зависимых пунктов формулы изобретения.
Для дальнейшего пояснения изобретения делается ссылка на пример выполнения, представленный на чертежах, на которых показано:
Фигура 1 - устройство согласно изобретению в продольном сечении через часть напорного бака реактора в области крышки.
На фигуре 2 представлена в продольном сечении под другим углом также часть напорного бака реактора в области его крышки.
Фигуры 3 и 4 показывают часть опорного заплечика крышки или соответственно часть заплечика шахтного ствола реактора в виде снизу или соответственно сверху.
Согласно фигуры 1 в напорном баке реактора 1 между расположенным на крышке 2 опорным заплечиком 4 и опирающимся на стенку напорного бака реактора 1 шахтным стволом 6 предусмотрены зажимные элементы 10. Эти зажимные элементы 10 оттягивают шахтный ствол реактора 6 относительно жестко свинченной с корпусом напорного бака 1 реактора крышки 2.
Зажимные элементы 10 содержат направляющую гильзу 12, которая надвинута на расположенную на опорном заплечике 4 подобную ласточкиному хвосту направляющую шину 8.
Направляющая гильза 12 окружает нажимной пуансон 14, который при надвинутой на направляющую шину 8 направляющей гильзе 12 за счет пакетов тарельчатых пружин 16, которые опираются через нажимное кольцо 18 на направляющую шину 8, выдавливается наружу так, что он выступает над направляющей гильзой 12. Нажимной пуансон 14 снабжен заплечиком 142, который при максимальном вызванном действием пакетов тарельчатых пружин 16 отклонении нажимного пуансона 14 опирается на кольцевой выступ 121 направляющей гильзы 12. Кольцевой выступ 121 образует таким образом механический упор для нажимного пуансона 14.
Вместо тарельчатых пружин или пакетов тарельчатых пружин 16 в зажимных элементах могут быть предусмотрены также сегменты листовых пружин, или сегменты пружин сжатия, как, например, спиральные пружины.
На фигуре представлена ситуация во встроенном состоянии, в которой между заплечиком 142 и кольцевым выступом 121 получается зазор s1, который соответствует предварительному натяжению зажимного элемента 10.
Для приема пакетов тарельчатых пружин 16 на нажимном пуансоне расположена направляющая цапфа 20.
Нажимной пуансон 14 снабжен выпуклой торцевой поверхностью 141, которая опирается на вогнутую выемку 91 расположенной на верхнем заплечике 7 шахтного ствола реактора 6 базисной планки 9. Путем такого выпуклого или соответственно вогнутого выполнения обращенных друг к другу поверхностей обеспечивается центрирование нажимного пуансона 14.
На фигуре показан максимально возможный заданный рабочий ход s шахтного ствола реактора 6. Этот рабочий ход s получается за счет не видных на фигуре механических упоров и ограничивает возможную амплитуду шахтного ствола реактора 6 относительно крышки реактора 2. Рабочий ход s при этом меньше, чем возможные за счет конструктивного выполнения направляющей гильзы 12 ходы пружин, которые, например, ограничены расстоянием между направляющей цапфой 20 и торцевой поверхностью направляющей шины 8 или расстоянием нижней торцевой поверхности направляющей гильзы 12 от базисной планки 9. Параметры пакетов тарельчатых пружин 16 выбраны такими, что в рамках этого еще возможного во встроенном состоянии рабочего хода s может быть исключена пластическая деформация пакетов тарельчатых пружин 16 и тем самым зажимного элемента 10.
Вместо закрепленной на крышке 2 направляющей шины 8 для приема зажимных элементов 10 может быть также предусмотрена расположенная на верхнем заплечике 7 шахтного ствола реактора 6 направляющая шина 8. В другой форме выполнения могут быть также предусмотрены зажимные элементы, которые заключены в сегментообразные направляющие планки, которые в предусмотренных для сегментов компенсаторных труб положениях разъемно соединены с верхним заплечиком 7 шахтного ствола реактора 6.
Возникновение максимально возможного рабочего хода s видно из представления согласно фигуре 2. Там рабочий ход s обусловлен за счет свинченного с шахтным стволом реактора куполообразного механического упора 30.
На фигуре 3 можно видеть, что на опорном заплечике 4 предусмотрены в виде сегментов множество кольцевых шин 8, на которые соответственно надвинуты множество зажимных элементов 10. Эти зажимные элементы 10 являются независимо друг от друга и разъемно связанными с зафиксированной на опорном заплечике 4 направляющей шиной 8 конструктивными блоками, которые могут проверяться независимо друг от друга и в случае необходимости без проблем заменяться по отдельности.
Соответствующим образом также согласно фигуры 4 предусмотрено множество имеющих форму сегментов базисных планок 9, которые снабжены бочкообразными выемками 91 в соответствии с количеством зажимных элементов 10. На фигуре, кроме того, можно видеть расположенные между отдельными базисными планками 9 механические упоры 30.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1994 |
|
RU2116679C1 |
МАНИПУЛЯТОР ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ ИЗМЕРЕНИЙ, ИСПЫТАНИЙ, ИССЛЕДОВАНИЙ И РЕМОНТА ВНУТРИ ОТКРЫТОГО СВЕРХУ И РАСПОЛОЖЕННОГО В КОРПУСЕ НАПОРНОГО БАКА РЕАКТОРА | 1984 |
|
RU2018985C1 |
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1993 |
|
RU2111557C1 |
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1991 |
|
RU2087952C1 |
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ) | 1993 |
|
RU2126561C1 |
УСТАНОВКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С УСТРОЙСТВОМ УДЕРЖАНИЯ ЯДРА И СПОСОБ ВНЕШНЕГО ОХЛАЖДЕНИЯ ПОСЛЕДНЕГО ПУТЕМ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ | 1993 |
|
RU2099801C1 |
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1992 |
|
RU2089944C1 |
ПОЛЗУН ДЛЯ ПРИСТЕННОЙ СТОЙКИ ДУША | 1998 |
|
RU2183419C2 |
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1992 |
|
RU2095860C1 |
НОЖЕВОЙ ЗАЖИМ | 1992 |
|
RU2072114C1 |
Устройство для зажима расположенного в напорном баке реактора (1) шахтного ствола реактора (6) содержит согласно изобретению между верхним заплечиком (7) шахтного ствола реактора (6) и крышкой (2) напорного бака реактора (1) множество параллельно включенных пружинящих зажимных элементов (10), которые расположены так, что в рамках заданного рабочего хода (S) является возможной только упругая деформация этих зажимных элементов (10). За счет этого обеспечиваются в течение длительного времени стабильные условия зажима. За счет применения заменяемых по отдельности зажимных элементов (10) уменьшается количество радиоактивных отходов, получающихся в случае необходимой замены. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.
US 4096034 A, 20.06.78 | |||
Корпус ядерного реактора | 1975 |
|
SU620227A3 |
Опорная конструкция фланца корпуса ядерного реактора | 1976 |
|
SU704480A3 |
DE 3326207 A1, 31.01.85 | |||
JP 54074986 A, 15.06.79. |
Авторы
Даты
2000-01-20—Публикация
1993-10-21—Подача