ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2002 года по МПК G21C3/32 

Описание патента на изобретение RU2178923C2

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно - к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением.

Предшествующий уровень техники
Эксплуатационные характеристики и конструктивные особенности тепловыделяющей сборки являются факторами, влияющими на безопасность ядерного реактора. Взаимодействие тепловыделяющих сборок с внутрикорпусными устройствами и между собой при наличии гидродинамического потока, высоких температур и радиации определяет нагрузки, приводящие к деформациям (искривлениям) тепловыделяющих сборок. Очень важно конструктивными мерами повысить устойчивость тепловыделяющих сборок и обеспечить безопасность эксплуатации.

Известна тепловыделяющая сборка [1] ядерного реактора, содержащая гексагональный пучок элементов, размещенный в расположенных по высоте тепловыделяющей сборки дистанционирующих решетках, головную и хвостовую части, соединенные опорными элементами. Опорные элементы установлены по высоте от хвостовой части до верхней дистанционирующей решетки, выполнены в виде штампованных угловых пластин из циркониевого сплава и соединены сваркой с дистанционирующими решетками и винтами с хвостовой частью.

Недостатком известной тепловыделяющей сборки является наличие высоких нагрузок на верхнюю дистанционирующую решетку, установленную на верхних концах тепловыделяющих элементов, закрепленную на опорных элементах. В процессе работы реактора происходит уменьшение диаметра тепловыделяющих элементов в зоне топливного столба под действием наружного давления теплоносителя и высоких температур. Это приводит к ослаблению натяга ячеек дистанционирующих решеток на тепловыделяющих элементах в зоне топливного столба. При этом усилия проскальзывания тепловыделяющих элементов сквозь ячейки дистанционирующих решеток в зоне топливного столба уменьшаются, снижая нагрузку на узлы крепления дистанционирующих решеток к опорным элементам. Верхние заглушки как сплошной металл не изменяют наружный диаметр, поэтому натяг ячеек верхней дистанционирующей решетки на тепловыделяющих элементах вблизи верхней заглушки сохраняется. При радиационном удлинении тепловыделяющих элементов относительно угловых пластин это приводит к повышенным нагрузкам на узлы крепления верхней дистанционирующей решетки к опорным элементам. Аналогичным образом получают высокие нагрузки сварные соединения к опорным элементам дистанционирующих решеток, установленных в зоне компенсационного объема между верхней заглушкой и фиксатором топливного столба тепловыделяющих элементов. Эта зона не подвержена действию высоких температур и поэтому уменьшение диаметров тепловыделяющих элементов здесь незначительно. В результате сварные соединения узлов крепления дистанционирующих решеток к опорным элементам нагружаются высокими напряжениями среза, являющимися наиболее опасными для этого вида соединения, и может произойти их разрушение.

Раскрытие изобретения
Целью изобретения является повышение надежности тепловыделяющей сборки и безопасности ядерного реактора.

Задачей изобретения является исключение высоких срезающих нагрузок в узлах соединения дистанционирующих решеток с опорными элементами тепловыделяющей сборки.

Техническим результатом изобретения является обеспечение прочности конструкции тепловыделяющей сборки.

Достижение цели изобретения обеспечивается тем, что тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит пучок тепловыделяющих элементов с верхними заглушками, компенсационными объемами и фиксаторами топливного столба, размещенный в расположенных по высоте тепловыделяющей сборки дистанционирующих решетках, головную и хвостовую части и соединенные опорными элементами, размещенными в углах тепловыделяющей сборки и выполненными в виде установленных по ее высоте от хвостовой части угловых пластин, жестко соединенных с дистанционирующими решетками и с хвостовой частью. Новым является то, что на тепловыделяющих элементах в зоне компенсирующих объемов от верхних заглушек до фиксаторов топливного столба установлена по крайней мере одна дистанционирующая решетка, выполненная с возможностью вертикального перемещения относительно угловых пластин.

При таком устройстве тепловыделяющей сборки исключаются механические соединения угловых пластин с дистанционирующими решетками, расположенными в зоне компенсационного объема от верхних заглушек тепловыделяющих элементов до фиксаторов топливного столба, а следовательно, исключаются и повышенные нагрузки от взаимодействия дистанционирующих решеток с тепловыделяющими элементами при их значительных тепловых перемещениях относительно угловых пластин в процессе эксплуатации ядерного реактора.

Краткое описание чертежей
Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены:
фиг. 1 - вертикальный разрез тепловыделяющей сборки ядерного реактора с опорными элементами в виде угловых пластин, закрепленных на дистанционирующих решетках кроме верхней, установленной на верхних концах тепловыделяющих элементов с верхними заглушками;
фиг. 2 - вертикальный разрез тепловыделяющей сборки ядерного реактора с опорными элементами в виде угловых пластин, закрепленных на дистанционирующих решетках кроме верхней, установленной на верхних концах тепловыделяющих элементов с верхними заглушками, и расположенных в зоне компенсационного объема и фиксаторов топливного столба тепловыделяющих элементов;
фиг. 3 - поперечный разрез тепловыделяющей сборки ядерного реактора с опорными элементами в виде угловых пластин.

Варианты осуществления изобретения
Тепловыделяющая сборка ядерного ректора по п. 1 (фиг. 1 - 3) содержит пучок тепловыделяющих элементов 1 с верхними заглушками 2, компенсационными объемами 3 и фиксаторами (4) топливного столба 5. Пучок тепловыделяющих элементов 1 размещен в расположенных по высоте тепловыделяющей сборки дистанционирующих решетках 6 и 11. Головная и хвостовая части 7 и 8 соединены опорными элементами в виде труб 10. В углах тепловыделяющей сборки установлены по ее высоте от хвостовой части 8 угловые пластины 9, жестко соединенные с дистанционирующими решетками 6 и с хвостовой частью 8. По крайней мере одна дистанционирующая решетка 11, установленная на опорных элементах в виде труб 11 и тепловыделяющих элементах 1 в зоне компенсационного объема 3 от верхних заглушек 2 до фиксаторов топливного столба 5, выполнена с возможностью вертикального перемещения относительно угловых пластин 9.

Работа тепловыделяющей сборки ядерного реактора осуществляется следующим образом.

При работе реактора тепловыделяющие сборки посредством головной и хвостовой частей 7 и 8, соединенных опорными элементами в виде труб 10, взаимодействуют с внутрикорпусными устройствами ядерного реактора. На тепловыделяющую сборку действуют гидродинамические усилия от потока теплоносителя, нагрузки от механического перемещения тепловыделяющих элементов 1 относительно угловых пластин 9 и закрепленных на них дистанционирующих решеток 6, вызванного разностью тепловых и радиационных удлинений этих элементов. На участке топливного столба 5 диаметр тепловыделяющих элементов 1 в процессе эксплуатации постепенно уменьшается вследствие ползучести под действием наружного давления и высоких температур, обеспечивая пониженные усилия взаимодействия тепловыделяющих элементов 1 с ячейками дистанционирующих решеток 6. Соответственно на сварные соединения угловых пластин 9 с дистанционирующими решетками 6 действует пониженная нагрузка. На участках верхней заглушки 2, компенсационного объема 3 и фиксатора 4 топливного столба 5 диаметры тепловыделяющих элементов 1 не изменяются или изменяются незначительно вследствие более низких температур и отсутствия энерговыделений в этой зоне, поэтому сохраняются высокие натяги и усилия взаимодействия тепловыделяющих элементов 1 с ячейками дистанционирующих решеток 6. Поскольку эти дистанционирующие решетки 6 не соединены с угловыми пластинами 9, то они могут свободно перемещаться относительно них вместе с удлинением тепловыделяющих элементов 1.

Таким образом, исключаются высокие напряжения и возможность разрушения в элементах конструкции тепловыделяющей сборки и обеспечивается ее надежность и безопасность использования.

Промышленная применимость
Наиболее целесообразно предложенные решения использовать для эксплуатации на водо-водяных ядерных энергетических реакторах.

Литература
1. Патент Российской Федерации RU 2093906 C1. 6 G21C 3/30. 3/06.

Похожие патенты RU2178923C2

название год авторы номер документа
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1999
  • Васильченко И.Н.
  • Демин Е.Д.
  • Кобелев С.Н.
  • Ионов В.Б.
  • Рожков В.В.
  • Енин А.А.
  • Сиников Ю.Г.
  • Плужников Д.В.
RU2190263C2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ) 2006
  • Кобелев Сергей Николаевич
  • Демин Евгений Дмитриевич
  • Вьялицын Виктор Васильевич
  • Плужников Дмитрий Валентинович
  • Чиннов Александр Владимирович
RU2319233C2
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДАЧИ ЦИЛИНДРИЧЕСКИХ ДЕТАЛЕЙ 2001
  • Чапаев И.Г.
  • Батуев В.И.
  • Лузин А.М.
  • Мамыкин С.А.
RU2210822C2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2000
  • Межуев В.А.
  • Панюшкин А.К.
  • Потоскаев Г.Г.
  • Курсков В.С.
  • Алешин Ю.А.
  • Иванов А.В.
  • Киселев Ю.Н.
  • Симаков Г.А.
  • Бек Е.Г.
  • Самойлов О.Б.
  • Курылев В.И.
RU2177650C2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1999
  • Рожков В.В.
  • Чапаев И.Г.
  • Батуев В.И.
  • Катанов Ю.Г.
  • Бачурин В.Д.
  • Бычихин Н.А.
  • Енин А.А.
RU2174718C2
АВТОМАТИЧЕСКАЯ ЛИНИЯ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ И ИХ РАЗБРАКОВКИ 2001
  • Чапаев И.Г.
  • Батуев В.И.
  • Лузин А.М.
  • Филиппов Е.А.
  • Петров А.Н.
  • Абиралов Н.К.
RU2216058C2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2003
  • Зарубин М.Г.
  • Чиннов А.В.
  • Батуев В.И.
  • Бычихин Н.А.
RU2248052C2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1995
  • Петров В.М.
  • Сиников Ю.Г.
  • Мамыкин С.А.
RU2079170C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2003
  • Лихачев Ю.И.
  • Троянов В.М.
  • Фоломеев В.И.
  • Енин А.А.
  • Кушманов А.И.
  • Сиников Ю.Г.
  • Устименко А.П.
  • Ионов В.Б.
  • Молчанов В.Л.
  • Левин Е.И.
  • Кобелев С.Н.
  • Александров А.Б.
RU2252458C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2006
  • Чиннов Александр Владимирович
  • Липухин Николай Александрович
  • Плужников Дмитрий Валентинович
  • Самойлов Олег Борисович
  • Романов Александр Иванович
  • Шустов Мстислав Александрович
RU2333554C2

Иллюстрации к изобретению RU 2 178 923 C2

Реферат патента 2002 года ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора предназначена для генерации тепловой энергии и передачи ее теплоносителю в водо-водяном энергетическом реакторе. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит пучок тепловыделяющих элементов (1) с верхними заглушками (2), компенсационными объемами (3) и фиксаторами (4) топливного столба (5). Пучок тепловыделяющих элементов размещен в расположенных по высоте тепловыделяющей сборки дистанционирующих решетках (6). Тепловыделяющая сборка также содержит головную и хвостовую части (7) и (8), соединенные опорными элементами. Опорные элементы размещены в углах тепловыделяющей сборки и выполнены в виде установленных по ее высоте от хвостовой части (8) угловых пластин (9). Угловые пластины жестко соединены с дистанционирующими решетками (6) и с хвостовой частью (8). По крайней мере одна дистанционирующая решетка (11) установлена на тепловыделяющих элементах (1) в зоне компенсирующих объемов (3) от верхних заглушек (2) до фиксаторов (4) топливного столба (5). Дистанционирующая решетка выполнена без соединения с угловыми пластинами (9), то есть с возможностью вертикального перемещения относительно угловых пластин. Технический результат: обеспечение прочности конструкции тепловыделяющей прочности конструкции тепловыделяющей сборки. 3 ил.

Формула изобретения RU 2 178 923 C2

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая пучок тепловыделяющих элементов (1) с верхними заглушками (2), компенсационными объемами (3) и фиксаторами (4) топливного столба (5), размещенный в расположенных по высоте тепловыделяющей сборки дистанционирующих решетках (6), головную и хвостовую части (7) и (8), соединенные опорными элементами, размещенными в углах тепловыделяющей сборки и выполненными в виде установленных по ее высоте от хвостовой части (8) угловых пластин (9), жестко соединенных с дистанционирующими решетками (6) и с хвостовой частью (8), отличающаяся тем, что на тепловыделяющих элементах (1) в зоне компенсирующих объемов (3) от верхних заглушек (2) до фиксаторов (4) топливного столба (5) установлена по крайней мере одна дистанционирующая решетка (11), выполненная с возможностью вертикального перемещения относительно угловых пластин (9).

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2002 года RU2178923C2

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1995
  • Самойлов О.Б.
  • Курылев В.И.
RU2093906C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1992
  • Цибуля В.А.
  • Пугачев Г.Ф.
  • Козлов А.П.
  • Егоров Г.А.
  • Боевой В.И.
  • Петров В.И.
  • Трофимов В.А.
  • Курсков В.С.
RU2088982C1
US 3431171 А, 05.03.1969
US 4119490 А, 10.10.1978
US 4240876 А, 23.12.1980.

RU 2 178 923 C2

Авторы

Васильченко И.Н.

Кобелев С.Н.

Енин А.А.

Кушманов А.И.

Даты

2002-01-27Публикация

1999-10-22Подача