устройство для закрепления активной зоны ядерного реактора с водой под давлением

Формула изобретения

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, размещенных между фланцем опорного цилиндра и фланцем крышки сосуда под давлением и взаимодействующих с ними, отличающееся тем, что каждый из кольцевых сегментов выполнен в виде многослойного пакета пластин, опираемого равномерно по периметру сегмента снизу и сверху, причем места нижнего и верхнего опирания смещены в плане друг относительно друга на половину шага.

Описание изобретения к патенту

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, включающий в себя ряд смежных кольцевых сегментов, взаимодействующих с фланцем опорного цилиндра и крышкой сосуда под давлением. Кольцевые сегменты упругого элемента выполнены из труб, размещенных между фланцем опорного цилиндра и фланцем крышки сосуда под давлением. Сжатие упругого элемента осуществляют при уплотнении главного разъема сосуда под давлением. При этом создается прижимное усилие на фланец опорного цилиндра, которое, наряду с усилием от пружинных блоков тепловыделяющих сборок, поджимаемых нажимным цилиндром, и усилием от веса опорного цилиндра с топливной загрузкой, прижимает опорный цилиндр к фланцу сосуда под давлением и удерживает его от всплытия и вибрации при воздействии перепада давления теплоносителя, циркулирующего в реакторе.

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 нажимным цилиндром при сжатии пружин в головках тепловыделяющих сборок, 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 удлинения взята для реактора ВВЭР-1000 с длиной топливной части 3,5 м).

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

Ослабление прижатия внутрикорпусных устройств к опорам может происходить также вследствие релаксации пружин головок тепловыделяющих сборок и известного упругого элемента 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 кампании) замены упругого элемента.

Если идти по пути дальнейшего увеличения первоначального сжатия (при уплотнении главного разъема реактора) трубы кольцевого сегмента известного упругого элемента, то в этом случае пластическое деформирование трубы возрастает, а величина остаточной упругой деформации практически остается неизменной. Нагружение труб поперечными усилиями до достижения пластического деформирования стенок трубы является одним из основных недостатков известного устройства /1/, так как циклическая и релаксационная стойкость таких труб очень низка, что обуславливает необходимость частой периодической замены их.

Известно также устройство /2/ для закрепления активной зоны, содержащее опорный цилиндр, установленный на фланце в сосуде под давлением ядерного реактора, упругий элемент, включающий в себя ряд смежных кольцевых сегментов, взаимодействующих с фланцем опорного цилиндра и крышкой сосуда под давлением. Упругий элемент включает в себя ряд смежных кольцевых сегментов, выполненных в виде винтовой цилиндрической пружины, на которую с натягом насажены цилиндрические кольца. Сжатие упругого элемента осуществляют при уплотнении главного разъема сосуда под давлением. При этом создается прижимное усилие на фланец опорного цилиндра, которое, наряду с усилием от пружинных блоков тепловыделяющих сборок, поджимаемых нажимным цилиндром, и усилием от веса опорного цилиндра с топливной загрузкой, прижимает опорный цилиндр к фланцу сосуда под давлением и удерживает его от всплытия и вибрации при воздействии перепада давления теплоносителя, циркулирующего в реакторе.

Известное устройство /2/ по сравнению с известным устройством /1/ может выдержать более значительную погонную нагрузку, так как упругость его суммируется из упругости цилиндрических колец и упругости винтовой цилиндрической пружины. Однако в условиях перехода на загрузку реактора тепловыделяющими сборками с каркасом из циркониевого сплава взамен тепловыделяющих сборок с каркасом из нержавеющей стали, релаксации пружин тепловыделяющих сборок и компонентов упругого элемента, а также в условиях ограниченного места, отводимого в ядерном реакторе под размещение упругого элемента, этого увеличения прижимного усилия может быть недостаточно.

Оба известные устройства /1, 2/ имеют малые коэффициенты полезного использования сечения кольцевой канавки, так как заполнение сечения кольцевой канавки металлом компонентов известных устройств происходит только по наружному периметру, а существенно большие поперечные сечения кольцевых канавок для размещения упругого элемента в реакторе могут быть реализованы только путем увеличения размеров сосудов под давлением в районе главного разъема, что снижает надежность сосуда.

Целью изобретения является повышение надежности и безопасности ядерного реактора.

Задача изобретения - увеличение несущей способности упругого элемента путем увеличения массы металла его упругих компонентов, заполняющих сечение кольцевой канавки, и увеличение ресурса работы упругого элемента путем существенного снижения релаксации при нагружении его в области упругих деформаций.

Технический результат - снижение вибрации внутрикорпусных устройств и активной зоны ядерного реактора при переходе на топливную загрузку, включающую в себя тепловыделяющие сборки с циркониевым каркасом.

Предлагаемое устройство для закрепления активной зоны ядерного реактора с водой под давлением содержит опорный цилиндр, установленный на фланце в сосуде под давлением, упругий элемент, включающий в себя ряд смежных кольцевых сегментов, размещенных между фланцем опорного цилиндра и фланцем крышки сосуда под давлением и взаимодействующих с ними.

Новым является то, что каждый из кольцевых сегментов выполнен в виде многослойного пакета пластин, опираемого равномерно по периметру сегмента снизу и сверху, причем места нижнего и верхнего опирания смещены в плане друг относительно друга на половину шага.

На фиг. 1 показана схема ядерного реактора, подольный разрез (упругий элемент закреплен на фланце нажимного цилиндра).

На фиг. 2 показана схема ядерного реактора, подольный разрез (упругий элемент закреплен на фланце опорного цилиндра).

На фиг. 3 показан разрез А-А на фиг. 1.

На фиг. 4 показано сечение Б-Б на фиг. 1 (когда пакет пластин упругого элемента оперт на фланцы крышки и нажимного цилиндра через опорные платики).

На фиг. 5 показано сечение Б-Б на фиг. 1 (когда пакет пластин упругого элемента оперт непосредственно на фланцы крышки и нажимного цилиндра).

На фиг. 6 и 7 показаны сечения В-В на фиг. 4 и на фиг. 5 соответственно.

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 цилиндра 4 с активной зоной, содержащей тепловыделяющие сборки 5. Согласно фиг. 1 (вариант 1) между торцем крышки 2 и фланцем 6 нажимного цилиндра, взаимодействующего с фланцем 3 опорного цилиндра, установлен упругий элемент, содержащий ряд сегментов 7, закрепленный на фланце 6. Согласно фиг. 2 (вариант 2) между фланцем 3 опорного цилиндра и фланцем 6 нажимного цилиндра, взаимодействующего с торцем крышки 2, установлен упругий элемент, содержащий ряд сегментов 7, закрепленных на фланце 3. Каждый из сегментов 7 содержит многослойный пакет пластин, опираемый равномерно по периметру сегмента снизу и сверху, причем места нижнего 8 и верхнего 9 опирания смещены в плане друг относительно друга на полшага. 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 давления 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 тепловыделяющих сборок от вибрационных перемещений (вызывающих износ и разрушение), которые могут возникать под воздействием протекающего теплоносителя. При уплотнении главного разъема крышка 2 сжимает многослойный пакет пластин упругого элемента 7, что создает необходимое усилие прижатия фланца опорного цилиндра к опоре.

Поскольку пластины сегментов 7 изготовляются из высокопрочного пружинного материала (например, из жаропрочной коррозионно-стойкой стали 14Х17Н2), а пакет таких пластин в тех же габаритах отведенного кольцевого зазора, что и труба в прототипе (например, освоенная в промышленном производстве труба из стали ОХ18Н10Т), имеет существенно больший коэффициент заполнения металлом отведенного зазора, то предложенный упругий элемент может выдержать гораздо более значительную погонную нагрузку, чем прототип (в 4 - 5 раз), при этом ресурс работы упругого элемента возрастает на порядок.

При определении конструктивных характеристик пакета пластин упругого элемента, нагружаемого как многослойная и многопролетная балка, за исходные критерии должны быть приняты следующие значения:

- напряжения в каждом слое пластины не должны быть выше допустимых по пределу текучести с тем, чтобы обеспечивалась возможность эксплуатации упругого элемента с учетом длительного термоциклического нагружения в течении расчетного ресурса работы;

- суммарная погонная нагрузка сегментов должна обеспечивать необходимое усилие удержания внутрикорпусных устройств с заданным коэффициентом запаса по всплытию в течение расчетного ресурса работы.

Такие конструктивные характеристики упругого элемента, как расстояние между точками опирания L, деформация пластин f и число пластин в пакете, являются взаимозависимыми величинами и должны определяться конкретным расчетом.

Таким образом, предлагаемая конструкция упругого элемента дает возможность увеличить усилие прижатия опорного цилиндра до необходимой величины, не увеличивая его габаритов, и увеличить ресурс работы его в условиях длительного термоциклического нагружения.

Источники информации:

1. Чертеж 1135.01.04.000, Шахта с экраном. Ижорский завод, 1972;

2. Патент Российской Федерации N 2061263.