тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Формула изобретения

1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая хвостовик (1), на котором установлены трубные каналы (2), пронизывающие дистанционирующие решетки (3), в которых установлен пучок тепловыделяющих элементов (4), чехол (5) вокруг пучка тепловыделяющих элементов (4), выполненный с возможностью его вертикального перемещения относительно дистанционирующих решеток (3) и закрепленный на хвостовике (1), головку (6), закрепленную на трубных каналах (2) и снабженную буртом (7), отличающаяся тем, что головка (6) выполнена с возможностью вертикального перемещения относительно чехла (5), а между торцом чехла (5) и буртом (7) выполнен аксиальный зазор (8).

2. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что между головкой (6) и внутренней поверхностью чехла (5) выполнены упругие элементы (9).

Описание изобретения к патенту

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 и выполнены в виде штампованных угловых пластин из циркониевого сплава и соединены сваркой с дистанционирующими решетками и винтами с хвостовой частью.

Недостатком известной тепловыделяющей сборки [1] 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 удлинении тепловыделяющих элементов 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. Другим недостатком известной тепловыделяющей сборки является вероятность депланации угловых пластин при изгибах пучка тепловыделяющих элементов.

Известна тепловыделяющая сборка [2] (прототип) ядерного реактора, содержащая установленные на хвостовике трубные каналы, пронизывающие дистанционирующие решетки, в которых установлен пучок тепловыделяющих элементов. Вокруг пучка тепловыделяющих элементов с возможностью вертикального перемещения относительно дистанционирующих решеток выполнен чехол, закрепленный на хвостовике и на головке. Сверху на трубных каналах закреплена головка, взаимодействующая с внутрикорпусными устройствами реактора. Таким образом, чехол является несущим элементом конструкции тепловыделяющей сборки.

Недостатком известной тепловыделяющей сборки [2] является большая толщина стенки чехла, необходимая для обеспечения устойчивости при высоких сжимающих нагрузках со стороны внутрикорпусных устройств.

Раскрытие изобретения

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

Задачей изобретения является снятие сжимающих нагрузок с чехла тепловыделяющей сборки, определяющего ее устойчивость.

Техническим результатом изобретения является повышение устойчивости конструкции тепловыделяющей сборки, что позволяет уменьшить толщину стенки чехла.

Достижение цели изобретения обеспечивается тем, что тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит хвостовик, на котором установлены трубные каналы, пронизывающие дистанционирующие решетки, в которых установлен пучок тепловыделяющих элементов, чехол вокруг пучка тепловыделяющих элементов, выполненный с возможностью его вертикального перемещения относительно дистанционирующих решеток и закрепленный на хвостовике, головку, закрепленную на трубных каналах и снабженную буртом. Новым является то, что головка выполнена с возможностью вертикального перемещения относительно чехла, а между торцом чехла и буртом выполнен аксиальный зазор.

При таком устройстве тепловыделяющей сборки сжимающая нагрузка от внутрикорпусных устройств реактора переносится с чехла на трубные каналы. При отсутствии сжимающей нагрузки устойчивость чехла повышается, а деформация уменьшается. При работе реактора перепад давления на тепловыделяющей сборке создает растягивающую нагрузку на чехле, которая приводит к еще большему повышению его устойчивости и уменьшению деформации. Растянутый чехол оказывает существенно лучшее подкрепляющее воздействие на пучок тепловыделяющих элементов и трубных каналов, чем в прототипе, у которого чехол воспринимает сжимающую нагрузку от внутрикорпусных устройств реактора и горизонтальную нагрузку от искривляющегося пучка тепловыделяющих элементов. А головка, устанавливаемая на трубных каналах, также может быть выполнена съемной.

Достижение цели изобретения обеспечивается также тем, что тепловыделяющая сборка ядерного реактора, отличается тем, что между головкой и внутренней поверхностью чехла выполнены упругие элементы.

При таком устройстве тепловыделяющей сборки исключается радиальный зазор между головкой и чехлом, который может привести к их фреттинг-износу под действием гидродинамических нагрузок.

Краткое описание чертежей

Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены:

фиг. 1 - вертикальный разрез тепловыделяющей сборки ядерного реактора с чехлом и головкой, закрепленной на трубных каналах;

фиг. 2 - вертикальный разрез тепловыделяющей сборки ядерного реактора с упругими элементами между головкой и чехлом.

Варианты осуществления изобретения

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит хвостовик (1), на котором установлены трубные каналы (2), пронизывающие дистанционирующие решетки (3). В дистанционирующих решетках (3) установлен пучок тепловыделяющих элементов (4). Вокруг пучка тепловыделяющих элементов (4) с радиальным зазором относительно дистанционирующих решеток (3), допускающим свободные взаимные перемещения в осевом направлении, выполнен чехол (5), закрепленный на хвостовике (1). Головка (6) закреплена на верхних концах трубных каналов (2), служащих опорным элементом тепловыделяющей сборки. Головка (6) выполнена с возможностью вертикального перемещения относительно чехла (5) и снабжена буртом (7). Между торцом чехла (5) и буртом (7) выполнен аксиальный зазор (8). Величина зазора (8), в частности, не должна быть менее разности между суммарным тепловым и радиационным удлинением чехла (5) и суммарным тепловым и радиационным удлинением любого из трубных каналов (2) в тепловыделяющей сборке.

Между головкой (6) и внутренней поверхностью чехла (5) могут быть выполнены упругие элементы (9), обеспечивающие беззазорное взаимодействие чехла (5) и головки (6) в потоке теплоносителя и возможность при этом съема-установки головки тепловыделяющей сборки.

Головка (6), закрепленная на трубных каналах (2), может быть выполнена съемной.

Работа тепловыделяющей сборки ядерного реактора осуществляется следующим образом.

При работе реактора тепловыделяющие сборки взаимодействуют головками (6) с внутрикорпусными устройствами ядерного реактора. Сжимающая нагрузка передается через головку (6) на трубные каналы (2) и хвостовик (1). На тепловыделяющую сборку действуют гидродинамические усилия от потока теплоносителя, нагрузки от тепловыделений и механического перемещения пучка тепловыделяющих элементов (4) и трубных каналов (2) от температурных и радиационных удлинений. Под действием этих нагрузок пучок тепловыделяющих элементов (4) и трубные каналы (2) сремятся искривиться, так как не обладают достаточной изгибной жесткостью. При этом они, выбрав радиальные зазоры, соприкасаются с чехлом (5). Чехол (5), не являясь несущим элементом и не испытывая сжимающих нагрузок, имеет больший запас до потери устойчивости, чем у прототипа, и лучше сопротивляется изгибным нагрузкам от дистанционирующих решеток (3) пучка тепловыделяющих элементов (4). В потоке теплоносителя, проходящего через тепловыделяющую сборку, на чехле (5) возникает перепад давления, от которого он растягивается. При этом устойчивость его при действии продольно-поперечных нагрузок повышается и он еще лучше сопротивляется изгибающим нагрузкам. В результате прогиб пучка тепловыделяющих элементов (4) ограничивается, а чехол (5), оставаясь прямым, обеспечивает небольшие усилия трения между соседними тепловыделяющими сборками при выгрузке их после останова ядерного реактора.

Таким образом, повышается устойчивость конструкции тепловыделяющей сборки при действии продольно-поперечных нагрузок и обеспечивается ее надежность и безопасность использования.

Промышленная применимость

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

Источники информации

1. Патент Российской Федерации RU 2093906 С1, 6 G 21 С 3/30, 3/06.

2. Патент Германии DЕ 4221301 А1, G 21 С 3/33.