<Desc/Clms Page number 1>
DESCRIPTION "Dispositif de limitation du débit de circulation d'eau sous pression de refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire a eau sous pression et son utilisation
L'invention est relative à un dispositif de limitation du débit de circulation d'eau de refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression dans le conduit interne d'une colonne d'instrumentation.
Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un coeur formé d'assemblages de forme prismatique disposés verticalement et reposant sur une plaque de support à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire.
Pendant le fonctionnement du réacteur nuclé- aire, il est nécessaire de réaliser périodiquement des mesures de flux-neutronique à l'intérieur même du coeur et on utilise pour cela des détecteurs à fis- sion de petite dimension qui sont déplacés par commande à distance, à l'intérieur de tubes fermés à l'une de leurs extrémités appelés doigts de gant. Les doigts de gant sont introduits dans certains assem- blages du coeur, suivant une répartition prédéter- minée et sur toute la hauteur de ces assemblages. Par déplacement des détecteurs de flux à l'intérieur des doigts de gant introduits dans les assemblages, on peut effectuer des mesures de flux suivant toute la hauteur du coeur.
Les doigts de gant doivent pouvoir être extraits des assemblages du coeur, par exemple pour permettre les opérations de rechargement du coeur du réacteur ; pour cela, on exerce une traction sur l'extrémité du doigt de gant depuis un local d'instrumentation disposé latéralement par rapport au puits de cuve du réacteur.
Les doigts de gant pénètrent dans la cuve par le fond inférieur de celle-ci et parviennent à l'extrémité inférieure d'entrée des tubes-guides qui débouchent dans les embouts inférieurs des assembla- ges combustibles ; avant de parvenir au tube-guide et à l'embout de l'assemblage combustible correspondant,
<Desc/Clms Page number 2>
le doigt de gant traverse un ensemble de moyens de guidage faisant partie des structures internes du réacteur nucléaire et situés entre le fond de cuve et l'assemblage. Ces moyens de guidage comportent, pour chacun des passages d'un doigt de gant, une manchette de traversée du fond de cuve solidaire du fond de cuve et une colonne d'instrumentation fixée sur les équipements internes du réacteur disposés dans la cuve.
La manchette de traversée et la colonne d'instrumentation sont disposées dans une direction verticale et dans le prolongement l'une de l'autre.
La partie supérieure de la manchette de traversée disposée à l'intérieur de la cuve vient s'engager dans la partie inférieure de la colonne d'instrumentation, au moment de la mise en place des équipements internes inférieurs dans la cuve du réacteur.
Le diamètre de la manchette de traversée est sensiblement inférieur au diamètre intérieur de la colonne d'instrumentation, dans sa partie inférieure d'entrée.
Il subsiste donc un certain jeu radial entre la manchette et la surface intérieure de la colonne d'instrumentation.
La manchette de traversée et la colonne d'instrumentation dont le conduit interne présente un diamètre supérieur au diamètre extérieur du doigt de gant constituent des moyens de guidage du doigt de gant dans la partie inférieure de la cuve à l'intérieur desquels le doigt de gant peut être introduit et déplacé, du fait du jeu radial entre sa surface externe et la surface interne du conduit de guidage.
La plaque inférieure de coeur est percée d'ouvertures en alignement avec chacun des tubesguides d'instrumentation destinés à recevoir un doigt
<Desc/Clms Page number 3>
de gant. Sur la face supérieure de la plaque inférieure de coeur est fixée une douille située en vis- à-vis de l'extrémité d'entrée du tube-guide, à l'intérieur de l'embout inférieur de l'assemblage combustible. Pour faciliter la mise en place des assemblages combustibles au moment du rechargement du coeur et pour permettre leur libre dilatation, l'extrémité de la douille constituant la partie terminale des moyens de guidage du doigt de gant est placée à une certaine distance de l'extrémité du tube-guide d'instrumentation située dans l'embout inférieur de l'assemblage. Cette distance est généralement de l'ordre de 35 mm.
Pendant le fonctionnement du réacteur, le volume intérieur de la cuve est parcouru par de l'eau sous pression circulant à une très grande vitesse et constituant le fluide de refroidissement du réacteur.
Ce débit d'eau à très grande vitesse produit une excitation vibratoire des doigts de gant qui est principalement due à la vitesse de circulation de l'eau entre le doigt de gant et la surface intérieure du conduit de guidage de la colonne d'instrumentation. Une excitation de moindre importance est également due à la turbulence dans la zone non guidée du doigt de gant, entre les équipements internes inférieurs et l'embout inférieur de l'assemblage combustible. Les chocs et les vibrations qui en résultent produisent une usure et une détérioration des doigts de gant, ce qui entraine une réduction de leur durée de vie.
On a décrit, dans la demande de brevet fran- çais 2.592. 517 déposée par la Société FRAMATOME, un dispositif de protection antivibratoire d'un doigt de gant qui comporte une embase tubulaire fixée sur la face supérieure de la plaque inférieure de coeur et une douille de guidage montée coulissante dans la
<Desc/Clms Page number 4>
direction axiale à l'intérieur de l'embase. L'embase et la douille de guidage sont disposées de manière coaxiale par rapport à l'ouverture de la plaque inférieure de coeur et aux tubes-guides de l'assemblage.
La douille de guidage est rappelée par un moyen élastique, dans la direction axiale, en direction de l'assemblage combustible dans lequel est introduit le doigt de gant. L'extrémité de la douille de guidage est maintenue par le moyen élastique en contact avec l'embout inférieur de l'assemblage combustible. On obtient ainsi un guidage et une protection du doigt de gant, sur son parcours entre la plaque inférieure de coeur et l'embout de l'assemblage.
Un tel dispositif permet de limiter le débit de passage de l'eau de refroidissement dans la colonne d'instrumentation et de protéger le doigt de gant dans la zone située entre la plaque inférieure de coeur et l'embout de l'assemblage, c'est-à-dire dans une zone où le fluide de refroidissement du réacteur circule en régime turbulent.
Cependant, un tel dispositif présente l'inconvénient d'exercer une certaine force de soulèvement sur l'assemblage, par l'intermédiaire de son embout inférieur sur lequel la douille de guidage rappelée vers le haut par le ressort vient en appui. En outre, pendant les opérations de chargement du coeur, les dispositifs de protection des doigts de gant fixés sur la plaque inférieure de coeur entraînent par leur présence une certaine gêne pour les opérations de manutention et de mise en place des assemblages combustibles.
D'autre part, dans certains types de réacteur nucléaire, les assemblages du coeur présentent un embout inférieur dont la structure et les dimen-
<Desc/Clms Page number 5>
sions ne permettent pas le montage d'un dispositif de guidage selon le brevet 2.592. 517.
Dans le cas de réacteurs nucléaires à eau sous pression comportant une instrumentation traversant le couvercle ou la paroi de la cuve par l'intermédiaire de manchettes de traversée engagées avec un jeu radial dans des conduits d'instrumentation qui peuvent être verticaux ou horizontaux, il n'est plus possible d'envisager l'utilisation de dispositifs de protection antivibratoire des doigts de gant tels que décrits dans la demande de brevet français 2.592. 517.
De manière générale, on ne connaît pas de dispositif de limitation du débit de circulation d'eau sous pression de refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression permettant, dans tous les cas, de réduire le débit d'eau de refroidissement dans le conduit interne d'une colonne d'instrumentation, afin de réduire ou de supprimer les vibrations d'un doigt de gant passant dans la colonne d'instrumentation.
Le but de l'invention est donc de proposer un dispositif de limitation du débit de circulation d'eau sous pression de refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, dans le conduit interne d'une colonne d'instrumentation assurant le guidage d'une sonde de mesure à l'intérieur de la cuve du réacteur dont la paroi est traversée, dans le prolongement de la colonne d'instrumentation, par une manchette de traversée ayant une extrémité située à l'intérieur de la cuve engagée dans une partie d'extrémité du conduit interne de la colonne d'instrumentation avec un jeu radial et comportant un épaulement en saillie radiale à l'extérieur de la colonne d'instrumentation,
ce dispositif de limitation de débit permettant d'éviter d'exercer des efforts sur les embouts inférieurs des
<Desc/Clms Page number 6>
assemblages combustibles et de gêner la manutention des assemblages lors d'un rechargement et pouvant être utilisé sur tout type de réacteurs nucléaires, quelle que soit la disposition de l'instrumentation du réacteur.
Dans ce but, le dispositif suivant l'invention comporte : - un élément de support et de guidage de forme tubulaire engagé sur la manchette dans une disposition coaxiale par rapport à la manchette et au conduit de la colonne d'instrumentation et en appui sur l'épaulement en saillie radiale, - un élément de fermeture de forme annulaire monté mobile sur l'élément de support et de guidage, dans la direction axiale et engagé sur la manchette de manière glissante, comportant une surface plane d'extrémité dirigée vers l'extrémité de la colonne d'instrumentation dont le diamètre extérieur est supérieur au diamètre de la colonne d'instrumentation, - et un ressort de rappel intercalé entre l'élément de support et l'élément de fermeture,
de manière à assurer le rappel de l'élément de fermeture en direction de la colonne d'instrumentation et à appliquer la surface plane de l'élément de fermeture sur l'extrémité de la colonne d'instrumentation.
Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemples non limitatifs, en se référant aux figures jointes en annexe, plusieurs modes de réalisation d'un dispositif de limitation de débit suivant l'invention.
La figure 1 est une vue en coupe par un plan vertical de la partie inférieure de la cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et des équipements internes de la cuve comportant des colonnes de guidage d'instrumentation.
<Desc/Clms Page number 7>
La figure 2 est une vue en coupe par un plan vertical à plus grande échelle d'un dispositif suivant l'invention associé à une colonne d'instrumentation du réacteur.
La figure 3 est une vue en coupe analogue à la vue de la figure 2, dans le cas d'une manchette de traversée présentant un désalignement par rapport à la colonne d'instrumentation correspondante.
La figure 4 est une vue en coupe analogue à la vue de la figure 2, d'une première variante de réalisation du dispositif suivant l'invention.
La figure 5 est une vue en coupe analogue à la vue de la figure 2, d'une seconde variante de réalisation d'un dispositif suivant l'invention.
La figure 6 est une vue en coupe par un plan vertical d'une manchette de traversée dont la fixation sur le fond de cuve est réalisée suivant une première variante du mode de fixation usuel.
La figure 7 est une vue en coupe d'une manchette de traversée dont la fixation sur le fond de cuve est réalisée suivant une seconde variante du mode de fixation usuel.
Sur la figure 1, on voit le fond de cuve bombé 1 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression ainsi que la plaque inférieure de coeur 2 sur laquelle viennent reposer les assemblages combustibles, à l'intérieur d'un cloisonnement 3, pour constituer le coeur du réacteur.
Entre le fond 1 et la plaque 2 sont disposées des colonnes d'instrumentation 4 faisant partie des structures internes du réacteur nucléaire et comportant des conduits internes de guidage 5 d'un diamètre supérieur au diamètre extérieur des doigts de gant destinés à être déplacés à l'intérieur des colonnes d'instrumentation.
<Desc/Clms Page number 8>
Des manchettes 6 traversant le fond bombé 1 de la cuve dans une direction verticale sont engagées chacune dans la partie inférieure du conduit interne d'une colonne d'instrumentation, par une partie d'extrémité située à l'intérieur de la cuve. Les manchettes 6 présentent un diamètre extérieur sensiblement inférieur au diamètre du conduit de la colonne d'instrumentation, de sorte que lors de la mise en place des équipements internes du réacteur à l'intérieur de la cuve, les colonnes d'instrumentation puissent être engagées sur les manchettes sans difficulté.
Les doigts de gant peuvent être déplacés à l'intérieur de tubes de guidage 8 fixés chacun à une manchette 6 à l'une de ses extrémités et débouchant dans la salle d'instrumentation attenante au puits de cuve du réacteur, à son autre extrémité. Les doigts de gant parviennent ainsi dans les conduits internes 5 des colonnes d'instrumentation dont le diamètre est décroissant entre l'orifice d'introduction de la manchette 6 et une douille 10 fixée sur la plaque inférieure de coeur 2. Le conduit de passage 5 des colonnes d'instrumentation 4 a un diamètre qui reste cependant toujours sensiblement supérieur au diamètre extérieur du doigt de gant.
On a représenté par des flèches 16 sur la figure 1, la circulation de l'eau de refroidissement dans la partie inférieure de la cuve. L'eau de refroidissement provenant de la partie supérieure de la cuve est renvoyée dans la direction verticale et vers le haut, dans la partie inférieure de la cuve, afin de pénétrer dans le coeur du réacteur, par des trous de passage à travers la plaque inférieure de coeur 2.
Une partie de l'eau de refroidissement est ainsi amenée à pénétrer dans le conduit interne des colonnes d'instrumentation par son extrémité inférieure dans laquelle est engagée une manchette, avec un certain
<Desc/Clms Page number 9>
jeu radial. L'eau de refroidissement circule à grande vitesse à l'intérieur du conduit 5 des colonnes 4, de sorte qu'un doigt de gant introduit dans le conduit 5 est susceptible d'entrer en vibration à l'intérieur du conduit et de subir des détériorations par frottement ou par choc contre les parois du conduit.
Sur la figure 2, on a représenté la partie inférieure d'une colonne d'instrumentation 4 et une manchette 6 traversant le fond bombé 1 de la cuve du réacteur, dont la partie supérieure disposée à l'intérieur de la cuve est engagée à l'intérieur de la partie inférieure du conduit 5 de la colonne d'instrumentation 4.
La manchette 6 comporte dans sa partie disposée à l'intérieur de la cuve une zone 11 élargie diamétralement délimitée vers le haut par un épaulement lia en saillie radiale par rapport à la surface de la partie courante de la manchette 6.
Un dispositif de limitation de débit selon l'invention désigné de manière générale par le repère 12 est intercalé entre l'épaulement lia et l'extrémité inférieure de la colonne d'instrumentation 4, de façon à limiter le débit d'eau de refroidissement circulant dans le conduit 5, dans la direction verticale et vers le haut (flèche 13), à une valeur très faible.
La manchette 6 est engagée pratiquement sans jeu dans une ouverture traversant le fond de cuve et fixée de manière étanche dans l'ouverture par une soudure circulaire 15 effectuée sur la surface intérieure du fond de cuve. La zone 11 de la manchette élargie diamétralement permet d'éviter une éjection de la manchette à l'extérieur de la cuve sous l'effet de la pression de l'eau de refroidissement, dans le cas d'une rupture de la soudure de fixation et d'étanchéité 15.
<Desc/Clms Page number 10>
L'alésage intérieur de la manchette 6 présente un diamètre légèrement supérieur au diamètre du doigt de gant 14 qui traverse le fond de cuve par l'intermédiaire de la manchette 6 pour pénétrer ensuite dans le conduit interne 5 de la colonne d'instrumentation 4, dans une direction verticale.
La limitation à une valeur très faible du débit d'eau circulant dans la direction verticale à l'intérieur du conduit 5, grâce au dispositif 12 suivant l'invention, permet de supprimer ou de limiter de manière importante les vibrations du doigt de gant 14 à l'intérieur du conduit 5.
Le dispositif 12 comporte un élément de support et de guidage 17 de forme tubulaire comportant un moyeu central 17a et une virole externe 17b de forme cylindrique présentant un même axe de symétrie.
Le support 17 a donc la forme d'une cloche.
Le moyeu 17a comporte un alésage permettant un engagement pratiquement sans jeu du moyeu sur la partie d'extrémité de la manchette 6 au-dessus de la zone 11 à grand diamètre. Le support 17 engagé sur la manchette 6 par l'intermédiaire du moyeu 17a vient en appui sur l'épaulement lia de la manchette 6.
La virole externe 17b du support 17 comporte des fentes longitudinales telles que 18 dans chacune desquelles est engagé un pion de guidage 19 solidaire de l'élément de fermeture 20 du dispositif 12 de forme tubulaire.
De préférence, l'élément de fermeture et de guidage 17 comporte trois fentes longitudinales 18 disposées à 1200 autour de son axe.
L'élément de fermeture 20 du dispositif de limitation de débit 12 est réalisé sous forme tubulaire et comporte une virole externe sur laquelle sont fixés les pions de guidage 19 coopérant avec les fentes 18 de l'élément de support et de guidage 17.
<Desc/Clms Page number 11>
L'élément de fermeture 20 en forme de cloche comporte un moyeu central tubulaire 20a dont le diamètre intérieur est légèrement supérieur au diamètre de la partie courante de la manchette 6.
L'élément de fermeture 20 comporte également une paroi d'extrémité 21 joignant le moyeu central 20a et la virole externe de l'élément 20 et comportant une surface externe plane 21a de forme annulaire dont le diamètre extérieur est sensiblement supérieur au diamètre de la partie d'extrémité de la colonne d'instrumentation 4.
L'élément de fermeture 20 est engagé, par l'intermédiaire de l'alésage du moyeu central 20a, sur la manchette 6, au-dessus de l'élément de support 17 et de l'épaulement lia de la manchette.
Un faible jeu radial J subsiste entre le moyeu central 20a de l'élément de fermeture et la surface extérieure de la manchette 6.
Un ressort hélicoïdal 22 placé dans une disposition coaxiale par rapport à la manchette 6 et au dispositif 12 à structure tubulaire est intercalé entre l'élément de support 17 et l'élément de fermeture 20 du dispositif 12. Le ressort hélicoïdal 22 est engagé à l'une de ses extrémités sur le moyeu 17a de l'élément de support 17 et à son autre extrémité sur le moyeu central 20a de l'élément de fermeture 20.
Le ressort hélicoïdal 22 constitue un moyen de rappel de l'élément de fermeture 20 dans la direction verticale et vers le haut assurant l'application de la surface plane 21a de l'élément de fermeture 20 contre l'extrémité de la colonne d'instrumentation 4.
Le dispositif de limitation de débit 12 est mis en place sur la manchette 6, à l'intérieur de la cuve du réacteur, pendant une période d'entretien du réacteur, les équipements internes inférieurs du
<Desc/Clms Page number 12>
réacteur comportant les colonnes d'instrumentation 4 étant sortis de la cuve.
Chacune des manchettes traversant le fond de cuve 1 reçoit un dispositif de limitation de débit 12 comportant un élément de support et un élément de fermeture préassemblés par l'intermédiaire des pions 19 et des fentes 18. Le dispositif 12 est engagé sur l'extrémité de la manchette par l'intermédiaire des alésages des moyeux 17a et 20a des éléments 17 et 20, de manière à venir reposer sur l'épaulement lla.
L'élément de fermeture 20 repose sur le ressort 22 dont la partie inférieure est en appui sur l'élément de support 17. Le ressort 22 maintient la surface supérieure plane d'appui 21a de l'élément de fermeture 20 dans une position située au-dessus du niveau de l'extrémité inférieure des colonnes d'instrumentation 4, lorsque les équipements internes sont en position à l'intérieur de la cuve.
Lors de la remise en place des équipements internes dans la cuve, chacune des colonnes d'instrumentation 4 vient alors en appui, par l'intermédiaire de son extrémité inférieure, sur la surface plane supérieure 21a d'un élément de fermeture 20 et produit une certaine compression du ressort 22 par déplacement vers le bas de l'élément de fermeture 20.
Le ressort 22 comprimé entre les éléments 20 et 17 assure le rappel de la surface supérieure plane de fermeture 21 de l'élément 20 contre l'extrémité de la colonne d'instrumentation 4, l'élément de support 17 étant en appui contre l'épaulement 11a de la manchette.
L'eau de refroidissement du réacteur ne peut passer à l'intérieur du conduit interne 5 de la colonne d'instrumentation 4 qu'à travers l'espace annulaire ménagé entre le moyeu 20a de l'élément 20
<Desc/Clms Page number 13>
et la surface extérieure de la manchette 6 dont la largeur est égale au jeu radial J.
Le débit de l'eau de refroidissement dans le conduit 5 est donc limité à une très faible valeur.
Sur la figure 3, on a représenté un dispositif de limitation de débit 12 identique au dispositif représenté sur la figure 2, ce dispositif 12 étant intercalé entre une manchette 6 et une colonne d'instrumentation 4 dont les axes respectifs 25 et 26 sont dans des positions décalées et désalignées.
Une telle configuration peut se présenter du fait d'un léger défaut de réalisation ou de positionnement des équipements internes inférieurs du réacteur ou du fait d'un léger défaut de positionnement de la manchette.
L'élément de fermeture 20 présente une dimension suffisante pour que sa surface d'appui supérieure plane 21a vienne en contact avec la partie d'extrémité de la colonne d'instrumentation 4 sur toute sa périphérie dans le cas d'un décalage et d'un désalignement de la manchette par rapport à la colonne d'instrumentation correspondant aux tolérances de positionnement des équipements internes par rapport aux manchettes. Le jeu J entre le moyeu central 20a de l'élément de fermeture 20 et la manchette 6 doit également présenter une valeur suffisante pour permettre une orientation de l'élément de fermeture 20, adaptée au désalignement des axes 25 et 26.
Généralement, un jeu radial J de 0,2 à 0,4 mm permet d'obtenir une orientation satisfaisante de l'élément de fermeture 20, pour les désalignements observés habituellement lors de la mise en place des équipements internes inférieurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression.
Sur la figure 4, on a représenté un dispositif 12'de limitation de débit suivant l'invention
<Desc/Clms Page number 14>
permettant d'améliorer l'orientation et l'adaptation du dispositif dans le cas d'un désalignement de l'axe de la manchette 6 par rapport à l'axe de la colonne d'instrumentation 4.
L'élément de support 17'du dispositif 12' comporte, à sa partie inférieure, une portée d'appui 28 de forme sphérique venant reposer sur une portée sphérique correspondante d'une bague 27 en appui sur l'épaulement lia de la manchette 6.
Le moyeu central 17'a de l'élément de support 17'est engagé sur la manchette 6, par l'intermédiaire de son alésage, un jeu radial J'étant ménagé entre l'alésage et la manchette.
Le jeu J'est sensiblement supérieur au jeu J entre l'alésage intérieur du moyeu 20'a de l'élément de fermeture 20'et la manchette 6.
La disposition représentée sur la figure 4 permet de faciliter l'orientation du dispositif 12', dans le cas d'un désalignement important entre la manchette et la colonne d'instrumentation, grâce à la présence des portées d'appui sphériques et du jeu J'.
Sur la figure 5, on a représenté un dispositif de limitation 12"suivant l'invention intercalé entre une manchette de traversée 6 et une colonne d'instrumentation 4 et adapté au cas où le dispositif de limitation de débit est utilisé sur un réacteur existant ayant une configuration telle que la distance verticale entre l'épaulement lia de la manchette 6 et l'extrémité inférieure de la colonne d'instrumentation 4 ait une valeur faible.
Dans ce cas, l'élément de support 17"du dispositif 12"présente un moyeu central 17"a d'une forme particulière et comportant un épaulement interne 29 venant en appui sur l'épaulement lia de la manchette 6.
<Desc/Clms Page number 15>
Cette forme du moyeu central 17"a permet de réduire la distance entre la surface d'appui de l'élément de support 17"constituée par l'épaulement 29 et la surface supérieure 21"a de l'élément de fermeture 20". Cette distance L peut présenter, lors de la compression du ressort 22", une valeur sensiblement inférieure à la valeur minimale de la distance correspondante verticale L dans le cas du dispositif représenté sur les figures 2 et 3.
En effet, la course du ressort intercalé entre l'élément de support et l'élément de fermeture du dispositif est prévue pour permettre une adaptation du dispositif au cas de variations relatives du niveau des pièces liées à la cuve telles que les manchettes et des pièces liées aux équipements internes inférieurs telles que les colonnes d'instrumentation. Ces variations peuvent être dues aux dilatations thermiques, aux tolérances de fabrication et de montage et aux conditions de supportage des équipements internes.
Cependant, dans le cas où l'on dispose d'un espace de faible hauteur entre l'épaulement des manchettes et la partie inférieure des colonnes d'instrumentation, il peut être nécessaire de recourir à un dispositif tel que le dispositif 12"représenté sur la figure 5.
L'étanchéité entre la surface supérieure de l'élément de fermeture du dispositif et l'extrémité de la colonne d'instrumentation est assurée grâce au ressort permettant d'appliquer la surface plane de l'élément de fermeture contre la colonne d'instrumentation avec une force d'appui suffisante.
Cette force d'appui peut être d'environ 20 daN. Cette action du ressort est amplifiée d'une valeur sensiblement équivalente, par l'effet de la différence de pression ssp entre la partie inférieure
<Desc/Clms Page number 16>
et la partie supérieure de la colonne d'instrumenta- tion, s'exerçant sur l'élément de fermeture 20.
En effet, la surface supérieure de l'élément de fermeture 20 est soumise, au niveau de la colonne 4, à la pression interne de cette colonne qui corres- pond à la pression à la partie supérieure de la colonne, lorsque l'élément de fermeture 20 est en position d'obturation de la partie inférieure de la colonne 4.
La surface inférieure de l'élément de ferme- ture est soumise à la pression de l'eau de refroidis- sement à la partie inférieure de la colonne, cette pression étant supérieure de 0,5 bar environ à la pression à la partie supérieure de la colonne.
L'élément de fermeture 20 se trouve donc appliqué contre l'extrémité de la colonne d'instru- mentation sous l'effet de cette différence de pres- sion Ll P.
La soudure de fixation de la manchette 6 sur le fond de cuve, telle que la soudure 15 représentée sur la figure 2, est susceptible d'être soumise à des sollicitations accrues, du fait que le dispositif de limitation de débit suivant l'invention se trouve en appui contre un épaulement de la manchette.
En particulier, dans le cas d'un blocage des éléments du dispositif montés coulissants sur la man- chette, un effort vertical relativement important peut être transmis à la manchette, lors de la mise en place des équipements internes.
Il peut être avantageux, dans le cas de réacteurs nucléaires dont les manchettes de traversée du fond de cuve sont destinées à recevoir des dispo- sitifs de limitation de débit suivant l'invention, de prévoir un mode de fixation de la manchette de tra- versée du fond de cuve qui permette d'améliorer la
<Desc/Clms Page number 17>
résistance de la manchette aux efforts de direction axiale.
Sur les figures 6 et 7, on a représenté des manchettes dont la résistance aux efforts axiaux est améliorée.
Sur la figure 6, la manchette 30 traversant le fond de cuve 1 comporte une partie 31 à grand diamètre limitée à ses extrémités par des épaulements 31a et 31b.
L'épaulement supérieur 31a permet la mise en appui d'un dispositif de limitation de débit 12 suivant l'invention, de la manière décrite plus haut.
La manchette 30 est d'autre part engagée dans une ouverture 32 traversant le fond de cuve 1.
L'ouverture 32 comporte une partie à faible diamètre et une partie à grand diamètre séparées par un épaulement 32a sur lequel vient en appui l'épaulement inférieur 31b de la partie à grand diamètre de la manchette 30. Une soudure 33 complète la fixation de la manchette 30 engagée dans l'ouverture 32, sur le fond de cuve 1.
Sur la figure 7, on a représenté une manchette de traversée 34 d'un fond de cuve 1 comportant une partie filetée 34a vissée à l'intérieur d'une partie taraudée 35a d'une ouverture 35 traversant le fond de cuve 1.
Une soudure 36 complète la fixation de la manchette 34 sur le fond de cuve 1. La manchette 34 peut également comporter un épaulement venant en appui sur un épaulement correspondant de l'ouverture 35, de manière à assurer une retenue axiale encore améliorée de la manchette 34.
On peut assurer un fonctionnement satisfaisant du dispositif de limitation de débit suivant l'invention, dans tous les cas, quelle que soit la configuration des équipements internes et de la cuve
<Desc/Clms Page number 18>
du réacteur nucléaire. Il est en effet possible de prévoir une amplitude de déplacement de l'élément de fermeture du dispositif et des caractéristiques du ressort de rappel permettant de faire face à toutes les situations, en choisissant des valeurs largement dimensionnées, pour cette amplitude de déplacement et pour ces caractéristiques du moyen de rappel.
Le dispositif suivant l'invention permet de limiter ou de supprimer les vibrations des doigts de gant à l'intérieur des colonnes d'instrumentation, de manière simple et efficace.
Le dispositif n'introduit aucune contrainte, lors du chargement des assemblages combustibles dans le coeur et n'exerce aucune force sur les embouts inférieurs des assemblages mis en place dans le coeur.
En outre, ce dispositif peut être adapté à tout type de réacteur et en particulier à tous les réacteurs nucléaires à eau sous pression actuellement en service.
Le dispositif peut être facilement séparé de la manchette et sorti de la cuve du réacteur, après enlèvement des équipements internes inférieurs, puisqu'il est simplement engagé sur une manchette de traversée sans être lié à cette manchette qui reste fixée sur le fond de la cuve. Le démontage du dispositif peut être nécessaire pour effectuer son contrôle, sa modification ou sa réparation ou pour permettre un accès à la soudure de la manchette sur le fond de cuve, pour effectuer le contrôle de cette soudure.
L'invention ne se limite pas aux modes de réalisation qui ont été décrits.
C'est ainsi que l'élément de support et l'élément de fermeture du dispositif peuvent avoir une forme différente de la forme en cloche qui a été décrite en regard des figures.
<Desc/Clms Page number 19>
Les éléments de guidage de l'élément de support et de l'élément de fermeture peuvent être réalisés sous une forme différente des pions et fentes qui ont été décrits plus haut.
Le dispositif suivant l'invention peut être utilisé non seulement pour réaliser la fermeture du conduit interne d'une colonne d'instrumentation verticale débouchant au-dessus du fond de cuve et dans laquelle est engagée l'extrémité d'une manchette de traversée du fond de cuve mais encore pour réaliser la fermeture de l'extrémité supérieure du conduit interne d'une colonne d'instrumentation disposée sous le couvercle de la cuve d'un réacteur nucléaire, à la partie supérieure de la cuve. Cette disposition peut en effet être adoptée dans le cas où l'instrumentation du réacteur nucléaire traverse le couvercle de cuve par l'intermédiaire de manchettes qui sont engagées, à l'intérieur de la cuve, dans le conduit interne de colonnes d'instrumentation verticales disposées dans la partie supérieure de la cuve.
Le dispositif suivant l'invention peut également être utilisé dans le cas où les sondes d'instrumentation du coeur traversent la paroi latérale de la cuve à l'intérieur de manchettes qui sont engagées dans des conduits d'instrumentation ayant une disposition horizontale à l'intérieur de la cuve.
Dans tous les cas, le dispositif peut être placé de manière simple sur la manchette de traversée et intercalé entre la manchette et la colonne ou le conduit d'instrumentation.
Le dispositif suivant l'invention peut être utilisé pour équiper les conduits d'instrumentation de tout réacteur nucléaire à eau sous pression, qu'il s'agisse de réacteurs nucléaires en service, l'opération de montage des dispositifs de limitation de débit étant alors effectuée sous eau à l'intérieur de
<Desc/Clms Page number 20>
la cuve, après enlèvement des équipements internes inférieurs ou qu'il s'agisse de réacteurs nucléaires neufs, avant leur mise en service.
<Desc / Clms Page number 1>
DESCRIPTION "Device for limiting the flow of water circulation under pressure for cooling the core of a nuclear pressurized water reactor and its use
The invention relates to a device for limiting the circulation rate of water for cooling the core of a pressurized water nuclear reactor in the internal conduit of an instrumentation column.
Pressurized water nuclear reactors have a core formed of vertically arranged prismatic assemblies resting on a support plate inside the nuclear reactor vessel.
During the operation of the nuclear reactor, it is necessary to periodically carry out neutron flux measurements inside the core and for this purpose small-sized fission detectors are used which are moved by remote control, inside tubes closed at one of their ends called thermowells. The thermowells are introduced into certain assemblies of the core, according to a predetermined distribution and over the entire height of these assemblies. By moving the flow detectors inside the thermowells introduced into the assemblies, flow measurements can be made along the entire height of the core.
The thermowells must be able to be extracted from the core assemblies, for example to allow the operations of reloading the core of the reactor; for this, a pull is exerted on the end of the thermowell from an instrumentation room disposed laterally with respect to the reactor vessel well.
The thermowells penetrate into the tank through the lower bottom of the latter and reach the lower inlet end of the guide tubes which open into the lower ends of the fuel assemblies; before reaching the guide tube and the end piece of the corresponding fuel assembly,
<Desc / Clms Page number 2>
the thermowell passes through a set of guide means forming part of the internal structures of the nuclear reactor and located between the bottom of the vessel and the assembly. These guide means comprise, for each passage of a thermowell, a sleeve for crossing the bottom of the tank secured to the bottom of the tank and an instrumentation column fixed to the internal equipment of the reactor placed in the tank.
The bushing cuff and the instrumentation column are arranged in a vertical direction and in the extension of one another.
The upper part of the bushing disposed inside the tank engages in the lower part of the instrumentation column, when the lower internal equipment is installed in the reactor tank.
The diameter of the bushing is substantially smaller than the inside diameter of the instrumentation column, in its lower inlet part.
There therefore remains a certain radial clearance between the cuff and the interior surface of the instrumentation column.
The bushing cuff and the instrumentation column whose internal duct has a diameter greater than the outside diameter of the thermowell constitute means for guiding the thermowell in the lower part of the tank inside which the thermowell can be inserted and moved, due to the radial clearance between its external surface and the internal surface of the guide duct.
The lower heart plate is pierced with openings in alignment with each of the instrumentation guide tubes intended to receive a finger.
<Desc / Clms Page number 3>
of glove. On the upper face of the lower core plate is fixed a sleeve located opposite the inlet end of the guide tube, inside the lower end of the fuel assembly. To facilitate the installation of the fuel assemblies at the time of the reloading of the core and to allow their free expansion, the end of the sleeve constituting the terminal part of the thimble guide means is placed at a certain distance from the end of the instrumentation guide tube located in the lower end of the assembly. This distance is generally of the order of 35 mm.
During the operation of the reactor, the interior volume of the tank is traversed by pressurized water circulating at a very high speed and constituting the reactor coolant.
This flow of water at very high speed produces a vibratory excitation of the thimbles which is mainly due to the speed of circulation of the water between the thimble and the inner surface of the guide duct of the instrumentation column. A lesser excitation is also due to the turbulence in the non-guided area of the thermowell, between the lower internal equipment and the lower end of the fuel assembly. The resulting shocks and vibrations produce wear and deterioration of the thermowells, which leads to a reduction in their service life.
We have described in the French patent application 2,592. 517 filed by the company FRAMATOME, an anti-vibration protection device for a thermowell which comprises a tubular base fixed on the upper face of the lower core plate and a guide sleeve slidably mounted in the
<Desc / Clms Page number 4>
axial direction inside the base. The base and the guide sleeve are arranged coaxially with respect to the opening of the lower core plate and to the guide tubes of the assembly.
The guide sleeve is returned by elastic means, in the axial direction, in the direction of the fuel assembly into which the thermowell is introduced. The end of the guide sleeve is held by the elastic means in contact with the lower end of the fuel assembly. This provides guidance and protection of the thermowell, on its path between the lower core plate and the end piece of the assembly.
Such a device makes it possible to limit the flow rate of cooling water passing through the instrumentation column and to protect the thermowell in the zone situated between the lower core plate and the end piece of the assembly, this that is to say in an area where the reactor coolant circulates in turbulent regime.
However, such a device has the drawback of exerting a certain lifting force on the assembly, by means of its lower end piece on which the guide bush recalled upwards by the spring comes to bear. In addition, during the core loading operations, the protective devices of the thermowells fixed on the lower core plate cause by their presence some discomfort for the operations of handling and placing of the fuel assemblies.
On the other hand, in certain types of nuclear reactor, the core assemblies have a lower tip whose structure and dimensions
<Desc / Clms Page number 5>
sions do not allow the mounting of a guide device according to patent 2,592. 517.
In the case of pressurized water nuclear reactors comprising instrumentation passing through the cover or the wall of the vessel by means of crossing sleeves engaged with radial clearance in instrumentation conduits which may be vertical or horizontal, there is no It is no longer possible to envisage the use of anti-vibration protection devices for glove fingers as described in French patent application 2,592. 517.
In general, no device is known for limiting the flow rate of water circulation under cooling pressure of the core of a nuclear pressurized water reactor making it possible, in all cases, to reduce the flow rate of cooling water in the internal duct of an instrumentation column, in order to reduce or eliminate the vibrations of a thermowell passing through the instrumentation column.
The object of the invention is therefore to propose a device for limiting the flow rate of water circulation under pressure for cooling the core of a pressurized water nuclear reactor, in the internal conduit of an instrumentation column ensuring the guiding a measurement probe inside the reactor vessel, the wall of which is traversed, in the extension of the instrumentation column, by a bushing having an end situated inside the vessel engaged in an end portion of the internal duct of the instrumentation column with a radial clearance and comprising a shoulder projecting radially outside the instrumentation column,
this flow limiting device making it possible to avoid exerting forces on the lower ends of the
<Desc / Clms Page number 6>
fuel assemblies and to interfere with the handling of the assemblies during reloading and which can be used on any type of nuclear reactor, whatever the arrangement of the reactor instrumentation.
To this end, the device according to the invention comprises: - a tubular support and guide element engaged on the cuff in a coaxial arrangement relative to the cuff and to the conduit of the instrumentation column and bearing on the 'radially projecting shoulder, - an annular closure element movably mounted on the support and guide element, in the axial direction and engaged on the cuff in a sliding manner, comprising a flat end surface directed towards the end of the instrumentation column whose outside diameter is greater than the diameter of the instrumentation column, - and a return spring interposed between the support element and the closure element,
so as to ensure the return of the closure element towards the instrumentation column and to apply the flat surface of the closure element on the end of the instrumentation column.
In order to clearly understand the invention, we will now describe, by way of nonlimiting examples, with reference to the attached figures, several embodiments of a flow limiting device according to the invention.
Figure 1 is a sectional view through a vertical plane of the lower part of the vessel of a pressurized water nuclear reactor and of the internal equipment of the vessel comprising instrumentation guide columns.
<Desc / Clms Page number 7>
Figure 2 is a sectional view through a vertical plane on a larger scale of a device according to the invention associated with an instrumentation column of the reactor.
Figure 3 is a sectional view similar to the view of Figure 2, in the case of a bushing having a misalignment relative to the corresponding instrumentation column.
Figure 4 is a sectional view similar to the view of Figure 2, of a first alternative embodiment of the device according to the invention.
Figure 5 is a sectional view similar to the view of Figure 2, of a second alternative embodiment of a device according to the invention.
Figure 6 is a sectional view through a vertical plane of a bushing, the attachment to the tank bottom is made according to a first variant of the usual method of attachment.
Figure 7 is a sectional view of a bushing cuff whose attachment to the tank bottom is made according to a second variant of the usual method of attachment.
In FIG. 1, the bottom of the domed vessel 1 of a pressurized water nuclear reactor is seen, as well as the lower core plate 2 on which the fuel assemblies come to rest, inside a partition 3, to constitute the reactor core.
Between the bottom 1 and the plate 2 are arranged instrumentation columns 4 forming part of the internal structures of the nuclear reactor and comprising internal guide conduits 5 with a diameter greater than the outside diameter of the thermowells intended to be moved to the inside the instrumentation columns.
<Desc / Clms Page number 8>
Cuffs 6 crossing the convex bottom 1 of the tank in a vertical direction are each engaged in the lower part of the internal duct of an instrumentation column, by an end part located inside the tank. The sleeves 6 have an outside diameter substantially smaller than the diameter of the duct of the instrumentation column, so that when the internal equipment of the reactor is placed inside the tank, the instrumentation columns can be engaged on the headlines without difficulty.
The thermowells can be moved inside guide tubes 8 each fixed to a cuff 6 at one of its ends and opening into the instrumentation room adjoining the reactor vessel well, at its other end. The thermowells thus reach the internal conduits 5 of the instrumentation columns, the diameter of which decreases between the insertion opening of the cuff 6 and a socket 10 fixed on the lower core plate 2. The passage conduit 5 instrumentation columns 4 has a diameter which however always remains substantially greater than the outside diameter of the thimble.
The arrows 16 in FIG. 1 show the circulation of the cooling water in the lower part of the tank. The cooling water from the upper part of the tank is returned in the vertical direction and upwards, in the lower part of the tank, in order to enter the reactor core, through holes through the plate. lower heart 2.
Part of the cooling water is thus brought into the internal conduit of the instrumentation columns by its lower end in which is engaged a cuff, with a certain
<Desc / Clms Page number 9>
radial clearance. The cooling water circulates at high speed inside the duct 5 of the columns 4, so that a thermowell introduced into the duct 5 is likely to vibrate inside the duct and to be subjected to damage by friction or impact against the walls of the duct.
In Figure 2, there is shown the lower part of an instrumentation column 4 and a cuff 6 crossing the convex bottom 1 of the reactor vessel, the upper part of which is disposed inside the vessel is engaged at the inside the lower part of the duct 5 of the instrumentation column 4.
The cuff 6 comprises, in its part disposed inside the tank, an enlarged zone 11 diametrically delimited upwards by a shoulder 11a projecting radially with respect to the surface of the current part of the cuff 6.
A flow limitation device according to the invention generally designated by the reference 12 is interposed between the shoulder 11a and the lower end of the instrumentation column 4, so as to limit the flow of circulating cooling water in the duct 5, in the vertical direction and upwards (arrow 13), at a very low value.
The cuff 6 is engaged practically without play in an opening passing through the bottom of the tank and fixed in leaktight manner in the opening by a circular weld 15 made on the interior surface of the bottom of the tank. The zone 11 of the diametrically widened cuff makes it possible to avoid ejection of the cuff outside the tank under the effect of the pressure of the cooling water, in the event of a rupture of the fixing weld and sealing 15.
<Desc / Clms Page number 10>
The internal bore of the cuff 6 has a diameter slightly greater than the diameter of the thermowell 14 which passes through the bottom of the tank via the cuff 6 and then enters the internal conduit 5 of the instrumentation column 4, in a vertical direction.
The limitation to a very low value of the water flow flowing in the vertical direction inside the duct 5, by means of the device 12 according to the invention, makes it possible to suppress or significantly limit the vibrations of the thermowell 14 inside the duct 5.
The device 12 comprises a support and guiding element 17 of tubular shape comprising a central hub 17a and an external ferrule 17b of cylindrical shape having the same axis of symmetry.
The support 17 therefore has the shape of a bell.
The hub 17a has a bore allowing a virtually backlash-free engagement of the hub on the end portion of the sleeve 6 above the large diameter zone 11. The support 17 engaged on the cuff 6 via the hub 17a comes to bear on the shoulder 11a of the cuff 6.
The outer ferrule 17b of the support 17 has longitudinal slots such as 18 in each of which is engaged a guide pin 19 secured to the closing element 20 of the device 12 of tubular shape.
Preferably, the closing and guiding element 17 comprises three longitudinal slots 18 arranged at 1200 around its axis.
The closing element 20 of the flow rate limiting device 12 is produced in tubular form and comprises an external ring on which the guide pins 19 are fixed, cooperating with the slots 18 of the support and guide element 17.
<Desc / Clms Page number 11>
The bell-shaped closing element 20 comprises a central tubular hub 20a, the internal diameter of which is slightly greater than the diameter of the running part of the sleeve 6.
The closing element 20 also comprises an end wall 21 joining the central hub 20a and the external ferrule of the element 20 and comprising a flat external surface 21a of annular shape whose external diameter is substantially greater than the diameter of the part end of the instrumentation column 4.
The closure element 20 is engaged, via the bore of the central hub 20a, on the cuff 6, above the support element 17 and the shoulder 11a of the cuff.
A slight radial clearance J remains between the central hub 20a of the closure element and the outer surface of the sleeve 6.
A helical spring 22 placed in a coaxial arrangement relative to the sleeve 6 and to the device 12 with a tubular structure is interposed between the support element 17 and the closing element 20 of the device 12. The helical spring 22 is engaged at the one of its ends on the hub 17a of the support element 17 and at its other end on the central hub 20a of the closure element 20.
The helical spring 22 constitutes a means of returning the closing element 20 in the vertical direction and upwards ensuring the application of the flat surface 21a of the closing element 20 against the end of the instrumentation column 4.
The flow limiting device 12 is placed on the sleeve 6, inside the reactor vessel, during a reactor maintenance period, the lower internal equipment of the
<Desc / Clms Page number 12>
reactor comprising the instrumentation columns 4 being taken out of the tank.
Each of the sleeves passing through the tank bottom 1 receives a flow limiting device 12 comprising a support element and a closing element preassembled by means of the pins 19 and the slots 18. The device 12 is engaged on the end of the cuff through the bores of the hubs 17a and 20a of the elements 17 and 20, so as to come to rest on the shoulder lla.
The closure element 20 rests on the spring 22, the lower part of which rests on the support element 17. The spring 22 maintains the upper flat support surface 21a of the closure element 20 in a position located at the above the level of the lower end of the instrumentation columns 4, when the internal equipment is in position inside the tank.
When replacing the internal equipment in the tank, each of the instrumentation columns 4 then comes to bear, via its lower end, on the upper flat surface 21a of a closure element 20 and produces a certain compression of the spring 22 by displacement downwards of the closing element 20.
The spring 22 compressed between the elements 20 and 17 ensures the return of the planar upper closing surface 21 of the element 20 against the end of the instrumentation column 4, the support element 17 being in abutment against the shoulder 11a of the cuff.
The cooling water of the reactor can pass inside the internal conduit 5 of the instrumentation column 4 only through the annular space formed between the hub 20a of the element 20
<Desc / Clms Page number 13>
and the outer surface of the sleeve 6 whose width is equal to the radial clearance J.
The flow of cooling water in line 5 is therefore limited to a very low value.
In Figure 3, there is shown a flow limiting device 12 identical to the device shown in Figure 2, this device 12 being interposed between a sleeve 6 and an instrumentation column 4 whose respective axes 25 and 26 are in offset and misaligned positions.
Such a configuration may arise due to a slight defect in the production or positioning of the lower internal equipment of the reactor or due to a slight defect in positioning the cuff.
The closing element 20 has a dimension sufficient for its planar upper bearing surface 21a to come into contact with the end part of the instrumentation column 4 over its entire periphery in the case of an offset and a misalignment of the cuff relative to the instrumentation column corresponding to the positioning tolerances of the internal equipment relative to the cuffs. The clearance J between the central hub 20a of the closing element 20 and the cuff 6 must also have a sufficient value to allow an orientation of the closing element 20, adapted to the misalignment of the axes 25 and 26.
Generally, a radial clearance J of 0.2 to 0.4 mm makes it possible to obtain a satisfactory orientation of the closing element 20, for the misalignments usually observed during the installation of the lower internal equipment of a nuclear reactor. pressurized water.
FIG. 4 shows a device 12 ′ for limiting the flow according to the invention
<Desc / Clms Page number 14>
making it possible to improve the orientation and the adaptation of the device in the case of a misalignment of the axis of the cuff 6 with respect to the axis of the instrumentation column 4.
The support element 17 'of the device 12' has, at its lower part, a bearing surface 28 of spherical shape coming to rest on a corresponding spherical surface of a ring 27 bearing on the shoulder 11a of the cuff 6 .
The central hub 17'a of the support element 17 is engaged on the cuff 6, by means of its bore, a radial clearance I being formed between the bore and the cuff.
The clearance J is appreciably greater than the clearance J between the internal bore of the hub 20 ′ a of the closing element 20 ′ and the sleeve 6.
The arrangement shown in FIG. 4 makes it possible to facilitate the orientation of the device 12 ′, in the case of a significant misalignment between the cuff and the instrumentation column, thanks to the presence of the spherical bearing surfaces and of the clearance J '.
In Figure 5, there is shown a limiting device 12 "according to the invention interposed between a bushing 6 and an instrumentation column 4 and adapted to the case where the flow limiting device is used on an existing reactor having a configuration such that the vertical distance between the shoulder 11a of the cuff 6 and the lower end of the instrumentation column 4 has a low value.
In this case, the support element 17 "of the device 12" has a central hub 17 "has a particular shape and comprising an internal shoulder 29 bearing on the shoulder 11a of the cuff 6.
<Desc / Clms Page number 15>
This shape of the central hub 17 "a makes it possible to reduce the distance between the bearing surface of the support element 17" formed by the shoulder 29 and the upper surface 21 "a of the closing element 20". This distance L may have, during the compression of the spring 22 ", a value substantially lower than the minimum value of the corresponding vertical distance L in the case of the device shown in FIGS. 2 and 3.
Indeed, the stroke of the spring interposed between the support element and the closing element of the device is provided to allow an adaptation of the device in the event of relative variations in the level of the parts linked to the tank such as the sleeves and parts linked to lower internal equipment such as instrumentation columns. These variations may be due to thermal expansion, manufacturing and mounting tolerances and the support conditions of internal equipment.
However, in the case where there is a space of small height between the shoulder of the cuffs and the lower part of the instrumentation columns, it may be necessary to use a device such as the device 12 "shown on Figure 5.
The seal between the upper surface of the closure element of the device and the end of the instrumentation column is ensured by means of the spring enabling the flat surface of the closure element to be applied against the instrumentation column with sufficient support force.
This bearing force can be around 20 daN. This action of the spring is amplified by a substantially equivalent value, by the effect of the pressure difference ssp between the lower part
<Desc / Clms Page number 16>
and the upper part of the instrumentation column, acting on the closing element 20.
Indeed, the upper surface of the closing element 20 is subjected, at the level of the column 4, to the internal pressure of this column which corresponds to the pressure at the upper part of the column, when the element of closure 20 is in the closed position of the lower part of column 4.
The lower surface of the closure element is subjected to the pressure of the cooling water at the lower part of the column, this pressure being approximately 0.5 bar higher than the pressure at the upper part of the column. the column.
The closure element 20 is therefore applied against the end of the instrumentation column under the effect of this pressure difference L1 P.
The weld for fixing the cuff 6 to the bottom of the tank, such as the weld 15 shown in FIG. 2, is liable to be subjected to increased stresses, because the flow limiting device according to the invention is rests against a shoulder of the cuff.
In particular, in the case of a blocking of the elements of the device slidably mounted on the cuff, a relatively large vertical force can be transmitted to the cuff, when the internal equipment is put in place.
It may be advantageous, in the case of nuclear reactors whose sleeves for crossing the bottom of the tank are intended to receive flow limiting devices according to the invention, to provide a method of fixing the bushing the bottom of the tank which improves the
<Desc / Clms Page number 17>
resistance of the cuff to axial direction forces.
In FIGS. 6 and 7, cuffs are shown whose resistance to axial forces is improved.
In FIG. 6, the cuff 30 passing through the bottom of the tank 1 comprises a part 31 with a large diameter limited at its ends by shoulders 31a and 31b.
The upper shoulder 31a allows the support of a flow limiting device 12 according to the invention, in the manner described above.
The cuff 30 is also engaged in an opening 32 passing through the bottom of the tank 1.
The opening 32 includes a small diameter part and a large diameter part separated by a shoulder 32a on which bears the lower shoulder 31b of the large diameter part of the cuff 30. A weld 33 completes the fixing of the cuff 30 engaged in the opening 32, on the tank bottom 1.
In FIG. 7, a bushing 34 is shown for a bottom of the tank 1 comprising a threaded part 34a screwed inside a tapped part 35a of an opening 35 passing through the bottom of the tank 1.
A weld 36 completes the attachment of the cuff 34 to the bottom of the tank 1. The cuff 34 may also have a shoulder bearing on a corresponding shoulder of the opening 35, so as to ensure an even improved axial retention of the cuff 34.
It is possible to ensure satisfactory operation of the flow limiting device according to the invention, in any case, whatever the configuration of the internal equipment and of the tank.
<Desc / Clms Page number 18>
of the nuclear reactor. It is in fact possible to provide an amplitude of displacement of the closing element of the device and of the characteristics of the return spring making it possible to face all situations, by choosing widely dimensioned values, for this amplitude of displacement and for these characteristics of the recall means.
The device according to the invention makes it possible to limit or eliminate the vibrations of the thermowells inside the instrumentation columns, in a simple and effective manner.
The device does not introduce any constraint when loading the fuel assemblies into the core and exerts no force on the lower ends of the assemblies placed in the core.
In addition, this device can be adapted to any type of reactor and in particular to all pressurized water nuclear reactors currently in service.
The device can be easily separated from the cuff and taken out of the reactor vessel, after removal of the lower internal equipment, since it is simply engaged on a bushing cuff without being linked to this cuff which remains fixed on the bottom of the vessel . The dismantling of the device may be necessary to carry out its control, modification or repair or to allow access to the weld of the cuff on the tank bottom, to carry out the control of this weld.
The invention is not limited to the embodiments which have been described.
Thus, the support element and the closing element of the device can have a shape different from the bell shape which has been described with reference to the figures.
<Desc / Clms Page number 19>
The guide elements of the support element and of the closure element can be produced in a form different from the pins and slots which have been described above.
The device according to the invention can be used not only for closing the internal duct of a vertical instrumentation column opening out above the bottom of the tank and into which the end of a cuff passing through the bottom is engaged. but also to close the upper end of the internal conduit of an instrumentation column disposed under the cover of the tank of a nuclear reactor, at the top of the tank. This arrangement can in fact be adopted in the case where the instrumentation of the nuclear reactor passes through the vessel cover by means of sleeves which are engaged, inside the vessel, in the internal conduit of vertical instrumentation columns arranged in the upper part of the tank.
The device according to the invention can also be used in the case where the instrumentation probes of the heart pass through the side wall of the vessel inside of sleeves which are engaged in instrumentation conduits having a horizontal arrangement at the inside of the tank.
In all cases, the device can be placed in a simple manner on the bushing cuff and interposed between the cuff and the column or the instrumentation conduit.
The device according to the invention can be used to equip the instrumentation conduits of any pressurized water nuclear reactor, whether they are nuclear reactors in service, the operation of mounting the flow limiting devices then being performed underwater inside
<Desc / Clms Page number 20>
the vessel, after removal of the lower internal equipment or in the case of new nuclear reactors, before their commissioning.