CN1078822A - 一阻尼管状件振动的振动阻尼器 - Google Patents
一阻尼管状件振动的振动阻尼器 Download PDFInfo
- Publication number
- CN1078822A CN1078822A CN 93102659 CN93102659A CN1078822A CN 1078822 A CN1078822 A CN 1078822A CN 93102659 CN93102659 CN 93102659 CN 93102659 A CN93102659 A CN 93102659A CN 1078822 A CN1078822 A CN 1078822A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- measuring instrument
- vibration
- elastic component
- inner face
- tube
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 238000013016 damping Methods 0.000 title claims abstract description 26
- 238000012797 qualification Methods 0.000 claims 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 33
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 19
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 14
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 10
- 238000000034 method Methods 0.000 description 6
- 230000008569 process Effects 0.000 description 6
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 5
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 5
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 235000015111 chews Nutrition 0.000 description 3
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 3
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 2
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 2
- 238000000053 physical method Methods 0.000 description 2
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 2
- 238000007493 shaping process Methods 0.000 description 2
- 239000008234 soft water Substances 0.000 description 2
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 2
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 1
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 1
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003071 parasitic effect Effects 0.000 description 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 1
- 238000007634 remodeling Methods 0.000 description 1
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- 238000013519 translation Methods 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F16—ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
- F16F—SPRINGS; SHOCK-ABSORBERS; MEANS FOR DAMPING VIBRATION
- F16F7/00—Vibration-dampers; Shock-absorbers
- F16F7/10—Vibration-dampers; Shock-absorbers using inertia effect
- F16F7/104—Vibration-dampers; Shock-absorbers using inertia effect the inertia member being resiliently mounted
- F16F7/116—Vibration-dampers; Shock-absorbers using inertia effect the inertia member being resiliently mounted on metal springs
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Vibration Prevention Devices (AREA)
Abstract
阻尼一管状件振动的振动阻尼器,诸如在核反应
堆压力容器那种典型的检测仪表管,该检测仪表管容
纳在一外管状件,诸如一导向套管(270)中,振动阻尼
器有一连到导向套管内面(280)的环形套管(320),
该环形套管(320)的大小刚围绕着检测仪表管,为了
径向支撑检测仪表管凹座(370)连到套管内壁(330),
套管壁有一安置成对着凹座(370)的可挠曲弹性件
(380)来偏压检测仪表管进入凹座(370)的支座。
Description
本发明是根据美国政府由能源部执行与西屋公司之间所签合同(合同号为DE-AC03-86-SF18495)所确定,美国政府有对该专利申请的权利以及任何颁布专利事项的权利。
本发明一般与抗振装置有关,更具体地说,与阻尼一管状件振动的振动阻尼器有关,诸如在核动力反应堆压力容器中发现的那种典型的检测仪表管。
然而,在讨论目前的先有技术之前,首先要简略介绍一下典型的核动力反应堆的结构和操作,核动力反应堆就包含诸如检测仪表管的管状件。核动力反应堆由可裂变材料的可控裂变而产生热量的装置,而可裂变材料是以置于长空心杆内的燃料芯块形式构成的,该长空心杆就作为燃料芯块的包壳,通过若干由容纳各燃料棒的开口栅元构成的互相间隔开的栅格,若干长燃料棒成束排列。况且为了控制裂变过程,若干伸长的可动的控制杆可滑动地穿过予先选择的未装燃料棒的空栅元上下延伸。若干燃料棒组件成组地限定在反应堆压力容器中密封住的核反应堆芯内。液体慢化冷却剂(也就是软水)强制流过各燃料组件的燃料棒以促使裂变过程并把在裂变过程中产生的热量带走。液体慢化冷却剂所带走的热量,最终传到一汽轮发电机,就如同普通电厂中公知技术那样用来发电。
一上堆板芯和位于上堆芯板上方且隔开的一上支撑板,成水平安置在反应堆压力容器中。各燃料组件相互垂直地间隔开并放置在下堆芯板之下,而且有至少一伸长的检测仪表管垂直地穿过上堆芯板延伸到各燃料组件,管内装有至少一用于在燃料组件中测量堆芯所需的物理量(例如中子流)的传感器。
然而,在反应堆的正常操作中,在反应堆压力容器内,液体慢化冷却剂的流动会引起内部部件的振动,包括对设置在压力容器内检测仪表管的振动,而且由于地震和假设事故(例如冷却剂流失事故)的非正常操作都会引起内部部件的振动,包括检测仪表管的振动,因为过大的振动都会引起堆芯物理量的测不准以及检测仪表的过早磨损,故无论在正常或非正常情况下都想要阻尼检测仪表管的振动。
因此,现在的问题是当检测仪表管受到反应堆日常操作引起的正常振动和受到地震事件和假设事故中所引起的非正常振动时,提供一种减缓检测仪表管振动的装置。
抗振装置是公知技术,其中这类装置公开在1991年2月5日公布的美国专利号4990304,名称“具有减小流通套管中的冷却剂流动所引起振动的特点的检测仪表管”的专利,该专利公开了一检测仪表管内形成的凹座来约束这流通套管,而该流通套管内就安置有一中子通量传感器。它还公开了检测仪表管内形成的与流通套管相接触的向内凸起的弹簧爪,虽然已公开了检测仪表管中来约束流通套管的凹座和弹簧爪,看来该专利无论在说明书或在权利要求中都未公开一阻尼管状件振动的振动阻尼器。
因此,本发明的目的就是提供一阻尼管状件振动的振动阻尼器,诸如核反应堆压力容器中找到的那种典型的检测仪表管。
而以权利要求书结尾的说明书特别指出并明确宣布保护本发明的主题,可以相信本发明通过以下说明并结合附图会更好地理解。
图1表示一典型的核反应堆压力容器,为了清楚,去除某些部件后的局部纵剖视图;
图2表示压力容器内部结构上方的局部纵剖视图,内部结构上方包括插在支撑板和上堆芯板之间的支撑柱,图中还示出安置在上堆芯板下的若干燃料组件;
图3表示在纵剖视图中插在上支撑板和上堆芯板之间的支撑柱以及表示了一个与上堆芯板下间隔一定距离的燃料组件;
图4表示在纵剖视图中,本发明的振动阻尼器,它设置在支撑柱内并且又设置在伸向燃料组件的导向套管内;
图4A表示在纵剖视图中设置在支撑柱内的振动阻尼器;
图4B是设置在支撑柱内的振动阻尼器纵视图中的局部放大图,振动阻尼器包括处在不偏斜位置的弹簧件;
图4C是设置在支撑柱内振动阻尼器纵视图中的局部放大图;振动阻尼器包括处在偏斜位置的弹簧件;
图5表示在纵剖视图中,设置在导向套管内的振动阻尼器;
图6表示在纵剖视图中,属于支撑柱的振动阻尼器;
图6A表示在纵剖视图中,属于导向套管的振动阻尼器;
图7是振动阻尼器的平面图;
图8是沿着图7剖面线Ⅷ-Ⅷ的振动阻尼器视图;
图9表示振动阻尼器另一个可选择实施例的平面图;
图10表示沿图9中X-X剖面线的振动阻尼器另一个实施例的视图。
从广义来说,本发明是一阻尼管状件振动的振动阻尼器,该阻尼器限定一穿过其内的纵轴线,其大小可容纳在导管内,该导管的内表面环绕着管状件,有a)连到导管内面的套管,其大小刚好插在导管和管状件之间,上述套管限定了穿过其中心的纵轴线,上述套管有一围绕着管状件的内面和一啮合导管内面的外面,内面和外面组成了一共同限定了它们之间的壁。
b)为了支撑管状件,若干间隔开指向内的凹座与上述套管的内面连成一体。
c)在上述凹座的对面,径向设置一伸长的指向内可挠曲的弹性件且成形在一对从上述套管壁上切出的平行间隔开的凹槽内,且插在凹槽之间为了对着上述凹座把管状件偏置进支座内,上述弹性件有一与壁成一体的第一端部和第二端部。
更具体地说,本发明是阻尼管状件振动的振动阻尼器,诸如在核反应堆压力容器中找到的那种典型的检测仪表管。有至少一位于堆芯的物理测量装置的检测仪表管,容纳在一外管状件,例如一导向套管内。振动阻尼器有一连到导向套管内面且其大小刚好围绕着检测仪表管的环形套,凹座连到套管的内壁用来径向支撑检测仪表管,套管壁有一设置在凹座对面把检测仪表管借用凹座偏置入支座上且成形于壁上的弹性件。检测仪表管的流动引起的振动会使其与凹座脱离接触而偏斜弹性件,而此弹性件就挠曲一预定量并向检测仪表管施加一反作用力,作用在检测仪表管的反作用力足以使其回到导向套管内的原先轴向位置,这样就减小了检测仪表管的振动振幅。
这就是说阻尼了检测仪表管的振动(即减小了振动振幅)结果堆芯的物理测量量就变得精确且检测仪表管也不会因压向导向套管的内面而过早的磨损。
本发明的一个特点是设置一围绕检测仪表的套筒,该套筒连到导向套管的内面并有凹座和从其壁上形成的弹性件用于阻尼检测仪表管的振动。
本发明的优点是当凹座紧靠着检测仪表管而且当弹性件可挠曲地把检测仪表管借用凹座偏置入支座上,就阻尼了检测仪表管流动引起的振动,结果堆芯物理量(即中子流量)得到准确测定,检测仪表管不会对着导向套管内面而振动,也就不会引起过早的磨损。
核反应堆压力容器含有内部部件,诸如用于测量像中子流这种堆芯物理量的检测仪表管,然而,在反应堆的正常操作中,循环在压力容器内的液体冷却剂会引起容器内部部件的振动包括检测仪表管的振动。况且由地震和假设事故(例如冷却剂流失事故)所引起的非正常操作也会引起内部部件,包括检测仪表管的振动。因为过量的振动会导致堆芯物理量的测不准以及检测仪表管的过早磨损,所以要求在正常和非正常操作情况下阻尼检测仪表管的振动。因此在此公开了一阻尼管状件振动的振动阻尼器,诸如在核反应堆压力容器中发现的那种典型的检测仪表管。
但是在描述本发明主题之前,首先有必要简略介绍一典型的核动力反应堆的结构与操作。
请参阅图1和图2,图中示出一典型的核动力反应堆标号为10,通过可控裂变核燃料(未示出)来产生热量,反应堆10包括一项端开口且垂直定向的圆柱形反应堆压力容器壳20,容器壳有若干个连到其上部的入口管咀30和出口管咀40(只示出其中的一个管咀),半球形壳顶50安在容器壳20的顶部,通过螺栓紧固,半球壳顶50密封地连到容器壳体20的开口顶端,这样壳顶50密封地盖在容器壳体上,结果加盖的容器壳体20在反应堆10工作时就允许在容器壳体20内适当对冷却液加压。
仍参照图1和图2,反应堆10有一核反应堆芯(标号为60)且装有若干燃料组组件70的核燃料,一控制杆驱动轴(未示出)啮合若干用于控制燃料件70裂变过程的可动控制杆(未示出),这都属于核电生产的先有技术。
上支撑板80把负载从堆芯和其它内部部件传到压力容器壁和水平设置的上堆芯板90上,上支撑板80水平设置在容器壳体20内,而一水平上堆芯板90支撑且位于燃料组件70的顶部并上堆芯90与上支板80间隔开地位于其下方。上支撑板80有一底面100而上堆芯板90在其上有一顶面110。而且上支撑板80和上堆芯板90各有液体慢化冷却液(也就是软水)流过其中的冷却液通孔120,冷却液带走了燃料组件70所包含可裂变燃料裂变时所产生的热量,同时也促进了裂变过程。上支撑板80还有若干带有内螺纹的孔130,而且上堆芯板90也有若干穿过其身的检测仪表孔140(理由在下文再述)。
参照图2,3,4,4A,4B和4C,用于支撑上支撑板80以及把上支撑板80连到上堆芯板90的一管状支撑柱150插在上支撑板80和上堆芯板90之间。
支撑柱150有一用于接纳管状检测仪表导管165的内面160,该检测仪表导管165连到内面160并且与内面160成同轴或同心安置。检测仪表导管165有一内面167用于滑动地接纳一检测仪表管,而检测仪表管170有至少一附在其内用于测量堆芯物理量(例如中子流)的传感器,支撑柱150还包括与孔130啮合配合的上部185,结果支撑柱150横向地支撑在孔130内。一具有内面200的管状支撑柱的延伸段190同轴地安置在支撑柱150的上部185的顶端,该延伸段190的内面200沿其壁可滑动地接纳检测仪表管170。支撑柱延伸段190在其端头有外螺纹拧在孔130的内螺纹上,这样,支撑柱延伸段190就以螺纹形式连到上支撑板80上。支撑柱150还包括有若干附在下部210且连成一体向外延伸的柱脚220的下部210,下部210用于把支撑柱150支撑在上堆芯板90的顶面110上。通过一紧固件230各支脚220都连到上堆芯板90。用于支撑导管165的管状检测仪表管的衬套240用螺纹连到下部210的内面160。检测仪表管衬套240有一容纳导管165的内面245,导管165穿过检测仪表管衬套240和检测仪表管孔140延伸。
再参阅图2,3,4,4A,4B和4C,若干以平行间隔排列且成垂直方向的燃料棒20组成的燃料组件70相互间隔开并同轴地设置在检测仪表管孔140的下方(也就是上芯板90之下)。各燃料棒250通过一燃料组件栅架260所组成相连的开口栅元(未示出)来接纳各燃料棒250,为了在栅架260上紧固各燃料棒250,各栅元靠摩擦力来啮合各燃料棒250。一伸长的成垂直方向的导向套管270设置在燃料组件70中心附近,且穿过一相应的栅元延伸,且该导向套管270还有一可滑动地接纳检测仪表管170的内面280。为了保持燃料棒250和导向套管270相互成间隔且平行列阵,沿着燃料组件70轴向成间隔地设置若干栅架260。燃料组件70还包括有一向上延伸连到其顶部的固定弹簧300的顶管咀290。当弹簧顶住芯板90时,该弹簧300向下压燃料组件70,这样燃料组件70将不会经受来自下堆芯板305(见图1)的抬升,下堆芯板305和上堆芯板90隔开并在其下方而燃料组件70停靠在下堆芯板305上。参照图2,3,4,4A,4B和4C。很容易理解在上堆芯板90和顶管咀290之间存在一间隙和空间。该间隔足以达到允许冷却液进入该空间并撞击与冷却接触那部分的检测仪表管170,当冷却液撞击检测仪表管170,该检测仪表管就受到横向振动,所以希望防止或至少阻尼(即减小其振幅)此振动,结果,传感器180所测的堆芯物理量就会准确,检测仪表管170也不会由于对检测仪表导管165的内面和导向套管270的振动,而过早磨损。
参照图4,4A,4B,4C,5,6,6A,7和8,示出一振动阻尼器,标号为310,用来阻尼例如检测仪表管170这种管状件的振动,下面就进行详述。为了阻尼检测仪表管的振动振动,阻尼器310连到导管165的内面245且还连到导向套管270的内面280。阻尼器310有一其内面330围绕检测仪表管170和匹配啮合导管165内面167或导向套管270内面280的柱形套管320,内面330和外面340之间限定了一两面之间的环形壁350,套管320还有一第一端343和一第二端345。而且套管320由例如锆锡合金之类材料制成,此种材料对热中子有比较低的显微吸收截面,结果套管320并不寄生吸收参加裂变的中子,套管320可由“锆锡合金-2”组成,它的重量成分比约为锡1.5%,铁0.12%,铬0.09%,镍0.05%以及锆98.24%。
再参照图4,4A,4B,4C,5,6,6A,7和8。套管320包括一对平行的长切口或槽口360,槽360在壁350纵向从套管320的近第一端343延到套管320的近第二端345,槽360在径向成相对布置(也就是相对于槽360成约180°角),一对用于支撑检测仪表管170的凹座370成形于套管320的壁350上,虽然在本发明的最佳实施例中,凹座370成形于壁350上,同样凹座370也可不成形于壁350上,凹座370可以是一整件,例如用焊接,连到壁350的内面330上。还有一种情况,凹座370从内面330向内凸出以接触或紧靠检测仪表管170,结果检测仪表管170就合适地支撑。
再参照图4,4A,4B,4C,5,6,6A,7和8,偏压装置例如一长弹性件380插在一对槽360之间,把检测仪表管压入紧靠凹座370的啮合处,可以理解弹性件380相对于凹座370,径向安置成约180°角。也就是弹性件380插在槽360之间,而槽360,如上文所述,本身又对着凹座370安置(也就是约成180°)。弹性件380有一整体连到靠近壁350第一端343处的壁350上之第一端部分390,弹性件380还有一整体连到靠近壁350第二端380处的壁350上之第二端部分400,而且成形于壁350的弹性件380指向内且横截面成拱形,也可以弹性件380不须成形于壁350,弹性件380可以是一整件,例如用焊接,连到壁350的内面330上。此外当检测仪表管170向着弹性件380振动时,一接触检测仪表管170的突起球状物410整体连到弹性件380上。成形于弹性件380的球状物410指向内且横截面成拱形。
再参照图4,4A,4B,4C,5,6,6A,7和8,可以有若干对凹座370和若干成形于壁350的弹性件380,在本发明的最佳实施例中,有两对凹座370和两弹性件380,它们都成形于套管320的壁350上,也就是说,第二对凹座370可在径向相对于第一对凹座370成约90°角安置,而且一第二弹性件380可在径向相对于一第一弹性件380成约90°角安置。如上文所述,有二对凹座370和二弹簧件380将会使四个凹座370和二个弹性件380在径向对检测仪表管170施加对称的阻尼力。当检测仪表管170振动被阻尼时,在径向对检测仪表管170施加对称的阻尼力有助于沿内面330共轴的检测仪表管170重新对准中心同时也防止检测仪表管170各自与导管165的内面167/280和衬套管270的磨损。
从图9和10中看出,本发明振动阻尼器的另一个实施例,标号为420,振动阻尼器420同于振动阻尼器310,除了槽360、弹性件320、凹座370在壁350内以周向成形而不是在壁内以纵向成形。此外,当检测仪表管170向着弹性件380振动时,用来接触检测仪表管的一突起球状物410整体连到弹性件380上,成形于弹性件380的球状物410指向内并其横截面成拱形。
以下数据仅仅作为实例,并不来加以限制,套管320约5英寸长且有一约14.73毫米(0.58英寸)的外径和约1.02毫米(0.04英寸)的壁厚以容纳一外径约为13.72毫米(0.54英寸)的检测仪表管170,各凹座370有约6.86毫米(0.27英寸)的长度以及从内面330向内凸起约1.02毫米(0.04英寸)。此外,各槽360可有一约50.8毫米(2英寸)的长度和约1.27毫米(0.05英寸)的宽度,各弹性件380有一约50.80毫米(2英寸)的长度和从内面330向内凸起约1.52毫米(0.06英寸)。而且球形物410有一约6.10毫米(0.24英寸)长度和从弹性件380向内凸起约1.02毫米(0.04英寸),所以从上述说明可以认为为了阻尼检测仪表管170的振动,凹座和弹性件减小了导管165和套管270的有效内径。
在核反应堆10的操作中,液体慢化冷却剂进到入口管咀30并通过堆芯60和通过在上支板90和上芯板100的孔120而流动,在容器壳体20内流动的冷却液最终通过出口管咀40流出容器壳体20。为了产生蒸汽,把管通到一热交换装置(未示出)。在正常操作中,容器壳体20内的冷却剂质量流量还是比较高,例如约40000磅(质量)/秒。在非正常操作中(例如地震事件和假设事故),容器壳体20内的冷却剂质量流量可造成更高的流量,这种较高质量流量必定会引起反应堆内部部件的振动,包括检测仪表管170的振动。这是因为冷却剂流入上堆芯板90和顶管咀290之间限定的空间并撞击检测仪表管170,当冷却液撞击检测仪表管170,检测仪表管就会在一定振幅下振动。
如果不减轻振动,那么上文所指出的那种不想要的振动会使检测仪表管170从径向移离纵轴线,这样传感器180测自堆芯的物理量(例如中子流)就会不准,因为由传感器180的横向位移使传感器无法精确定位,造成堆芯物理量测不准,这种横向位移也是由流动引起的检测仪表管170振动造成的。当传感器位于堆芯60为了精确定出堆芯60在预定位置的物理值,要求精确和准确定出传感器180的位置。例如,精确定出中子流在堆芯60的空间分布允许反应堆操作员精确定出在堆芯60功率的空间分布,在核电生产中已是公知技术,为了适当控制裂变过程和为了其它安全原因,重要的是确定功率的空间分布。
而且如果不减轻振动,那么上文所指的不想要的振动会使检测仪表管170朝着检测仪表管衬套240的内面167和导向套管270的内面280振动。这是不希望的,因为当它振向内面167/280时这种振动会使检测仪表管170经受提前磨损,此种极端检测仪表管的提前磨损可能会增加检测仪表管部分折断的可能性,而变为在堆芯60内的松动部件,从安全原因起见,这是不希望发生的。因此本发明是阻尼检测仪表管170的振动,结果当管170在导管165和导向套管270振动时检测仪表管170不会受到超前的磨损。
因此当检测仪表管170振动时,它往往径向地或平移出与凹座370的正常啮合,这样就偏离其预定的纵轴,当检测仪表管170向外移离其予定的纵轴线,就会进一步啮合和横向移动属于弹性件380的球状物410,弹性件380就向外挠曲或弯曲一预定的径向距离,弹性件380的挠曲或弯曲量由弹性件380的弹性常数和检测仪表管170的振动振幅所确定。由检测仪表管170对弹性件380所施加的力使弹性件380向外挠曲,同时对检测仪表管170作用一向内的反作用力足于阻缓检测仪表管的向外移动,这样就减小和阻尼了检测仪表管170的振动振幅,也就是说,当弹性件380对检测仪表管施加一反作用力时,检测仪表管170往往回到其在检测仪表管衬套240和导向套管270内的预定纵轴。而当检测仪表管170回到其原先的轴线,它将重新啮合,或进入径向支撑检测仪表管的凹座370的支座上,在检测仪表管170紧靠凹座370时,它会在检测仪表管衬套240和导向套管270内对中。结果凹座370和弹性件380都会限制检测仪表管170振动的振幅。
虽然在此对本发明进行了充分的说明和介绍,本发明并不想仅仅限制在上述的说明书部分,因为相对于本发明,在不背离本发明精神和其保护范围下,可以有各种改型,例如,虽然本发明所公开的最佳实施例特别谈到阻尼核反应堆芯检测仪表管由流动引起的振动,但本发明同样也适用想要阻尼相似管状件的振动,不管该振动是否由核反应堆操作时流动所引起的。
因此,所提供的只是阻尼管状件振动的振动阻尼器,诸如核动力反应堆压力容器中所找到的那种典型的检测仪表管。
Claims (5)
1、一阻尼管状件(170)振动的振动阻尼器限定在穿过其中的纵轴线,其大小可容纳在一具有围绕在管状件内面(245)的导管(165,270)中,包括,
a)一连到导管内面的套管(320)且其大小为插在导管和管状件之间,上述套管(320)限定在一穿过其内的纵轴线上,上述套管(320)有一围绕着管状件的内面(330)和一啮合导管内面的外面(340),内面和外面限定一在该两个面之间的环形壁(350);
b)若干间隔开指向内的凹座(370)整体地连到上述套管(320)的内面来支撑管状件;和
c)一伸长的指向内可挠曲的弹性件(380)径向地安置在对着上述凹座(370),且成形在一对上述套管壁切割出的平行间隔开的槽(360)上且插在槽之间以对着凹座偏压管状件进入支座,上述弹性件有一第一端部分(390)和其整体连到壁的第二端部分(400)。
2、根据权利要求1所述的阻尼器,其特征在于上述弹性件有一形成于其间的指向内的突起球状物(410)且适于接触管状件。
3、根据权利要求2所述的阻尼器,其特征在于各上述凹座(370)安置于相对于上述弹性件(380)成约180°的角。
4、根据权利要求3所述的阻尼器,其特征在于上述弹性件在上述套管壁沿纵向延伸。
5、根据权利要求3所述的阻尼器,其特征在于上述弹性件在上述套管壁沿圆周延伸。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US07/853,556 US5357547A (en) | 1992-03-18 | 1992-03-18 | Vibration dampener for dampening vibration of a tubular member |
US853,556 | 1992-03-18 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1078822A true CN1078822A (zh) | 1993-11-24 |
Family
ID=25316344
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN 93102659 Pending CN1078822A (zh) | 1992-03-18 | 1993-03-16 | 一阻尼管状件振动的振动阻尼器 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5357547A (zh) |
JP (1) | JPH0643286A (zh) |
KR (1) | KR930020480A (zh) |
CN (1) | CN1078822A (zh) |
GB (1) | GB2265686B (zh) |
IT (1) | IT1263338B (zh) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8121243B2 (en) | 2005-06-29 | 2012-02-21 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | In-core-monitor-guide-tube supporting apparatus |
CN101632133B (zh) * | 2007-02-28 | 2012-06-20 | 三菱重工业株式会社 | 计量仪器导管的流动振动抑制结构 |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2734943B1 (fr) * | 1995-05-30 | 1997-08-22 | Framatome Sa | Grappe de commande pour un reacteur nucleaire |
US6526116B1 (en) * | 1997-07-02 | 2003-02-25 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assembly with hydraulically balanced mixing vanes |
US7551705B2 (en) * | 2003-12-11 | 2009-06-23 | Areva Np, Inc. | Fuel assembly top nozzle repair sleeve and method for repairing a fuel assembly |
US7589447B2 (en) | 2006-12-05 | 2009-09-15 | Honeywell International Inc. | High speed aerospace generator resilient mount |
US7995701B2 (en) | 2008-05-21 | 2011-08-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear core component hold-down assembly |
US10438709B2 (en) * | 2015-12-31 | 2019-10-08 | Westinghouse Electric Company Llc | Measurement apparatus for determining compressive loading that will be applied to a fuel rod of a pressurized water reactor |
KR101716837B1 (ko) | 2016-01-25 | 2017-03-15 | 한국전력기술 주식회사 | 중소형 원자로압력용기 케이블 관통관 밀봉장치 |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB784495A (en) * | 1954-08-25 | 1957-10-09 | Hardinge Brothers Inc | Improvements in feed chucks for automatlc screw machines and the like |
US4504437A (en) * | 1982-05-26 | 1985-03-12 | Westinghouse Electric Corp. | Seismic restraint means for a nuclear radiation detector mounted in a tubular thimble |
US4702881A (en) * | 1985-04-02 | 1987-10-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor spacer grid |
US4716004A (en) * | 1986-02-06 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Thimble guide extender |
US4778647A (en) * | 1986-02-14 | 1988-10-18 | Westinghouse Electric Corp. | Vibration-damping extender for a thimble guide |
FR2597650B1 (fr) * | 1986-04-22 | 1988-07-22 | Fragema Framatome & Cogema | Procede de chemisage de tube d'instrumentation d'assemblage combustible nucleaire et assemblage a tube chemise |
FR2608307B1 (fr) * | 1986-12-12 | 1990-07-27 | Electricite De France | Colonne d'instrumentation du coeur d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
JPS63181895U (zh) * | 1987-05-13 | 1988-11-24 | ||
US4839135A (en) * | 1987-08-21 | 1989-06-13 | Westinghouse Electric Corp. | Anti-vibration flux thimble |
US4990304A (en) * | 1989-01-27 | 1991-02-05 | Westinghouse Electric Corp. | Instrumentation tube features for reduction of coolant flow-induced vibration of flux thimble tube |
-
1992
- 1992-03-18 US US07/853,556 patent/US5357547A/en not_active Expired - Lifetime
-
1993
- 1993-03-12 GB GB9305146A patent/GB2265686B/en not_active Expired - Fee Related
- 1993-03-16 CN CN 93102659 patent/CN1078822A/zh active Pending
- 1993-03-17 JP JP5082543A patent/JPH0643286A/ja not_active Withdrawn
- 1993-03-17 KR KR1019930004071A patent/KR930020480A/ko not_active Application Discontinuation
- 1993-03-17 IT ITPD930058A patent/IT1263338B/it active IP Right Grant
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8121243B2 (en) | 2005-06-29 | 2012-02-21 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | In-core-monitor-guide-tube supporting apparatus |
CN101632133B (zh) * | 2007-02-28 | 2012-06-20 | 三菱重工业株式会社 | 计量仪器导管的流动振动抑制结构 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB2265686B (en) | 1995-05-03 |
JPH0643286A (ja) | 1994-02-18 |
ITPD930058A1 (it) | 1994-09-17 |
ITPD930058A0 (it) | 1993-03-17 |
KR930020480A (ko) | 1993-10-19 |
US5357547A (en) | 1994-10-18 |
GB9305146D0 (en) | 1993-04-28 |
IT1263338B (it) | 1996-08-05 |
GB2265686A (en) | 1993-10-06 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US7668280B2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
CN101587755B (zh) | 核堆芯部件压制组件 | |
US7302028B2 (en) | Instrumented capsule for nuclear fuel irradiation tests in research reactors | |
US6697446B2 (en) | Instrumented capsule for materials irradiation tests in research reactor | |
US8811566B2 (en) | Guide thimble plug for nuclear fuel assembly | |
CN1078822A (zh) | 一阻尼管状件振动的振动阻尼器 | |
CN110853778A (zh) | 一种实现燃料元件轴向长度变化实时测量的辐照装置 | |
KR20090021477A (ko) | 온-오프 작동형 누름스프링을 사용한 핵연료집합체용상단고정체 | |
US5343504A (en) | Nuclear fuel bundle spacer spring constant gauge | |
US3929570A (en) | Failed fuel detection for PWR | |
KR0178518B1 (ko) | 가압수형 원자로내의 상부 내부 설비의 안내 및 위치 결정 부재의 치수 및 형상 검사를 위한 방법과 장치 | |
JPH0587976A (ja) | 核燃料バンドルのスペ―サのスプリング力を測定するゲ―ジ | |
US5100608A (en) | In-core nuclear instrumentation for fast breeder reactors | |
US4933137A (en) | Nuclear fuel assembly with means for retarding detector tube wear | |
EP0158100A1 (en) | Poison rod for use in a nuclear reactor | |
US4684504A (en) | Bow resistant structural member for fuel assemblies in non-control rod locations of a nuclear reactor core | |
KR20080060791A (ko) | 볼류트스프링을 사용한 핵연료집합체용 상단고정체 | |
US4839135A (en) | Anti-vibration flux thimble | |
KR100844473B1 (ko) | 블리드 홀 개폐식 스위치를 내장한 균일한 안내관 | |
KR930005578B1 (ko) | 중성자 소스봉의 위치 선정 기구 | |
Brochard et al. | Seismic analysis of LMFBR cores, mock-up RAPSODIE | |
US6370214B1 (en) | Radiation induced growth indication apparatus for pressurized water reactor nuclear fuel assemblies | |
KR830001692B1 (ko) | 원자로 연료 조립체의 안내관 고정장치 | |
CN211529623U (zh) | 核电反应堆螺栓内孔双向超声检查探头 | |
Jang et al. | A Study on the Grid Cell Size Measurement in Nuclear Fuel |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C01 | Deemed withdrawal of patent application (patent law 1993) | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |