FR2586131A1 - Dispositif de support de barres de controle pour reacteur nucleaire - Google Patents

Dispositif de support de barres de controle pour reacteur nucleaire Download PDF

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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
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Abstract

LE DISPOSITIF 6 DE SUPPORT DE BARRES DE CONTROLE SELON L'INVENTION EST CONCU DE MANIERE A EVITER L'USURE DES BARRES QUI FROTTENT CONTRE LES ELEMENTS DE GUIDAGE QUAND ON SOULEVE ET ABAISSE LES BARRES. LE DISPOSITIF DE SUPPORT COMPREND DES MOYENS 36 QUI COOPERENT AVEC DES MOYENS PREVUS SUR LES PAROIS DE LA CHAMBRE 12 POUR FAIRE TOURNER PAR RAPPORT AU CARTER 8 LA BARRE DE SUPPORT 20 QUI SUPPORTE UNE BARRE DE CONTROLE PAR L'INTERMEDIAIRE D'UNE PIECE DE PROLONGEMENT 16.

Description

-1
DISPOSITIF DE SUPPORT DE BARRES DE CONTROLE
POUR REACTEUR NUCLEAIRE
Des réacteurs nucléaires connus, comme les rảcteurs à eau pressurisée, comportent des barres de contrôle qui contiennent des éléments absorbeurs de neutrons, avec une capacité variable d'absorption, pour couper ou contrôler le niveau de puissance, et parfois aussi des matériaux n'absorbant pas les neutrons, pour produire d'abord du plutonium, et le brûler ensuite comme IO un combustible, Généralement, ces barres sont montées, à leur extrémité supérieure, en un assemblage ou ossature, qui supporte une pluralité de telles barres dans un mouvement simultané d'entrée et de sortie par rapport à la région I5 active du coeur du réacteur. quand elles sont dans la région du coeur, les barres de contrôle pénètrent dans
des viroles d'assemblage de combustible.
L'assemblage d'une ossature et d'une pluralité de barres de contrôle peut êere désigné sous le nom de groupe de barres de contrôle ou d'assemblage de barres pour déplacement d'eau, selon la fonction qui est assignée
aux barres de contrôle.
Pendant le fonctionnement du réacteur, les barres de corinrôle sont retirées de la région active du coeur
en soulevant l'ossature vers les parties internes sup-
rieures de la cuve sous pression du réacteur. Les mouve-
-2-
ments de l'ossature sont guidés par un tube guide pré-
sentant une pluralité de sections de guidage, ou repères,
qui sont en contact avec les barres dans des zones cor-
respondantes. Le nombre de sections de guidage prévu pour chaque barre de contr8le est choisi comme étant un compro- mis entre le désir de réduire les forces de frottement, ce qui amène à prendre un nombre minimal de sections de guidage, et la nécessité de réduire la distance entre les sections de guidage, de façon à réduire l'amplitude
IO des forces de vibrations induites par le flux.
Les forces de frottement peuvent être contrôlées par des approches d'avant-proJets qui limitent les forces
de frottement, et réduit ainsi la friction due au frotte-
ment, par un équilibrage hydraulique de pression.
I5 Le frottement qui existe effectivement est une source d'usure le long de la surface de chaque barre qui glisse le long de la section de guidage. De plus, quand les barres sont maintenues en position haute dans le tube de guidage, elles subissent un mouvement par rapport aux sections de guidage, dû aux vibrations induites par
le flux, et qui est une cause supplémentaire d'usure.
Une telle usure peut influer sur la durée utile
de vie des barres de contrôle.
Le taux d'usure est en partie déterminé par les
matériaux des barres de contrôle et des sections de gui-
_ __ <dage. Ces dernières sont habituellement fabriquées en acier inoxydable, alors que les barres de contrSle qui absorbent les neutrons son- en général revêtues d'acier inoxydable, et que les barres pour déplacement d'eau sont revêtues d'un matériau n'absorbant pas les neutrons,
comme par exemple un alliage de zirconium.
Ainsi, l'usure à laquelle sont exposées les
barres qui absorbent les neutrons se produit principale-
ment pendant les mouvements d'introducticn et de retrait.
Dans le cas de barres pour d5pl1cen:er.t d'eau, les mouve-
-3-
ments sont limités, mais comme le matériau est plus ten-
dre, ces barres sont plus susceptibles de s'user à cause des vibrations induites par le flux quand les barres sont
en position haute ou de garage.
Quand la paroi extérieure d'une barre de contrôle a été usée jusqu'à ne certaine profondeur en un endroit, la barre doit être remplacée. C'est pourquoi si on peut
retarder une telle usure, la durée utile de vie de l'as-
semblage barres-ossature peut être prolongée.
IO Le principal objet de l'invention est de fournir un mouvement de barres de contrôle d'un réacteur nucléaire avec des dispositifs d'arbres de commande qui augmentent de façon substantielle la résistance à l'usure et, en conséquence, la durée de fonctionnement des arbres de
I5 commande.
Avec cet objet en vue, la présente invention se rapporte à un réacteur nucléaire comportant un coeur ayant une pluralité de barres de contrSle disposées à
lintérieur du coeur et mobiles dans leur direction lon-
gitudinale: entre une première position de fin de course, dans laquelle les barres de contr8le sont complètement introduites dans le coeur, et une seconde position de fin de course, dans laquelle les barres de contr8le sont retirées du coeur, et des moyens de guidage en contact avec des zones individuelles de la surface extérieure de chaque barre de contrôle, au moins lorsque les barres de contrôle sont dans le voisinage de la seconde position db fin de course, les barres de contr8le-étant sujettes à l'usure comme conséquence du contact glissant avec les moyens de guidage, caractérisé par le fait qu'il comprend
des moyens de déplacement., couplés de façon opé-
rationnelle avec lesdites barres de contrôle, pour faire tourner périodiquement lesdites barres de cont16le, dans le but de modifier les endroits sur les surfaces extérieures desdites barres de contrôle sur lesquels -4-- lesdites barres de contrôle sont en contact avec lesdits
moyens de guidage.
L'invention deviendra Dplus facilement évidente à
partir de la description suivante d'une réalisation pré-
férée de cette invention, montrée uniquement à titre d'exemple, dans les dessins joints à ce document, et dans lesquels:
la figure 1 est une vue en élévation, partielle-
ment en coupe transversale, d'un assemblage d'une ossa-
IO ture et de barres, comportant une réalisation préférée
d'un dispositif de déplacement de barres, selon l'inven-
tion; la figure 2 est une vue détaillée de la section transversale d'une partie de la réalisation de la figure
I5 1;
la figure 3 est une vue de détail, en développé, d'un système de cames employé dans la réalisation montrée en figure 2; la figure 4 est une vue similaire de celle de
la figure 2, montrant une seconde réalisation de l'inven-
tion; la figure 5 est la vue détaillée d'une section
transversale montrant une troisième réalisation de l'in-
vention;
la figure 6 est une vue de détail en plan mon-
trant un système de guidage avec lequel on peut utiliser un dispositif conforme à l'invention; la figure 7 est une vue similaire à celle de la
figure 6, montrant un second type de système de guidage.
Corne le montre la figure 1, l'assemblage d'une ossature ou araignée et de barres comporte une ossature 2' qui supporte une pluralité de barres 4 dans un mouvement
vertical qui est nécessité pour réaliser le contr81e deman-
dé du réacteur. Chaque barre est supportée par l'ossa-
ture 2 par l'intermédiaire d'un élément de support in-
-5- dividuel 6, dont l'une des réalisations est montrée en
figure 2.
L'élément de support 6 comporte un carter 8 et un chapeau de carter 10 qui, ensemble, délimitent une chambre cylindrique 12. Chaque barre de contrôle 4 est reliée à une pièce de prolongement I6-dans laquelle est vissée une barre de support 20, qui s'étend verticalement à travers l'él1ment 6 et la chambre 12, et qui peut
tourner autour de son axe par rapport à l'6élémènt 6.
IO Une bague 22 est fixée sur la barre 20, et un ressort de compression 24 est interposé entre la bague 22 et l'extrémité inférieure de la chambre 12. Ainsi, la
barre 20 est supportée par l'élément 6 par l'intermédiai-
re du ressort 24.
I5 On considère à nouveau la figure 1. Quand l'as-
semblage composé de l'ossature 2 et des barres 4 est soulevé vers les parties internes supérieures du corps du réacteur, de façon à retirer les barres 4 de la région active du coeur-du réacteur, chaque barre 4 est guidée par des sections de guidage ou repères 30 qui
sont disposées séparément autour de la barre correspon-
dante 4. Le contact entre chaque barre 4 et ses sections de Guidage associées 30 produit des forces de
frottement, que les barres 4 soient soulevées ou abais-
sées. Ces forces de frottement produisent, naturellement, une certaine usure sur la surface extérieure de la barre 4. a Quand l'assemblage 2,4 arrive à sa position la
plus élevée, la partie supérieure de chaque barre de sup-
port 20 vient en butée contre:un heurtoir 34 installé dans le tube de guidage, et positionné de manièreltelle que lorsque l'assemblage 2,4 est dans sa position la plus élevée, chaque bague 22 aura été poussée vers le bas dans la chambre 12, depuis la position montrée en figure 2, es -6- le ressort 24 aura été, essentiellement, complètement comprime.
Selon lE présente invention, ce mouvement des-
cendant de la bague 2il, avec la barre de support 20, la pièce de prolongement I6 et la barre associée 4, sera accompagné d'une rotation par rapport au carter 8. Cette rotation changera les endroits de chaque barre 4 qui sont en contact avec ses sections de guidage associées ou repères.
IO0 Un mécanisme convenable pour effectuer la rota-
tion désirée est illustré sous forme développée en figu-
re 3. Ce mécanisme comporte un bossage 36 sur la surface extérieure de la barre de support 20, ainsi qu'un groupe de
bossages supérieurs 58, 40, 42..., et un groupe de bossa-
I5 ges inférieurs 44, 46..., prévus sur les parois de la
chambre I2, et disposés le long de la périphérie de celle-
là. Le bossage 36 comporte une surface de came inférieure
, prévue pour agir en commun avec les surfaces de gui-
dage 52, 54 sur les bossages inférieurs 44, 46, respec-
tivement. De plus, le bossage 36 comporte une surface de came supérieure 58, prévue pour agir en commun avec des surfaces de guidage telles que 60, 62, sur les bossages
supérieurs 40, 42 respectivement.
La rotation de la barre de support 20, avec la pièce de prolongement I6 et la barre de contr8le associée, est effectuée chaque fois que l'assemblage 2,4 est levé dans sa position de garage, puis descendu à nouveau dans
le coeur du reacteur. Quand l'assemblage atteint sa posi-
tion la plus élevée, l'extrémité supérieure de chaque
barre support 20 est arrêtée par son heurtoir correspon-
dant 34. L'ossature 2 et les carters 8 continuent ensuite à monter sur une petite distance par rapport aux barres de support 20, de sorte que la surface de came 50 du bossage 36 glisse le long de la surface de guidage 52, et, de ce fait, réalise une rotation supplémentaire de la barre -7- de support 20. Ainsi, le bossage 36 vient en alignement
avec l'espace entre les bossages inférieurs 44k et 46.
Ensuite, quand l'ossature 2 est à nouveau abais-
sée, chaque barre support 20 reste au début en contact avec son heurtoir correspondant 34, de sorte que chaque carter 8 se déplace vers le bas par rapport à sa barre correspondante 20 puisque le ressort 24 se détend. Pendant ce temps, la surface de came 58 glisse vers le haut le long de la surface de guidage 60 du bossage supérieur 40, I0 et, de ce fait, réalise une rotation supplémentaire de la barre support 20 et amène le bossage 36 en alignement
avec l'espace entre les bossages supérieurs 40 et 42.
Selon une réalisation de l'invention, la rotation
totale communiquée à la barre 20 par le mouvement de glis-
I5 sement le long des surfaces 52 et 60 est de l'ordre de 45 degrés. Ainsi, quand l'assemblage est abaissé dans le
coeur du réacteur, chaque barre de contrôle 4 a une posi-
tion angulaire qui est décalée de 45 degrés par rapport à la position antérieure. En conséquence, chaque section de guidage, ou repère, vient en contact avec une nouvelle zone de la surface de la barre correspondante 4, à un endroit qui est décalé angulairement par rapport à la
zone de la surface o avait lieu le contact précédent.
La figure 4 montre une autre solution: un élément 64 de support de barre comporte un bouchon à son extrémité supérieure 66, fixé à l'ossature 2 et présentant un passage axial pour la barre de support 20. Un carter
68 est vissé au bas du bouchon 66 et bloqué par une cla-
vette de srcurité. Cette réalisation permet d'avoir un espace plus grand dans le carter 68 pour y installer un plus grand ressort 24 et faciliter la mise en place de bossages, tels que 38, 40, etc. de la figure 5, sur les
parois intérieures du carter 68.
La figure 5 montre une seconde réalisation d'un mécanisme pour faire bourner chaque barre, selon la -8- présente invention. Cette réalisation comporte un carter
68 ayant la mgme forme que celui montré an figure 4.
Cependant, un avantage de la structure montrée en figure est que l'intérieur du carter 68 n'a pas besoin d'être pourvu de bossages, tels que 38,... Dans cette réalisa- tion, la barre de contrôle ou la barre pour déplacement d'eau est supportée au moyen d'une barre de support 70, laquelle, à son tour, est supportée dans le carter 68 au
moyen du ressort de compression 24. Une barre d'entraine-
IO ment 72 s'étend vers le bas dans le carter 68, et vers le haut à travers le bouchon de l'extrémité supérieure fixée au carter 68, le bouchon de l'extrémité supérieure étant le même que celui montré en figure 4, et non représenté
en figure 5. La partie supérieure de la barre d'entraine-
I5 ment 72 est disposée de manière à venir en contact avec le heurtoir 34 montré en figure 1. L'extrémité inférieure
de la barre d'entrainement 72 porte une pièce 74 qui pro-
duit une rotation grâce à deux filetages particuliers 75, externes et décalés angulairement, qui sont engagés dans
deux gorges hélicoïdales 76 usinées dans la paroi inté-
rieure du carter 68. L'extrémité inférieure de la pièce 74 a une structure annulaire en dents de scie, composée de surfaces verticales alternant avec des surfaces en
pente graduelle.
A l'extrémité supérieure du support 70 est fixé un disque 78 ayant à son sommet une structure en dents de scie construite de façon à s'accoupler avec la structure
en dents de scie de l'extrémité inférieure de la pièce 74.
L'extrémité inférieure du disque 78 est également pourvue d'une structure annulaire en dents de scie, composée de surfaces verticales alternant avec des surfaces inclinées, ces surfaces étant inclinées en direction opposée à celle des surfaces en pente graduelle à l'extrémité supérieure
du disque 78.
Dans l'état normal de fonctionnement, quand -9o l'ossature 2 est éloignée de sa position de garage, le ressort 24 est dans son état allongé et il presse le disque 78 contre la pièce 74, de sorte que la pièce 74 et la barre d'entrainement 72 sont également supportées par le ressort 24. L'ossature est levée vers sa position de
garage et l'extrémité supérieure de la barre d'entraIne-
ment 72 vient buter contre le heurtoir 34, le mouvement ascendant qui se continue pour le carter 68 solidaire de
l'ossature 2 détermine le déplacement des filetages exté-
O0 rieurs 75 dans les gorges hélicoïdales 75, et, de ce fait, impose un mouvement de rotation à la pièce 74, de sorte que cette pièce 74 est ainsi entrainée vers le bas par
rapport au carter 68.
Comme conséquence de l'action en commun des I5 structures en dents de scie à l'extrémité inférieure de la pièce 74 et à l'extrémité supérieure du disque 78, il y a également, pour le disque 78, la barre 70 et la barre de
contr8le supportée correspondante, un mouvement de rota-
tion et de descente par rapport au carter 68. Ce mouvement de rotation n'est pas entravé par le ressort 24 puisque, comme ceci est apparent sur la figure 5, l'extrémité supérieure du ressort 24 glisse le long des surfaces
inclinées à l'extrémité inférieure du disque 78. L'extré-
mité inférieure du ressort 24 est logée dans un trou pra-
J3 tiqué dans le fond de la chambre délimitée par le carter 68, de sorte que le ressort 24 est lui-même empêché de
tourner. Cependant, le ressort 24 sera axialement compres-
sé par le mouvement descendant du disque 78 par rapport
au carter 68. -
- Selon une réalisation exemplaire de l'invention, la barre d'entrainement 72, les filetages 75 et les gorges 76 sont dimensionnés de façon que le système de rotation des barres subisse une rotation entre 90 et I80 degrés quand l'ossature se déplace jusqu'à sa position de retrait
total.
-IO- Ainsi, lorsque l'ossature est, par la suite,
déplacée vers le bas et éloignée de sa position de re-
trait, le ressort 24 devient actif pour pousser le disque 78 vers le haut par rapport au carter 68. Cela produit une force ascensionnelle sur la pièce 74 qui amène la pièce 74 à se déplacer vers le haut par rapport au carter 68, pendant que les filetages 75 se déplacent le long des
gorges 76 pour faire tourner également la pièce 74.
Cependant, pendant ce mouvement, l'extrémité supérieure IO du ressort 24 viendra buter contre l'une des surfaces verticales de la structure en dents de scie à l'extrémité inférieure du disque 78, ce qui empêchera une rotation ultérieure du disque 78 et de la barre support 70, et les surfaces inclinées de la structure en dents de soie à I5 l'extrémité inférieure de la pièce 74 seront amenées à glisser le long des surfaces inclinées à l'extrémité supérieure du disque 78. A la fin de ce mouvement de retour, la pièce 74 et le disque 78 seront à nouveau da= la position montrée en figure 5, mais le disque 78, la
barre support 70 et la barre de contrSle supportée cor-
respondante auront subi une rotation nette de 90 degrés.
Alors que la figure 5 montre des structures en de6ts de soie, chacune étant composée de quatre dents, on pourra apprécier qu'un nombre différent de dents peut être prévu, si cela est désiré, et l'inclinaison des filetages 75 et des gorges hélicoldales 76 peut être modifiée de façon à produire un nombre différent de rotations pendant chaque
mouvement de retrait de l'ossature.
On notera que dans la position normale de font-
tionnement montrée en figure 5, quand l'assemblage de l'ossature est éloigné de sa position de retrait, chaque
surface verticale de la dent de scie à l'extrémité infé-
rieure de la pièce 74 est décalée de façon radiale par rapport à la surface verticale associée de la structure
en dents de scie à l'extrémité supérieure du disque 78.
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-II- Ce décalage est prévu pour assurer que, lorsque la pièce 74 est poussée vers le haut par rapport au carter 68 par l'action du ressort 24, la pièce 74 viendra et restera dans une position o les surfaces verticales de sa structure en dents de scie seront correctement positionnées par rapport aux surfaces verticales de la structure en dents de scie au sommet du disque 78, afin de produire la rotation suivante de 90 degrés du disque 78 et des
éléments fixés à celui-ci.
Io0 Un avantage significatif de cette structure est
qu'elle demande très peu d'usinage à réaliser à l'inté-
rieur du carter 68. En effet, le seul usinage nécessaire est la formation d'un alésage de faible diamètre dans le bas de la chambre délimitée par le carter 68, et l'usinage I5 des rainures hélicoïdales 76 à proximité de l'extrémité ouverte du carter 68. L'usinage de telles rainures à cet
endroit est un travail relativement simple.
Les figures 6 et 7 sont des vues en plan de détails montrant des parties de deux types de dispositifs de guidage qui peuvent être employés en principe pour guider les barres 4 dns leur mouvement dans la partie
interne supérieure de la cuve sous pression du réacteur.
De tels dispositifs de guidage sont fixés dans la cuve
sous pression, de sorte que les barres se deplacent ver-
ticalaent au delà de ces dispositifs.
La figure 6 montre une partie d'un dispositif de guidage qui peut ^tre employé pour guider des barres d'un
groupe de barres de contrôle. Un dispositif de guidage com-
plet peut 8tre une structure:en forme de croix, dont unbras est montré en figure 6. Ce dispositif est simplement composé d'une plaque 82 ayant une fente.centrale 84 pour le passage
d'un bras de l'ossature 2, et des ouvertures précises 86.
Chaque ouverture 86 guide une barre individuelle, de sorte que le nombre total d'ouvertures 86 d'un repère 82 est égal au nombre Ne barres portées p-r l'ossature 2 de la figure -I2- 1. La plaque 82 est faite d'un mrtal convenable, et a une
épaisseur convenable, par exemple 3,7 cm.
Les ouvertures 86 sont légèrement plus grandes en diamètre que les barres 4 qu'elles guident, de sorte qu'en règle générale chaque barre 4 porte contre un endroit particulier de la périphérie de l'ouverture correspondante 86, endroit qui sera sujet à usure pour la barre 4. Quand 1a bnarre atourné- la -parie sde sa surface qui porte contre l'endroit particulier de l'ouverture 86 n'est plus
IO la même.
Typiquement, un nombre, par exemple, de cinq repères ou plaques 82 est prévu, les repères étant espacés
verticalement le long de la partie supérieure de l'inté-
rieur de la cuve sous pression.
I5 La figure 7 montre une partie similaire d'un dis-
positif de guidage qui convient pour guider les barres d'un assemblage de barres pour déplacement d'eau. Dans ce cas, la zone de guidage est délimitée par des plaques 88
d'extrémités supérieure et inférieure, comportant des en-
coches 90 et entre lesquelles s'étendent verticalement plusieurs tubes en forme de C, tels que 92, et plusieurs assemblages de demi-tubes, tels que 94. Chaque tube 92 et chaque assemblage 94 guident une barre individuelle pour
déplacement d'éau. Comme le montre la figure, chaque assem-
blage 94 est composé de deux sections de tubes de même étendue, avec moins que la moitié du diamètre d'une barre correspondante. Dans ce cas également, le diamètre intérieur des tubes 92 et des assemblages 94 est légèrement plus faible que le diamètre des barres 4, de sorte que chaque barre aura tendance à porter contre une partie déterminée du
tube correspondant ou de l'assemblage des demi-tubes.
Dans le cas de barres pour déplacement d'eau, la rotation décrite cidessus aura pour effet de renouveler les endroits o les sections de guidage ou repères portent
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-I3- contre la surface des barres, de sorte que les endroits o se produit de l'usure seront variés. Les nouvelles surfaces de contact sur chaque barre 20 auront été au préalable oxydées pour former un dépôt dur de zircone, qui sert à retarder l'usure. La grandeur de chaque rotation, par exemple 45
degrés, peut être choisie pour tirer avantage de la for-
mation, dans le sens de la longueur, d'alliage de zir-
conium due aux effets de fluage rapide quand les barres IO sont dans le coeur du réacteur. En conséquence, même après que les barres aient subi une rotation de 360 degrés, les nouveaux endroits d'usure ne coïncideront pas avec les endroits d'usure qui existaient avant la rotation complète de 360 degrés. De plus, les sillons d'usure hélicoïdaux
I5 auront un effet moins significatif sur la contrainte lon-
gitudinale des barres de contrôle.
Dans le cas de groupe de barres de contrôle, la grandeur de chaque rotation peut être choisie de façon à renouveler les surfaces de contact, et aussi à garder les lignes d'usure symétriques en position. Ceci réduira tout
effet que les lignes d'usure peuvent avoir sur la défor-
mation en arc des barres de contrôle.
On comprendra que la description ci-dessus de la
présente invention est susceptible de modifications va-
riées, changements et adaptations, dans le cadre de la présente invention. , -I4-

Claims (6)

REVENDICATIOElS
1. Dispositif de support de barres de contrôle pour un réacteur nucléaire comportant un coeur ayant une pluralité de barres de contrôle disposées à l'intérieur du coeur et mobiles dans leur direction longitudinale
entre une première position de fin de course, dans laquel-
le les barres de contrôle (4) sont complètement introduites dans le coeur, et une seconde position fin de course, dans laquelle les barres de contrôle (4) sont retirées IO du coeur, et des moyens de guidage en contact avec des zones individuelles de la surface extérieure de chaque
barre de contrôle, au moins lorsque les barres de contrô-
le sont dans le voisinage de la seconde position d" fin de course, les barres de contrôle étant sujettes à l'usure I5 comme conséquence du contact glissant avec les moyens de guidage, caractérisé par le fait qu'il comprend des
moyens de déplacement (36, 62) couplés de façon opéra-
tionnelle avec lesdites barres de contrôle (4), pour faire tourner périodiquement lesdites barres de contrôle
(4), dans le but de modifier les endroits sur les surfa-
ces extérieures desdites barres de contrôle sur lesquels lesdites barres de contrôle (4) sont en contact avec
lesdits moyens de guidage (88).
2. Dispositif selon la revendication 1, carac-
térisé par le fait que lesdites barres de contrôle sont associées à des moyens de support (68) pour permettre auxdites barres de contrôle de subir un:mouvement limité par rapport auxdits moyens de support, dans la direction longitudinale desdites barres de contrôle, quand lesdites barres de contrôle sont amenées en seconde position de
fin de course, et lesdits moyens de déplacement effec-
tuent une rotation desdites barres de contrôle en
réponse à un tel mouvement limité.
-I5-
3. Dispositif selon la revendication 2, caracté-
risé par le fait que lesdits moyens de déplacement com-
portent un mécanisme de cames couplant chacune desdites
barres de contrôle auxdits moyens de support, pour effec-
tuer la rotation périodique de chacune desdites barres de contrôle, grâce à quoi la rotation périodique a lieu
par rapport auxdits moyens de support.
4. Dispositif selon la revendication 3, caracté-
risé par le fait que, pour chacune desdites barres de IO contrôle, lesdits moyens de déplacement comportent une
première pièce (74) indépendante de ladite barre de contr8-
le et montée dans lesdits moyens de support pour subir une rotation et un mouvement vertical par rapport auxdits moyens de support lorsque ladite barre de contrôle est
I5 amenée à la seconde position de fin de course, et une piè-
ce d'entrainement (78) portée par une barre de support (70) disposée de façon à subir une rotation, en réponse à la rotation de ladite première pièce, dans une première direction pendant le mouvement de la barre de contrôle
vers la seconde position de fin de course.
5. Dispositif selon la revendication 4, caracté-
risé par le fait que, pour chacune desdites barres de contrôle, lesdits moyens de déplacement comportent en plus un ressort de compression interposé entre ladite barre de contrôle et lesdits moyens de support, pour pousser ladite barre de contrôle vers le haut par rapport
auxdits moyens de support, tout en permettant le mouve-
ment de ladite barre par rapport auxdits moyens de sup-
port dans la direction longitudinale de ladite barre SC quand ladite barre est dans le voisinage de ladite seconde position de fin de course* - I6-
6. Dispositif selon la revendication 5, caracté-
risé par le fait que ledit ressort (24) est associé de façon opérationnelle à ladite pièce d'entrainement pour bloquer la rotation de ladite pièce d'entrainemnent dans la direction opposée à ladite première direction.
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Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4902468A (en) * 1987-10-21 1990-02-20 Westinghouse Electric Corp. Control rod support having planar wear surfaces
JP2657810B2 (ja) * 1988-01-11 1997-09-30 フラマトメ 改良された耐摩耗性を有するステンレス鋼製管状要素
FR2742912B1 (fr) * 1995-12-26 1998-03-06 Framatome Sa Grappe de commande pour reacteur nucleaire, a crayons demontables
CN112670000B (zh) * 2020-12-11 2024-03-22 中广核研究院有限公司 柔性控制棒组件及其星形架

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1217059A (fr) * 1958-11-18 1960-05-02 Commissariat Energie Atomique Nouvelle pince de manutention automatique
US3137276A (en) * 1955-08-30 1964-06-16 Kahn David Inc Protract-retract mechanism and writing instrument including same
GB961246A (en) * 1962-06-07 1964-06-17 Theodore Francis Henry Barrey Writing instruments
FR1512350A (fr) * 1966-05-12 1968-02-09 Commissariat Energie Atomique Pince de préhension
EP0060778A1 (fr) * 1981-03-13 1982-09-22 Framatome Réacteur nucléaire à dispositif de guidage de grappes de contrôle
EP0128091A1 (fr) * 1983-06-03 1984-12-12 Framatome Dispositif de guidage des grappes de contrôle de réacteurs nucléaires

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1491552A (en) * 1974-02-26 1977-11-09 Kraftwerk Union Ag Nuclear reactor

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3137276A (en) * 1955-08-30 1964-06-16 Kahn David Inc Protract-retract mechanism and writing instrument including same
FR1217059A (fr) * 1958-11-18 1960-05-02 Commissariat Energie Atomique Nouvelle pince de manutention automatique
GB961246A (en) * 1962-06-07 1964-06-17 Theodore Francis Henry Barrey Writing instruments
FR1512350A (fr) * 1966-05-12 1968-02-09 Commissariat Energie Atomique Pince de préhension
EP0060778A1 (fr) * 1981-03-13 1982-09-22 Framatome Réacteur nucléaire à dispositif de guidage de grappes de contrôle
EP0128091A1 (fr) * 1983-06-03 1984-12-12 Framatome Dispositif de guidage des grappes de contrôle de réacteurs nucléaires

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