RU2061263C1

RU2061263C1 - Device for mounting active area of nuclear reactor under pressure

Info

Publication number: RU2061263C1
Application number: RU9393041775A
Authority: RU
Inventors: Ю.С. Розенберг; В.К. Резепов; Ю.А. Азизян
Original assignee: Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс"
Priority date: 1993-08-13
Filing date: 1993-08-13
Publication date: 1996-05-27

Abstract

FIELD: mounting devices. SUBSTANCE: nuclear reactor has ring elastic member. Each segment of this member is designed as screw cylindrical spring, which is tightly embraced by cylindrical rings. EFFECT: increased functional capabilities. 5 dwg

Description

Изобретение относится к устройствам для закрепления внутрикорпусного оборудования ядерного реактора, а именно к устройствам для закрепления активной зоны, устанавливаемой в реакторе с водой под давлением и омываемой охлаждающим теплоносителем. The invention relates to devices for securing the internal equipment of a nuclear reactor, and in particular to devices for securing an active zone installed in a reactor with pressurized water and washed by a coolant.

Известно устройство [1] для закрепления активной зоны, содержащее опорный цилиндр, установленный на фланце в сосуде под давлением ядерного реактора, упругий элемент, размещенный между фланцами опорного и нажимного цилиндров, поджимаемый крышкой реактора. Упругий элемент выполнен из трубы и содержит несколько кольцевых сегментов, закрепленных на верхней поверхности фланца опорного цилиндра. Сжатие упругого элемента осуществляется при уплотнении разъема сосуда. При этом создается прижимное усилие, которое, наряду с усилием от пружинных блоков тепловыделяющих сборок и веса опорного цилиндра с топливной загрузкой, прижимает опорный цилиндр к опоре и удерживает его от всплытия при воздействии перепада давления теплоносителя. A device [1] for fixing the core, containing a support cylinder mounted on a flange in a vessel under pressure of a nuclear reactor, an elastic element located between the flanges of the support and pressure cylinders, is pressed by the reactor cover. The elastic element is made of pipe and contains several annular segments fixed on the upper surface of the flange of the supporting cylinder. Compression of the elastic element is carried out when sealing the connector of the vessel. In this case, a clamping force is created, which, along with the force from the spring blocks of the fuel assemblies and the weight of the support cylinder with fuel loading, presses the support cylinder against the support and keeps it from floating when exposed to the pressure drop of the coolant.

Недостатком известного устройства является то, что при переходе на загрузку реактора тепловыделяющими сборками с каркасом из циркониевого сплава взамен тепловыделяющих сборок с каркасом из нержавеющей стали происходит значительное снижение усилия, создаваемого при сжатии пружин в головках тепловыделяющих сборок блоком нажимных труб, так как при выходе на эксплуатационную температуру теплоносителя циркониевый каркас тепловыделяющей сборки расширяется на 12-15 мм меньше, чем соответствующий канал, образованный внутрикорпусными устройствами, изготовленными из нержавеющей стали 08Х18Н10Т (величина удлинений взята для реактора ВВЭР-1000 с длиной топливной части 3,5 м). A disadvantage of the known device is that when switching to reactor loading with fuel assemblies with a zirconium alloy frame instead of fuel assemblies with a stainless steel frame, there is a significant reduction in the force created by compressing the springs in the heads of the fuel assemblies with a pressure pipe unit, since when entering the operational the temperature of the coolant zirconium frame of the fuel assembly expands 12-15 mm less than the corresponding channel formed by the inner shell stvami made of stainless steel 08Cr18Ni10Ti (elongation value is taken for the VVER-1000 reactor with fuel part 3.5 m length).

При уменьшении прижимного усилия от пружинных блоков тепловыделяющих сборок возникает необходимость компенсации прижатия опорного и нажимного цилиндров за счет увеличения усилия от упругого элемента. В противном случае внутрикорпусные устройства будут отрываться от опор, что приведен к вибрации как их самих, так и тепловыделяющих сборок и органов регулирования, т.е. существенно снизится надежность реактора. When decreasing the clamping force from the spring blocks of the fuel assemblies, it becomes necessary to compensate for the pressing of the support and pressure cylinders by increasing the force from the elastic element. Otherwise, the internal devices will be torn off from the supports, which will lead to vibration of both themselves and the fuel assemblies and regulatory bodies, i.e. the reliability of the reactor will significantly decrease.

Ослабление прижатия внутрикорпусных устройств к опорам может происходить также вследствие релаксации пружин головок тепловыделяющих сборок под действием напряжений, высокой температуры и облучения. The weakening of the pressing of the inner shell devices to the supports can also occur due to relaxation of the springs of the heads of the fuel assemblies under the action of stresses, high temperature and irradiation.

В условиях ограниченного места, отводимого в ядерном реакторе под размещение упругого элемента, увеличение прижимного усилия может быть достигнуто, например, при увеличении толщины стенки трубы тороидального кольцевого сегмента. В этом случае одновременно с увеличением погонной нагрузки снижается величина упругой деформации (как относительная, так и абсолютная), а также снижается релаксационная стойкость таких труб, что вызывает необходимость досрочной (до окончания топливной компании) замены упругого элемента. Under conditions of limited space allocated to the placement of an elastic element in a nuclear reactor, an increase in clamping force can be achieved, for example, by increasing the pipe wall thickness of the toroidal ring segment. In this case, along with an increase in linear load, the value of elastic deformation (both relative and absolute) decreases, and the relaxation resistance of such pipes decreases, which necessitates early (until the end of the fuel company) replacement of the elastic element.

Целью изобретения является увеличение несущей способности упругого элемента, удерживающего опорный цилиндр с активной зоной от всплытия, без увеличения габаритов упругого элемента, снижение вибрации элементов внутрикорпусных устройств и активной зоны при переходе на топливную загрузку с циркониевым каркасом. The aim of the invention is to increase the bearing capacity of the elastic element that holds the support cylinder with the active zone from floating, without increasing the dimensions of the elastic element, reducing the vibration of the elements of the internal devices and the active zone when switching to a fuel charge with a zirconium frame.

Устройство согласно изобретению отличается тем, что каждый из кольцевых сегментов упругого элемента выполнен в виде винтовой цилиндрической пружины, на которую с натягом насажены цилиндрические кольца. The device according to the invention is characterized in that each of the annular segments of the elastic element is made in the form of a coil spring, on which cylindrical rings are tightened.

На фиг. 1 показана схема ядерного реактора, продольный разрез; на фиг.2 разрез А-А на фиг.1; на фиг.3 сечение Б-Б на фиг.1; на фиг.4 узел I на фиг.1 (когда упругий элемент не нагружен); на фиг.5 то же (когда упругий элемент под нагрузкой). In FIG. 1 shows a diagram of a nuclear reactor, a longitudinal section; figure 2 section aa in figure 1; figure 3 section BB in figure 1; in Fig.4 node I in Fig.1 (when the elastic element is not loaded); figure 5 is the same (when the elastic element is under load).

Реактор с устройством для закрепления опорного цилиндра с активной зоной представляет собой сосуд 1 под давлением, уплотняемый крышкой 2. В сосуде 1 установлен на фланце 3 опорный цилиндр 4 с активной зоной, содержащей тепловыделяющие сборки 5. Между фланцем 3 опорного цилиндра и фланцем 6 нажимного цилиндра, взаимодействующим с торцом крышки 2, установлен упругий элемент, содержащий ряд кольцевых сегментов 7, закрепленных на фланце 3. Каждый из сегментов 7 содержит винтовую цилиндрическую пружину 8, на которую насажены с натягом цилиндрические кольца 9. Сосуд 1 снабжен входным патрубком 10 и выходным патрубком 11 и образует со стенкой опорного цилиндра 4 опускной канал 12 контура циркуляции теплоносителя в реакторе. A reactor with a device for securing a support cylinder with an active zone is a pressure vessel 1 sealed by a cover 2. In the vessel 1, a support cylinder 4 with an active zone containing fuel assemblies 5 is mounted on the flange 3. Between the flange 3 of the support cylinder and the flange 6 of the pressure cylinder interacting with the end face of the cover 2, an elastic element is installed containing a series of annular segments 7 mounted on the flange 3. Each of the segments 7 contains a coil spring 8, on which cylindrical interference fit rings 9. The vessel 1 is equipped with an inlet pipe 10 and an outlet pipe 11 and forms with the wall of the reference cylinder 4 a lowering channel 12 of the coolant circulation circuit in the reactor.

Устройство работает следующим образом. The device operates as follows.

Холодный теплоноситель входит в патрубок 10, пройдя опускной канал 12 через отверстия в днище опорного цилиндра, попадает в активную зону, отбирает тепло у тепловыделяющих сборок 5 и, нагретый, уходит через патрубок 11 из реактора. При протекании теплоносителя через реактор его давление снижается, а разность давления на входе и выходе является той силой, которая выталкивает опорный цилиндр вверх, если вес опорного цилиндра с активной зоной меньше выталкивающей силы. Прижатие опорного цилиндра к опоре является необходимым условием удержания опорного цилиндра и тепловыделящих сборок от существенных перемещений (вызывающих износ и разрушение) под воздействием протекающего теплоносителя. При уплотнении главного разъема крышка 2 через фланец 6 нажимного цилиндра и упругий сегмент 7 передает на фланец опорного цилиндра необходимое усилие прижатия, деформируя пружину 8 и кольца 9. Поскольку и пружина 8 и кольца 9 изготовляются из высокопрочного пружинного материала (например, из жаропрочного коррозионно-стойкого сплава ХН77ТЮР), то упругий элемент при тех же габаритах, что и труба в прототипе (например, освоенная в промышленном производстве труба из стали ОХ18Н10Т), может выдержать гораздо более значительную погонную нагрузку, чем прототип (в 2-4 раза). Cold coolant enters the pipe 10, passing the lowering channel 12 through the holes in the bottom of the supporting cylinder, enters the active zone, removes heat from the fuel assemblies 5 and, heated, leaves through the pipe 11 from the reactor. When the coolant flows through the reactor, its pressure decreases, and the pressure difference at the inlet and outlet is the force that pushes the support cylinder up if the weight of the support cylinder with an active zone is less than the buoyancy force. The pressing of the support cylinder to the support is a necessary condition for holding the support cylinder and fuel assemblies from significant displacements (causing wear and tear) under the influence of the flowing coolant. When sealing the main connector, the cover 2 through the flange 6 of the pressure cylinder and the elastic segment 7 transfers the necessary pressing force to the flange of the support cylinder, deforming the spring 8 and rings 9. Since both the spring 8 and rings 9 are made of high-strength spring material (for example, heat-resistant corrosion-resistant resistant alloy ХН77ТЮР), then an elastic element with the same dimensions as the pipe in the prototype (for example, a pipe from steel ОХ18Н10Т mastered in industrial production) can withstand a much more significant linear load than prototype (2-4 times).

Таким образом, предлагаемая конструкция упругого элемента дает возможность увеличить усилие прижатия опорного цилиндра до необходимой величины, не увеличивая его габаритов, что обеспечивает необходимую надежность реактора. Thus, the proposed design of the elastic element makes it possible to increase the pressing force of the support cylinder to the required size without increasing its dimensions, which ensures the necessary reliability of the reactor.

Claims

A device for fixing the core of a nuclear reactor with water under pressure, comprising a support cylinder mounted on a flange in a pressure vessel, an elastic element including a series of adjacent annular segments mounted on an upper surface of a support cylinder flange, interacting with a pressure cylinder flange the end face of the pressure vessel lid, characterized in that each of the annular segments of the elastic element is made in the form of a coil spring, on which a cylinder is tightened Rice rings.