RU2419899C1 - Тепловыделяющая сборка ядерного реактора - Google Patents
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2419899C1 RU2419899C1 RU2010118538/07A RU2010118538A RU2419899C1 RU 2419899 C1 RU2419899 C1 RU 2419899C1 RU 2010118538/07 A RU2010118538/07 A RU 2010118538/07A RU 2010118538 A RU2010118538 A RU 2010118538A RU 2419899 C1 RU2419899 C1 RU 2419899C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- protective
- fuel assembly
- fuel
- plate
- elements
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку, хвостовик, направляющие каналы и центральный канал. Головка содержит защитно-направляющее устройство, с плитой, поджатое центральной пружиной, цанговые элементы. Цанговые элементы имеют на нижних концах бурты и закреплены на направляющих каналах. Между упомянутым центральным каналом и защитно-направляющим устройством имеется зазор, а бурты, как минимум, трех цанговых элементов выполнены взаимодействующими с плитой защитно-направляющего устройства. Изобретение позволяет исключить радиальные люфты в соединениях плиты защитно-направляющего устройства с цанговыми элементами и сохранить массы топлива в тепловыделяющих сборках при наличии бокового измерительного канала. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.
Description
Область техники
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением.
Предшествующий уровень техники
Известна съемная головка тепловыделяющей сборки (патент №2212065, приоритет от 09.09.2001) ядерного реактора, включающая прижимную плиту, направляющие втулки, проходящие через отверстия в прижимной плите. Направляющие втулки снабжены упорами, установленными над прижимной плитой, внутренними уступами, стыкующимися с торцами направляющих каналов, и сцепными элементами, выполненными, например, в виде цанг, зацепляемыми за упомянутые направляющие каналы и запираемыми блокирующими элементами. Причем упомянутые направляющие втулки снабжены внешними выступами с установленными на них опорными элементами, взаимодействующими с пружинами, поджимающими прижимную плиту к упорам. Опорные элементы жестко соединены с блокирующими элементами, выполненными в виде гильз, юбки которых взаимодействуют с наружными поверхностями цанг. При этом плита защитно-направляющего устройства поджимается центральной пружиной и опирается на торец центральной трубы тепловыделяющей сборки.
Недостатком известной тепловыделяющей сборки является наличие радиальных люфтов в соединениях плиты защитно-направляющего устройства с блокирующими элементами, которые могут приводить к вибрации защитно-направляющего устройства под действием потока теплоносителя и, как следствие, виброизносу элементов тепловыделяющей сборки.
Известна тепловыделяющая сборка (патент №2.163.036, приоритет от 1998.03.12) ядерного реактора (прототип), содержащая головку и хвостовик, связанные между собой направляющими каналами, а также измерительный канал с верхним входом для измерительного зонда и расположенные в направляющих каналах поглощающие стержни, подвешенные к консолям своей подвижной траверсы. Измерительный и направляющие каналы этой тепловыделяющей сборки тоже размещены среди тепловыделяющих элементов, установленных вертикально в дистанционирующие решетки, причем измерительный канал расположен между проекциями консолей траверсы поглощающих стержней на поперечное сечение тепловыделяющей сборки по центру ее поперечного сечения.
Недостатком данной тепловыделяющей сборки является то, что в тепловыделяющих сборках с боковым измерительным каналом наличие центральной трубы уменьшает загрузку топлива в тепловыделяющей сборке на один твэл, что сокращает длительность топливной кампании, или повышает линейную тепловую нагрузку на твэлы.
Раскрытие изобретения
Целью изобретения является повышение надежности тепловыделяющей сборки и повышение запасов по обеспечению безопасности ядерного реактора.
Задачей изобретения является исключение возможности возникновения вибрационных нагрузок на элементы ТВС, и сохранение загрузки топлива при наличии внецентренного измерительного канала.
Техническим результатом изобретения является исключение радиальных люфтов в соединениях плиты защитно-направляющего устройства с цанговыми элементами и сохранение массы топлива в ТВС при наличии бокового измерительного канала.
Достижение цели изобретения обеспечивается тем, что тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку (1), хвостовик (2), направляющие каналы (3) и центральный канал (4), при этом головка (1) содержит защитно-направляющее устройство (5) с плитой (6), поджатое центральной пружиной (7), цанговые элементы (8), имеющие на нижних концах бурты (9) и закрепленные на направляющих каналах (3). Новым является то, что между упомянутым центральным каналом (4) и защитно-направляющим устройством (5) имеется зазор, а бурты (9) как минимум трех цанговых элементов (8) выполнены взаимодействующими с плитой (6) защитно-направляющего устройства (5).
Кроме того, согласно изобретению в этом случае вместо центрального канала (4) может быть установлен тепловыделяющий элемент (10).
При таком устройстве съемной головки защитно-направляющее устройство имеет как минимум три опоры, разнесенные по диаметру, вместо одной по центру, что позволит изменить схему нагружения защитно-направляющего устройства от потока теплоносителя и уменьшить вибрационную нагрузку на элементы тепловыделяющей сборки. Исключение связи центрального канала с защитно-направляющим устройством позволяет вместо центрального канала установить тепловыделяющий элемент, что дает возможность сохранить загрузку топлива в тепловыделяющих сборках с внецентренным измерительным каналом.
Краткое описание чертежей
Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены: фиг.1 - тепловыделяющая сборка ядерного реактора;
фиг.2 - вертикальный разрез съемной головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора, с зазором между центральным каналом (4) и защитно-направляющим устройством (5);
фиг.3 - вертикальный разрез узла соединения цанги с направляющим каналом, плита защитно-направляющего устройства упирается в бурты цанг;
фиг.4 - вертикальный разрез съемной головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора, с установленным на месте центральной трубы твэлом.
Осуществление изобретения
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку (1), хвостовик (2), направляющие каналы (3) и центральный канал (4), при этом головка (1) содержит защитно-направляющее устройство (5), с плитой (6), поджатое центральной пружиной (7), цанговые элементы (8), имеющие на нижних концах бурты (9) и закрепленные на направляющих каналах (3). Между упомянутым центральным каналом (4) и защитно-направляющим устройством (5) имеется зазор, а бурты (9) как минимум трех цанговых элементов (8) выполнены взаимодействующими с плитой (6) защитно-направляющего устройства (5).
Вместо центрального канала (4) может быть установлен тепловыделяющий элемент (10).
Работа тепловыделяющей сборки ядерного реактора осуществляется следующим образом.
Теплоноситель поступает в тепловыделяющую сборку снизу и, сняв с нее тепловую энергию, выходит через защитно-направляющее устройство (5) съемной головки (1). При этом на элементах съемной головки, в особенности на защитно-направляющем устройстве (5) создаются выталкивающие усилия от перепада давления на данных элементах. Этим выталкивающим усилиям противодействует, по крайней мере, только одна пружина (7). Однако при отдельных переходных режимах эксплуатации ядерного реактора в зависимости от расхода теплоносителя соотношение усилия пружины (7) и суммарного выталкивающего усилия на защитно-направляющем устройстве (5) может меняться, в результате чего указанное защитно-направляющее устройство (5) может подвергнуться вибрации. Защитно-направляющее устройство имеет как минимум три опоры, разнесенные по диаметру, и к данным опорам поджимается пружиной (7), обеспечивая при этом достаточное усилие для полного отсутствия перемещения защитно-направляющего устройства (5) относительно цанговых элементов (8) под действием потока теплоносителя, чем исключается возможность фреттинг-износа элементов конструкции тепловыделяющей сборки.
Таким образом, предлагаемое решение по устройству тепловыделяющей сборки ядерного реактора обладают существенными отличиями и техническими преимуществами по сравнению с прототипом. Внедрением предлагаемых решений достигается повышение надежности тепловыделяющей сборки за счет изменения схемы опирания защитно-направляющего устройства съемной головки.
Промышленная применимость
Наиболее целесообразно предложенные решения использовать для эксплуатации на водо-водяных ядерных энергетических реакторах.
Claims (2)
1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая головку (1), хвостовик (2), направляющие каналы (3) и центральный канал (4), при этом головка (1) содержит защитно-направляющее устройство (5) с плитой (6), поджатое центральной пружиной (7), цанговые элементы (8), имеющие на нижних концах бурты (9) и закрепленные на направляющих каналах (3), отличающаяся тем, что между упомянутым центральным каналом (4) и защитно-направляющим устройством (5) имеется зазор, а бурты (9) как минимум трех цанговых элементов (8) выполнены взаимодействующими с плитой (7) защитно-направляющего устройства (5).
2. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что вместо центрального канала (4) установлен тепловыделяющий элемент (10).
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2010118538/07A RU2419899C1 (ru) | 2010-05-12 | 2010-05-12 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2010118538/07A RU2419899C1 (ru) | 2010-05-12 | 2010-05-12 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2419899C1 true RU2419899C1 (ru) | 2011-05-27 |
Family
ID=44734961
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2010118538/07A RU2419899C1 (ru) | 2010-05-12 | 2010-05-12 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2419899C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP3842739A4 (en) * | 2018-08-23 | 2022-08-03 | Joint Stock Company "Experimental And Design Organisation "Gidropress" Awarded The Order of The Red Banner of Labour And Czsr Order of Labour | NUCLEAR FUEL BUNDLES |
-
2010
- 2010-05-12 RU RU2010118538/07A patent/RU2419899C1/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP3842739A4 (en) * | 2018-08-23 | 2022-08-03 | Joint Stock Company "Experimental And Design Organisation "Gidropress" Awarded The Order of The Red Banner of Labour And Czsr Order of Labour | NUCLEAR FUEL BUNDLES |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US6865242B2 (en) | Method and device for restoring the fall-time of at least one control cluster for regulating reactivity in the core of a light-water-cooled nuclear reactor | |
RU2482557C2 (ru) | Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора | |
JP5759465B2 (ja) | 核燃料アセンブリ体、及び核燃料アセンブリ体を有する核燃料アセンブリ | |
JP2013507605A5 (ru) | ||
RU2419899C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
CN100568402C (zh) | 限制施加在核反应堆燃料组件上的支承载荷的方法及燃料组件 | |
RU2325715C2 (ru) | Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
JP6568361B2 (ja) | 原子力発電所内のひび割れた溶接部を構造的に代替する装置および方法 | |
RU2391724C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
CN106941014B (zh) | 配备阻尼器的核反应堆的无源触发型安全装置 | |
KR101778804B1 (ko) | 보호 그리드 부착물 | |
CN105757350A (zh) | 一种高温管道组合固定装置 | |
US8311179B2 (en) | Methods for stabilizing a steam dryer assembly in a nuclear reactor pressure vessel | |
RU2212065C2 (ru) | Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты) | |
RU2506657C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
WO2016098610A1 (ja) | 燃料集合体 | |
RU2594357C1 (ru) | Бесчехловая тепловыделяющая сборка ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем | |
CN107068213A (zh) | 用于冷却剂量异常减少时的核反应堆无源触发型安全装置 | |
RU142103U1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
RU2190261C2 (ru) | Внутренний блок ядерного реактора | |
RU2079171C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
KR101729155B1 (ko) | 핵연료 집합체의 지지격자 | |
RU2248051C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
RU2254624C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
RU2686662C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170513 |