RU2609900C1 - Nuclear reactor - Google Patents
Nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2609900C1 RU2609900C1 RU2016103183A RU2016103183A RU2609900C1 RU 2609900 C1 RU2609900 C1 RU 2609900C1 RU 2016103183 A RU2016103183 A RU 2016103183A RU 2016103183 A RU2016103183 A RU 2016103183A RU 2609900 C1 RU2609900 C1 RU 2609900C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- tube bundle
- nuclear reactor
- tubes
- plates
- nuclear
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control 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
- G21C7/20—Disposition of shock-absorbing devices ; Braking arrangements
-
- 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
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерным реакторам, а более точно к их конструктивным элементам общего назначения, применяемым для фиксации трубного пучка, закрепленного на поверхности ядерного реактора, испытывающей при эксплуатации вибрационные и термические нагрузки.The invention relates to nuclear reactors, and more specifically to their structural elements for general use, used to fix a tube bundle mounted on the surface of a nuclear reactor that experiences vibration and thermal loads during operation.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к заявляемому изобретению является ядерный реактор, содержащий концентричный трубный пучок системы управления и защиты реактора, закрепленный на корпусе ядерного реактора, и пространственную ферму для обеспечения жесткости трубного пучка, включающую поперечные плиты с отверстиями для фиксации в них труб и стержни (В.П. Денисов, Ю.Г. Драгунов "Реакторная установка ВВЭР для электростанций", стр. 138-139, рис. 6.3, Москва, Изд. AT, 2002).The closest set of essential features to the claimed invention is a nuclear reactor containing a concentric tube bundle of the control and protection system of the reactor, mounted on the body of the nuclear reactor, and a spatial truss for stiffness of the tube bundle, including transverse plates with holes for fixing pipes and rods in them (V.P. Denisov, Yu.G. Dragunov "VVER Reactor Unit for Power Plants", p. 138-139, Fig. 6.3, Moscow, Publishing House AT, 2002).
В известном ядерном реакторе через отверстия поперечных плит пропущены все трубы пучка системы управления и защиты ядерного реактора (СУЗ).In the well-known nuclear reactor through the openings of the transverse plates passed all the tubes of the beam control system and protection of a nuclear reactor (CPS).
При транспортировке или землетрясении, когда ядерный реактор испытывает вибрацию, трубный пучок жестко зафиксирован от поперечных перемещений в отверстиях плит. Однако при разогреве ядерного реактора происходит термическое расширение его корпуса, в том числе и днища, вследствие чего начинает увеличиваться расстояние между трубами. Максимально большое поперечное перемещение при термическом расширении днища реактора наблюдается у периферийных рядов трубного пучка. Это перемещение ограничено размерами отверстий плит, поэтому в зоне соприкосновения периферийных труб с границей отверстия возникают напряжения, величина которых может быть выше допускаемых, из-за чего возможна потеря несущей способности силовой рамы и периферийно расположенных труб.During transportation or an earthquake, when the nuclear reactor experiences vibration, the tube bundle is rigidly fixed from lateral movements in the openings of the plates. However, when a nuclear reactor is heated, thermal expansion of its body, including the bottom, occurs, as a result of which the distance between the pipes begins to increase. The greatest possible transverse displacement during thermal expansion of the reactor bottom is observed in the peripheral rows of the tube bundle. This movement is limited by the size of the plate openings, therefore, in the contact zone of the peripheral pipes with the boundary of the hole, stresses arise, the magnitude of which can be higher than the allowable ones, because of which the load-bearing capacity of the power frame and the peripherally located pipes can be lost.
Недостатком известного ядерного реактора является его невысокий уровень надежности, т.к. существует вероятность потери несущей способности фермы из-за отсутствия компенсации термических расширений в (зоне фиксации периферийно расположенных корпусов приводов в решетках).A disadvantage of the known nuclear reactor is its low level of reliability, because there is a possibility of loss of the bearing capacity of the truss due to the lack of compensation for thermal expansions in the (fixation zone of the peripherally located drive housings in the gratings)
Задачей, на решение которой направлено изобретение, является повышение надежности ядерного реактора как при его транспортировке или землетрясении, так и при работе в штатном режиме.The task to which the invention is directed, is to increase the reliability of a nuclear reactor both during its transportation or earthquake, and during normal operation.
Техническим результатом изобретения является обеспечение термического расширения периферийно расположенных труб при сохранении их жесткости при вибрационных и тепловых нагрузках.The technical result of the invention is the provision of thermal expansion of peripherally located pipes while maintaining their rigidity under vibration and thermal loads.
Технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе, содержащем концентричный трубный пучок системы управления и защиты реактора, закрепленный на корпусе ядерного реактора, и пространственную ферму для обеспечения жесткости трубного пучка, включающую поперечные плиты с отверстиями для фиксации в них труб и стержни, согласно изобретению пространственная ферма снабжена поперечными кольцевыми элементами с подпружиненными фиксаторами, трубный пучок расположен внутри кольцевых элементов, а на боковой поверхности плит выполнены выемки, в которых установлен периферийный ряд трубного пучка, подпружиненный со стороны кольцевых элементов, при этом плиты закреплены на внутренних рядах трубного пучка, а кольцевые элементы соединены между собой стержнями.The technical result is achieved by the fact that in a nuclear reactor containing a concentric tube bundle of the reactor control and protection system, mounted on the body of the nuclear reactor, and a spatial truss to provide rigidity to the tube bundle, including transverse plates with holes for fixing pipes and rods therein, according to the invention the spatial truss is equipped with transverse ring elements with spring-loaded clamps, the tube bundle is located inside the ring elements, and on the side surface of the plates recesses in which the peripheral row of the tube bundle is installed, spring-loaded from the side of the annular elements, the plates being fixed to the inner rows of the tube bundle, and the annular elements interconnected by rods.
Сущность полезной модели поясняется чертежами, где на фиг. 1 изображен ядерный реактор (общий вид), на фиг. 2 изображен узел фиксации трубного пучка (поперечный разрез А-А), на фиг. 3 изображен узел подпружинивания периферийного трубного пучка со стороны кольцевого элемента.The essence of the utility model is illustrated by drawings, where in FIG. 1 shows a nuclear reactor (general view), FIG. 2 shows a tube bundle fixing unit (transverse section AA), FIG. 3 depicts a node for springing a peripheral tube bundle from the side of the annular element.
Ядерный реактор содержит корпус 1, на днище которого концентричным трубным пучком закреплены трубы 2 СУЗ ядерного реактора.The nuclear reactor contains a
Для придания жесткости трубному пучку ядерный реактор снабжен пространственной фермой, которая закреплена на днище 1 и состоит из поперечных плит 3 с отверстиями, кольцевых элементов 4 и стержней 5, расположенных по высоте трубного пучка.To give rigidity to the tube bundle, the nuclear reactor is equipped with a spatial truss, which is mounted on the
Плиты 3 закреплены на трубах 2, а кольцевые элементы 4 соединены между собой стержнями 5.The
На боковой поверхности плит 3 выполнены профилированные выемки, например дугообразные или полукруглые, в которые устанавливают периферийный ряд труб 2, а в отверстиях плит 3 зафиксированы внутренние ряды трубного пучка. Трубы 2, расположенные в выемках и не зафиксированные таким образом с внешней стороны, могут радиально перемещаться при тепловом расширении днища 1 реактора, что обеспечивает высокую несущую способность конструкции пространственной фермы.On the side surface of the
Однако при сильных вибрациях реактора, например при землетрясении, должен быть зафиксирован весь трубный пучок.However, with strong vibrations of the reactor, for example during an earthquake, the entire tube bundle must be fixed.
Внутренние ряды трубного пучка, расположенные в отверстиях плит 3, сохраняют свою жесткость при вибрациях, а периферийные, упирающиеся в плиту только по выемке, с внешней стороны не зафиксированы.The inner rows of the tube bundle located in the openings of the
Для того чтобы исключить поперечные колебания периферийно расположенных труб 2 при вибрациях, трубный пучок располагают внутри кольцевых элементов 4. Кольца 4 снабжены подпружиненными фиксаторами, упирающимися в периферийные трубы 2. Фиксаторы могут быть выполнены в виде угольников 6, в которые вставлены пальцы 7, поджимающие трубы 2 через лапку 8. Поджатие лапки осуществляется с помощью пружины 9 и гайки 10.In order to exclude lateral vibrations of the
Подпружиненный таким образом периферийный ряд труб 32 с внешней стороны оказывается зафиксированным при вибрации реактора, но в то же время может радиально перемещаться при расширении днища корпуса реактора под действием температурных нагрузок за счет сжатия пружины 9, на которую начинает давить труба 2 СУЗ.The peripheral row of pipes 32 thus springed from the outside is fixed when the reactor vibrates, but at the same time it can radially move when the bottom of the reactor vessel expands under the influence of temperature loads due to compression of the
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2016103183A RU2609900C1 (en) | 2016-02-01 | 2016-02-01 | Nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2016103183A RU2609900C1 (en) | 2016-02-01 | 2016-02-01 | Nuclear reactor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2609900C1 true RU2609900C1 (en) | 2017-02-07 |
Family
ID=58457271
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2016103183A RU2609900C1 (en) | 2016-02-01 | 2016-02-01 | Nuclear reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2609900C1 (en) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107036068A (en) * | 2017-05-24 | 2017-08-11 | 四川省守望信息科技有限责任公司 | Steam generator vibration-proof structure in nuclear-power reactor |
CN107228352A (en) * | 2017-05-24 | 2017-10-03 | 四川行之智汇知识产权运营有限公司 | A kind of heat exchange structure of reactor evaporator |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5024808A (en) * | 1988-10-14 | 1991-06-18 | Westinghouse Electric Corp. | Combined support column and guide tube for use in a nuclear reactor |
US5098647A (en) * | 1990-07-16 | 1992-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Guide tube insert assembly for use in a nuclear reactor |
RU2473991C1 (en) * | 2011-12-07 | 2013-01-27 | Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" | Nuclear reactor core |
US20130272465A1 (en) * | 2012-04-17 | 2013-10-17 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (crdm) units |
-
2016
- 2016-02-01 RU RU2016103183A patent/RU2609900C1/en active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5024808A (en) * | 1988-10-14 | 1991-06-18 | Westinghouse Electric Corp. | Combined support column and guide tube for use in a nuclear reactor |
US5098647A (en) * | 1990-07-16 | 1992-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Guide tube insert assembly for use in a nuclear reactor |
RU2473991C1 (en) * | 2011-12-07 | 2013-01-27 | Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" | Nuclear reactor core |
US20130272465A1 (en) * | 2012-04-17 | 2013-10-17 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (crdm) units |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107036068A (en) * | 2017-05-24 | 2017-08-11 | 四川省守望信息科技有限责任公司 | Steam generator vibration-proof structure in nuclear-power reactor |
CN107228352A (en) * | 2017-05-24 | 2017-10-03 | 四川行之智汇知识产权运营有限公司 | A kind of heat exchange structure of reactor evaporator |
CN107228352B (en) * | 2017-05-24 | 2019-01-15 | 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 | A kind of heat exchange structure of reactor evaporator |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2696619C1 (en) | Nuclear reactor core melt localization device | |
JP6453343B2 (en) | Steam generator tube support | |
RU2609900C1 (en) | Nuclear reactor | |
KR102366578B1 (en) | Seismic attenuation system for a nuclear reactor | |
RU2700925C1 (en) | Nuclear reactor core melt localization device | |
RU2010128244A (en) | SYSTEM FOR FASTENING OF HEAT EXCHANGER PLATES IN ISOTHERMAL CHEMICAL REACTORS | |
US9589685B2 (en) | Passive reactor cooling system | |
US20160061441A1 (en) | Vibration suppression member for heat transfer tube and its manufacturing method, vibration suppression device and method for heat transfer tube, and steam generator | |
RU2340019C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
JPS6341431B2 (en) | ||
FI126040B (en) | Particle separator and fluidized bed reactor that can be connected to a fluidized bed reactor | |
RU2391724C1 (en) | Fuel assembly of nuclear reactor | |
EP2888742A2 (en) | Component cooling water system for nuclear power plant | |
JP5959843B2 (en) | Rack support structure | |
RU2765655C1 (en) | Fuel assembly of a nuclear reactor | |
RU2506657C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
EP3276629B1 (en) | Pipe stand seal structure | |
JP2017106507A (en) | Support device | |
RU2339093C2 (en) | Fuel assembly of nuclear reactor | |
JP6484065B2 (en) | Spent fuel rack, nuclear power plant, and spent fuel rack operation method | |
WO2009131482A1 (en) | Fuel assembly for a nuclear reactor | |
RU2138861C1 (en) | Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly | |
ES2804083B2 (en) | SYSTEMS AND PROCEDURES FOR THE REPAIR OR REPLACEMENT OF THE JOINT BAR OF THE VAPOR SEPARATOR | |
RU2285302C1 (en) | Nuclear reactor vessel heat shield | |
RU2341749C1 (en) | Heat exchanger |