ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
FUEL ASSEMBLY OF NUCLEAR REACTOR

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.