УСТОЙЧИВЫЙ ПОГЛОЩАЮЩИЙ УПРАВЛЯЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
STABLE ABSORBING CONTROL ROD FOR NUCLEAR REACTOR

Область техники, к которой относится изобретение
Настоящее изобретение относится, главным образом, к сборкам поглощающих управляющих стержней для ядерного реактора, а в частности имеет отношение к уменьшению разбухания и нагрева материала, поглощающего нейтроны, в демпферной зоне направляющих колец тепловыделяющей сборки при полном погружении управляющего стрежня в активную зону ядерного реактора.
Уровень техники
В типичных ядерных реакторах активная зона включает большое количество тепловыделяющих сборок, каждая из которых содержит головку и хвостовик с множеством удлиненных, расположенных с интервалом направляющих колец, расположенных между головкой и хвостовиком, и множеством удерживающих поперечных решеток, расположенных вдоль оси и закрепленных на направляющих кольцах. Также каждая тепловыделяющая сборка состоит из множества удлиненных топливных элементов или стержней, расположенных с интервалом относительно друг друга и относительно направляющих колец и удерживаемых направляющими кольцами между головкой и хвостовиком тепловыделяющей сборки. Топливные стержни содержат ядерное топливо и объединены в группу таким образом, чтобы обеспечить в активной зоне реактора достаточный поток нейтронного излучения для поддержки высокой скорости расщепления ядра и, таким образом, освобождения значительного количества энергии в виде тепла. Жидкий теплоноситель нагнетается вертикально через активную зону для удаления тепла, образованного в активной зоне, для совершения полезной работы.
В связи с тем, что скорость образования тепла в активной зоне реактора пропорциональна скорости расщепления ядра, и это, в свою очередь, определяется потоком нейтронного излучения в активной зоне, управление образованием тепла при пуске реактора в течение эксплуатации и остановки реактора осуществляется изменением потока нейтронного излучения. Главным образом, это совершается поглощением избыточных нейтронов при помощи управляющих стержней, которые состоят из материала, поглощающего нейтроны. Направляющие кольца, кроме того, что являются структурными элементами тепловыделяющей сборки, также обеспечивают каналы для ввода управляющих стержней, поглощающих нейтроны, внутрь активной зоны ядерного реактора. Уровень потока нейтронного излучения и, таким образом, тепловой мощности активной зоны обычно регулируется перемещением управляющих стержней относительно направляющих колец.
Одна из распространенных конструкций, использующая управляющие стержни совместно с тепловыделяющей сборкой, показана в патенте США № 4326919 и переуступлена патентообладателю настоящего патента. Этот патент показывает расположение управляющих стержней, верхняя концевая часть которых закреплена крестовиной в сборе, которая в свою очередь связана с приводным механизмом управляющих стержней, который вертикально поднимает или опускает (в зависимости от шагового действия) управляющие стержни относительно полости направляющих колец тепловыделяющей сборки. Типичная конструкция управляющего стержня, используемого в такой схеме, представляет собой удлиненную металлическую цилиндрическую оболочку, изготовленную из материала, поглощающего нейтроны, расположенную внутри канала и имеющую концевую заглушку с противоположной концевой части для изоляции поглощающего материала внутри канала. Главным образом, материал, поглощающий нейтроны, выполнен в форме столбика плотно упакованных керамических или металлических таблеток, которые, в случае использования поглощающего материала В4С, только частично наполняют канал, оставляя свободным объем или промежуток в осевом направлении, между вершиной таблеток и верхней концевой заглушкой, который образует камеру повышенного давления для газов, образуемых в результате управляющей операции. Винтовая цилиндрическая пружина расположена внутри камеры повышенного давления и удерживается в сжатом состоянии между верхней концевой заглушкой и верхней таблеткой, таким образом сохраняя столбик таблеток в состоянии плотной упаковки при поэтапном движении управляющих стержней.
Таким образом, управляющие стержни влияют на реактивность изменением величины поглощения нейтронов. Химический компенсирующий стержень, представляющий собой борную кислоту, управляет продолжительными изменениями реактивности путем растворения в теплоносителе. Более равномерно распределенный снаружи активной зоны раствор бора способствует более равномерному распределению плотности энерговыделения и обеднению топлива, чем это делают управляющие стержни. Концентрация бора обычно уменьшается с длительностью эксплуатации активной зоны для компенсации обеднения топлива и накопления продуктов деления ядра.
Накопление продукта деления ядра, такого как ксенон-135, уменьшает реактивность за счет излишнего поглощения нейтронов, таким образом уменьшая использование теплового излучения. Ксенон 135 (далее упоминаемый просто как «ксенон») удаляется в результате поглощения нейтронов или распада. После уменьшения мощности активной зоны (в результате последующей загрузки, которая уменьшает мощность реактора под влиянием уменьшения потребления мощности) меньше тепловых нейтронов способны для удаления ксенона. Таким образом, концентрация ксенона в реакторе увеличивается.
Это увеличение концентрации ксенона сопровождается уменьшением реактивности в активной зоне и обычно компенсируется либо уменьшением концентрации жидкого бора в теплоносители активной зоны, или извлечением управляющего стержня из активной зоны. Изменение концентрации бора требует применение теплоносителя, например, воды, которая сложна и не желательна для использования, особенно к концу кампании активной зоны. Извлечение управляющих стержней означает уменьшение допустимой мощности и увеличение факторов неравномерности активной зоны.
Обычно решением этой проблемы является наличие нескольких блоков стержней, известных как поглощающие стержни, уменьшающих реактивную способность в активной зоне при максимальной мощности, и которые следует извлекать при пониженной мощности для компенсации накапливания ксенона. В усовершенствованной пассивной ядерной установке, известной как ядерный реактор АР1000, разработанной патентообладателями настоящего изобретения, поглощающие стержни с относительно низкой реактивной способностью будут использоваться для компенсации резких изменений реактивности активной зоны при установившемся режиме и загрузке следующих операций. Такая оперативная стратегия будет приводить к тому, что поглощающие управляющие стрежни будут совершать цикл, входя в активную зону и выходя из нее, одновременно для максимальной мощности и минимальной мощности при неустановившихся режимах. При таком режиме один или более блоков поглощающих стержней может полностью погружаться на длительный период времени, при этом вершина управляющих стержней будет размещаться в демпферной зоне направляющего кольца канала. Демпферная зона является участком с уменьшенным внутренним диаметром в нижней части направляющего кольца канала, что замедляет спускание управляющих стержней, когда они входят в активную зону, что, в свою очередь, позволяет уменьшить удар крестовины о головку тепловыделяющей сборки. Длина демпферной зоны в нижней части каждого канала направляющего кольца составляет приблизительно два фута (0,61 метра). Расход теплоносителя и площадь поперечного сечения теплоносителя в демпферной зоне немного ниже, чем в остальном канале направляющего кольца при погруженном управляющем стержне.
Ожидаемые технические проблемы, связанные с этой оперативной стратегией, могут включать:
- возможность механического столкновения или заклинивание между вершиной управляющего поглощающего стержня и направляющим кольцом канала в демпферной зоне по причине разбухания, вызванного радиоактивным облучением, поглощающего материала любого из поглощающих стержней как результат продолжительной работы стержня на мощности;
- вскипание теплоносителя в демпферной зоне, когда поглощающие стержни полностью погружены, способствующее возможности высокой скорости коррозии направляющих колец и уменьшению переноса теплоты из внутренней области управляющего стержня; и
- общие топливные проблемы, обусловленные непродолжительным изменением локальной мощности при полном извлечении поглощающего управляющего стержня.
Соответственно, целью настоящего изобретения является преодоление увеличения диаметра оболочки управляющего стержня, обусловленного разбуханием, вызванным радиоактивным облучением материала, поглощающего нейтроны, внутри управляющего стержня в области оболочки управляющего стержня, которая ударяет демпфер при полном погружении управляющего стержня.
Другой целью настоящего изобретения является уменьшение разогрева вершины управляющего стержня в области демпфера, когда управляющий стержень полностью вставлен.
Дополнительной целью настоящего изобретения является снижение быстрого изменения реактивности, которое случается в активной зоне, когда поглощающий управляющий стержень медленно выводится.
Сущность изобретения
Эти и другие цели достигнуты настоящим изобретением за счет использования для вершины поглощающих управляющих стержней материала с низкой поглощающей способностью и превосходными характеристиками разбухания в результате воздействия радиации. Предпочтительными материалами для вершины являются некоторые из технических никельсодержащих конструкционных сплавов, которые известны проявлением минимального разбухания (по существу меньшего, чем обычных поглощающих материалов, таких как Ag-In-Cd) в условиях предельно высокого интегрального потока нейтронов. Это в значительной степени уменьшает вероятность механического столкновения поглощающих управляющих стержней о демпферную зону, или их повреждения, когда они полностью погружены, при необходимости остановки реактора. Реактивная способность никельсодержащей нижней секции поглощающего стержня приблизительно составляет 50-60% основного конструкционного поглощающего материала, расположенного выше нижней секции, который обеспечивает переходную зону низкого поглощения между поглощающей зоной и самой нижней вершиной поглощающего управляющего стержня. Кроме того, никельсодержащие сплавы имеют приблизительно половину атомной массы основного конструкционного материала и значительную температуру плавления. Внутренняя скорость нагревания будет значительно уменьшена в области вершины из никельсодержащего сплава, что обусловлено одновременно низким поглощением нейтронов и низким нагревом при поглощении гамма-излучения. Как результат, вероятность одновременного вскипания теплоносителя в демпферной зоне и плавления вдоль оси поглощающего материала будет в значительной степени уменьшена при использовании вершины из никельсодержащего сплава. Наконец, включение области низкой поглощающей способности на вершине будет способствовать плавному росту уровней локальной мощности при полном извлечении поглощающих стержней на низкой скорости (как было бы типичным для преобладающего процесса на максимальной мощности при установившемся режиме). Упомянутое плавное увеличение локальной энергии будет в значительной степени уменьшать вероятность повреждения топлива, обусловленного чрезмерным или быстрым изменением локальной энергии.
Предпочтительно, чтобы вершины из никельсодержащего сплава по высоте были чуть больше высоты демпфера при полном погружении поглощающих управляющих стрежней на такую величину, при которой оболочки поглощающих управляющих стержней не будут находиться в демпферной области в случае их вероятного разбухания.
Краткое описание чертежей
Более глубокое понимание изобретения может быть извлечено из чтения следующего описания предпочтительного конструкторского исполнения в сочетании с прилагающимися фигурами, на которых:
фиг.1 - вид спереди тепловыделяющей сборки, показанной в вертикальной укороченной форме, и ее управляющей сборки, частично показанной невидимой линией на фигуре;
фиг.2А - вид спереди частично разобранной управляющей сборки, показанной на фиг.1, которая извлечена из тепловыделяющей сборки;
фиг.2В - вид сверху на сборку крестовины управляющих стержней для управляющей сборки, показанного на фиг.2А;
фиг.3А - вид в разрезе стержня управляющей сборки поглощающих стержней, показывающий нижнюю часть стержня погруженного внутрь демпферной зоны направляющего кольца канала; и
фиг.3В - увеличенный вид в разрезе верхней части демпферной зоны, показанной на фиг.3А.
Описание предпочтительного конструкторского исполнения
Для простоты изобретение будет описано со ссылкой к конструкции реактора с водным замедлителем и теплоносителем под давлением, который продается под обозначением АР1000. Ядерный реактор AP1000 является разработкой Westinghouse Electric Company LLC. Westinghouse Electric Company LLC имеет корпоративные офисы в городе Питсбург штата Пенсильвания. Ссылка к атомному реактору АР1000 сделана только для иллюстрации замысла образца и не подразумевает ограничения области изобретения. По этой причине следует учитывать, что проиллюстрированный образец управляющей сборки поглощающих стержней данного предпочтительного конструкторского исполнения изобретения может модифицироваться в широких рамках других конструкций ядерных реакторов.
Используемые здесь фразы, указывающие направление, такие как, например, верхний, нижний, вершина, дно, право, лево и производные от них, большей частью относятся к ориентации показанных на фигурах элементов и не означают ограничения для формулы изобретения, кроме мест однозначного изложения.
Используемое здесь выражение, что две или более части «соединены» вместе, следует понимать, что части соединены друг с другом непосредственно или соединены через одну или более промежуточную часть.
Используемый здесь термин «число» следует относить к одному или более чем один, то есть некоторому количеству.
Тепловыделяющая сборка
На прилагающихся фигурах, в особенности на фиг.1, показан вид спереди тепловыделяющей сборки ядерного реактора, представленной в вертикальной укороченной форме и обозначенной номером позиции 10. Тепловыделяющая сборка 10 обычно применяется в реакторах с водным замедлителем и теплоносителем под давлением и имеет конструктивный скелет, нижний конец которого включает хвостовик тепловыделяющей сборки 12 для поддержки тепловыделяющей сборки 10 на нижней опорной плите 14 в области активной зоны ядерного реактора (не показано), а верхний конец включает головку тепловыделяющей сборки 16, при этом некоторое число направляющих каналов или колец 18 располагается между хвостовиком 12 и головкой 16 и жестко соединено противоположными концами с ними.
Тепловыделяющая сборка 10 также включает некоторое количество дистанцирующих решеток 20, расположенных вдоль оси, закрепленных на направляющих каналах 18 и определенным образом позиционирующих удлиненные топливные стрежни 22. Сборка 10 также имеет инструментальный канал, расположенный в центре упомянутой сборки 10, проходящий между хвостовиком 12 и головкой 16 тепловыделяющей сборки и закрепленный в них. Принимая во внимание вышеупомянутое расположение элементов, следует понимать, что тепловыделяющая сборка 10 формирует единое устройство, условно пригодное для монтажа без нарушения сборки элементов.
Как уже было указано, размещенные в определенном порядке топливные стержни 22 в тепловыделяющей сборке 10 удерживаются в определенном взаимном расположении решетками 20, которые размещаются по длине тепловыделяющей сборки. Каждый топливный стержень 22 включает таблетки с ядерным топливом 26 и закрыт на противоположных концах верхней и нижней концевой заглушкой 28 и 30, соответственно. Таблетки 26 содержатся в форме столбика под действием камерной пружины 32, расположенной между верхней концевой заглушкой 28 и верхней поверхностью столбика топливных таблеток. Топливная таблетка 26, содержащая ядерный материал, отвечает за образование реактивной энергии ядерного реактора. Жидкий теплоноситель, такой как вода или вода, содержащая бор, нагнетается вертикально через множество поточных отверстий в плите активной зоны 14 тепловыделяющей сборки. Хвостовик 12 тепловыделяющей сборки 10 пропускает теплоноситель вертикально через направляющие каналы 18 и вдоль топливных стержней 22 тепловыделяющей сборки с целью удаления тепла, образованного там для совершения полезной работы. Для управления процессом деления некоторое число управляющих стержней 34 взаимно перемещаются в направляющих кольцах 18, занимая заданные положения в тепловыделяющей сборке 10. Сборка крестовины 39, расположенная выше головки тепловыделяющей сборки 16, поддерживает стержни регулирования мощности реактора 34.
Фиг.2А и 2В показывают сборку поглощающих управляющих стержней 36 после их извлечения из тепловыделяющей сборки 10, показанной на фиг.1. Главным образом, сборка поглощающих управляющих стержней 36 имеет цилиндрический элемент 37 с определенным количеством радиальных лап или колен 38, которые составляют сборку крестовины 39, более наглядно показанную на фиг.2В. Каждое колено 38 соединено с поглощающими управляющими стержнями 34 так, чтобы сборка поглощающих управляющих стержней 36 исправно перемещала поглощающие управляющие стержни 34 вертикально внутри направляющих колец 18 (фиг.1), таким образом осуществляя управление процессом деления в тепловыделяющей сборке 10 (фиг.1) известным образом. За исключением сборки поглощающих управляющих стержней, которые включают усовершенствованную конструкцию управляющих стержней, которая будет описана ниже, остальное из вышеописанного является употребляемым и общеизвестным в данной области техники. Последующее предпочтительное конструкторское исполнение данного изобретения будет показано применительно к сборке поглощающих управляющих стержней, которая по существу схожа с некоторой типовой сборкой управляющих стержней, за исключением суммарной реактивной способности сборки поглощающих управляющих стержней, по существу меньшей, чем типовой сборки управляющих стержней, рассчитанной исходя из выключения реактора.
Усовершенствованная сборка поглощающих управляющих стержней
Сборка стержней, управляющих мощностью ядерного реактора, позволяет добиться: (а) уменьшения возможности столкновения о демпферную зону тепловыделяющей сборки ядерного реактора, обусловленную разбуханием поглощающей вершины; (б) увеличения предела расчетного тепловыделения касательно вскипания в демпферной зоне и плавления в результате поглощения и (в) уменьшения термомеханических параметров режима работы оболочки топливного стержня при извлечении управляющего стержня. Данное решение обеспечивает все вышеперечисленные преимущества, если оно используется в реакторах, в которых каналы тепловыделяющих колец тепловыделяющих сборок имеют уменьшенный диаметр внутренней секции, известной как демпферная зона. При погружении управляющих стержней в активную зону реактора происходит вытеснение воды в направляющие кольца каналов, что, в свою очередь, замедляет их снижение. Сектор с уменьшенным диаметром нижней концевой части направляющего кольца канала также уменьшает скорость снижения управляющего стержня, таким образом, он безударно останавливается вдоль оси нижней части глухого канала с концевой заглушкой. Это уменьшает удар крестовины о головку 16 тепловыделяющей сборки. В ядерном реакторе АР1000 поглощающие управляющие стержни 34 с относительно низкой реактивной способностью будут использоваться для компенсации резкого изменения реактивности активной зоны реактора при установившемся режиме и загрузке последующих операций. Такая оперативная стратегия будет приводить к тому, что поглощающие управляющие стрежни будут совершать цикл, входя в активную зону и выходя из нее, одновременно для максимальной мощности и минимальной мощности при неустановившихся режимах работы. При таком режиме один или более блоков поглощающих стержней может полностью погружаться на длительный период времени, с вершиной управляющего стержня, размещаемой в демпферной зоне направляющего кольца каналов 18. Демпферная зона в нижней части каждого направляющего кольца канала имеет уменьшенный внутренний диаметр, и ее длина составляет приблизительно два фута (0,61 метра). Расход теплоносителя и площадь поперечного сечения теплоносителя в демпферной зоне значительно меньше, чем в другой части направляющего кольца канала при вставленном управляющем стержне. Как ранее отмечалось, это предполагает создание некоторого количества технических проблем. Известно, что обычный поглощающий материал Ag-In-Cd распухает под действием распространяющегося радиационного облучения и, создавая давление на оболочку управляющих стержней 34, в некоторой степени раздает оболочку. Длительная эксплуатация стержней на мощности предполагает возникновение некоторых механических столкновений между демпфером уменьшенного диаметра и оболочкой управляющего стержня, при этом следует избегать полного погружения или извлечения стержней. Во-вторых, при полном погружении поглощающих стержней вероятно вскипание теплоносителя в демпферной зоне, что обусловлено интенсивным тепловыделением материалов Ag-In-Cd и низким расходом теплоносителя. Это может привести к увеличению скорости коррозии направляющего кольца 18 и уменьшению переноса тепла из внутренней части управляющего стержня 34. Наконец, существует проблема надежности топливных стержней, обусловленная непродолжительными изменениями локальной мощности при предельном извлечении поглощающих стержней.
Решение настоящего изобретения для преодоления этих проблем заключается в замене нижней секции поглощающего управляющего стержня 34 материалом с более низкими характеристиками поглощения нейтронов, чем у вышерасположенной секции, соответственно более подверженным разбуханию под действием радиационного облучения. Примерами такого типа материалов являются: Сплав 600 [UNS N06600], Сплав 625 [UNS N06625], Сплав 690 [UNS N06690] или Сплав 718 [UBS N07718]. Длина нижней секции должна быть достаточной для того, чтобы материал верхней секции не контактировал с областью внутреннего уменьшенного диаметра направляющего кольца канала тепловыделяющей сборки, известной как демпферная зона. Нижняя секция может быть выполнена в форме стержня, стержней или топливных таблеток.
На фиг.2А и 2В главным образом показана конфигурация управляющего стержня. Чтобы воспользоваться преимуществами управления реактивностью механических компенсирующих стержней, получаемых из применения поглощающих стержней с низкой реактивной способностью, отличающегося от управления химическим компенсирующим стержнем, который подразумевает изменение концентрации растворимого бора в теплоносителе ядерного реактора, известные сборки управляющих стержней, такие как имеющаяся сборка управляющих стержней 36 для реактора АР1000, использует сборку поглощающих управляющих стержней. Тем не менее, конструкция сборки поглощающих управляющих стержней для конструкции реактора АР1000 имеет 24 стержня, которые главным образом сконфигурированы так, как показано на фиг.2В, при этом некоторые (если не все) из 24 стержней могут быть изготовлены из нержавеющей стали (в частности, например, из SS-304) и вымещать воду, а оставшиеся из них являются стержнями, поглощающими нейтроны. По этой причине по существу весь материал, поглощающий нейтроны, расположен и ограничен местом расположения сборки поглощающих стержней, которая не имеет стержней, вытесняющих воду.
Кроме того, в одном конструкторском исполнении реактора АР1000 поглощающее вещество включает Ag-In-Cd, поглотитель состоит из около 80% серебра, около 15% индия и около 5% кадмия. Этот поглощающий материал совместим с известной стандартной полной управляющей сборкой блока стержней, в которой все 24 стержня являются изготовленными из Ag-In-Cd. Тем не менее, следует учитывать, что окончательная конструкция АР1000 может включать применение других традиционных материалов, поглощающих нейтроны, таких как серебро (Ag) как главный поглотитель, например, в конфигурации, описанной в заявке на патент США № 11/189472, зарегистрированной 26 июля 2005 года и переуступленной патентообладателю настоящего патента.
В соответствии с изобретением применение поглощающего материала с низкой реактивной способностью и оптимальными характеристиками разбухания, вызванного радиационным облучением, для вершин поглощающих управляющих стержней будет уменьшать вероятность всех отмеченных рисков, установленных стратегией управления для использования ядерного реактора АР1000. Предпочтительными материалами для вершины являются несколько технических конструкционных никельсодержащих сплавов, которые известны проявлением минимального разбухания (по существу меньшего, чем для типичных поглощающих материалов, таких как Ag-In-Cd) в условиях предельно высокого интегрального потока нейтронов, например, таковыми являются Сплав 600 [UNS N06600], Сплав 625 [UNS N06625], Сплав 690 [UNS N06690] и Сплав 718 [UNS N07718]. Это в значительной степени уменьшает риск механического столкновения поглощающих стрежней о демпферную зону, или их выхода из строя при полном погружении стержней для вынужденной последующий остановки реактора. Как описывалось выше, реактивная способность никельсодержащего сплава нижней секции поглощающего стержня, в соответствии с настоящим изобретением, приблизительно составляет 50-60% от реактивной способности поглощающего материала, спроектированного для использования выше данной нижней секции управляющего поглощающего стержня, который обеспечивает переходную зону низкого поглощения между верхней поглощающей зоной и самой нижней вершиной поглощающего управляющего стержня. Кроме того, никельсодержащий сплав имеет приблизительно половину средней атомной массы главного поглощающего материала и имеет более высокую температуру плавления. Скорость внутреннего нагрева в никельсодержащем сплаве вершины значительно уменьшена, что обусловлено низким поглощением нейтронов и низким нагревом при поглощении гамма-излучения. Как результат, такой риск как вскипание теплоносителя в поршневой зоне, так и плавление по осевой линии поглощающего материала будет значительно уменьшен при использовании никельсодержащего сплава. Наконец, включение зоны с низкой реактивной способностью для вершины обеспечивает постепенное увеличение уровней локальной мощности при извлечении поглощающих стержней на низкой скорости (как было бы типичным для преобладающего процесса на максимальной мощности при установившемся режиме). Это плавное увеличение локальной мощности будет в значительной степени уменьшать вероятность повреждения топлива, обусловленного избыточно большой локальной мощностью или ее быстрым изменением.
Фиг.3А показывает нижнюю часть управляющего стержня 34, полностью погруженного внутрь демпфера 42. Управляющий стержень 34 включает увеличенную цилиндрическую оболочку 40, имеющую концевую заглушку в нижней концевой части 46 и верхнюю концевую заглушку, которая не показана. Материал 50 никельсодержащего сплава расположен вдоль управляющего стержня 34 от нижней концевой заглушки 46 до высоты 56, которая немного выше верхней точки демпфера 44. Управляющий стержень выше поглощающего материала 48 располагается от высоты 56 до точки ниже верхней торцевой пробки управляющего стержня. Комбинированная длина никельсодержащего сплава 50 и поглощающего материала 48 должна приближенно равняться или превосходить длину столбика топливных таблеток в тепловыделяющей сборке, в которую погружен управляющий стержень. Когда управляющий стержень полностью погружен внутрь демпфера 42, он расположен выше концевой заглушки направляющего кольца канала 18. Полная высота демпфера обычно чуть меньше двух футов (0,61 метра). Длина материала никельсодержащего сплава замеряется так, чтобы она была чуть выше конца верхней концевой части демпфера 44, такое расстояние будет предотвращать какое-либо выпучивание оболочки управляющего стержня 40, обусловленное распуханием поглощающего материала 48 в области верхней части демпфера 44. Фиг.3В показывает увеличенную секцию верхней части фиг.3А, которая выполнена для лучшей иллюстрации границы соприкосновения между стенками направляющего кольца канала 18, демпфера 42 и металлической оболочки поглощающего управляющего стержня 40 в области вершины из никельсодержащего сплава 50. Предпочтительно, чтобы вершина из никельсодержащего сплава 50 не выходила более чем на 20% комбинированной длины вершины из никельсодержащего сплава 50 и верхней части поглощающего материала 48.
Хотя соответствующее конструкторское исполнение изобретения было подробно описано, специалистами в данной области техники должно учитываться, что с учетом предельного раскрытия сущности исследований могут быть внесены различные модификации и альтернативы. Соответственно, конкретное раскрытое конструкторское исполнение предназначено быть только иллюстрацией и не ограничивает область изобретения, задаваемую полным охватом прилагаемой формулы изобретения и всеми ее эквивалентами.