Ядерный реактор

 

(61) Дополиительнон и чвт, свид-Ву— (22) ЗиивлВио,7.02.71. (21) 162209""26 — 25

II с лрисоидинбииим зняв:"B, -%в (Ы) M Кл.мC21C7(10

Гввудврстввнмым мвимтвт

60ввтв Ммнмвтрвв ьЩ пв дюлви мввфвтвнмм ч вткрьпьЙ (23) Приоритет! < (43) ОИУблниОВВВО 05.08.76 БтоллбтГиь №29 (53) УДК 621.039(088.8) (4Я Дя Q опуо. % 3еоч; л ли они виня 05 1 (72) АвтоРы изобрнтвиия

= О. В. Вихорев, Р. И. Б:.:-. юк. в,:.". . Б. Капралов, В. В. Кгмьппев, Б. A. Кирил.пк -: В. Ф. Се .-.ченко (54) КОЛОЕБА ЯДЕРНОГО РЕА1ЛТЗРА

Изобретение относится к ядерным элер,;-:тн-:"ским реакторам, имеющим конструкцию для ориентирования пучка регулирующих стержней гри продольном перемещешРн их над активной зоной 1: защиты пучка регу",ëpóþùèõ стержней от потока при выходе последнего из активной зоны.

Известны ядерные энергетические реакторы с водой под давлением, у которых органы регулироваш я представляют собой пучки длинньРх регулирующих стержисй. Каждый пучок закреплен на общей траверсе. 1 раверсы соед неньР с приводами ядерных реа. т.:poB, перемещаюпщъа=-, лучил регугирующих стержней и заданномрежиме Зядерных энергетически.:. реакторах с таким способом регулирования перемещение каждого регутшрующего стержня над активной зоной пучса происхоп;т направляющей трубочке с оди м нли двумя строго продольныьйР сквОзными пазами.

Недостатком известной конструкции является слОжность констоукцнк блоков:заправляющих

=.иьдтных тр бочек v, ненадежность их в ра =.Ото, так как существуют зазоры между всеми рогу г;::рующими стер дддд; пучка и -.апрачляющчми трубсч ками, вследствие чего заклнниса.ше пе-.вого „-;гулирующего стер"-,.- = в блок:". Иаира. -..ляюших;:.- защитны. .,рубочек приведет к выходу из строя вмго гу ыа регулнпую:цих стержней.

IJe.-=.=- нзобретеРптя - упрощение конструкции

Ядерного реактора и Обеспечение надежной работы пу псов ре улнрующих стержней.

Эта цель достигается тем, что регулирующие стержни расположены в каналах.

С целью лучшего Обеспечения соосности регулию рую цих стержнем каждого пучка с ответными каналами: в телловыделяющей сборке, каналы. для размещения элементов внутриреакторного контроля в Ржжней части имеют участок, ширина которого бочьше, чем ширина остальных уп стков.

Бя фнг.1 показан общий вид реактора; на фиг.2

- конструкция предлагаемой колонны для направления и запшты пуРка регулирующих стержней над актчвной зоной (узел $ ):, на фиг.3- поперечный разр"з r.o А — А на фиг.2; на фиг. 4 - разрез по Б — Б на фнг. 3(условно показан только канал для элемента внутриреакторного контроля) .

Ядерньш реактор с водой под давлением, как показано на фиг.1 включает корпус 1 и крышку 2.

Внутри - на шахте 3 с дипцем 4 размещена ак-,вная зона 5,,набраштая из топливных сборок 6.

Внутри ряда (нескольких) топливных сборок имеются направляющие трубочки 7, в которых размещены регулирующие стержни 8 пучков регулирующих сборок 9.

Над активной зоной расположены блок нажимных и защитных труб 10,нижняя часть которого содержит центрирующие втулки 11, соединенные ребрами 12.

Центрирующие втулки 11 плотно надеты на головки 13 топливных сборок 6. Нажимные ребра 12 сжимают пружинные блоки 14 на топливных сборках 6. Те центрирующие втулки 11, которые расположены над топливными сборками 6 с пучками регулирующих стержней 8, жестко соединены с защитными трубами 15.Защитные трубы заделаны в плите 16, которая через фланец17 зажата крышкой 2 реактора. Через крышку реактора проходят тяги 18 приводов для перемещения пучков регулирующих стержней, которые соединены а траверсами 19, проходят также датчики 20 контрольно-измерительной аппаратуры для внутриреакторных измерений, в частности, для контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов в тепловыделяющих сборках.

Элементы 20 контрольно-измерительной аппаратуры подводятся к активной зоне через каналы 21. которые закреплены на планках 22 внутри защитных труб 15.

На траверсах 19 имеются продольные пазы 23, через которые свободно проходят направляющие каналы 21 с планками 22.

НапрЪвляющие каналы 21 через пазы 23 на траверсе образуют соединение, с помощью которого траверса 19 с пучком регулирующих стержней в допустимых пределах закреплена от разворота в плане.

Наружные концы каналов 21 для элементов внутриреакторного контроля (см.фиг.4) несколько шире, чем остальная наружная часть.

При работ» ядерного реактора теплоноситель подается во входные патрубки, нагреваясь проходит через тепловыделяющие сборки 6, проходит между нажимными ребрами 12, далее между защитными трубами 15 и выходит в выходные патрубки.

Пучки регулирующих стержней, укрепленных на траверсах 19, под действием приводов через тяги 18 поднимаются, апотом,,при необходимости, опускаются вниз

1О Пазы 23 траверс 19 скользят по каналам 21 дпя датчиков внутриреакторного контроля и планкам 22.

В конце хода нижний участок канала выбирает

1ч большую часть зазора в пазах 23, что обеспечивает повьппенную соосность регулирующих стержней 8 с направляющими трубками 7 и предотвращает задиры и быстрое изнаппшание трущихся элементов.

В результате плотного соединения центрирующих втулок 11 с головками 13 тепловыделяющих сборок 6 внутри защитных труб 15 образуется застойная зона теплоноаютеля, которая способствует уменьшению колебанпй движущихся регулируючб щих стержней, а постоянное саед пение траверсы с направляющими каналами 21 обеспечивает соосное расположение регулируницих стержней 8 с направляющими трубкаьщ 7 в тепловыделяюпшх сборках 6, Формула изобретения

Колонна ядерного реактора, содержащая пучки регулирующих стержней с траверсами и каналы с

35 элементами внутрира:."-:.opaoro контроля, отлич а ю ща я с я тем, что,: целью у рощения конструкции ядерного реактора и обеспечения надежности работы пучков регулируют@.- стержней, регулирующие стержни расположе гы в каналах.

СЫФ

УЖ%

) ! 3

„1 с

Л «к

5, У,ФАЫ

678Л/47ИЖЪ 7ЖЖ

Захгз 4934 387 тараи 575 tIOppBCRoe

Юии;ч ffKi7 "Натерт", r. Уже:род, ул. Про.-.ктнам, 4