ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано на предприятиях, занятых сборкой из тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок, преимущественно для ядерных водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000. В настоящее время идет широкое внедрение дистанционирующих решеток для тепловыделяющих сборок из циркониевых сплавов, перспективных по механическим свойствам, радиационному росту и релаксационным характеристикам для повышения выработки энергии (см. Атомная техника за рубежом, 1990 г., № 4, стр.3-5). В процессе изготовления дистанционирующих решеток осуществляют набор и точечную сварку фигурных ячеек из сплава циркония между собой с образованием поля фигурных ячеек, ввод набранного поля фигурных ячеек в шестигранный обод из сплава циркония и закрепления в нем (см. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1, под ред. Ф.Г.Решетникова, Энергоатомиздат, 1995 г., стр.198).

Согласно требованиям, предъявляемым к тепловыделяющим сборкам по геометрическим размерам дистанционирующие решетки, а их в тепловыделяющей сборке пятнадцать, расположенных по длине тепловыделяющей сборки через 250 мм каждая, должны быть выполнены по граням строго “под ключ”, т.е. 234 мм (см. там же стр.184-185).

Известно, что активная зона ядерного реактора ВВЭР-1000 набирается из сравнительно плотно упакованных тепловыделяющих сборок, в которых размещены тепловыделяющие элементы с ядерным топливом с зазором в активной зоне ядерного реактора между тепловыделяющими сборками 2 мм, который необходим только для свободной установки и выемки их в процессе перегрузки (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.31).

Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому эффекту является тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора (см. патент Российской Федерации RU 2163036, МПК 7 G 21C 3/34, 21/00, от 05.04.1999, опубл. 10.02.2001), включающая пучок тепловыделяющих элементов, установленных вертикально в каркасе из дистанционирующих решеток, закрепленных на трубчатых каналах, хвостовик и съемную головку, где каждая дистанционирующая решетка собрана из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках, скрепленных снаружи ободом из составных частей и образующих каналы для теплоносителя между тепловыделяющими элементами и стенками ячеек, между ячейками и между периферийными ячейками и ободом, снабженным отбойниками теплоносителя. Известно, что фигурные ячейки из сплава циркония, изготавливаемые из тонкостенных трубок, имеют колебания как по толщине стенок, так и по диаметру в соответствии с ТУ. Это приводит к тому, что набранное сваренное между собой поле ячеек при сварке периферийных ячеек к составным частям обода либо вогнет грань обода в сторону поля ячеек, либо выгнет грань обода во внешнюю сторону от поля ячеек, и то и другое нежелательно, так как вогнутая грань обода во внутрь поля ячеек увеличивает в активной зоне ядерного реактора зазор между соседними тепловыделяющими сборками, либо сужает этот зазор, но при этом грани обода в области углов практически не меняют свой размер при сборке дистанционирующей решетки и сварке обода к периферийным ячейкам.

При работе ядерного реактора повышенный зазор между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора может вызвать деформацию тепловыделяющей сборки в этом направлении под воздействием температурных градиентов и других обстоятельств, характерных для ядерного реактора (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.151). Значительные отклонения от нормальных режимов работы приводят к дополнительным, иногда весьма большим динамическим нагрузкам, вследствие чего могут разрушиться отдельные элементы внутрикорпусных устройств и деформироваться пучки тепловыделяющих элементов (см. там же стр.281). Деформирование пучков тепловыделяющих элементов может распространиться и на каналы направляющие, что может вызвать заклинивание в них стержней управления и защиты (см. патент RU 2124238, раздел 3) и привести к аварийной ситуации.

В известной активной зоне ядерного водо-водяного энергетического реактора, содержащей нижнюю опорную решетку, на которую установлены тепловыделяющие сборки, образующие активную зону, дистанционированные сверху перфорированной обечайкой блока защитных труб, где каждая из тепловыделяющих сборок содержит головку, хвостовик, пучок тепловыделяющих элементов, размещенных в дистанционирующих решетках, стянутых ободами, размер “под ключ” по граням которых меньше шага размещения тепловыделяющих сборок в нижней опорной решетке на величину монтажного зазора (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы, 2-е издание. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.42, рис.2.11). Монтажный зазор между тепловыделяющими сборками составляет 2 мм (см. Б.А.Дементьев, стр.31). Дистанционирующие решетки тепловыделяющих сборок, устанавливаемых в активную зону ядерного водо-водяного энергетического реактора, имеют повторяющийся недостаток по вогнутости или выгнутости граней обода, что искажает размер “под ключ” при неизменяющемся размере граней, примыкающих к углам обода. Зазоры, образованные вогнутостью граней ободов, суммируясь и перераспределяясь при изгибах тепловыделяющих сборок в процессе эксплуатации, создают предпосылку повышенных прогибов тепловыделяющих сборок.

Образование повышенных зазоров между тепловыделяющими сборками приводит к локальному повышению количества замедлителя (воды), в результате чего в ближайших тепловыделяющих элементах тепловыделяющих сборок энерговыделение повысится сверх значений, допустимых по условиям надежного охлаждения.

Как уже указывалось выше повышенный зазор между тепловыделяющими сборками может вызвать деформацию тепловыделяющей сборки в этом направлении и возможна деформация как пучков тепловыделяющих элементов, так и каналов направляющих с заклиниванием в них стержней управления и защиты.

Технической задачей изобретения является повышение надежности и безопасности работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и дистанционирования тепловыделяющих сборок в активной зоне относительно друг друга.

Эта техническая задача решается тем, что в тепловыделяющей сборке, содержащей головку, хвостовик и пучок тепловыделяющих элементов, размещенных в дистанционирующих решетках, стянутых ободами, согласно изобретению на дистанционирующих решетках тепловыделяющей сборки на каждой грани в местах, примыкающих к углам обода, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра с размером “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам, равным суммарному размеру “под ключ” по граням обода дистанционирующей решетки и суммарной высоте двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер, равной половине монтажного зазора между тепловыделяющими сборками, устанавливаемыми в активную зону ядерного водо-водяного энергетического реактора, определяемым по формулам:

2Н=L_м.з.,

К_р=К_г+2Н,

где К_г - размер “под ключ” по граням обода дистанционирующей решетки,

L_м.з. - величина монтажного зазора между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора,

К_р - размер “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам,

2Н - суммарная высота двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер.

Другими отличиями являются: выполнение на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток профильных с симметричными закруглениями опорных ребер, наклонными под углом к горизонтальной оси α=5-85°, образующих проекцию “X” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток, тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора; выполнение на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток профильных с симметричными закруглениями опорных ребер в виде чередующихся на каждой грани углов с раствором вверх и вниз, образующих проекцию “ХХ” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.

Такое выполнение профильных с симметричными закруглениями опорных ребер на гранях, примыкающих к углам обода дистанционирующей решетки позволит повысить надежность и безопасность работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и за счет дистанционирования тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора при сохранении каналов протока теплоносителя между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора, монтажного зазора между тепловыделяющими сборками и уменьшенного монтажного зазора между профильными с симметричными закруглениями опорными ребрами каждой грани дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.

На чертежах представлена тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора, где:

на фиг.1 - тепловыделяющая сборка;

на фиг.2 - продольный разрез реактора с тепловыделяющими сборками;

на фиг.3 - поперечное сечение тепловыделяющих сборок в активной зоне;

на фиг.4 - проекция “X” профильных с симметричными закруглениями опорных ребер при стыковке двух граней ободов дистанционирующих решеток;

на фиг.5 - проекция “ХХ” профильных с симметричными закруглениями опорных ребер при стыковке двух граней ободов дистанционирующих решеток.

Активная зона ядерного водо-водяного энергетического реактора включает нижнюю опорную решетку 1, на которую установлены тепловыделяющие сборки 2, образующие активную зону 3, дистанционируемые сверху перфорированной обечайкой блока защитных труб 4, где каждая из тепловыделяющих сборок 2 содержит головку 5, хвостовик 6, пучок тепловыделяющих элементов 7, установленных в дистанционирующих решетках 8, стянутых ободами 9. Размер “под ключ” по граням 10 ободов 9 “К_г” меньше шага L размещения тепловыделяющих сборок 2 в нижней опорной решетке 1 на величину L_м.з. монтажного зазора

К_г=L-L_м.з.

На дистанционирующих решетках 8 тепловыделяющих сборок 2 на каждой грани 10 в местах, примыкающих к углам 11, выполнены под углом 5-85° к горизонтальной оси профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12 с размером “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам 12 “К_р”, равным суммарному размеру “под ключ” по граням 10 обода 9 дистанционирующей решетки 8 “К_г” и суммарной высоте 2Н - двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер 12, равных половине монтажного зазора L_м.з. между тепловыделяющими сборками 2, устанавливаемыми в активную зону 3 ядерного водо-водяного энергетического реактора.

2Н=L_м.з.,

К_р=К_г+2Н.

Выполненные на гранях 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 профильные с симметричными закруглениями ребра 12 позволят дистанционировать тепловыделяющие сборки по всей их высоте в активной зоне ядерного реактора и решить поставленную техническую задачу по повышению надежности и безопасности работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и за счет дистанционирования тепловыделяющих сборок по всей их высоте в активной зоне ядерного реактора при сохранении каналов протока теплоносителя между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора.

Выполнение на гранях 10, примыкающих к углам 11 ободов 9, профильных с симметричными закруглениями опорных ребер 12 в виде чередующихся на каждой грани углов 13 с раствором вверх и вниз, образующих проекцию “ХХ” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней 10 ободов 9 соседних дистанционирующих решеток 8 тепловыделяющих сборок 2 в активной зоне 3 ядерного реактора, позволит при изготовлении дистанционирующих решеток 8 исключить ориентирование ободов 9 в зависимости от направления углов 13 опорных ребер 12, а при размещении тепловыделяющих сборок 2 в активной зоне 3 ядерного реактора надежно дистанционировать тепловыделяющие сборки 2 относительно друг друга без их разворота и смещения.

Ядерный реактор включает подвешенные к приводам 14 стержни 15 управления и защиты, входящие в каналы 16 направляющие тепловыделяющих сборок 2, патрубки 17 ввода теплоносителя и патрубки 18 вывода теплоносителя из корпуса 19 ядерного реактора.

Активная зона ядерного реактора работает следующим образом. При установке тепловыделяющих сборок 2 на нижнюю опорную решетку 1 в активной зоне 3 профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12, выполненные под углом 5-85° к горизонтальной оси, образуют проекцию “X” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 тепловыделяющих сборок 2, а профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12, выполненные в виде углов 13, чередующихся на каждой грани 10, примыкающей к углам 11 обода 9 с углами раствора вверх и вниз, образуют проекцию на вертикальную плоскость “ХХ” при совмещении двух граней 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 по всей высоте тепловыделяющих сборок 2 и исключают возможный прогиб тепловыделяющих сборок 2 до начала контакта со смежными тепловыделяющими сборками 2. При этом размер “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам 12

“К_р”=К_г+2Н, где

2Н=L_м.з., а К_г=L-L_м.з., т.е.

2Н=×2; Н=0,5, К_г=234 мм

К_р=234+2×0,5; К_р=235 мм.

Тепловыделяющие сборки 2 в активной зоне 3 дистанционируются сверху перфорированной обечайкой с блоком защитных труб 4, а тепловыделяющие сборки 2, содержащие головку 5, хвостовик 6, пучок тепловыделяющих элементов 7, дистанционируются между собой профильными с симметричными закруглениями опорными ребрами 12 или опорными ребрами в виде углов 13.

Стержни 15 управления защиты с приводами 14, входящие в каналы 16 направляющие тепловыделяющих сборок 2, размещают в верхнем положении и через патрубки 17 подают теплоноситель, а через патрубки 18 из корпуса 19 теплоноситель выводят.

Принято решение выполнения профильных с симметричными закруглениями опорных ребер на дистанционирующих решетках тепловыделяющих сборок и использования их в ядерном реакторе.