RU2144705C1

RU2144705C1 - Clamping device for reactor cavity mounted in reactor pressure tank

Info

Publication number: RU2144705C1
Application number: RU95110056/06A
Authority: RU
Inventors: Нестлер Ульрих (DE); Нестлер Ульрих
Original assignee: Сименс АГ
Priority date: 1992-11-10
Filing date: 1993-10-21
Publication date: 2000-01-20
Also published as: CZ281741B6; RU95110056A; WO1994011881A1; UA27940C2; CZ115395A3; DE9215253U1

Abstract

FIELD: nuclear reactors. SUBSTANCE: clamping device for reactor cavity 6 mounted in pressure tank 1 has set of parallel-connected elastic clamping members 10 fitted between upper collar 7 of reactor cavity 6 and cover 2 of pressure tank 1 which are arranged so that only their elastic strain is possible within preset working travel S. This ensures long-time stability of clamping action. Clamping members 10 are separately changeable parts. EFFECT: improved stability of clamping action and reduced amount of radioactive wastes. 4 cl, 4 dwg

Description

Изобретение относится к устройству для зажима расположенного в напорном баке реактора шахтного ствола реактора относительно крышки напорного бака реактора. The invention relates to a device for clamping a shaft of a reactor shaft located in a pressure vessel of a reactor relative to a cover of a pressure vessel of a reactor.

В реакторах, охлаждаемых водой под давлением WWER, несущий ядерные сборки шахтный ствол оттянут относительно крышки напорного бака реактора путем так называемых сегментов компенсаторных труб. Эти сегменты компенсаторных труб имеют функцию, компенсировать возникающие за счет термогидравлических процессов внутри напорного бака реактора и воздействующие на ядерные сборки и шахтный ствол реактора вытесняющие силы. За счет этого должны создаваться стабильные условия зажима для шахтного ствола реактора, чтобы препятствовать или уменьшать возникающие при эксплуатации за счет износа процессы повреждения и обеспечивать надежный режим эксплуатации ядерной установки. In WWER pressurized water reactors, the shaft-bearing nuclear assembly is drawn relative to the head of the pressure vessel of the reactor by so-called compensator pipe segments. These segments of compensating pipes have the function to compensate for the displacing forces that arise due to thermohydraulic processes inside the reactor pressure tank and affect the nuclear assemblies and the reactor shaft. Due to this, stable clamping conditions for the shaft of the reactor should be created in order to prevent or reduce damage processes that occur during operation due to wear and ensure reliable operation of the nuclear installation.

Известные сегменты компенсаторных труб оказывают при этом необходимые для стабилизации силы зажима за счет оттяжки и упругой деформации. (Патент US 4096034, 1978 г, G 21 C 13/00). Known segments of compensating pipes provide the necessary clamping forces to stabilize due to pulling and elastic deformation. (US patent 4096034, 1978, G 21 C 13/00).

На практике однако оказалось, что известные сегменты компенсаторных труб частично уже после одного года эксплуатации имеют большие пластические деформации. Следствием этого является то, что при дальнейшем использовании этих пластически деформированных сегментов компенсаторных труб нельзя исключить повреждения ядерных сборок. Кроме того, последующая проверка упругих свойств уже пластически деформированного сегмента компенсаторной трубы не возможна без дальнейшей пластической деформации и связанного с этим уменьшения ее остаточной упругости, то есть разрушения ее пружинящих свойств. In practice, however, it turned out that the well-known segments of expansion joints partially after one year of operation have large plastic deformations. The consequence of this is that with the further use of these plastically deformed segments of the expansion tubes, damage to nuclear assemblies cannot be ruled out. In addition, the subsequent verification of the elastic properties of the already plastically deformed segment of the compensator pipe is not possible without further plastic deformation and the associated reduction in its residual elasticity, i.e., the destruction of its spring properties.

Кроме того, при замене этих сегментов труб получается большое количество сильно радиоактивно-зараженных отходов. In addition, replacing these pipe segments results in a large amount of highly radioactive contaminated waste.

В основе изобретения лежит задача указать устройство для зажима расположенного в напорном баке реактора шахтного ствола реактора, которое обеспечивает в течение длительного времени стабильные условия зажима и приводит при обусловленных возможным износом мероприятиях по замене только к относительно малому количеству радиоактивно- зараженных отходов. The basis of the invention is the task to indicate a device for clamping a shaft of a reactor shaft located in a pressure vessel of a reactor, which provides stable clamping conditions for a long time and, when possible due to wear and tear, can only replace a relatively small amount of radioactive contaminated waste.

Названная задача решается согласно изобретению за счет устройства для зажима расположенного в напорном баке реактора шахтного ствола реактора, в котором между верхним заплечиком и крышкой напорного бака реактора предусмотрено множество параллельно включенных пружинящих зажимных элементов, которые расположены таким образом, что в пределах заданного рабочего хода возможной является только упругая деформация этих зажимных элементов. The aforementioned problem is solved according to the invention by means of a device for clamping a shaft of a reactor shaft located in a pressure vessel of the reactor, in which a plurality of parallel spring-loaded clamping elements are provided between the upper shoulder and the cover of the pressure vessel of the reactor, which are arranged in such a way that it is possible within a given working stroke only elastic deformation of these clamping elements.

Так как тем самым пластическая деформация этих зажимных элементов исключена, обеспечены надежные стабилизирующие условия зажима во время длительного времени эксплуатации. Так как, кроме того, предусмотрено множество независимых друг от друга пружинящих зажимных элементов, в рамках технического обслуживания должны заменяться только те зажимные элементы, в которых действительно зафиксирован износ. За счет этого снижается количество получающихся радиоактивных отходов. Since plastic deformation of these clamping elements is thereby eliminated, reliable stabilizing clamping conditions are ensured during a long operating time. Since, in addition, a plurality of spring-loaded clamping elements are provided, they must be replaced within the scope of maintenance only those clamping elements in which wear is actually recorded. Due to this, the amount of resulting radioactive waste is reduced.

Для ограничения рабочего хода, предпочтительно на верхнем конце шахтного ствола реактора, расположен механический упор. To limit the stroke, preferably at the upper end of the shaft of the reactor shaft, there is a mechanical stop.

В другой предпочтительной форме выполнения изобретения на крышке напорного бака реактора или на верхнем заплечике шахтного ствола реактора расположена, по меньшей мере, одна направляющая шина, на которую надвинуты зажимные элементы. За счет этого мероприятия становится возможным легкий монтаж и демонтаж зажимных элементов. In another preferred embodiment of the invention, at least one guide rail is provided on the lid of the pressure vessel of the reactor or on the upper shoulder of the shaft of the reactor on which the clamping elements are pulled. Due to this measure, it becomes possible to easily assemble and disassemble the clamping elements.

Другие предпочтительные формы выполнения изобретения получаются согласно зависимых пунктов формулы изобретения. Other preferred embodiments of the invention are obtained according to the dependent claims.

Для дальнейшего пояснения изобретения делается ссылка на пример выполнения, представленный на чертежах, на которых показано:
Фигура 1 - устройство согласно изобретению в продольном сечении через часть напорного бака реактора в области крышки.For further explanation of the invention, reference is made to an exemplary embodiment shown in the drawings, which show:
Figure 1 - the device according to the invention in longitudinal section through a part of the pressure tank of the reactor in the region of the lid.

На фигуре 2 представлена в продольном сечении под другим углом также часть напорного бака реактора в области его крышки. The figure 2 shows in longitudinal section at a different angle also part of the pressure tank of the reactor in the region of its cover.

Фигуры 3 и 4 показывают часть опорного заплечика крышки или соответственно часть заплечика шахтного ствола реактора в виде снизу или соответственно сверху. Figures 3 and 4 show a part of the support shoulder of the lid or, respectively, part of the shoulder of the shaft of the reactor shaft in the form of a bottom or a top view.

Согласно фигуры 1 в напорном баке реактора 1 между расположенным на крышке 2 опорным заплечиком 4 и опирающимся на стенку напорного бака реактора 1 шахтным стволом 6 предусмотрены зажимные элементы 10. Эти зажимные элементы 10 оттягивают шахтный ствол реактора 6 относительно жестко свинченной с корпусом напорного бака 1 реактора крышки 2. According to FIG. 1, clamping elements 10 are provided in the pressure vessel of the reactor 1 between the support shoulder 4 located on the lid 2 of the shaft 4 and the shaft 6 resting on the wall of the pressure vessel of the reactor 1. These clamping elements 10 pull the shaft of the reactor 6 relatively tightly screwed to the pressure vessel 1 of the reactor covers 2.

Зажимные элементы 10 содержат направляющую гильзу 12, которая надвинута на расположенную на опорном заплечике 4 подобную ласточкиному хвосту направляющую шину 8. The clamping elements 10 contain a guide sleeve 12, which is pulled onto the guide rail 8, similar to the dovetail, located on the support shoulder 4.

Направляющая гильза 12 окружает нажимной пуансон 14, который при надвинутой на направляющую шину 8 направляющей гильзе 12 за счет пакетов тарельчатых пружин 16, которые опираются через нажимное кольцо 18 на направляющую шину 8, выдавливается наружу так, что он выступает над направляющей гильзой 12. Нажимной пуансон 14 снабжен заплечиком 142, который при максимальном вызванном действием пакетов тарельчатых пружин 16 отклонении нажимного пуансона 14 опирается на кольцевой выступ 121 направляющей гильзы 12. Кольцевой выступ 121 образует таким образом механический упор для нажимного пуансона 14. The guide sleeve 12 surrounds the pressure punch 14, which, when the guide sleeve 12 is pushed onto the guide rail 8, is squeezed out through the pressure ring packages 16, which are supported through the pressure ring 18 on the guide rail 8, so that it protrudes above the guide sleeve 12. The pressure punch 14 is provided with a shoulder 142, which, with the maximum deflection of the pressure punch 14 caused by the action of the spring cup packages 16, rests on the annular protrusion 121 of the guide sleeve 12. The annular protrusion 121 thus forms a fur anic emphasis for a press punch 14.

Вместо тарельчатых пружин или пакетов тарельчатых пружин 16 в зажимных элементах могут быть предусмотрены также сегменты листовых пружин, или сегменты пружин сжатия, как, например, спиральные пружины. Instead of cup springs or cup spring packs 16, leaf spring segments or compression spring segments, such as coil springs, can also be provided in the clamping elements.

На фигуре представлена ситуация во встроенном состоянии, в которой между заплечиком 142 и кольцевым выступом 121 получается зазор s₁, который соответствует предварительному натяжению зажимного элемента 10.The figure shows the situation in the built-in state in which between the shoulder 142 and the annular protrusion 121, a gap s _{1 is} obtained, which corresponds to the pre-tensioning of the clamping element 10.

Для приема пакетов тарельчатых пружин 16 на нажимном пуансоне расположена направляющая цапфа 20. To receive the packets of Belleville springs 16, a guide pin 20 is located on the pressure punch.

Нажимной пуансон 14 снабжен выпуклой торцевой поверхностью 141, которая опирается на вогнутую выемку 91 расположенной на верхнем заплечике 7 шахтного ствола реактора 6 базисной планки 9. Путем такого выпуклого или соответственно вогнутого выполнения обращенных друг к другу поверхностей обеспечивается центрирование нажимного пуансона 14. The pressure punch 14 is provided with a convex end surface 141, which rests on a concave recess 91 located on the upper shoulder 7 of the shaft of the reactor shaft 6 of the base plate 9. By means of such a convex or accordingly concave execution of the surfaces facing each other, the pressure punch 14 is centered.

На фигуре показан максимально возможный заданный рабочий ход s шахтного ствола реактора 6. Этот рабочий ход s получается за счет не видных на фигуре механических упоров и ограничивает возможную амплитуду шахтного ствола реактора 6 относительно крышки реактора 2. Рабочий ход s при этом меньше, чем возможные за счет конструктивного выполнения направляющей гильзы 12 ходы пружин, которые, например, ограничены расстоянием между направляющей цапфой 20 и торцевой поверхностью направляющей шины 8 или расстоянием нижней торцевой поверхности направляющей гильзы 12 от базисной планки 9. Параметры пакетов тарельчатых пружин 16 выбраны такими, что в рамках этого еще возможного во встроенном состоянии рабочего хода s может быть исключена пластическая деформация пакетов тарельчатых пружин 16 и тем самым зажимного элемента 10. The figure shows the maximum possible predetermined working stroke s of the shaft of the reactor vessel 6. This stroke s is obtained due to mechanical stops invisible in the figure and limits the possible amplitude of the shaft of the reactor vessel 6 relative to the cover of the reactor 2. The working stroke s is thus less than possible due to the design of the guide sleeve 12, the spring moves, which, for example, are limited by the distance between the guide pin 20 and the end surface of the guide rail 8 or the distance of the lower end surface of the guide guide sleeve 12 of base 9. Strap packet parameters of disc springs 16 are selected such that in this still possible in the integrated stroke state s may be omitted plastic deformation of the packets of disc springs 16 and thereby the clamping member 10.

Вместо закрепленной на крышке 2 направляющей шины 8 для приема зажимных элементов 10 может быть также предусмотрена расположенная на верхнем заплечике 7 шахтного ствола реактора 6 направляющая шина 8. В другой форме выполнения могут быть также предусмотрены зажимные элементы, которые заключены в сегментообразные направляющие планки, которые в предусмотренных для сегментов компенсаторных труб положениях разъемно соединены с верхним заплечиком 7 шахтного ствола реактора 6. Instead of a guide rail 8 fixed to the cover 2 for receiving the clamping elements 10, a guide rail 8 located on the upper shoulder 7 of the shaft of the reactor shaft 6 can also be provided. In another embodiment, clamping elements can also be provided that are enclosed in segmented guide strips, which are the positions provided for the segments of the expansion tubes are detachably connected to the upper shoulder 7 of the shaft of the reactor 6.

Возникновение максимально возможного рабочего хода s видно из представления согласно фигуре 2. Там рабочий ход s обусловлен за счет свинченного с шахтным стволом реактора куполообразного механического упора 30. The occurrence of the maximum possible working stroke s is seen from the view according to Figure 2. There, the working stroke s is due to the dome-shaped mechanical stop 30 screwed up with the shaft of the reactor.

На фигуре 3 можно видеть, что на опорном заплечике 4 предусмотрены в виде сегментов множество кольцевых шин 8, на которые соответственно надвинуты множество зажимных элементов 10. Эти зажимные элементы 10 являются независимо друг от друга и разъемно связанными с зафиксированной на опорном заплечике 4 направляющей шиной 8 конструктивными блоками, которые могут проверяться независимо друг от друга и в случае необходимости без проблем заменяться по отдельности. In FIG. 3, it can be seen that on the support shoulder 4 there are provided in the form of segments a plurality of ring tires 8, on which respectively a plurality of clamping elements 10 are pulled. These clamping elements 10 are independently from each other and detachably connected to the guide rail 8 fixed on the supporting shoulder 4 structural blocks that can be checked independently of each other and, if necessary, can be replaced individually without problems.

Соответствующим образом также согласно фигуры 4 предусмотрено множество имеющих форму сегментов базисных планок 9, которые снабжены бочкообразными выемками 91 в соответствии с количеством зажимных элементов 10. На фигуре, кроме того, можно видеть расположенные между отдельными базисными планками 9 механические упоры 30. Accordingly, also according to FIG. 4, a plurality of segmented segments of the base plates 9 are provided, which are provided with barrel-shaped recesses 91 in accordance with the number of clamping elements 10. In the figure, in addition, mechanical stops 30 located between the individual base plates 9 can be seen.

Claims

1. The pressure tank of the reactor (1) with the shaft of the reactor shaft (6) located therein, with a cover (2) and with a device for clamping the shaft of the reactor shaft (6) relative to the cover (2), the upper shoulder (7) of the shaft of the reactor (6) and the cover (2) are connected by a plurality of parallel-connected spring clamping elements (10), which are arranged so that within a given stroke (S) only elastic deformation of these clamping elements (10) is possible, characterized in that lid (2) of the pressure vessel of the reactor (1) or on the upper shoulder (7) the shaft of the reactor (6) is located at least one guide rail (8), which are pulled clamping elements (10).

2. The pressure tank of the reactor (1) according to claim 1, characterized in that to limit the stroke (S) on the upper shoulder (7) of the shaft of the reactor shaft (6) there is a mechanical stop (30).

3. The pressure tank of the reactor (1) according to claim 1 or 2, characterized in that the clamping elements (10) in each case cover a spring-loaded pressure punch (14) with a convex end surface (141), which this end surface (141) leans on a concave recess (91) provided on the upper shoulder (7) of the shaft of the reactor shaft (6) or, respectively, on the base plate (9) on the cover (2) of the reactor pressure tank (1).

4. The pressure tank of the reactor (1) according to claim 3, characterized in that the clamping elements (10) encompass in each case a guide sleeve (12) pushed along the guide rail (8) for the pressure punch (14), which is equipped with a mechanical stop ( 121) for pressure punch (14).

5. The pressure tank of the reactor (1) according to claim 3 or 4, characterized in that at least one disk spring (16) is provided for spring installation of the pressure punch (14), which is clamped at least indirectly between the guide rail (8) and clamping punch (14).