Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для энергетических или исследовательских установок с использованием ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка (ТВС) с квадратным или прямоугольным поперечным сечением содержит стерженьковые тепловыделяющие элементы, расположенные перпендикулярно направлению движения теплоносителя, охлаждающего эту сборку. Технический результат - при поперечном обтекании твэлов поток теплоносителя эффективно турбулизуется, что значительно повышает коэффициент теплоотдачи, улучшая условия теплосъема. 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для энергетических или исследовательских установок с использованием ядерного реактора.

Известны различные конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов (ВВЭР, РБМК, PWR, BWR, CANDU, БН, БГР и др. ) /1/ со стерженьковыми твэлами, охлаждаемыми водяным, жидкометаллическим или газовым теплоносителями. Общим для конструкций этих ТВС является размещение твэлов вдоль направления движения теплоносителя.

В качестве прототипа настоящего изобретения рассматривается конструкция тепловыделяющей сборки кипящего реактора BWR /2/ с квадратным поперечным сечением, содержащая стерженьковые твэлы, размещенные в узлах квадратной решетки вдоль продольной оси ТВС параллельно потоку теплоносителя.

Недостатками прототипа являются: 1. Большая длина (>4 м) тепловыделяющего элемента, что отрицательно сказывается на его продольной устойчивости, приводит к необходимости большого количества дистанционирующих решеток, вызывает значительную неравномерность энерговыделения и выгорания топлива по длине твэла, обуславливает выход значительного количества радиоактивности в случае разгерметизации.

2. Продольное обтекание твэла теплоносителем снижает коэффициент теплоотдачи, что приводит к повышению температуры оболочки.

3. Продольное размещение твэлов затрудняет выравнивание энерговыделения по высоте реактора в условиях, когда плотность теплоносителя резко меняется.

Техническая задача, решаемая в данном изобретении, заключалась в уменьшении числа дистанционирующих решеток, в уменьшении неравномерности энерговыделения и выгорания топлива по длине твэла, в сокращении выхода радиоактивных продуктов в случае разгерметизации отдельного твэла, в улучшении условий охлаждения за счет турбулизации потока теплоносителя (повышение коэффициента теплоотдачи), в выравнивании энерговыделения по высоте активной зоны в условиях, когда плотность теплоносителя резко меняется (кипящий реактор).

Сущность изобретения состоит в том, что в тепловыделяющей сборке с квадратным или прямоугольным поперечным сечением, стерженьковые тепловыделяющие элементы закрепляются в каркасе перпендикулярно к направлению движения теплоносителя, охлаждающего эту сборку. Причем твэлы могут размещаться в узлах квадратной, треугольной или какой-либо другой, в том числе и нерегулярной сетки, а поперечное сечение твэлов может быть круглым, треугольным, крестообразным и т. д. Каркасом может служить, например, чехол ТВС.

Технический результат достигается за счет того, что: 1. При поперечном обтекании твэлов поток теплоносителя эффективно турбулизуется, что значительно повышает коэффициент теплоотдачи, улучшая условия теплосъема.

2. Диаметр твэлов, шаг их размещения и состав топливной композиции может легко вырьироваться по высоте тепловыделяющей сборки с целью выравнивания энерговыделения, что особенно актуально для кипящих реакторов.

3. Малый линейный размер твэла (ориентировочно, 20-30 см) обеспечивает его более равномерное нагружение, высокую продольную устойчивость и, как следствие, повышенную работоспособность.

4. Количество радиоактивных осколков, а, следовательно, и выход радиоактивности при разгерметизации короткого твэла существенно меньше, чем у прототипа.

На чертеже показаны продольные (вдоль направления течения теплоносителя) сечения тепловыделяющей сборки с квадратной решеткой размещения стерженьковых твэлов; 1 - стерженьковые твэлы, 2 - каркас сборки.

Каркас сборки может быть выполнен как из металла, так из других материалов, например, из термостойкой керамики или металлокерамики. Стерженьковые твэлы могут быть как с металлической оболочкой, так и чисто керамическими - в случае использования в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах.

Тепловыделяющая сборка имеет каркас (2) (или чехол) квадратного или прямоугольного поперечного сечения. В этом каркасе закреплены стерженьковые тепловыделяющие элементы (1), расположенные перпендикулярно к направлению движения теплоносителя, охлаждающего эту сборку. На чертеже направление циркуляции теплоносителя - снизу вверх показано стрелками. При поперечном обтекании твэлов поток теплоносителя эффективно турбулизируется, что значительно повышает коэффициент теплоотдачи, улучшая условия теплосъема. Диаметр твэлов, шаг их размещения и состав топливной композиции может легко варьироваться по высоте тепловыделяющей сборки с целью выравнивания энерговыделения, что особенно актуально для кипящих реакторов. Малый линейный размер твэла (ориентировочно, 20-30 см) обеспечивает его более равномерное нагружение, большую продольную устойчивость и, как следствие, повышенную работоспособность. Выход радиоактивности при разгерметизации такого твэла существенно меньше, чем стандартного.

Примером возможного использования может служить корпусный реактор, охлаждаемый кипящей водой, в котором плотность теплоносителя по высоте активной зоны меняется в интервале от 0.75 до 0.2 г/см3. Твэлы с внешним диаметром 9,1 мм размещаются в циркониевом чехле квадратного сечения 2020 см в узлах треугольной решетки перпендикулярно к направлению течения теплоносителя, аналогично тому, как это изображено на чертеже. Для того, чтобы сохранить водо-урановое отношение и таким образом обеспечить выравнивание энерговыделения по высоте реактора, шаг размещения твэлов необходимо постепенно изменять по высоте ТВС от примерно 14 мм до 23 мм.

Использованные источники 1. Ядерные реакторы повышенной безопасности. Анализ концептуальных разработок. М. , Энергоатомиздат, 1993.

2. J. Yamashita, A. Nishimura, T. Moshida, O. Yokomizo. A new boiling water reactor core concept for a next-generation light water reactor. Nuclear Technol. , Vol. 96, oct. 1991, p. 11-19. In-core fuel management code package validation for BWRs. IAEA-TECDOC-849, December 1995.

Формула изобретения

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая стерженьковые тепловыделяющие элементы, закрепленные в каркасе с квадратным или прямоугольным поперечным сечением, отличающаяся тем, что тепловыделяющие элементы расположены перпендикулярно потоку теплоносителя, охлаждающего эту сборку.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к нагревным секциям тепловыделяющих сборок и может быть использовано в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, в частности в реакторах ядерных ракетных двигателей (ЯРД) с водородным теплоносителем

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизируемых тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается модернизированная активная зона и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых корпусных ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических ядерных реакторах (ВВЭР-440 или ВВЭР-1000)

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов, используемых для формирования активной зоны, особенно для водо-водяных энергетических реакторов тепловой мощностью порядка 1150-3900 МВт (например ВВЭР-1000)

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) активной зоны канального ядерного реактора и направлено на повышение надежности канального ядерного реактора и в улучшение его экономических показателей, т

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в канальных ядерных уран-графитовых реакторах

Изобретение относится к ядерной технике, а именно: к конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС) канального уран-графитового ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных, уран-графитового типа

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих сборок для энергетических ядерных реакторов

Изобретение относится к ядерной технике и касается конструкции разборных тепловыделяющих сборок, содержащих чехол, соединенный винтами с головкой и/или хвостовиком, особенно для реакторов ВВЭР-440
Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к активным зонам водо-водяных реакторов, к составляющим их тепловыделяющим сборкам, содержащим делящееся ядерное топливо, и способу их эксплуатации

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в устройствах для нагрева воды, например, в ядерных энергетических установках

Изобретение относится к конструкциям парогенерирующих энергетических установок высокой теплонапряженности и, в первую очередь, может быть использовано в парогенерирующих установках с ядерным топливом (в пароводяных ядерных реакторах)

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в активных зонах канальных уран-графитовых ядерных реакторов, сформированных из тепловыделяющих сборок, конструкция которых учитывает предыдущую и последующую эксплуатацию активной зоны

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано, в частности, в конструкциях тепловыделяющих сборок (ТВС) активных зон ядерных энергетических реакторов тепловой мощностью от 1150 до 1700 МВт, особенно для реакторов типа ВВЭР-440

Изобретение относится к атомной энергетике и направлено на повышение внутренней самозащищенности и безопасности канальных ядерных реакторов
Наверх