Тепловыделяющая сборка ядерного реактора



Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2523676:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" (RU)

Изобретение относится к атомной технике. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку, хвостовик, пучок цилиндрических тепловыделяющих элементов и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках, и центрирующие элементы, выполненные в ячейках дистационирующих решеток. По меньшей мере, часть центрирующих элементов, контактирующих с дистанционирующей решеткой, выполнена на оболочках тепловыделяющих элементов в местах расположения дистанционирующих решеток. В частном случае исполнения тепловыделяющей сборки, по меньшей мере, на части внешней поверхности оболочек тепловыделяющих элементов выполнены пристенные интенсификаторы теплообмена, высота выступа которых над поверхностью оболочек меньше высоты выступа центрирующих элементов. Технический результат состоит в повышении ресурса и тепловой эффективности тепловыделяющей сборки ядерного реактора. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в тепловыделяющих сборках водоохлаждаемых ядерных реакторов.

Известна тепловыделяющая сборка водоохлаждаемого энергетического реактора [Патент РФ №2192051 «Тепловыделяющая сборка». Заявлено 26.10.1993, опубликовано 27.10.2002]. В устройстве используются тепловыделяющие элементы с гладкой цилиндрической поверхностью, центровка которых в ячейках дистанционирующих решеток обеспечивается наличием центрирующих элементов. Центрирующие элементы являются частью дистанционирующей решетки.

Недостаток известного технического решения состоит в повреждении оболочки твэла в результате фреттинг-коррозии, вызванной наличием трущихся пар «оболочка твэла - дистанционирующая решетка». Повреждение оболочки приводит к выходу радиоактивных продуктов в теплоноситель, повышению дозовых нагрузок на персонал и к досрочной выгрузке недожженной тепловыделяющей сборки.

Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому техническому решению является тепловыделяющая сборка ядерного реактора [Заявка WO 96/19811 «Топливная сборка и дистанционирующая решетка для ядерного реактора». Заявлено 21.12.1994, опубликовано 27.06.1996]. Топливная сборка содержит головку, хвостовик, пучок твэлов и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках. Центровка гладких цилиндрических твэлов в ячейках дистанционирующих решеток обеспечивается наличием центрирующих элементов с образованием трущихся пар «оболочка твэла - дистанционирующая решетка».

Недостаток известного технического решения состоит в повреждении оболочки твэла в результате фреттинг-коррозии, вызванной наличием трущихся пар «оболочка твэла - дистанционирующая решетка», и пониженной интенсивностью теплоотдачи твэлов.

Задачей заявляемого технического решения является устранение указанных недостатков, а именно, исключение повреждения оболочки твэлов и повышение теплоотдачи твэлов.

Технический результат состоит в повышении ресурса и тепловой эффективности тепловыделяющей сборки ядерного реактора.

Для исключения указанного недостатка в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей головку, хвостовик, пучок цилиндрических тепловыделяющих элементов и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках, и центрирующие элементы, выполненные в ячейках дистационирующих решеток, предлагается, по меньшей мере, часть центрирующих элементов, контактирующих с дистанционирующей решеткой, выполнить на оболочках тепловыделяющих элементов в местах расположения дистанционирующих решеток.

В частных случаях выполнения тепловыделяющей сборки ядерного реактора предлагается, по меньшей мере, на части внешней поверхности оболочек тепловыделяющих элементов выполнить пристенные интенсификаторы теплообмена, высота выступа которых над поверхностью оболочек меньше высоты выступа центрирующих элементов.

Сущность изобретения поясняется фигурами чертежей 1-3, где приняты следующие обозначения: 1 - дистанционирующая решетка; 2 - неупругий центрирующий элемент; 3 - оболочка тепловыделяющего элемента; 4 - топливная таблетка; 5 - упругий центрирующий элемент.

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку, хвостовик, пучок цилиндрических тепловыделяющих элементов и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках, и центрирующие элементы, выполненные, в ячейках дистационирующих решеток.

По меньшей мере, часть центрирующих элементов, контактирующих с дистанционирующей решеткой, выполнена на оболочках тепловыделяющих элементов в местах расположения дистанционирующих решеток.

В частных случаях выполнения тепловыделяющей сборки ядерного реактора, но меньшей мере, на части внешней поверхности оболочек тепловыделяющих элементов выполнены пристенные интенсификаторы теплообмена, высота выступа которых над поверхностью оболочек меньше высоты выступа центрирующих элементов.

На фигуре 1 показан пример центровки твэла с помощью неупругих центрирующих элементов 2, выполненных в виде неподвижных ребер на оболочке тепловыделяющего элемента 3, и упругого центрирующего элемента 5, закрепленного на стенке ячейки квадратной дистанционирующей решетки 1.

На фигуре 2 показан пример центровки твэла с помощью упругого центрирующего элемента 5, закрепленного на оболочке тепловыделяющего элемента 3.

На фигуре 3 показан пример центровки твэла с помощью упругого центрирующего элемента 5, выполненного на оболочке твэла 3, и неупругого центрирующего элемента 2, выполненного в форме кольца (сплошного или перфорированного) и закрепленного на стенке ячейки квадратной дистанционирующей решетки 1.

В качестве варианта последней конструкции возможен случай, когда сама дистанционирующая решетка набрана из кольцевых втулок с внешним диаметром, равным шагу расположения твэлов в тепловыделяющей сборке. В этом случае роль неупругого центрирующего элемента будет выполнять стенка ячейки дистанционирующей решетки. При этом неупругого центрирующего элемента 2, показанного на фигуре 3, не понадобится.

Как видно из представленных на фигурах 1-3 чертежей, трущейся парой в данных конструкциях является «центрирующий элемент-дистанционирующая решетка». Оболочка тепловыделяющего элемента при этом в трении не участвует, что уменьшает вероятность фреттинг-коррозии и, соответственно, снижает вероятность повреждения оболочки.

Наличие центрирующих элементов на оболочке создает зазор между оболочкой и дистанционирующей решеткой, достаточный для размещения на внешней поверхности оболочек пристенных интенсификаторов теплообмена, не препятствующих протаскиванию твэлов сквозь ячейки дистанционирующих решеток при изготовлении тепловыделяющих сборок.

Оптимальная форма, материал и размер центрирующих элементов, форма, материал и размер выполненных пристенных интенсификаторов зависит от типа реактора, вида дистанционирующей решетки, технологии изготовления тепловыделяющей сборки, условий ее работы в активной зоне и определяются на основе стандартных прочностных и теплогидравлических расчетов, экспериментальных исследований.

Для выполнения центрирующих элементов и пристенных интенсификаторов могут быть использованы известные технологические процессы пайки, прокатки, газодинамического напыления металлов и др.

По статистике среди механизмов повреждений топлива на PWR США между 2000 и 2008 гг. 77% составляет фреттинг «решетка-твэл» [Опыт эксплуатации топлива в реакторах PWR (Обзор по материалам конференции Top Fuel 2009, Париж, Франция, 6-10 сентября 2009 г.). Атомная техника за рубежом, 2010, №6, р. 3-11].

Предлагаемое техническое решение - размещение неупругих 2 или упругих 5 центрирующих элементов на оболочке твэла 3 позволяет устранить условия возникновения фреттинг-коррозии и тем самым повысить ресурс тепловыделяющих сборок, а пристенные интенсификаторы дают возможность существенно повысить коэффициент теплопередачи от твэла к теплоносителю и, как следствие, тепловую эффективность тепловыделяющей сборки.

Пример конкретной реализации устройства.

Тепловыделяющая сборки ядерного реактора имеет квадратное поперечное сечение со стороной 21,5 см, содержит 264 твэла с внешним радиусом 9,5 мм, 24 направляющие канала и центральную трубку, размещенных в ячейках квадратных дистанционирующих решеток с шагом 12,6 мм. Высота активной части твэла составляет 366 см. На этой высоте расположено 6 дистанционирующих решеток, высотой 4 см каждая. Толщина стенки дистанционирующей решетки 1 равна 0,5 мм.

Реализация изобретения в соответствии с фигурой 1 предполагает наличие упругого центрирующего элемента 5, закрепленного с помощью контактной сварки в ячейках дистанционирующей решетки 1. Толщина упруго центрирующего элемента 0,3 мм, его форма показана на чертеже фигуры 1. На оболочках твэлов в районе расположения дистанционирующих решеток с помощью газодинамического напыления [Алхимов А.П., Клинков СВ., Косарев В.Ф., Фомин В.М. Холодное газодинамическое напыление. Теория и практика. - М., Физматлит, 2010] выполнены по 4 неупругих центрирующих элемента 2 длиной 20 мм, выступающих над поверхностью оболочки на 1,5 мм. Для интенсификации теплообмена на оболочках тепловыделяющих элементов по высоте их активной части с помощью газодинамического напыления выполнены пристенные интенсификаторы в виде кольцеобразных выступов высотой 0,4 мм, шириной 3 мм с шагом 10 мм. Такие интенсификаторы позволяют увеличить коэффициент теплопередачи до 2 раз, по сравнению с гладкими оболочками [Калинин Э.К., Дрейцер Г.А., Ярхо С.А. Интенсификация теплообмена в каналах. 3-е изд., перераб. и доп. - Машиностроение, 1990]. В местах расположения дистанционирующих решеток пристенные интенсификаторы отсутствуют.

1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая головку, хвостовик, пучок цилиндрических тепловыделяющих элементов и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках, и центрирующие элементы, выполненные в ячейках дистационирующих решеток, отличающаяся тем, что, по меньшей мере, часть центрирующих элементов, контактирующих с дистанционирующими решетками, выполнена на оболочках тепловыделяющих элементов в местах расположения дистанционирующих решеток.

2. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что, по меньшей мере, на части внешней поверхности оболочек тепловыделяющих элементов выполнены пристенные интенсификаторы теплообмена, высота выступа которых над поверхностью оболочек меньше высоты выступа центрирующих элементов.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной технике, в частности к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит пучок тепловыделяющих элементов (твэлов) и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках, головку, антивибрационную решетку и хвостовик.

Изобретение относится к получению радиоактивных изотопов в ядерных реакторах. .

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР и РБМК. .

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам ТВС (тепловыделяющих сборок), используемых преимущественно для реакторов РБМК-1000, а также ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.). .

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к конструкциям тепловыделяющих сборок водоохлаждаемых корпусных ядерных реакторов. .

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к конструкциям тепловыделяющих сборок водоохлаждаемых корпусных ядерных реакторов. .

Изобретение относится к блокам реакторных топливных элементов, в частности к конструкциям рабочих кассет реакторов типа ВВЭР-440. .

Изобретение относится к атомной технике, в частности к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок ядерного реактора. .

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к конструктивным элементам ТВС (тепловыделяющей сборки), обеспечивающим бесперебойную работу канальных ядерных реакторов большой мощности (РБМК), в частности к антидебризным фильтрам ТВС.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов типа ВВЭР, в которых твэлы не закрепляются в несущих решетках, а опираются на них. Опорная решетка-фильтр для тепловыделяющей сборки выполнена в виде перфорированной пластины 1, имеющей в плане форму шестиугольника, с круглыми отверстиями 2 и 3, предназначенными для установки направляющих каналов или несущих труб и центральной трубы, с пазами 4 для прохода теплоносителя и с опорными площадками 8 для контакта с наконечниками тепловыделяющих элементов (твэлов). Пазы 4 для прохода теплоносителя расположены в каждом треугольном секторе пластины 1 рядами, параллельными соответствующей этому сектору стороне шестиугольника, и образованы пересечением перемычек 5, перпендикулярных соответствующим сторонам шестиугольника, перемычек 6, параллельных этим сторонам, а в местах расположения круглых отверстий 2 и 3 - и перемычек 7, ограничивающих круглые отверстия 2 и 3. Каждая опорная площадка 8 расположена в месте общей короткой стенки соответствующих двух смежных пазов 4 и имеет ширину, равную суммарной ширине паза 4 и двух перемычек 5. Технический результат - снижение гидравлического сопротивления решетки путем увеличения проливного сечения за счет оптимизации формы пазов для прохода теплоносителя и опорных площадок. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. ТВС содержит дистанцирующую решетку с ободами. На каждой из решеток, на верхней кромке каждой грани обода, а также под уголками посредине между периферийными твэлами выполнены отклоняющие элементы в виде пластин, отогнутых от обода под углом 5…20° и выступающих в пространство между периферийными твэлами, а нижняя кромка обода имеет загиб на величину не более толщины стенки ячейки ДР. Технический результат - повышение эффективности выравнивания температур по поперечному сечению ТВС, повышение теплотехнической надежности решетки, а также придание ей дополнительной жесткости. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок (ТВС) для реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ), а также при изготовлении имитаторов твэлов для использования в облучательных устройствах, предназначенных для исследования работоспособности реальных твэлов. Оболочка твэла для реакторов с ТЖМТ представляет собой цельнокатаный трубчатый элемент со спирально закрученными ребрами, расположенными на наружной поверхности упомянутого элемента, выполненный из хромокремнистой стали ферритно-мартенситного класса с величиной зерна феррита не менее номера 7 по ГОСТ 5639. При этом каждое ребро имеет угол раскрытия от 22 до 40° (преимущественно, от 30 до 40°), а форма поперечного сечения ребра представляет в сечении трапецию со скругленными углами при вершине трапеции и со сглаженными углами в основании трапеции. Также раскрывается твэл, включающий данную оболочку и ТВС. Техническим результатом изобретения является улучшение эксплуатационных характеристик тепловыделяющих элементов и сборок за счет обеспечения длительной стойкости оболочки в среде ТЖМТ, такого как свинец или эвтектический сплав свинца и висмута. 3 н. и 8 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. ТВС содержит твэлы, расположенные в дистанционирующих решетках (ДР) пластинчатого типа по треугольной сетке, и несущую решетку - фильтр с пазами для протока теплоносителя, установленную в хвостовике ТВС. Пазы для протока теплоносителя ориентированы своей более широкой стороной навстречу потоку теплоносителя. На верхних кромках пластин ДР в верхней части ТВС выполнены отклоняющие или закручивающие теплоноситель пластины, расположенные локально в местах расположения наиболее теплонапряженных твэлов и выходящие за верхнюю плоскость ДР в межтвэльное пространство. Технический результат - снижение гидравлического сопротивления ТВС вследствие снижения гидравлического сопротивления несущей решетки-фильтра при сохранении ее фильтрующих свойств за счет выполнения пазов для прохода теплоносителя расширяющимися навстречу потоку теплоносителя, придание ДР свойств перемешивающей решетки (ПР) и исключение ПР, увеличивающей гидравлическое сопротивление ТВС в гораздо большей степени, чем перемешивающие элементы на ДР. 3 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к тепловыделяющей сборке (ТВС) с концентричными кольцевыми тепловыделяющими элементами (твэлами). В известном устройстве крепления концентричных кольцевых твэлов в ТВС, содержащем кольцевые твэлы и дистанционирующий элемент между ними, концентричные кольцевые твэлы снабжены наружными ребрами. Дистанционирующий элемент выполнен в виде дистанционирующей решетки, состоящей из опорных кольцевых оснований в количестве, равном числу кольцевых твэлов, соединенных радиальными перегородками. При этом на одном из торцов дистанционирующей решетки, на каждом основании в направлении твэлов установлены минимум по три пальца. В пальцах внешнего основания предусмотрены кольцевые проточки для дополнительного крепления твэл с помощью зачеканки ребра твэла в проточку. Кольцевые твэлы установлены между пальцами по прессовой посадке. Технический результат - упрощение конструкции устройства крепления кольцевых твэл. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области ядерных технологий и может быть использовано в ядерных реакторах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Тепловыделяющая сборка содержит хвостовик, головку, очехловывающую трубу и твэлы, в которой упомянутые хвостовик, головка, очехловывающая труба выполнены из материалов, имеющих плотность, большую чем у теплоносителя, и исключающих плавучесть тепловыделяющей сборки в данном теплоносителе. Объем хвостовика за исключением центрального канала прокачки теплоносителя заполнен материалом, имеющим плотность, большую чем у теплоносителя, например вольфрамом, платиной, ураном. В качестве топлива в твэлах возможно использование, например, карбидов и нитридов урана. Технический результат - исключение всплытия тепловыделяющей сборки в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе ядерных реакторов. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.
Наверх