Твэл ядерного реактора



Твэл ядерного реактора
Твэл ядерного реактора
Твэл ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2524681:

Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU)

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании тепловыделяющих элементов (твэлов) для атомных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Технический результат - повышенный теплосъем в твэле ядерного реактора, что позволяет существенно повысить эксплуатационные характеристики твэлов ядерных реакторов. Твэл ядерного реактора, содержащий герметичную оболочку с размещенным в ней топливным сердечником и свободные объемы, дополнительно содержит рабочую жидкость с точками плавления и кипения, соответствующими диапазону рабочих температур на периферии у оболочки и в центре топливного сердечника, а топливный сердечник содержит ядерное топливо капиллярной структуры с сообщающейся пористостью. 6 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании тепловыделяющих элементов (твэлов) для атомных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.

Известен стержневой твэл для ядерного реактора, состоящий из трубчатой оболочки из коррозионно-стойкой стали или циркониевого сплава, герметизированной на торцах заглушками, топливного сердечника из делящегося вещества в виде гранул, таблеток, втулок (таблетки с центральным каналом), нижнего и верхнего газосборника, заполненных инертным газом гелием.

Недостаточно эффективный теплосъем при использовании гелиевого подслоя, приводящий к повышению температуры топливного сердечника и оболочки в нерегламентных ситуациях - основной недостаток такого типа твэлов, широко используемых как в нашей стране, так и за рубежом.

Известен стержневой твэл для реактора на быстрых нейтронах, состоящий из оболочки, заглушенной на торцах, топливного сердечника в виде стержней или таблеток из UPuN, UPuC, UPuZr и жидкого металла, заполняющего зазор между топливом и оболочкой, нижний и частично верхний свободные объемы [Решетников Ф.Г., Бибилашнили Ю.К., Головнин И.С. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов: в 2 кн. / Под ред. Ф.Г.Решетникова. М.: Энергоатомиздат, 1995]. Использование жидкометаллического подслоя способствует улучшению теплопередачи только на начальной стадии эксплуатации. В дальнейшем из-за свеллинга - газового распухания - зазор между топливом и оболочкой исчезает, жидкий металл вытесняется в свободные объемы и не оказывает существенного влияния на теплосъем с поверхности твэла.

Задачей заявляемого технического решения является реализация повышенного теплосъема в твэле ядерного реактора, что позволит существенно повысить эксплуатационные характеристики твэлов ядерных реакторов.

Для решения этой задачи твэл ядерного реактора, включающий герметичную оболочку с размещенным в ней топливным сердечником и свободные объемы, дополнительно содержит рабочую жидкость с точками плавления и кипения, соответствующими диапазону рабочих температур на периферии у оболочки и в центре топливного сердечника, а топливный сердечник содержит ядерное топливо капиллярной структуры с сообщающейся пористостью.

В качестве ядерного топлива используют уран, торий, плутоний в виде металла, сплава или химического соединения, выбранного из ряда: интерметаллид, оксид, нитрид, карбид, в таблетках с центральным каналом и аксиальными проточками на внешней поверхности для создания капиллярной структуры.

В качестве рабочей жидкости используют щелочные металлы, а также серебро, кальций, сурьму, стронций, барий, таллий, индий, свинец, висмут или их сплавы.

Внутренняя поверхность верхнего свободного объема твэла содержит капиллярную структуру в виде экрана, сетки, пористого тела и т.п.

Оболочка твэла может быть выполнена полностью из коррозионно-стойкой аустенитной или ферритно-мартенситной стали, или составной: в районе верхнего свободного объема - из аустенитной, а на участке нижнего свободного объема и топливного сердечника - из ферритно-мартенситного стали.

Твэл содержит фильтры-сорбенты холодной и горячей очистки, размещенные в его нижнем и верхнем свободных объемах, соответственно.

Изготовление твэла, в котором сердечник из ядерного топлива (уран, плутоний в виде металла, сплава или химического соединения) выполнен с системой сообщающейся пористости (гранулят, таблетки с центральным каналом и зазором как между таблетками, так и у оболочки), а нижний свободный объем, пористый сердечник и часть верхнего свободного объема заполнены жидким металлом, например натрием, позволяет достичь поставленной цели, а именно реализовать эффективный теплосъем по механизму замкнутой тепловой трубы при его эксплуатации в вертикальном положении в активной зоне ядерного реактора.

В высокотемпературной части топливного сердечника натрий превращается в пар (Tкип.Na=880°С), перемещается по центральному каналу (или порам в грануляте) в верхний газосборник (Тгаз.=600-700°С), конденсируется на стенках его оболочки и под действием гравитации (и капиллярных сил) стекает по зазору в нижнюю часть сердечника, после чего процесс повторяется.

Для регулирования температуры в твэле с теплосъемом по механизму тепловой трубы используют гофрирование или оребрение оболочки верхнего свободного объема, а также добавление к рабочей жидкости неконденсирующегося газа. Газ вытесняется потоком пара в зону конденсации, где устанавливается относительно резкая граница раздела, выше которой теплоотвод практически отсутствует. Таким образом, перемещая границу раздела, варьируя порции вносимого газа, можно изменять поверхность теплопередачи в верхнем свободном объеме, а следовательно, регулировать температуру топлива в твэле.

Реализация эффективного теплосъема с твэлов способствует:

- повышению безопасности ядерного реактора из-за уменьшения теплосодержания в его активной зоне;

- улучшению совместимости топлива с оболочкой из коррозионно-стойкой стали и циркониевого сплава;

- снижению вакансионного распухания оболочек из аустенитных хромоникелевых сталей из-за существенного уменьшения их рабочей температуры в области максимального флюенса нейтронов;

- созданию условий для применения в качестве материала оболочек активной части твэла слабо распухающих ферритно-мартенситных сталей (материал оболочки верхнего газосборника - аустенитная хромоникелевая сталь, например ЧС-68).

На фиг.1 изображен продольный разрез твэла реактора на быстрых

нейтронах, где:

1 - защитная оболочка активной части твэла;

2 - оболочка верхнего газосборника твэла;

3 - переходник;

4 - верхняя заглушка;

5 - нижняя заглушка;

6 - топливный сердечник с системой сообщающейся пористости;

7 - нижний объем, свободный от топлива;

8 - верхний свободный объем, предназначенный для сбора газообразных продуктов деления;

9 - пористая пробка, фиксирующая топливный сердечник;

10 - рабочее вещество - жидкий металл, заполняющий нижний свободный объем, топливный сердечник с системой сообщающейся пористости и частично верхний свободный объем;

11 - фильтры-сорбенты для очистки рабочего вещества от примесей;

12 - направление потока рабочей жидкости.

Фиг.2 демонстрирует виды капиллярных структур: 13 - материал стенки, 14 - многослойная сетка или пористое тело, 15 - пористый экран.

На фиг.3 представлены макро- (а) и микроструктура (б) шлифов экспериментальных твэлов с гелиевым (1) и натриевым (2) заполнением (центр A3).

Тепловыделяющий элемент для ядерного реактора содержит оболочку 1, герметизированную с торцов верхней 2 и нижней 3 заглушками, во внутренней полости которой размещены топливный сердечник 4 с сообщающейся пористостью, нижний 5 и верхний 6 свободные от топлива объемы. Топливный столб фиксируется пористой пробкой 7, приваренной точечной сваркой к оболочке. Рабочим веществом - жидким металлом 8 заполнен нижний свободный объем, топливный сердечник и часть верхнего свободного объема. Верхний и нижний свободные объемы содержат фильтры-сорбенты 9, например, на основе металлической стружки, цеолита, активированного угля, очищающие рабочее вещество от примесей по механизму «холодной ловушки» и химической «горячей очистки».

На фиг.3 представлены результаты металлокерамографических исследований двух соседних твэлов с гранулированным оксидным топливом (эффективная плотность 8,84 г/см3, О/М=2,001-2,003) и оболочкой из стали аустенитного класса 0Х16Н15М3Б (сечение трубы 6,0×0,3 мм) с гелиевым и натриевым заполнением. Твэлы облучались в составе экспериментальной ТВС реактора БОР-60 при максимальной удельной тепловой нагрузке 420 Вт/см.

В отличие от твэла с гелиевым подслоем (фиг.3а, 1) в твэле с натриевым заполнением не произошло переформирование исходной структуры гранулированного топлива, зона столбчатых зерен и центральная полость не образовались. Это свидетельствует о том, что теплосъем по механизму тепловой трубы снизил температуру центра топлива с больше чем 2200°С до меньше чем 1600°С.

В твэле с натриевым заполнением отсутствовали признаки взаимодействия топлива с оболочкой. В твэлах с гелиевым подслоем коррозия стали со стороны топлива была значительной. Несколько твэлов с гелиевым заполнением в ЭТВС вышли из строя из-за появления сквозных дефектов оболочки коррозионного происхождения. Профилометрические исследования показали меньшую в ~3 раза величину вакансионного распухания оболочки твэла с натриевым заполнением по сравнению с твэлами с гелиевым подслоем.

Снижение температуры открывает заманчивую перспективу применения в качестве материала оболочки активной части твэла слабораспухающей ферритно-мартенситной стали, в настоящее время не используемой из-за ее невысокой длительной прочности при температурах, реализуемых в энергетическом реакторе на быстрых нейтронах БН-600.

1. Твэл ядерного реактора, включающий герметичную оболочку с размещенным в ней топливным сердечником, верхний и нижний свободные объемы, отличающийся тем, что дополнительно содержит рабочее вещество, находящееся при эксплуатации в двухфазном состоянии: жидком у оболочки и парообразном в центре топливного сердечника, выполненного с сообщающейся пористостью, позволяющее реализовать эффективный теплосъем по механизму замкнутой тепловой трубы

2. Твэл по п.1, отличающийся тем, что в качестве ядерного топлива используют уран, уран с плутонием или торий с ураном в виде металла, сплава или химического соединения, выбранного из ряда: нитрид, карбид, оксид.

3. Твэл по п.1, отличающийся тем, что в качестве рабочего вещества используют серебро, кальций, сурьму, стронций, барий, таллий, индий, щелочные металлы, свинец, висмут или их сплавы.

4. Твэл по п.1, отличающийся тем, что в качестве топливного сердечника капиллярной структуры используют таблетки с центральным каналом и аксиальными (вертикальными) проточками на внешней поверхности или гранулят.

5. Твэл по п.1, отличающийся тем, что внутренняя поверхность его верхнего свободного объема содержит капиллярную структуру в виде экрана, сетки или пористого тела.

6. Твэл по п.1, отличающийся тем, что его оболочка выполнена составной: из ферритно-мартенситной и аустенитной коррозионно-стойких сталей на участке топливного сердечника и в районе верхнего свободного объема соответственно или цельной - полностью из каждой из этих сталей.

7. Твэл по п.1, отличающийся тем, что его нижний свободный объем содержит фильтры-сорбенты на основе металлической стружки, цеолита или активированного угля, очищающие рабочее вещество от примесей по механизму «холодной ловушки» и химической «горячей очистки».



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к конструктивным элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. Дистанционирующая решетка (ДР) содержит группы взаимно пересекающихся параллельных пластин, расположенных в один ярус и образующих шестиугольные ячейки для размещения твэлов, расположенные по правильной треугольной сетке, и треугольные ячейки, расположенные между шестиугольными.

Изобретение относится к атомной технике. Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем размещен в ячейках дистанционирующих решеток.

Изобретение относится к способу приготовления оксалатов актиноидов. Способ включает осаждение одного актиноида или соосаждение большего числа актиноидов в форме частиц оксалата в псевдоожиженном слое приведением в контакт водного раствора, содержащего актиноид или актиноиды, с водным раствором щавелевой кислоты или соли щавелевой кислоты и сбор частиц оксалата.
Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к изготовлению таблетированного топлива из диоксида урана для тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к технологии изготовления таблеток ядерного топлива из порошков на основе оксидов ядерных делящихся материалов, в частности к изготовлению таблеток с минимальными припусками на шлифование или в размер.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2, получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способу снаряжения фольгой оболочки тепловыделяющего элемента и устройству для его осуществления, и может быть использовано в процессе изготовления твэлов.

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов. .

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов ядерного реактора. Устройство снаряжения фольгой оболочек твэлов содержит фольгу, валики прокатки фольги, пуансон, штангу с цилиндром, диаметр которого равен диаметру таблетки делящегося материала, губки, охватывающие цилиндр перед заслонкой. Заслонка выполнена подпружиненной в направляющих из двух отрезков труб с ограничивающими щелями ее перемещения, причем направляющие установлены у торца оболочки твэла, размещенной в ложементе. На плоскости заслонки выполнены выступы, формирующие радиальную отбортовку фольги у торца цилиндра. Технический результат - повышение качества радиальной отбортовки на фольге. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. Совокупность активной зоны, отражателя и бланкета представляет собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. Это позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора, подвергающейся интенсивному нейтронному облучению, конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах. 4 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Группа изобретений относится к вентилируемым тепловыделяющим элементам ядерного реактора. Способ предусматривает использование тепловыделяющей сборки с кожухом, выполненным с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления. Способ включает использование подузла управления текучей средой, который соединен с кожухом и выполнен с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива. Кроме того, с помощью подузла управления текучей средой осуществляют циркуляцию отводящей тепло текучей среды через пористую массу ядерного топлива для удаления тепла, произведенного массой ядерного топлива. Технический результат - возможность управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 213 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющих сборок (ТВС), используемых, преимущественно, для реакторов РБМК-1000, а также ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Конструкция крепления твэлов в несущей концевой (опорной) решетке (HP) имеет цилиндрическую часть из циркониевого сплава Э110. Фиксация твэла в HP производится путем замятия полого конца наконечника одновременно в трех или более местах по периметру на определенную величину, при этом описанный диаметр наконечника увеличивается до величины, необходимой для удержания твэла в HP. Поверхность посадочного отверстия HP выполнена ступенчатой с длиной ступени большего диаметра, равной 0…0,5 толщины несущей решетки, причем поверхность с большим диаметром может быть конической, а в торце наконечника твэла выполнено отверстие, соосное с его наружной поверхностью, глубиной не более толщины несущей решетки. При этом в 3…4 местах эта часть наконечника одинаково деформирована таким образом, что наружная поверхность наконечника выходит за пределы меньшего диаметра посадочного отверстия. Технический результат - высокая надежность фиксации наконечника твэла в HP за счет отсутствия зазоров в осевом и радиальном направлениях и исключения вращения твэла вокруг продольной оси. 8 ил.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора на бегущей волне. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе. Тепловыделяющая сборка содержит кожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления. Подузел управления текучей средой соединен с кожухом и выполнен с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива. Кроме того, подузел управления текучей средой выполнен с возможностью циркуляции отводящей тепло текучей среды через пористую массу ядерного топлива для удаления тепла, произведенного массой ядерного топлива. Технический результат - обеспечение глубокого выгорания топлива и длительной кампании. 35 з.п. ф-лы, 213 ил.
Изобретение относится к способу получения диоксида урана в виде зерен сферической и неправильной формы. Способ включает растворение при интенсивном перемешивании оксида урана UO3 или UO2(NO3)2×6H2O в органической кислоте, предпочтительно в аскорбиновой кислоте, обработку полученного аскорбиново-гидрокси-уранового золя и термообработку полученного геля при температуре 550°C и скорости нагрева 5°C/мин в воздушной среде до образования U3O8, после чего полученный оксид восстанавливают в атмосфере водорода и/или аргона, предпочтительно в атмосфере водорода, при температуре 1100°C до образования диоксида урана в виде зерен сферической или неправильной формы. Изобретение обеспечивает упрощение процесса и сокращение времени получения диоксида урана, а также снижение расходов. 5 н.п. ф-лы, 5 пр.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР-440. Чехол ТВС соединяется с хвостовиком с помощью 6-ти специальных винтов, имеющих коническую форму головки снизу. На гранях посадочного места концевой детали в средней части вокруг каждого из отверстий под крепежные винты выполнены углубления, поверхность которых совпадает с деформированной формой поверхности чехла при нагружении радиальными силами по контуру отверстий или близка к ней. Углубления имеют ширину меньше, чем ширина грани чехла. Технический результат - обеспечение соосности чехла и концевой детали (например, хвостовика) в сборе. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.
Изобретение относится к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива. В заявленном способе раствор нитратов металлов (0,3-5 моль/л HNO3) смешивают с раствором восстановителя и/или комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов (>400°С). Количество комплексонов выбирается исходя из условий полного замещения нитрат-иона в координационной сфере металлов. В ряде случаев предварительное смешивание растворов нежелательно из-за сильного газовыделения и/или выпадения осадков. В таких случаях раствор нитратов металлов и раствор реагентов подают в форсунку аппарата раздельно, где они смешиваются до распыления. Для получения оксидов актинидов в низковалентном состоянии и твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана в качестве среды в аппарате аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси. Техническим результатом является возможность получения оксидов металлов из нитратных растворов в одну стадию, в том числе получения твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана без применения водорода, а также увеличение безопасности и упрощение способа получения оксидов металлов, в том числе и смешанных оксидов актинидов. 6 з. п. ф-лы.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) Тепловыделяющий элемент содержит топливные таблетки 1, заключенные в трубчатую оболочку 2 и подпираемые с двух концов фиксирующими и компенсирующими пружинами. Топливные таблетки 1 в трубчатой оболочке 2 с двух сторон герметизированы пробками, в трубчатой оболочке выполнены микроканалы 3, имеющие входы 4 и выходы 5 для теплоносителя, причем по оси выхода микроканала 3 расположена косая перегородка 6, которая отражает в сторону паровой выброс 7 из микроканала 3, вход микроканала 3 имеет срез, перпендикулярный интегральному вектору скорости потока 8 теплоносителя. Технический результат - улучшение теплоотдачи с поверхности твэлов при минимальном увеличении гидравлического сопротивления, характерного для гладкой поверхности твэлов. 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), предполагающих наличие в своем составе устройств и средств для интенсификации теплообмена с поверхности твэла, и может быть использовано, в частности, в действующих реакторах водо-водяного типа с тепловой мощностью более 2600 МВт (например, ВВЭР-1000) или в реакторах с аналогичными особенностями в конструкции твэлов. Технический результат - повышение теплоотдачи с поверхности твэлов при минимальном увеличении гидравлического сопротивления, характерного для гладкой поверхности твэлов. Для целей перемешивания и турбулизации потока теплоносителя интенсификатор теплоотдачи выполнен в виде спиральной навивки металлической ленты на внешнюю поверхность стержневого тепловыделяющего элемента. При этом металлическая лента закручена относительно собственной продольной оси. 2 ил.
Наверх