Тепловыделяющая сборка ядерного реактора



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

 


Владельцы патента RU 2566674:

Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" (ПАО "МСЗ") (RU)

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 атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, АЭС-2006 и т.п.)

Из уровня техники известна конструкция ТВС ядерных реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М: Энергоатомиздат, 1990, рис. П. 8.1, П. 8.3 и П. 8.5, с. 317-319), которая состоит из твэлов, закрепленных в несущей решетке (HP) и соединенных между собой дистанционирующими решетками (ДР), закрепленными на центральной трубе (ЦТ). ДР состоят из трубчатых ячеек, имеющих выступы внутрь для дистанционирования твэлов. В ТВС реактора ВВЭР-1000 ДР крепятся к направляющим каналам (НК) и ЦТ, а в ТВС реактора ВВЭР-440 ДР могут крепиться к несущим трубам (НТ).

ТВС реактора ВВЭР-1000 (см. там же, рис. П. 8.2, с. 318) (см. фиг. 1) содержит твэлы 1 и направляющие каналы (НК) 8, закрепленные в HP 7 и соединенные между собой ДР 2, закрепленные на ЦТ 9 и уголках 3, прикрепленных винтами 6 к хвостовику 4. Для обеспечения загрузки-выгрузки ТВС имеет головку 5. Дополнительно ТВСА имеет антивибрационную решетку (АВР), выполненную из нержавеющей стали и соединенную с HP.

Современные конструкции ТВС ВВЭР-1000 имеют антидебризный фильтр (АДФ), а также перемешивающие решетки (ПР), которые крепятся к уголкам, НК и ЦТ, однако не касаются оболочек твэлов, а служат для улучшения перемешивания теплоносителя в пучке и интенсификации теплообмена.

ПР состоят из пластин циркониевого сплава, на которых имеются перемешивающие элементы.

Вышеописанная конструкция ТВС имеет следующие недостатки.

Применение АДФ и ПР улучшает потребительские свойства ТВС, однако с технической точки зрения они увеличивают трудоемкость изготовления и ухудшают характеристики ТВС.

Например, АДФ (см. фиг. 6), являясь довольно сложной конструкцией, имеет узкие пазы 15 для протока теплоносителя шириной ~2 мм, что представляет высокую трудоемкость изготовления вследствие большого объема механической обработки.

Установка АДФ в ТВС ВВЭР-1000 приводит к увеличению коэффициента гидравлического сопротивления (КГС) ТВС на ~2,5%, что приводит к существенному увеличению температуры теплоносителя на выходе из ТВС и не позволяет работать на 100% мощности реактора. Данный эффект был обнаружен на Хмельницкой АЭС при эксплуатации ТВСА с АДФ.

Важным свойством современных конструкций ТВС как ВВЭР-440, так и ВВЭР-1000 является такое потребительское свойство, как ремонтопригодность - возможность замены отказавшего твэла на новый или имитатор-вытеснитель. В связи с большим количеством твэлов в ТВС: 126 в ТВС реактора ВВЭР-440 и 312 в ТВС реактора ВВЭР-1000, это дает существенный экономический эффект.

Предполагалось, что такая операция может быть выполнена путем вытягивания отказавшего твэла за верхнюю заглушку. Однако исследования, проведенные в НИИАР, показали, что вероятность извлечения отказавшего твэла таким способом составляет ~50%, т.к. дефекты оболочки отказавшего твэла могут привести к его разрушению при попытке извлечения, что из-за радиационной опасности недопустимо на АЭС.

Чтобы повысить вероятность извлечения отказавшего твэла, было предложено перед вытягиванием страгивать твэл путем механического воздействия на нижнюю заглушку твэла, однако наличие АДФ ограничивает доступ снизу к заглушкам твэлов и тем самым практически исключает возможность ремонта ТВС.

Установка дополнительных ПР даже в верхней части ТВС также ухудшает гидравлическую характеристику ТВС. Даже самые лучшие конструкции ПР увеличивают КГС ТВС на 8-10%.

Аналогично АДФ, ПР это довольно сложная конструкция, которая имеет существенную трудоемкость изготовления, и обе эти конструкции повышают металлоемкость ТВС, а следовательно, ухудшают нейтронно-физические характеристики реактора.

Перечисленные недостатки частично устранены в известной конструкции ТВС ядерного реактора типа ВВЭР и РБМК (RU 2473989 С1, 27.01.2013). ТВС содержит пучок твэлов, закрепленных по треугольной сетке в концевой несущей решетке и соединенных между собой дистанционирующими решетками, закрепленными на центральной трубе. Несущая решетка выполнена в виде перфорированной пластины с круглыми отверстиями, предназначенными для установки твэлов, направляющих каналов или несущих труб и центральной трубы и с отверстиями для прохода теплоносителя в виде удлиненных пазов и установлена на хвостовике ТВС. Несущая решетка одновременно выполняет функцию антидебризного фильтра. Данная ТВС является наиболее близкой к предложенной.

Задачей настоящего изобретения является создание конструкции ТВС, имеющей улучшенную гидравлическую характеристику при сохранении антидебризных свойств.

Задача изобретения решается конструкцией тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащей твэлы, расположенные в дистанционирующих решетках пластинчатого типа по треугольной сетке, несущую решетку - фильтр с пазами для протока теплоносителя, установленную в хвостовике ТВС, отличающейся тем, что пазы для протока теплоносителя ориентированы своей более широкой стороной навстречу потоку теплоносителя, а на верхних кромках пластин дистанционирующих решеток в верхней части тепловыделяющей сборки выполнены отклоняющие или закручивающие теплоноситель пластины, расположенные локально в местах расположения наиболее теплонапряженных твэлов и выходящие за верхнюю плоскость дистанционирующих решеток в межтвэльное пространство.

Пазы для прохода теплоносителя несущей решетки предпочтительно имеют ширину 1,9…2,4 мм.

Кроме того, несущая решетка выполнена из нержавеющей стали с использованием гидроабразивной резки, а дистанционирующие решетки выполнены из циркониевого сплава с использованием газолазерной резки.

Технический результат изобретения заключается в снижении 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. Расширенные стороны пазов имеют пониженное гидравлическое сопротивление для потока теплоносителя, а узкие стороны пазов обеспечивают необходимые антидебризные свойства несущих решеток-фильтров (НРФ). Кроме того, наличие на дистанционирующих решетках (ДР) отклоняющих или закручивающих теплоноситель пластин придает ДР свойства ПР и обеспечивает перемешивание теплоносителя без использования ПР, увеличивающей гидравлическое сопротивление ТВС в гораздо большей степени, чем перемешивающие элементы на ДР.

Изобретение поясняется чертежами.

На фиг. 1 изображен внешний вид известной и предложенной ТВС реактора ВВЭР-1000.

На фиг. 2 изображена конструкция ДР(ПР) предлагаемой ТВС реактора ВВЭР-440.

На фиг. 3 изображена конструкция ДР(ПР) предлагаемой ТВС реактора ВВЭР-1000.

На фиг. 4 изображена пластина с перемешивающими элементами ДР(ПР) предлагаемой ТВС.

На фиг. 5 изображена конструкция НРФ предлагаемой ТВС реактора ВВЭР-440.

На фиг. 8 изображена конструкция НРФ предлагаемой ТВС реактора ВВЭР-1000.

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит твэлы 1 (фиг. 1) и направляющие каналы 8, закрепленные в несущей решетке 7 (HP) и соединенные между собой дистанционирующими решетками 2 (ДР), закрепленными на центральной трубе 9 (ЦТ). ДР 2 закреплены на ЦТ 9 и уголках 3, прикрепленных винтами 6 к хвостовику 4. Для обеспечения загрузки-выгрузки ТВС имеет головку 5.

ДР 2 выполнены из пластин 13 с пазами, пересекающимися по треугольной сетке с образованием шестигранных ячеек для прохода твэлов 1 и направляющих каналов 8. Аналогичные ДР описаны в RU 2518058 С1 (опуб. 10.06.14).

В данной ДР 2 предложенной ТВС можно объединить свойства ДР и ПР в верхней части ТВС. Для этого (см. фиг. 4) по верхним кромкам 17 пластин 13 дополнительно предлагается выполнить перемешивающие элементы 14 в форме отклоняющих или закручивающих теплоноситель пластин определенной формы, которые могут быть расположены локально в местах наиболее теплонапряженных твэлов, например 2-3 ряды от периферии в ТВС реактора ВВЭР-440, и выходящих за верхнюю плоскость решеток ДР 2 в межтвэльное пространство.

Использование пластинчатых ДР 2 обеспечивает высокую жесткость каркаса ТВС, что снижает формоизменение и уровень напряженно-деформированного состояния (НДС) ТВС в процессе эксплуатации за счет снижения термомеханического взаимодействия элементов ТВС.

Объединение HP и АДФ в одну конструкцию приданием HP 7 фильтрующих свойств (НРФ) по результатам гидравлических испытаний приводит к снижению коэффициента гидравлического сопротивления (КГС) входного участка ТВС на ~20% и позволит компенсировать некоторое увеличение КГС верхних ДР 2, получающееся за счет работы перемешивающих элементов 14. НРФ 7 (см. фиг. 5-6) кроме пазов 15 может иметь также отверстия 16 под твэлы, ЦТ и НК. При этом пазы для протока теплоносителя в ней образованы пересечением первых перемычек, перпендикулярных граням пластины или ее наружному контуру, вторых перемычек, перпендикулярных первым, и третьих перемычек, ограничивающих круглые отверстия, и имеют преимущественно форму вытянутых прямоугольников.

Для изготовления НРФ 7 из нержавеющей стали целесообразно использовать цифровую технологию гидроабразивной резки. При такой технологии изготовления пазы 15 для протока теплоносителя имеют небольшое расширение при ширине 1,9…2,4 мм. При этом в предлагаемой ТВС НРФ 7 устанавливается навстречу теплоносителю основанием, т.е. более широкой стороной пазов 15, что обеспечивает наименьший КГС при сохранении антидебризных свойств.

Для изготовления пластин 13 ДР 2 из циркониевого сплава целесообразно использовать современную цифровую технологию газолазерной резки, имеющую высокую производительность и точность раскроя.

Такая конструкция ТВС не будет содержать дополнительных конструктивных элементов, что приведет к существенному улучшению ее гидравлической характеристики.

Предлагаемая конструкция ТВС имеет высокую технологичность изготовления, основанную на высокотехнологичных способах изготовления: газолазерной и гидроабразивной резке, что обеспечивает существенно более низкую трудоемкость изготовления.

1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая твэлы, расположенные в дистанционирующих решетках пластинчатого типа по треугольной сетке, несущую решетку - фильтр с пазами для протока теплоносителя, установленную в хвостовике ТВС, отличающаяся тем, что пазы для протока теплоносителя ориентированы своей более широкой стороной навстречу потоку теплоносителя, а на верхних кромках пластин дистанционирующих решеток в верхней части тепловыделяющей сборки выполнены отклоняющие или закручивающие теплоноситель пластины, расположенные локально в местах расположения наиболее теплонапряженных твэлов и выходящие за верхнюю плоскость дистанционирующих решеток в межтвэльное пространство.

2. Тепловыделяющая сборка по п. 1, отличающаяся тем, что пазы для прохода теплоносителя несущей решетки имеют ширину 1,9…2,4 мм.

3. Тепловыделяющая сборка по п. 1, отличающаяся тем, что несущая решетка выполнена из нержавеющей стали с использованием гидроабразивной резки.

4. Тепловыделяющая сборка по п. 1, отличающаяся тем, что дистанционирующие решетки выполнены из циркониевого сплава с использованием газолазерной резки.



 

Похожие патенты:

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.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. ТВС содержит дистанцирующую решетку с ободами.

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.

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.

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 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