Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора



Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора
Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора
Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора
Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора
Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2588609:

Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" (RU)

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к сборке стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), и может быть использовано в ядерных реакторах разного типа. Пружинный фиксатор топливного столба, располагаемый в компенсационном объеме твэла, имеет последовательно расположенные от торца топливного столба компенсирующую, буферную и фиксирующую группы витков. Фиксатор устанавливается в оболочку твэла цилиндрическим трехступенчатым штоком, имеющим длину ступени наименьшего диаметра, обеспечивающую требуемое усилие поджатия топливного столба, а общую длину ступеней с наименьшим и средним диаметрами менее длины компенсационного объема на 1,5…2,0 диаметра твэла. Перемещение штока продолжается до упора компенсирующей части фиксатора в топливный столб и сжатия ее до момента касания штоком торца топливного столба. Далее шток извлекается из твэла, а открытый торец оболочки герметизируется с помощью заглушки. Технический результат - уменьшение разброса и длины пружинного фиксатора топливного столба после установки, что обеспечивает возможность увеличения загрузки топлива в твэл, повышения его энерговыработки. 8 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к процессу сборки стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), предполагающих наличие в своем составе пружинных фиксаторов для фиксации ядерного топлива в виде таблеток, при транспортно-технологических операциях в процессе изготовления ТВС, перевозки их на АЭС, установки в реактор и пр., и может быть использовано как в ядерных реакторах с водой под давлением, например ВВЭР-440, ВВЭР-1000, АЭС-2006, так и в кипящих, например РБМК-1000, а также реакторах на быстрых нейтронах типа БН, БРЕСТ и др.

Конструкция стержневого твэла (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990., рис. П 8.6., стр. 319) содержит оболочку 1 в виде трубы, топливный столб 2 в виде таблеток 3 и таблетки-бланкета (при наличии) 4, две заглушки 5 для герметизации твэла и пружинного фиксатора 6 для фиксации таблеток от осевого перемещения, располагаемого в компенсационном объеме 7 (см. фиг. 1).

Пружинные фиксаторы топливного столба в отечественных стержневых твэлах (см патент RU 2150151 С1 опубл. 27.05.2000) изготавливаются из сплава ЭК 173-ИД или нержавеющей стали 12Х18Н10Т и содержат фиксирующую 8, буферную 9 и компенсирующую 10 группы витков (см. фиг. 2).

Сборка стержневого твэла содержит следующие операции: подготовка оболочки в виде трубы, герметизация ее с одного торца с помощью первой заглушки, загрузка оболочки топливом в виде таблеток, фиксация топлива от осевого перемещения посредством установки пружинного фиксатора и герметизация оболочки с помощью второй заглушки.

Установка фиксатора должна производится таким образом, чтобы при вставке фиксатора с контролируемым поджатием компенсирующей группы максимальное усилие поджатия топливного столба не превышало 150 H из условия прочности топливных таблеток, а остаточное усилие поджатия топливного столба после извлечения штока было не менее 1,2 от веса топливного столба, что обеспечивает сохранность топливных таблеток при транспортно-технологических операциях.

При существующем способе сборки стержневого твэла на примере твэла реактора ВВЭР-440 (см. патент RU 2389088 C1 опубл. 10.05.2010) фиксатор из проволоки диаметром 0,91 мм, имеющий наружный диаметр фиксирующей группы 8,2 мм, наружный диаметр буферной группы 6,5 мм и наружный диаметр компенсирующей группы 7,25 мм, с помощью двухступенчатого штока 11, упирающегося уступом на стыке ступеней в буферную группу витков, втягивает фиксирующую группу витков в оболочку твэла с натягом (см. фиг. 7) до момента упора конца штока в торец топливного столба.

Шток 11 представляет собой двухступенчатый цилиндрический стержень с определенной длиной и диаметром ступеней 13, 14 (см. фиг. 5). Кроме этих ступеней шток может иметь промежуточную часть и рукоятку.

Существенным недостатком известного способа установки фиксатора является неконтролируемое растяжение фиксирующей части фиксатора при втягивании в оболочку.

Из приведенной рентгенограммы (см. фиг. 3) видно, что после установки фиксаторов известным способом имеет место существенный разброс длины фиксирующей части, а также неравномерность ее растяжения по виткам.

Проведенные эксперименты показали, что в силу технологических допусков на диаметр и шаг фиксирующей части, а также качества обработки ее торца и состояния внутренней поверхности оболочки твэла, разброс длины фиксирующей части после ее установки может достигать 7-10 мм.

При этом в твэле ТВС ВВЭР-440 при ограниченной длине компенсационного объема крайние витки фиксирующей части фиксатора из нержавеющей стали приближаются к сварному соединению верхней заглушки и оболочки твэла, что приводит в силу краевого эффекта к повышению уровня НДС этого соединения и снижению его надежности. Принятое при проектировании фиксаторов расстояние фиксирующей части его до заглушки по условиям прочности не должно быть меньше 5 мм.

Для надежного контроля внутритвэльной среды существующими методами в условиях серийного производства твэлов на автоматизированных линиях это расстояние должно быть не менее 15-20 мм для твэлов ВВЭР-440, т.е. 1,5…2,0 диаметров твэла. Уменьшение расстояния между заглушкой и фиксатором меньше указанного значения может привести к перебраковке твэлов при контроле.

Аналогичная проблема имеет место в твэлах зоны воспроизводства реактора БН-600, где компенсационный объем составляет всего 45 мм.

Более того уменьшение разброса длины фиксирующей части и длины фиксатора после установки в твэл позволяет увеличить длину топливного столба, а следовательно, загрузку и энерговыработку твэлов.

Задачей изобретения является разработка способа установки фиксатора в стержневые твэлы, обеспечивающего возможность увеличения загрузки топлива в твэл, повышение его энерговыработки и надежности.

Задача решается тем, что пружинный фиксатор топливного столба твэлов ТВС, выполненный в виде цилиндрической пружины, имеющей последовательно расположенные от топливного столба компенсирующую, буферную и фиксирующую группу витков, устанавливается в оболочку твэла цилиндрическим трехступенчатым штоком, имеющим длину ступени наименьшего диаметра, обеспечивающую требуемое усилие поджатая топливного столба, а общую длину ступеней с наименьшим и средним диаметрами не более длины компенсационного объема с резервом 5…10 мм, ориентированным тонким концом и перемещающимся в осевом направлении к торцу топливного столба, упирающимся первоначально уступом на стыке частей наименьшего и среднего диаметров в буферную группу витков и втягивающим фиксирующую часть в оболочку твэла с натягом, в процессе чего шток в определенный момент упирается уступом на стыке частей среднего и наибольшего диаметров в торец фиксирующей части фиксатора, при этом перемещение штока продолжается до упора компенсирующей части фиксатора в топливный столб и сжатия ее до момента касания штоком торца топливного столба (см. фиг. 8), после чего шток перемещением в противоположном направлении извлекается из твэла.

На фиг. 6 приведена конструкция предлагаемого штока 12 для установки фиксатора, а на фиг. 8 - схема его работы при установке. Предлагаемый шток имеет форму трехступенчатого цилиндра. Для обеспечения его работоспособности наименьший диаметр 13 штока должен быть меньше минимального внутреннего диаметра буферной части фиксатора, диаметр средней ступени 14 должен быть меньше минимального внутреннего диаметра фиксирующей части после установки в оболочку твэла, а наибольший диаметр 15 штока должен быть меньше минимального внутреннего диаметра оболочки твэла.

На фиг. 4 приведена рентгенограмма фиксаторов послу установки предлагаемым способом. Видна стабильность размеров фиксаторов и равномерность деформации витков всех частей, а также его меньшая длина после установки трехступенчатым штоком.

Указанное изменение способа сборки стержневого твэла с пружинным фиксатором позволяет достичь технический результат - уменьшение разброса и длины пружинного фиксатора топливного столба после установки, что обеспечивает возможность увеличения загрузки топлива в твэл, повышения его энерговыработки и надежности.

На фиг. 3 приведена рентгенограмма установленных фиксаторов твэлов, собранных известным способом.

На фиг. 4 приведена рентгенограмма установленных фиксаторов твэлов, собранных предлагаемым способом.

На фиг. 5 изображен известный шток.

На фиг. 6 изображен предлагаемый шток.

На фиг. 7 изображен момент упора известного штока в таблетку при сборке твэла.

На фиг. 8 изображен момент упора предлагаемого штока в таблетку при сборке твэла.

Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора, включающий подготовку оболочки в виде трубы, герметизацию ее с одного торца с помощью первой заглушки, загрузку оболочки топливом в виде таблеток, фиксацию топлива от осевого перемещения с помощью пружинного фиксатора, располагаемого в компенсационном объеме твэла и имеющего последовательно расположенные от торца топливного столба компенсирующую, буферную и фиксирующую группы витков, отличающийся тем, что фиксатор устанавливается в оболочку твэла цилиндрическим трехступенчатым штоком, имеющим длину ступени наименьшего диаметра, обеспечивающую требуемое усилие поджатия топливного столба, а общую длину ступеней с наименьшим и средним диаметрами менее длины компенсационного объема на 1,5…2,0 диаметра твэла, ориентированным тонким концом и перемещающимся в осевом направлении к торцу топливного столба, упирающимся первоначально уступом на стыке частей наименьшего и среднего диаметров в буферную группу витков и втягивающим фиксирующую часть в оболочку твэла с натягом, в процессе чего шток в определенный момент упирается уступом на стыке частей среднего и наибольшего диаметров в торец фиксирующей части фиксатора, при этом перемещение штока продолжается до упора компенсирующей части фиксатора в топливный столб и сжатия ее до момента касания штоком торца топливного столба, после чего шток перемещением в противоположном направлении извлекается из твэла, а открытый торец оболочки герметизируется с помощью второй заглушки.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора содержит оболочку, компенсационный объем, сердечник из таблеток делящегося материала, ограниченный торцами отражателей.

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 тепловыделяющим элементам (ТВЭЛам) ядерного реактора. ТВЭЛ содержит металлическое топливо в виде частиц, по меньшей мере, одного обогащенного сплава, причем частицы спрессованы в топливную загрузку.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне, в частности к способам управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции и материалам тепловыделяющих элементов (твэлов), используемых для формирования активных зон высокоэнергонапряженных исследовательских реакторов.
Изобретение относится к композиционному топливному модельному материалу, состоящему из инертной к облучению матрицы и частиц материала, моделирующего ядерный делящийся материал (младшие актиниды).

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления оксидного ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и может быть использовано для изготовления таблетированного ядерного топлива на основе диоксида урана для АЭС.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к активным зонам ядерного реактора с бегущей (дефлаграционной) волной деления ядер и их внутренним устройствам.

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора. Изготовление твэла ядерного реактора осуществляют в два этапа.

Изобретение относится к атомной промышленности и гидрометаллургии и может быть использовано, например, для получения уран-графитовых тепловыделяющих элементов (твэл) или композиционных высокотемпературных материалов методом пропитки пористых материалов (графит, металлы, оксиды металлов и т.п.) растворами солей и последующей термообработки.

Устройство относится к изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора. Устройство снаряжения фольгой оболочки твэла содержит валики, ложемент, штангу с цилиндром, губки и узел формирования отбортовки на фольге.

Изобретение относится к технологии изготовления тепловыделяющих элементов для высокотемпературных ядерных реакторов. Способ включает изготовление матрицы на основе пластин(2) из углеродных материалов, в которых выполнены посадочные места с заложенными в них микротвэлами (1) с защитными покрытиями.

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих сборок ядерного реактора (ТВС), в частности к дистанционированию тепловыделяющих элементов (твэлов). Способ дистанционирования твэлов в рабочей сборке ядерного реактора включает следующие операции: проволоку различного поперечного сечения навивают в спираль виток к витку, растягивают до требуемого диаметра, отжигают, рассекают на отрезки штатной длины, а отрезки спирали размещают между смежными твэлами внешнего и внутренних рядов рабочей сборки.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам изготовления газонаполненных тепловыделяющих элементов (твэлов) с топливными сердечниками из нитрида или карбонитрида урана.
Изобретение относится к способам прессования заготовок керметных стержней тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Заготовки, заплавленные силикатом натрия в цилиндрическом контейнере, выполненном из стали с содержанием углерода (0,1-0,35) мас.%, после образования на поверхности контейнера слоя окалины подвергаются изостатическому прессованию.
Изобретение относится к технологиям изготовления топливных стержней, предназначенных для снаряжения сердечников керметных тепловыделяющих элементов ядерных реакторов.
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в технологии производства спеченных керамических топливных таблеток с выгорающим поглотителем для ядерных реакторов.

Контейнер предназначен для размещения в нем заготовок стержней сердечников твэлов при горячем изостатическом прессовании и может быть использован при изготовлении твэлов ядерных реакторов различного назначения.

Изобретение относится к атомной энергетике. Твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах имеет оболочку, выполненную из дистанционированной и гладкой частей, которые соединены через нижний отражатель. Сердечник из таблеток делящегося материала перекрыт фольгой из тугоплавого материала, например из молибдена, а верхний отражтель составляет единую сборочную единицу с шайбой из тугоплавкого материала. В качестве дистанционатора применены ребра или проволока, опоясывающие по спирали наружную поверхность части оболочки твэла. Технический результат - снижение гидравлического сопротивления твэла. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх