ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2009 года по МПК G21C3/02 G21C3/58 

Описание патента на изобретение RU2347289C1

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в производстве твэлов ядерных реакторов, преимущественно водо-водяных.

Известен твэл ядерного реактора контейнерного типа, в котором сердечник выполнен в виде спеченных гранул оксидного топлива, загруженных в оболочку твэла с виброуплотнением [А.Г.Самойлов, B.C.Волков, М.И.Солонин "Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов". - М.: Энергоатомиздат, 1996 г, с 113, 129-137]. Реакторные испытания показывают, что энерговыработка таких твэлов близка к энерговыработке твэлов с традиционным таблетированным оксидным топливом в одинаковых условиях эксплуатации. Происходит перестройка структуры виброуплотненного сердечника, которая приближается к структуре облученного таблеточного оксидного топлива. Однако оба типа твэлов не обеспечивают требуемую надежность работы реактора при высоких выгораниях, в переходных режимах и режимах маневрирования мощностью, которые в настоящее время становятся все более необходимыми для работы водоводяных ядерных энергетических установок, в частности для плавучих АЭС и атомных ледоколов.

Известно, что в современных реакторах типа ВВЭР, которые в ближайшие 30-50 лет составят основу ядерной энергетики, в случае применения твэлов контейнерного типа, состоящих из оболочки с торцевыми заглушками и сердечника в виде таблеток или гранул из смешанного уран-плутониевого топлива, количество накопившегося плутония не сократится, а лишь уменьшится скорость его накопления. Поэтому с целью сокращения накопившегося плутония интенсивно ведутся работы по замене урановой матрицы в смешанном топливе на инертную, не дающую воспроизводства новых делящихся нуклидов, в твэлах контейнерного типа с сердечником в виде таблеток или гранул. Однако применение таких твэлов для плавучих АЭС ограничено требованиями безопасности и нераспространения ядерных материалов.

Известен твэл, включающий оболочку с торцевыми заглушками, в котором часть ядерного топлива заключена в одну или несколько герметичных ампул различной геометрической формы [Патент РФ N2124767, G21C 3/62]. В остальной части сердечника твэла размещено дополнительное ядерное топливо и воспроизводящие нуклиды. Пустоты, образованные ампулами и ядерным топливом внутри оболочки твэла, заполнены контактным материалом для обеспечения теплоотвода от ампул и ядерного топлива сердечника. Конструктивно ампулы могут быть выполнены в виде шаров, дисков, колец, многогранных или фигурных пластин, прямых или скрученных относительно продольной оси или навитых в виде различных спиралей или стержней с круглым, овальным, треугольным, многогранным и другим поперечным сечением, в том числе с ребрами для самодистанционирования. Однако этот твэл имеет сложную конструкцию, а технология его получения малопригодна для массового производства топлива для АЭС малой мощности. Кроме того, твэл не обеспечивает достижения требуемого энерговыделения при заданной величине обогащения урана.

Известен твэл, состоящий из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника с частицами ядерного топлива, имеющего массовую долю делящихся нуклидов от 20 до 100%, и контактным материалом, который при рабочих условиях находится в твердом или жидком состоянии, внутри оболочки соосно с ней на всю длину активной части твэла размещен вытеснитель из конструкционного материала, который может содержать выгорающий поглотитель, выполненный в виде стержня. Вытеснитель имеет постоянную или переменную по длине активной части твэла площадь поперечного сечения, составляющую от 30 до 80% площади поперечного сечения, ограниченной внутренним периметром оболочки твэла, а между оболочкой и вытеснителем помещены частицы ядерного топлива в виде крупки или гранул с пористостью от 2 до 30% и контактный материал [Патент РФ №2170956, G21С 3/20, 3/62].

Вытеснитель выполнен в виде различных геометрических форм с круглым, овальным, ленточным, трех- или более многогранным, трех- или более лопастным поперечным сечением, прямым или скрученным с постоянным или переменным шагом относительно продольной оси, монолитным или полым для сбора газообразных осколков деления или для компенсации объемных изменений топливной композиции от накапливаемых в ней осколков деления, или заполнен материалом, содержащим воспроизводящее ядерное топливо, и/или выгорающий поглотитель, и/или замедлитель нейтронов.

Однако этот твэл имеет сложную конструкцию, а технология его изготовления малопригодна для массового производства топлива для АЭС малой мощности. Кроме того, конструктивное выполнение твэла не обеспечивает достижение требуемого энерговыделения при заданной величине обогащения урана, которая ограничена для энергетических реакторов величиной 20 мас.%.

Технической задачей настоящего изобретения является создание твэла, в котором были бы устранены недостатки твэла-прототипа и для изготовления которого можно было бы использовать ядерное топливо с массовой долей делящихся нуклидов не выше 20 мас.% и обеспечение требуемого максимального выгорания в твэле на уровне 150 МВт/сутки кг урана.

Для решения поставленной задачи в заявляемом твэле, включающем оболочку с торцевыми заглушками, сердечник в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, компенсатор, размещенный внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, компенсатор выполнен с площадью поперечного сечения в диапазоне от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул из диоксида урана размером от 0,2 до 1,0 мм и пористостью от 3 до 6%, причем плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см3.

В частном случае общая масса урана в твэле задана в пределах от 100 до 210 г.

В другом частном случае поперечное сечение компенсатора выполнено в виде креста с двумя осями симметрии, который имеет скругленные ребра и впадины.

Новый технический результат, достигаемый изобретением, состоит в обеспечении требуемого энерговыделения при обеспечении заданных показателей надежности твэла в активных зонах АЭС малой мощности. Этот результат достигается найденным оптимальным сочетанием основных конструктивных параметров твэла, которые приведены выше.

Предлагаемая конструкция позволяет при использовании известных материалов матриц за счет оптимального сочетания размеров оболочки и компенсатора и плотности урана обеспечить температуру сердечника не выше 600°С. Снижение температуры сердечника твэла позволяет использовать частицы ядерного топлива с фиксированной пористостью, что совместно с изменением объема компенсатора снижает объемные изменения сердечника твэла при накоплении в нем осколков деления.

Для изготовления оболочки, заглушек и компенсатора используются сплавы на основе циркония. Также могут быть использованы сплавы на основе никеля, хрома или нержавеющие стали. Для получения матрицы могут быть использованы сплавы алюминия, магния или кальция, которые при рабочих условиях находятся в твердом состоянии.

Изобретение поясняется чертежами фиг.1 и фиг.2, на которых представлен общий вид твэла.

На фиг.1 приведен продольный, а на фиг.2 - поперечный разрезы заявляемого твэла. Твэл состоит из цилиндрической оболочки 1, нижней 2 и верхней 3 заглушек, внутри оболочки размещен компенсатор 4, выполненный в виде полого герметичного трубчатого стержня. Дистанционирование и фиксация положения компенсатора 4 относительно оболочки 1 осуществляется с помощью проволоки 5 спиральной формы, которая навита на компенсатор 4 по спирали. В пространстве между оболочкой 1 и компенсатором 4 находится сердечник, который представляет собой гранулы ядерного топлива 6, распределенные в матрице 7. Ядерное топливо представляет собой гранулы диоксида урана 6 размером от 0,2 до 1,0 мм и с пористостью от 3 до 6% объема. Такие размеры и пористость гранул позволяют снизить объемные изменения топливной композиции при высоких значениях энерговыработки твэла, а также получить усредненную плотность урана в сердечнике в диапазоне от 5,5 до 6,5 г/см3. Компенсатор 4 позволяет минимизировать влияние объемных изменений топливной композиции от накапливаемых осколков деления в широких пределах и компенсировать объемные изменения твэла при высоких значениях его энерговыработки.

На фиг.2 приведен поперечный разрез твэла, состоящего из цилиндрической оболочки 1, внутри которой соосно с ней размещен полый цилиндрический компенсатор 4. Компенсатор фиксируется в оболочке с помощью дистанционирующей детали, выполненной в виде проволоки спиральной формы 5. Между оболочкой 1 и компенсатором 4 находится сердечник ядерного топлива. Компенсатор 4 и дистанционирующая проволока 5 могут быть изготовлены из того же конструкционного материала, что оболочка и заглушки твэла, например, из сплавов циркония. Материал матрицы 7 может быть выполнен из сплавов магния или сплавов алюминия.

Ниже описан пример конкретного исполнения твэла, представленного на фиг.1 и на фиг.2, с указанием основных размеров и используемых материалов.

Оболочка 1 выполнена из циркониевого сплава Э110 с наружным диаметром 6,8 мм и внутренним диаметром 5,8 мм с площадью поперечного сечения твэла, равной 26,41 мм2. Заглушки 2 и 3, а также компенсатор 4 изготовлены также из циркониевого сплава Э110. Компенсатор 4 выполнен в виде герметизированной по торцам трубки с поперечным сечением крестообразной формы с описанным диаметром 3,7 мм и площадью поперечного сечения 6,0 мм2. Отношение площади поперечного сечения компенсатора к площади поперечного сечения твэла составляет примерно 0,23. Компенсатор 4 дистанционируется в оболочке с помощью проволоки 5 диаметром 0,45 мм, которая выполнена в виде двойной спирали, намотанной на компенсатор. Компенсатор может быть заполнен газом, например, гелием при давлении не выше 1 ат. Сердечник выполнен из гранул 6 диоксида урана с обогащением 14,7%, размером от 0,2 до 1,0 мм, которые имеют пористость 5%. Гранулы 6 распределены в матрице 7 из силумина - сплав алюминия, кремния и никеля, например из сплава Al+(11,4-12,2)%Si+(1,9-2,2)%Ni. Длина активной части твэла составляет 1200 мм, общая масса урана в твэле составляет 146 г.

Изготовление твэлов включает следующие технологические операции: подрезка трубы в размер, герметизация одного конца и контроль герметичности, установка компенсатора в оболочку, виброснаряжение гранулами диоксида урана, пропитка сердечника расплавленным алюминиевым сплавом, герметизация второго конца, опрессовка гелием и проверка герметичности, контроль равномерности распределения ядерного топлива по высоте, контроль качества пропитки сердечника твэла контактным материалом, контроль геометрических размеров и внешнего вида.

Твэл заявляемой конструкции может быть использован для ядерных реакторов на тепловых нейтронах, например, для реакторов малой мощности плавучих атомных станций. Его использование позволяет решить ряд технологических и технико-экономических задач при разработке таких реакторов. Так, использование заявленного твэла в энергетических реакторах малой мощности более экономично и безопасно по сравнению с твэлами, в которых используется таблеточное оксидное топливо, оно также позволяет увеличить энерговыработку и в большей степени соответствует требованиям по экологии и радиационной безопасности.

Эти преимущества твэла достигаются использованием заявляемого сочетания существенных признаков, которые дают возможность при заданных ограничениях (не более 20 мас.% урана-235) обеспечить требуемое энерговыделение, надежность и ресурсные характеристики работы активной зоны. Кроме того, твэл данной конструкции может быть изготовлен по известной технологии с минимальными изменениями ее параметров.

Похожие патенты RU2347289C1

название год авторы номер документа
Твэл ядерного реактора 2018
  • Ершов Сергей Александрович
  • Кулаков Геннадий Валентинович
  • Маранчак Сергей Владимирович
  • Морозов Александр Васильевич
  • Федотов Владимир Вячеславович
RU2691628C1
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2000
  • Ватулин А.В.
  • Костомаров В.П.
  • Лысенко В.А.
  • Новоселов А.Е.
  • Овчинников В.А.
RU2170956C1
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1997
  • Ватулин А.В.
  • Костомаров В.П.
  • Лысенко В.А.
  • Савченко А.М.
  • Солонин М.И.
  • Стелюк Ю.И.
RU2124767C1
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1997
  • Ватулин А.В.
  • Лысенко В.А.
  • Мишунин В.А.
  • Солонин М.И.
RU2125305C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ДЛЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ (ВАРИАНТЫ) И СПОСОБ ЕГО ИЗГОТОВЛЕНИЯ (ВАРИАНТЫ) 2008
  • Ватулин Александр Викторович
  • Волков Василий Семенович
  • Ершов Сергей Александрович
  • Козлов Алексей Владимирович
  • Морозов Александр Васильевич
  • Симонов Александр Петрович
  • Сорокин Владимир Иванович
RU2389089C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ (ВАРИАНТЫ) 2009
  • Ватулин Александр Викторович
  • Добрикова Ирина Владимировна
  • Мишунин Владимир Алексеевич
  • Супрун Владимир Борисович
  • Сорокин Владимир Иванович
RU2416831C1
ВОДООХЛАЖДАЕМЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 1992
  • Богоявленский Р.Г.
  • Гольцев А.О.
  • Доронин А.С.
  • Мосевицкий И.С.
  • Попов С.В.
  • Удянский Ю.Н.
  • Цибульский В.Ф.
RU2032946C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА НА ЕГО ОСНОВЕ (ВАРИАНТЫ) 2003
  • Ватулин А.В.
  • Стецкий Ю.А.
  • Супрун В.Б.
  • Добрикова И.В.
  • Мишунин В.А.
  • Александров А.Б.
  • Енин А.А.
RU2267175C2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ РЕАКТОРА 2007
  • Ерыкалов Алексей Николаевич
RU2360305C2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА 2013
  • Ерыкалов Алексей Николаевич
  • Сахновский Эмиль Гаврилович
RU2535935C2

Иллюстрации к изобретению RU 2 347 289 C1

Реферат патента 2009 года ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Твэл используется в энергетических реакторах малой мощности на тепловых нейтронах для повышения надежности и увеличения энерговыработки. Твэл ядерного реактора состоит из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, компенсатора, размещенного внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, компенсатор выполнен с площадью поперечного сечения в диапазоне от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул из диоксида урана размером от 0,2 до 1,0 мм и пористостью от 3 до 6%, плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см3, общая масса урана в твэле задана от 100 до 210 г, компенсатор выполнен из тонкостенной герметичной заполненной газом трубки, поперечное сечение компенсатора выполнено в виде креста с двумя осями симметрии и скругленными ребрами и впадинами. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Формула изобретения RU 2 347 289 C1

1. Твэл ядерного реактора, включающий оболочку с торцевыми заглушками, сердечник в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, компенсатор, размещенный внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, отличающийся тем, что компенсатор выполнен с площадью поперечного сечения в диапазоне от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул из диоксида урана размером от 0,2 до 1,0 мм и пористостью от 3 до 6%, причем плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см3.2. Твэл по п.1, отличающийся тем, что общая масса урана в твэле задана в пределах от 100 до 210 г.3. Твэл по п.1, отличающийся тем, что поперечное сечение компенсатора выполнено в виде креста с двумя осями симметрии, который имеет скругленные ребра и впадины.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2009 года RU2347289C1

ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2000
  • Ватулин А.В.
  • Костомаров В.П.
  • Лысенко В.А.
  • Новоселов А.Е.
  • Овчинников В.А.
RU2170956C1
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1997
  • Ватулин А.В.
  • Костомаров В.П.
  • Лысенко В.А.
  • Савченко А.М.
  • Солонин М.И.
  • Стелюк Ю.И.
RU2124767C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА 1997
  • Алексеев П.Н.
  • Горохов В.Ф.
  • Доронин А.С.
  • Духовенский А.С.
  • Лунин Г.Л.
  • Прошкин А.А.
  • Панюшкин А.К.
  • Межуев В.А.
  • Потоскаев Г.Г.
  • Курсков В.С.
  • Бек Е.Г.
  • Иванов А.В.
  • Шестернин В.А.
RU2143144C1
GB 1081874 A, 06.09.1967
Способ получения модифицированного атактического полипропилена 1982
  • Волков Алексей Михайлович
  • Нехорошев Виктор Петрович
  • Гетманцев Виктор Стефанович
  • Госсен Лилия Павловна
  • Слижов Юрий Геннадьевич
SU1070138A1
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ТРУБОПРОВОДОВ 1992
  • Гуров Александр Ефимович
RU2044293C1
ЕР 0264820 А2, 27.04.1988
СПОСОБ ПРОФИЛАКТИКИ ПОСТВАКЦИНАЛЬНЫХ ОСЛОЖНЕНИЙ У ДЕТЕЙ 1996
  • Биленко Николай Петрович
RU2104711C1

RU 2 347 289 C1

Авторы

Ватулин Александр Викторович

Ершов Сергей Александрович

Кулаков Геннадий Валентинович

Морозов Александр Васильевич

Сорокин Владимир Иванович

Даты

2009-02-20Публикация

2007-07-09Подача