ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ Российский патент 2010 года по МПК G21C3/08 

Описание патента на изобретение RU2393559C2

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в водо-водяных ядерных реакторах.

Известен тепловыделяющий элемент, содержащий цилиндрическую оболочку, в которую помещено свободной засыпкой гранулированное топливо, причем оболочка выполнена с гофрами, выдавленными в сторону засыпки топлива (см. US 3261756, М. кл. 7 G21С 3/08, опубл. 1966).

В известном тепловыделяющем элементе, предназначенном для высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов, используется гранулированное топливо, которое не применяется в современных водо-водяных реакторах. При этом решается техническая задача уплотнения засыпки гранул топлива и улучшения его контакта с оболочкой, что повышает температуру последней и тепловую мощность тепловыделяющего элемента.

Известен тепловыделяющий элемент, содержащий цилиндрическую оболочку, в которую помещено топливо, причем оболочка выполнена со сферическими лунками на наружной поверхности (см. SU 1538190, М. кл. 7 G21C 3/08, опубл. 1990).

Лунки на наружной поверхности оболочки расположены в шахматном порядке и исполняют роль интенсификаторов теплообмена. Решается техническая задача повышения коэффициента теплоотдачи и снижения температуры оболочки. Однако в этом техническом решении ничего не сказано, какое именно топливо используется в тепловыделяющем элементе.

В современных водо-водяных ядерных реакторах получили широкое распространение стержневые тепловыделяющие элементы. Тепловыделяющий элемент имеет цилиндрическую оболочку, в которую помещен топливный сердечник в виде таблеток из диоксида урана, последовательно состыкованных между собой (см. А.Г.Самойлов / Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат. 1985. С.99-107). Такую конструкцию имеют тепловыделяющие элементы ядерных реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Наиболее близким техническим решением из известных (прототипом) является тепловыделяющий элемент, содержащий цилиндрическую оболочку, в которую помещен топливный сердечник в виде таблеток, последовательно состыкованных между собой и выполненных с торцевыми фасками с образованием поперечных канавок сердечника (см. RU 2244347 С2, М. кл. 7 G21С 3/08, опубл. 20.05 2004).

В таком тепловыделяющем элементе в течение эксплуатации ядерного реактора оболочка испытывает напряжения за счет различных температурных удлинений сердечника и оболочки, а также распухания и газовыделения топливного сердечника.

Кроме того, при перегреве оболочка резко теряет свои прочностные свойства, может произойти разгерметизация и даже разрушение тепловыделяющего элемента. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, обуславливает его высокую температуру и относительно большое количество аккумулированного в нем тепла при работе в режиме нормальной эксплуатации. Ограничение по дальнейшему повышению температуры топлива внутри топливной таблетки не позволяет увеличить температуру на стенке тепловыделяющего элемента. Кроме того, при аварии с обесточиванием АЭС и при аварии с потерей теплоносителя это приводит к значительному разогреву оболочек тепловыделяющих элементов первые несколько секунд аварии.

Отсюда следует, что основным ресурсоограничивающим фактором в конструкции тепловыделяющего элемента на основе диоксида урана является перегрев и разрушение топливной таблетки, а также деформация и перегрев оболочки, что ограничивает допустимую тепловую мощности тепловыделяющего элемента.

Таким образом, недостатком прототипа является пониженная допустимая тепловая мощность тепловыделяющего элемента.

Технической задачей изобретения является повышение допустимой тепловой мощности тепловыделяющего элемента при сохранении его прочностных свойств и герметичности.

Техническая задача решается в тепловыделяющем элементе, содержащем цилиндрическую оболочку, в которую помещен топливный сердечник в виде таблеток, последовательно состыкованных между собой и выполненных с торцевыми фасками с образованием поперечных канавок сердечника, при этом оболочка выполнена с поперечными гофрами, расположенными в канавках сердечника.

Выполнение оболочки с поперечными гофрами, расположенными в канавках сердечника, приводит к турбулизации потока теплоносителя, омывающего тепловыделяющий элемент. Интенсивное вихреобразование, генерируемое в зонах расположения гофр, уносится потоком и полезно используется в зонах между гофрами. Турбулизация происходит при знакопеременном продольном градиенте давления теплоносителя. За счет этой турбулизации достигается разрушение ламинарного подслоя теплоносителя и ликвидация его термического сопротивления. В результате снижается температура оболочки и за счет этого повышаются ее прочностные характеристики.

Увеличение общей турбулентности потока за счет увеличения пульсационных составляющих скорости приводит к увеличению скорости пристенных слоев теплоносителя по всей длине оболочки, что, в свою очередь, снижает осаждение продуктов коррозии на тепловыделяющем элементе и благоприятно сказывается на температуре оболочки.

Поперечные гофры оболочки, расположенные в канавках сердечника, играют роль линзового компенсатора и компенсируют напряжения, которые возникают в ней за счет различных температурных удлинений сердечника и оболочки, а также за счет распухания и газовыделения топливного сердечника.

Снижение напряжений в оболочке и ее температуры при эксплуатации ядерного реактора позволяет повысить допустимую тепловую мощность тепловыделяющего элемента.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 изображен общий вид тепловыделяющего элемента, на фиг.2 - выносной элемент А фиг.1.

Тепловыделяющий элемент содержит цилиндрическую оболочку 1, в которую помещен топливный сердечник в виде таблеток 2, последовательно состыкованных между собой. При этом таблетки 2 выполнены с торцевыми фасками 3 с образованием поперечных канавок 4 сердечника. Оболочка 1 выполнена с поперечными гофрами 5, расположенными в канавках 4 сердечника.

Тепловыделяющий элемент имеет верхнюю заглушку 6, фиксатор 7, проставку 8 и нижнюю заглушку 9. Топливный сердечник помещен в оболочку 1 с заданным радиальным зазором 10.

При изготовлении тепловыделяющего элемента в оболочку 1 устанавливают регламентированное количество топливных таблеток 2 с последующим контролем жесткости топливного сердечника. В этом случае расположение канавок 4 регламентируется только высотой самой топливной таблетки и их количеством. Далее накаткой на оболочке 1 в зонах канавок 4 выполняют гофры 5 с глубиной, меньшей глубины этих канавок, что обеспечивает радиальный зазор 10 по всей высоте топливного сердечника (см. фиг.2). Это исключает механическое воздействие органов накатки на топливный сердечник при изготовлении тепловыделяющего элемента.

Тепловыделяющий элемент работает следующим образом.

При эксплуатации ядерного реактора теплоноситель продольно омывает тепловыделяющий элемент. Тепло от топливного сердечника передается к оболочке 1. Оболочка 1 охлаждается теплоносителем, который при этом нагревается. В зонах расположения гофр 4 оболочки 1 теплоноситель турбулизируется, за счет чего оболочка 1 охлаждается с большим коэффициентом теплоотдачи.

Сердечник тепловыделяющего элемента и его оболочка 1 имеют различные температурные удлинения, что приводит к появлению напряжений в оболочке 1. Распухание и газовыделения топливного сердечника также вносят свой вклад, нагружая оболочку 1. Однако напряжения в оболочке 1 компенсируются за счет частичного выпрямления гофр 5, а наличие радиального зазора 10 по всей высоте топливного сердечника обеспечивает свободное продвижение таблеток 2 в оболочке 1.

Похожие патенты RU2393559C2

название год авторы номер документа
ТОПЛИВНЫЙ СТЕРЖЕНЬ И СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТАБЛЕТОК ДЛЯ ТАКОГО СТЕРЖНЯ 2010
  • Равене Ален
RU2546971C2
НЕВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2011
  • Алексеев Сергей Владимирович
  • Выбыванец Валерий Иванович
  • Гонтарь Александр Степанович
  • Нелидов Михаил Васильевич
  • Ракитская Елена Михайловна
  • Сотников Валерий Николаевич
RU2472241C2
СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ, ПРЕИМУЩЕСТВЕННО ДЛЯ ЧЕХЛОВЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА 2002
  • Панюшкин А.К.
  • Железняк В.М.
  • Гамыгин Ю.Л.
  • Бек Е.Г.
  • Доронин А.С.
  • Прошкин А.А.
  • Бибилашвили Ю.К.
  • Никишов О.А.
  • Межуев В.А.
  • Лавренюк П.И.
  • Полозов М.В.
  • Кушманов А.И.
  • Александров А.Б.
  • Брода В.А.
RU2241265C2
СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДОВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА 2002
  • Железняк В.М.
  • Панюшкин А.К.
  • Шариков А.И.
  • Бек Е.Г.
  • Доронин А.С.
  • Духовенский А.С.
  • Бибилашвили Ю.К.
  • Межуев В.А.
  • Лавренюк П.И.
  • Рожков В.В.
  • Енин А.А.
  • Полозов М.В.
  • Кушманов А.И.
RU2244347C2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2013
  • Варава Александр Николаевич
  • Дедов Алексей Викторович
  • Захаренков Александр Валентинович
  • Комов Александр Тимофеевич
  • Ильин Александр Валентинович
  • Мясников Виктор Васильевич
RU2543090C1
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2013
  • Титов Борис Федорович
RU2527426C1
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.
  • Петров В.И.
RU2143143C1
СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ 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.
RU2143141C1
СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ 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.
RU2143142C1
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

Иллюстрации к изобретению RU 2 393 559 C2

Реферат патента 2010 года ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ

Изобретение относится к реакторным топливным элементам и может быть использовано в ядерных реакторах водо-водяного типа. Тепловыделяющий элемент содержит цилиндрическую оболочку, в которую помещен топливный сердечник в виде таблеток, последовательно состыкованных между собой. При этом таблетки выполнены с торцевыми фасками с образованием поперечных канавок сердечника. Оболочка выполнена с поперечными гофрами, расположенными в канавках сердечника. Выполнение оболочки с поперечными гофрами, расположенными в канавках сердечника и исполняющими роль линзового компенсатора, позволяет снизить в ней напряжения, которые возникают в оболочке за счет большего температурного удлинения сердечника, его распухания и газовыделения. Кроме того, выполнение оболочки с поперечными гофрами приводит к турбулизации потока теплоносителя, омывающего тепловыделяющий элемент. Вихреобразование, генерируемое в зонах расположения гофр, уносится потоком и полезно используется в зонах между гофрами. Изобретение направлено на повышение допустимой тепловой мощности тепловыделяющего элемента при сохранении его прочностных свойств. 2 ил.

Формула изобретения RU 2 393 559 C2

Тепловыделяющий элемент, содержащий цилиндрическую оболочку, в которую помещен топливный сердечник в виде таблеток, последовательно состыкованных между собой и выполненных с торцевыми фасками с образованием поперечных канавок сердечника, отличающийся тем, что оболочка выполнена с поперечными гофрами, расположенными в канавках сердечника.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2010 года RU2393559C2

Самойлов А.Г
и др
Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов
- М.: Энергоатомиздат, 1996, с.102, с.113-117
СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДОВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА 2002
  • Железняк В.М.
  • Панюшкин А.К.
  • Шариков А.И.
  • Бек Е.Г.
  • Доронин А.С.
  • Духовенский А.С.
  • Бибилашвили Ю.К.
  • Межуев В.А.
  • Лавренюк П.И.
  • Рожков В.В.
  • Енин А.А.
  • Полозов М.В.
  • Кушманов А.И.
RU2244347C2
Займовский А.С
и др
Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов
- М.: Росатомиздат, 1962, с.236
US 4871509 А, 03.10.1989
US 4642217 А, 10.02.1987.

RU 2 393 559 C2

Авторы

Жингель Владимир Иосифович

Даты

2010-06-27Публикация

2008-08-28Подача