ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2014 года по МПК G21C3/04 

Описание патента на изобретение RU2527426C1

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к области твэлостроения для энергетических реакторов на тепловых нейтронах.

Тепловыделяющие элементы (твэлы) являются наиболее ответственными и самыми напряженными конструкциями активной зоны современного ядерного энергетического реактора. В общем виде твэл состоит из герметичной оболочки, внутри которой размещается ядерное топливо, и локализуются радиоактивные продукты деления. Оболочка твэла обеспечивает требуемую механическую прочность конструкции, ее размерную стабильность, а также защищает ядерное топливо и продукты деления от коррозионно-эрозионного воздействия теплоносителя. Выход твэла из строя приводит к наиболее опасным последствиям - попаданию ядерного топлива и продуктов деления в контур теплоносителя. Твэл считается работоспособным, если он в течение всего времени эксплуатации герметичен и его геометрические размеры не изменились настолько, чтобы заметным образом ухудшились внешнее охлаждение и объемное распределение температур в активной зоне. Поэтому одна из главных задач при разработке активной зоны любого ядерного реактора гетерогенного типа заключается в создании надежных конструкций твэлов. (Ф.Г. Решетников, Ю.К. Бибилашвили, И.С. Головнин и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1, М.: Энергоатомиздат, 1995, [1] с.40).

Основной причиной разгерметизации оболочек твэлов является коррозионное растрескивание под действием растягивающих напряжений и очаговая коррозия. При расчете напряженного и деформированного состояний материала оболочки в зависимости от состояния контакта топливо - оболочка используются две модели - газовый зазор (раздельная работа топливной таблетки и оболочки, когда на материал оболочки действуют температурные напряжения, давление теплоносителя и газообразных продуктов деления) и твердый контакт (совместная работа оболочки и топлива).

На первом этапе облучения твэлов материал оболочки работает в области упругих деформаций без растрескивания, как в трубе под внутренним давлением. При совместной работе топливной таблетки оболочки происходит возникновение контактных напряжений на границе раздела. При этом изменяется тип напряженного состояния материала оболочки и соотношение осевых напряжений σz и окружных σy:

σzу=1/2 - для первой модели;

σzy=1 - для второй модели.

На втором этапе облучения материал оболочки работает в условиях вязко-упруго-пластических деформаций. При достижении предельных напряжений в материале оболочки происходит коррозионное растрескивание по одному из возможных механизмов.

Для твэлов ВВЭР наиболее широкое распространение в России и за рубежом получили стержневые твэлы, состоящие из цилиндрической металлической оболочки, внутри которой размещается ядерное топливо в виде диоксида обогащенного урана (топливная таблетка), концевых деталей, необходимых для герметизации оболочки, фиксирующего элемента, обеспечивающего размещение ядерного топлива в требуемом положении, свободного объема (газосборника), снижающего давление газов на оболочку, возникающее при накоплении газообразных продуктов деления (Хе, Kr) ([1] с.45-46, рис.2.1).

Сам же твэл ядерного реактора, например ВВЭР-1000, представляет собой трубчатую оболочку круглого сечения, заполненную таблетками из диоксида урана UO2 (топливные таблетки) и герметично уплотненную концевыми деталями посредством сварки. Трубчатая оболочка твэла изготовлена из циркониевого сплава. Наружный диаметр трубки твэла 9,1±0,05 мм, ее толщина 0,65±0,03 мм, а внутренний диаметр - 7,72+0,08 мм. В эту трубку с зазором 0,19-0,32 мм помещены таблетки диоксида урана высотой 20 мм и диаметром 7,53-0,05 мм. Данная конструкция твэла принята в качестве прототипа. (Мирный атом. Развитие ВВЭР. Ядерное топливо. URL: http://www.mimyiatom.ru/nuclear_fuel.htm) [2].

Однако такая конструкция твэла имеет существенный недостаток, так как максимальная деформация растяжения при распухании топливной таблетки на наружном слое оболочки находится на уровне 4-5%.

Основной задачей предлагаемого изобретения является создание такой конструкции твэла, которая позволяет резко снизить максимальную деформацию растяжения при распухании топливной таблетки на наружном слое.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является снижение уровня действующих напряжений в материале оболочки твэла за счет изменения схемы нагружения, вместо плоского напряженного состояния используется схема изгиба в овальной витой оболочке, а также отсутствие дистанционирующих решеток при сборке твэлов в кассеты.

Технический результат достигается тем, что твэл ядерного реактора состоит из трубчатой оболочки герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, изготовленной из циркониевого сплава, внутри которой размещены топливные таблетки из диоксида урана, при этом трубчатая оболочка выполнена с овальным сечением и витой, объем между внутренней поверхностью трубчатой оболочки и топливными таблетками заполнен с виброуплотнением шариками из алюминиевого сплава, толщина трубчатой оболочки составляет не менее 0,3 мм, диаметр шариков составляет 1,5-2 мм и выполняется следующее соотношение:

d p d п > 1,5 ;

где dp - диаметр ребра оболочки, мм;

dп - диаметр полочки оболочки, мм.

Сплав алюминия представляет собой сплав С-80.

На фиг.1 изображен поперечный разрез предлагаемого твэла ядерного реактора.

Элементы, изображенные на фигуре, обозначены следующим образом:

1 - топливная таблетка;

2 - трубчатая оболочка;

3 - шарики из алюминиевого сплава;

dp - диаметр ребра оболочки, мм;

dш - диаметр шариков, мм;

dт - диаметр топливных таблеток, мм;

rп=dп/2 - радиус полочки оболочки, мм;

δ - толщина трубчатой оболочки, мм;

Твэл ядерного реактора состоит трубчатой оболочки 2, герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки. Трубчатая оболочка 2 изготовлена из циркониевого сплава. Внутри трубчатой оболочки 2 размещены топливные таблетки 1 из диоксида урана с диаметром dт.

Трубчатая оболочка 2 выполнена с овальным сечением и витой. Выполнение трубчатой оболочки 2 с овальным сечением приводит к резкому снижению действующих напряжений в материале оболочки 2 при радиационном распухании топливной таблетки 1. А выполнение трубчатой оболочки 2 витой позволяет при сборке твэлов в кассету обходиться без дистанционирующих решеток.

Для уменьшения угловой зависимости температуры трубчатой оболочки 2 объем между внутренней поверхностью трубчатой оболочки 2 и топливными таблетками 1 заполнен шариками 3 из алюминиевого сплава. В качестве алюминиевого сплава может быть использован сплав С-80. При этом заполнение шариками 3 вышеуказанного объема произведено с виброуплотнением, что позволяет полностью заполнить этот объем шариками 3. Диаметр шариков dш составляет 1,5-2 мм. Толщина δ трубчатой оболочки 2 составляет не менее 0,3 мм. При этом выполняется соотношение:

d p d п > 1,5 ;

где dp - диаметр ребра оболочки, мм;

dп - диаметр полочки оболочки, мм.

Данное соотношение диаметров выбрано именно таким, потому что при d p d п > 1,5 уменьшается преимущество предлагаемой конструкции твэла. Это происходит из-за того, что dp=>dт, т.е. овальное сечение стремится к круглому сечению.

Для экспериментальной проверки преимуществ предлагаемой конструкции твэла было проведено механическое испытание овальных колец, где процесс радиационного распухания топливной таблетки имитировался специальными дорнами. Максимальные окружные деформации определялись по изменению радиуса кривизны поверхности оболочки. Для изготовления образцов профильной оболочки использовалась трубка из сплава Э110, диаметром 9,1 мм и толщиной стенки 0,56 мм. Дорнование проводилось до диаметра 11,0 мм. Затем проводилось профилерование до получения значения описанного диаметра 12,8 мм.

Результаты проведенных сравнительных механических испытаний показывают, что при радиальном увеличении диаметра топливной таблетки при радиационном распухании на 0,2 мм максимальные деформации растяжения оболочки будут равны ε ϕ max = 0,00036 - для предлагаемого твэла, ε ϕ max = 0,022 - для прототипа, т.е. более в 60 раз меньше. Таким образом, видно, что решена задача предлагаемого изобретения - резкое снижение максимальной деформации растяжения при распухании топливной таблетки на наружном слое.

Отсюда следуют следующие преимущества предлагаемого изобретения: снижение уровня действующих напряжений в материале оболочки твэла за счет изменения схемы нагружения, вместо плоского напряженного состояния используется схема изгиба в овальной витой оболочке; снижение скорости распространения трещины по толщине оболочки из-за сопротивления упругого ядра между областями растягивающих сжимающих деформаций за счет использования овальной витой оболочки; а также отсутствие необходимости в дистанционирующих решетках при сборке твэлов в кассеты.

Похожие патенты RU2527426C1

название год авторы номер документа
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1997
  • Ватулин А.В.
  • Лысенко В.А.
  • Мишунин В.А.
  • Солонин М.И.
RU2125305C1
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2007
  • Ватулин Александр Викторович
  • Ершов Сергей Александрович
  • Кулаков Геннадий Валентинович
  • Морозов Александр Васильевич
  • Сорокин Владимир Иванович
RU2347289C1
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 2000
  • Ватулин А.В.
  • Костомаров В.П.
  • Лысенко В.А.
  • Новоселов А.Е.
  • Овчинников В.А.
RU2170956C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОЙ КОМПОЗИЦИИ ДЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2005
  • Чабак Александр Федорович
RU2295165C1
Твэл ядерного реактора 2018
  • Ершов Сергей Александрович
  • Кулаков Геннадий Валентинович
  • Маранчак Сергей Владимирович
  • Морозов Александр Васильевич
  • Федотов Владимир Вячеславович
RU2691628C1
КЕРМЕТНЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2006
  • Гаврилин Сергей Сергеевич
  • Денискин Валентин Петрович
  • Федик Иван Иванович
RU2313142C1
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1999
  • Сорокин В.И.
  • Солонин М.И.
  • Ватулин А.В.
  • Лысенко В.А.
RU2154312C1
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
ТВЭЛ ДЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1993
  • Савченко А.М.
  • Маранчак С.В.
  • Лысенко В.А.
  • Ватулин А.В.
  • Солонин М.И.
RU2061264C1

Реферат патента 2014 года ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к области твэлостроения для энергетических реакторов на тепловых нейтронах. Техническим результатом изобретения является снижение уровня действующих напряжений в материале оболочки твэла и отсутствие дистанционирующих решеток при сборке твэлов в кассеты. Твэл ядерного реактора состоит из трубчатой оболочки герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, изготовленной из циркониевого сплава. Внутри трубчатой оболочки размещены топливные таблетки из диоксида урана. Трубчатая оболочка выполнена с овальным сечением и витой. Объем между внутренней поверхностью трубчатой оболочки и топливными таблетками заполнен с виброуплотнением шариками из алюминиевого сплава, например из сплава С-80. Толщина трубчатой оболочки составляет не менее 0,3 мм, диаметр шариков составляет 1,5-2 мм. При этом выполняется математическое соотношение диаметра ребра оболочки к диаметру полочки оболочки. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Формула изобретения RU 2 527 426 C1

1. Твэл ядерного реактора, состоящий из трубчатой оболочки герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, изготовленной из циркониевого сплава, внутри которой размещены топливные таблетки из диоксида урана, отличающийся тем, что трубчатая оболочка выполнена с овальным сечением и витой, объем между внутренней поверхностью трубчатой оболочки и топливными таблетками заполнен с виброуплотнением шариками из алюминиевого сплава, при этом толщина трубчатой оболочки составляет не менее 0,3 мм, диаметр шариков составляет 1,5-2 мм и выполняется следующее соотношение:

где dp - диаметр ребра оболочки, мм;
dп - диаметр полочки оболочки, мм.

2. Твэл ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что алюминиевый сплав представляет собой сплав С-80.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2014 года RU2527426C1

US20120321031 A1, 20.12.2012
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1997
  • Ватулин А.В.
  • Костомаров В.П.
  • Лысенко В.А.
  • Савченко А.М.
  • Солонин М.И.
  • Стелюк Ю.И.
RU2124767C1
RU2066486 C1, 10.09.1996
САМОЙЛОВ А.Г
и др
Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов
Москва, Энергоатомиздат, 1996, с
Камневыбирательная машина 1921
  • Гаркунов И.Г.
SU222A1

RU 2 527 426 C1

Авторы

Титов Борис Федорович

Даты

2014-08-27Публикация

2013-06-28Подача