Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты) Российский патент 2023 года по МПК G21C3/30 

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно, к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и т.п.

Из уровня техники известны конструкции тепловыделяющих сборок 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).

В ядерном реакторе ВВЭР-440 тепловыделяющие сборки первого и второго поколения имеют шестигранный чехол, соединяющий головку и хвостовик, в котором с помощью дистанционирующих решеток, закрепленных на центральной трубе, по правильной треугольной сетке расположены тепловыделяющие элементы.

Тепловыделяющие элементы содержат топливные таблетки, герметизированные в оболочке заглушкой и наконечником с помощью контактно-стыковой сварки, которые фиксируются от продольного перемещения 2-х ступенчатым пружинным фиксатором.

Ступень пружины с большим диаметром - фиксирующая часть, опирается на внутреннюю поверхность оболочки с определенным натягом, а тонкая ступень - компенсирующая часть фиксатора, упирается в верхнюю топливную таблетку, поджимая топливный столб. Преимуществом данного фиксатора является то, что он не нагружает сварное соединение оболочки и заглушки в процессе эксплуатации.

Наружный диаметр оболочки твэла составляет 9,1 мм при наружном диаметре топливной таблетки, составляющем 7,6_-0,03 мм.

Шаг сетки расположения тепловыделяющих элементов в чехловых сборках реактора ВВЭР-440 первого поколения равен 12,2 мм, а второго поколения -12,3 мм.

Недостатком известных чехловых тепловыделяющих сборок ядерного реактора ВВЭР-440 является низкое водно-урановое отношение.

Водно-урановое отношение n для правильной треугольной сетки расположения тепловыделяющих элементов рассчитывается по формуле (см. Скворцов С.А. Водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) в СССР. Атомная энергия. Том 5, вып.3, 1958, с. 247)

где: s - шаг сетки расположения тепловыделяющих элементов,

d - наружный диаметр оболочки тепловыделяющего элемента,

d_t - наружный диаметр топливной таблетки.

Расчеты по формуле (1) показывают, что для известных тепловыделяющих сборок ядерного реактора ВВЭР-440 с шестигранным чехлом и шагом сетки расположения тепловыделяющих элементов 12,2…12,3 мм водно-урановое отношение составляет 1,41…1,47.

Оптимальное количество воды в ячейке с точки зрения теплотехнической для корпусных ВВЭР с водой под давлением, к которым относится реактор ВВЭР-440, практически совпадает с оптимальным количеством воды с нейтронно-физической точки зрения. Соответствующее значение водно-уранового отношения, как показывают нейтронно-физические расчеты, составляет n_опт=1,9.

В связи с низким водно-урановым отношением чехловых тепловыделяющих сборок были разработаны безчехловые конструкции тепловыделяющих сборок, которые позволяют увеличить шаг сетки расположения тепловыделяющих элементов в существующих ядерных реакторах ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200.

В тепловыделяющих сборках реактора ВВЭР-1000 и тепловыделяющих сборках третьего поколения реактора ВВЭР-440 чехол был исключен, однако для обеспечения их исходной поперечной жесткости образован силовой каркас, состоящий из направляющих каналов в виде продольных труб, дистанционирующих решеток и центральной трубы, соединяющий головку и хвостовик. Дополнительно в ТВС-2М реактора ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 дистанционирующие решетки жестко крепятся к направляющим каналам с помощью точечной сварки, а в ТВСА реактора ВВЭР-1000 и в сборках третьего поколения реактора ВВЭР-440 дополнительно имеются продольные уголки, к которым также с помощью точечной сварки жестко крепятся дистанционирующие решетки.

Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату по отношению к предлагаемой, по первому варианту выполнения, тепловыделяющей сборке, является тепловыделяющая сборка второго поколения ядерного реактора ВВЭР-440, содержащая тепловыделяющие элементы с наружным диаметром 9,1 мм, расположенные в шестигранном чехле по правильной треугольной сетке с шагом расположения твэлов 12,3 мм (см. Бондарь Ю.Н. и др. Совершенствование конструкции и технологии топлива ВВЭР-440. 8th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. Sofia, Bulgaria, Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy, 2010, стр. 186 - 190).

Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату по отношению к предлагаемой, по второму варианту выполнения, тепловыделяющей сборке является тепловыделяющая сборка третьего поколения для реактора ВВЭР-440 (RU2728894 от 03.08.2020, G21C 3/30), содержащая силовой каркас, состоящий из центральной трубы и 6-ти продольных уголков, к которым точечной сваркой закреплены дистанционирующие решетки, в которых расположены тепловыделяющие элементы с наружным диаметром 9,1 мм, по правильной треугольной сетке с шагом 12,6 мм.

Выбор лишь единичного значения наружного диаметра оболочки твэла 9,1 мм без указания диапазонов необходимых значений наружных диаметров твэла, соответствующего диапазона шага сетки дистанционирующих решеток и их взаимосвязи (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет повысить водно-урановое отношение тепловыделяющей сборки ядерных реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000, уменьшить металлоемкость. Эти известные тепловыделяющие сборки имеют водно-урановое отношение 1,45…1,61, что значительно меньше оптимальной величины.

Задачей заявленного изобретения является увеличение энерговыработки тепловыделяющей сборки ядерных реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200.

Техническим результатом изобретения является повышение водно-уранового отношения тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 за счет уменьшения наружного диаметра оболочки твэла, уменьшения металлоемкости и, в конечном счете, улучшения ее нейтронно-физических характеристик и энерговыработки.

Раскрытие сущности изобретения

Технический результат достигается:

- тепловыделяющей сборкой ядерного реактора, включающей пучок тепловыделяющих элементов, содержащих топливные таблетки, поджатые в осевом направлении 2-х ступенчатым пружинным фиксатором, опирающимся на оболочку тепловыделяющего элемента, герметизированную заглушкой и наконечником посредством контактно-стыковой сварки, расположенных по правильной треугольной сетке с шагом 12,2…12,3 мм в дистанционирующих решетках, соединенных с центральной трубой, шестигранный чехол, соединенный с головкой и хвостовиком, антидебрисный фильтр, наружный диаметр оболочки тепловыделяющих элементов составляет 0,720…0,733 от шага сетки расположения твэлов при диаметре топливных таблеток 7,57…7,60 мм.

- тепловыделяющей сборкой ядерного реактора, включающей пучок тепловыделяющих элементов, содержащих топливные таблетки, поджатые в осевом направлении 2-х ступенчатым пружинным фиксатором, опирающимся на оболочку тепловыделяющего элемента, герметизированную заглушкой и наконечником посредством контактно-стыковой сварки, расположенных по правильной треугольной сетке с шагом 12,60…12,75 мм в дистанционирующих решетках, силовой каркас, при этом трубы и уголки соединены с головкой и хвостовиком, антидебрисный фильтр, отличающаяся тем, что наружный диаметр оболочки тепловыделяющих элементов составляет 0,695…0,710 от шага сетки расположения твэлов при диаметре топливных таблеток 7,57…7,60 мм.

- дистанционирующие решетки выполнены из циркониевого сплава Э110 и соединенных между собой точечной сваркой ячеек.

- тепловыделяющие элементы соединены с несущей решеткой, приваренной к хвостовику, цанговым соединением.

- оболочка, заглушка и наконечник тепловыделяющих элементов выполнены из циркониевого сплава Э110.

- пружинный фиксатор таблеток в тепловыделяющих элементах выполнен из хромо-никелевого сплава или нержавеющей стали.

Вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение вышеуказанных новых технических результатов.

На фиг. 1 изображена предлагаемая тепловыделяющая сборка по первому (с чехлом) варианту.

На фиг. 2 изображена предлагаемая тепловыделяющая сборка по второму (без чехла) варианту.

На фиг. 3 изображен тепловыделяющий элемент предлагаемой тепловыделяющей сборки.

На фиг. 4 изображена ячеистая дистанционирующая решетка.

Осуществление изобретения

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по первому (с чехлом) варианту, включает пучок тепловыделяющих элементов 2, закрепленных в нижней решетке 5, содержащих топливные таблетки 12, поджатые в осевом направлении 2-х ступенчатым пружинным фиксатором 11, опирающимся на оболочку 13 тепловыделяющего элемента 2, герметизированную заглушкой 10 и наконечником 14 посредством контактно-стыковой сварки, расположенных по правильной треугольной сетке 15 с шагом 12,2…12,3 мм в дистанционирующих решетках 4, соединенных с центральной трубой 3, шестигранный чехол 6, соединенный с головкой 1 и хвостовиком 8, антидебрисный фильтр 7, при этом наружный диаметр оболочки тепловыделяющих элементов составляет 0,720…0,733 от шага сетки 15 расположения твэлов 2 при топливных таблетках 12, имеющих диаметр 7,57…7,60 мм.

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по второму (без чехла) варианту, включает пучок тепловыделяющих элементов 2, закрепленных в нижней решетке 5, содержащих топливные таблетки 12, поджатые в осевом направлении 2-х ступенчатым пружинным фиксатором 11, опирающимся на оболочку 13 тепловыделяющего элемента 2, герметизированную заглушкой 10 и наконечником 14 посредством контактно-стыковой сварки, расположенных по правильной треугольной сетке с шагом 12,60…12,75 мм в дистанционирующих решетках 4, силовой каркас из дистанционирующих решеток 4, соединенных продольными трубами 17 или соединенных продольными трубами 17 и уголками 9, причем силовой каркас соединен с головкой 1 и хвостовиком 8, антидебрисный фильтр 7, установленный в хвостовике 8, при этом наружный диаметр оболочки тепловыделяющих элементов составляет 0,695…0,710 от шага сетки 15 расположения твэлов 2 при топливных таблетках 12, имеющих диаметр 7,57…7,60 мм.

Оболочка 13, заглушка 10, наконечник 14 и дистанционирующая решетка 4 выполнены из циркониевого сплава Э110, причем ячейки 16 дистанционирующей решетки 4 соединены точечной сваркой.

Пружинный фиксатор 11 выполнен в виде 2-х ступенчатый пружины из хромо-никелевого сплава типа ЭК173-ИД или нержавеющей стали типа 12Х18Н10Т.

Тепловыделяющие элементы соединены с помощью наконечника 14 с нижней несущей решеткой 5 цанговым соединением.

В качестве примера конструкции ТВЭС по первому варианту предлагается для тепловыделяющих сборок ядерного реактора типа ВВЭР при шаге расположения тепловыделяющих элементов 12,2…12,3 мм уменьшить наружный диаметр оболочки тепловыделяющего элемента 8,784…9,0159 мм, предпочтительно 8,9 мм, а наружный диаметр таблетки из двуокиси урана оставить прежним 7,6_-0.03 мм. Диапазон наружного диаметра оболочек тепловыделяющих элементов 8,784…9,016 мм дает возможность практической реализации предлагаемых тепловыделяющих сборок как для ядерного реактора ВВЭР-440, так и для ядерных реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-1200. Анализ исследований показал, что по сравнению с известными, предлагаемая тепловыделяющая сборка по первому варианту выполнения с наружным диаметром оболочки тепловыделяющего элемента 8,784…9,016 мм, предпочтительно 8,9 мм, имеет существенно большее водно-урановое отношение до 1,54, уменьшение металлоемкости и, в конечном счете, улучшение ее нейтронно-физических характеристик и энерговыработки.

В качестве примера конструкции ТВЭС по второму варианту предлагается для тепловыделяющих сборок ядерного реактора типа ВВЭР при шаге расположения тепловыделяющих элементов 12,6…12,75 мм уменьшить наружный диаметр оболочки тепловыделяющего элемента 8,757…9,0525 мм, предпочтительно 8,9 мм, а наружный диаметр таблетки из двуокиси урана оставить прежним 7,6_-0.03 мм. Диапазон наружного диаметра оболочек тепловыделяющих элементов 8,757…9,052 мм дает возможность практической реализации предлагаемых тепловыделяющих сборок как для ядерного реактора ВВЭР-440, так и для ядерных реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-1200. Анализ исследований показал, что по сравнению с известными, предлагаемая тепловыделяющая сборка по второму варианту выполнения с наружным диаметром оболочки тепловыделяющего элемента 8,757…9,052 мм, предпочтительно 8,9 мм, имеет существенно большее водно-урановое отношение до 1,76, что существенно ближе к оптимальной величине 1,9, уменьшение металлоемкости и, в конечном счете, улучшение ее нейтронно-физических характеристик и энерговыработки.

Для практического осуществления предлагаемой конструкции была отработана технология и изготовлены оболочечные трубы 13 с наружным диаметром 8,9 мм, проведена отработка технологии изготовления дистанционирующих решеток 4, тепловыделяющих элементов 2 и тепловыделяющей сборки и изготовлена установочная партия тепловыделяющих сборок с шагом тепловыделяющих элементов 12,3 мм, поставленная на опытную эксплуатацию на АЭС "Пакш".

По сравнению с известными, предлагаемая тепловыделяющая сборка имеет существенно большее водно-урановое отношение, уменьшение металлоемкости и, в конечном счете, улучшение ее нейтронно-физических характеристик и энерговыработки.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора включает пучок тепловыделяющих элементов, содержащих топливные таблетки, поджатые в осевом направлении 2-х ступенчатым пружинным фиксатором, опирающимся на оболочку тепловыделяющего элемента, герметизированную заглушкой и наконечником посредством контактно-стыковой сварки, расположенных по правильной треугольной сетке с шагом 12,2…12,3 мм в дистанционирующих решетках, соединенных с центральной трубой, шестигранный чехол, соединенный с головкой и хвостовиком, антидебрисный фильтр. Наружный диаметр оболочки тепловыделяющих элементов 0,720…0,733 от шага сетки расположения твэлов при диаметре топливных таблеток 7,57…7,60 мм. Изобретение позволяет повысить водно-урановые отношения тепловыделяющих сборок указанных реакторов за счет уменьшения наружного диаметра оболочки твэла, уменьшение металлоемкости и, в конечном счете, улучшение ее нейтронно-физических характеристик и энерговыработки. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 4 ил.

1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, включающая пучок тепловыделяющих элементов, содержащих топливные таблетки, поджатые в осевом направлении 2-х ступенчатым пружинным фиксатором, опирающимся на оболочку тепловыделяющего элемента, герметизированную заглушкой и наконечником посредством контактно-стыковой сварки, расположенных по правильной треугольной сетке с шагом 12,2…12,3 мм в дистанционирующих решетках, соединенных с центральной трубой, шестигранный чехол, соединенный с головкой и хвостовиком, антидебрисный фильтр, отличающаяся тем, что наружный диаметр оболочки тепловыделяющих элементов составляет 0,720…0,733 от шага сетки расположения твэлов при диаметре топливных таблеток 7,57…7,60 мм.

2. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что дистанционирующие решетки выполнены из циркониевого сплава Э110 и соединенных между собой точечной сваркой ячеек.

3. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что тепловыделяющие элементы соединены с несущей решеткой, приваренной к хвостовику, цанговым соединением.

4. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что оболочка, заглушка и наконечник тепловыделяющих элементов выполнены из циркониевого сплава Э110.

5. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что пружинный фиксатор таблеток в тепловыделяющих элементах выполнен из хромо-никелевого сплава или нержавеющей стали.

6. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, включающая пучок тепловыделяющих элементов, содержащих топливные таблетки, поджатые в осевом направлении 2-х ступенчатым пружинным фиксатором, опирающимся на оболочку тепловыделяющего элемента, герметизированную заглушкой и наконечником посредством контактно-стыковой сварки, расположенных по правильной треугольной сетке с шагом 12,60…12,75 мм в дистанционирующих решетках, силовой каркас, соединенный с головкой и хвостовиком, антидебрисный фильтр, отличающаяся тем, что наружный диаметр оболочки тепловыделяющих элементов составляет 0,695…0,710 от шага сетки расположения твэлов при диаметре топливных таблеток 7,57…7,60 мм.

7. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 6, отличающаяся тем, что дистанционирующие решетки выполнены из циркониевого сплава Э110 и соединенных между собой точечной сваркой ячеек.

8. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 6, отличающаяся тем, что тепловыделяющие элементы соединены с несущей решеткой, приваренной к хвостовику, цанговым соединением.

9. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 6, отличающаяся тем, что оболочка, заглушка и наконечник тепловыделяющих элементов выполнены из циркониевого сплава Э110.

10. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 6, отличающаяся тем, что пружинный фиксатор таблеток в тепловыделяющих элементах выполнен из хромо-никелевого сплава или нержавеющей стали.