ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2024 года по МПК G21C3/07 

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкции тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизированной тепловыделяющей сборки (ТВС), из которых набирается активная зона в водоохлаждаемом корпусном ядерном реакторе повышенной загрузки топлива, а именно ВВЭР-1000. В частности, изобретение относится к новой модификации тепловыделяющих сборок TBCA-T.mod.2 и может быть использовано на атомной электростанции (АЭС) «Темелин».

Перспектива развития ядерной энергетики в значительной мере определяется повышением уровня экономической эффективности. Проблема повышения уровня экономической эффективности на действующих АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) имеет различные пути решения. Одним из наиболее консервативных решений является минимальное изменение конструктивных элементов активной зоны. Подобный подход позволяет более эффективно использовать имеющиеся ресурсы, не прибегая к существенной корректировке технологических процессов при изготовлении конструкционных элементов.

В настоящее время в ядерных реакторах типа ВВЭР применяются стержневые тепловыделяющие элементы. Стержневой твэл имеет топливный столб, состоящий из отдельных таблеток цилиндрической формы, размещенных в оболочке, которая является конструкционным несущим элементом (см. А.Г. Самойлов, Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоатомиздат, 1985, с. 99-107 - /1/). Диаметр стержневых твэлов в целях увеличения поверхности теплообмена и снижения температурных напряжений, вызванных перепадом температур, принимается возможно меньшим и варьируется в реальных конструкциях водо-водяных реакторов с водой под давлением от 7.35⋅10^-3 м до 15⋅10^-3 м (см. Г.Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, с. 32-36 - 121). Конструкции стержневых твэлов, ТВС и самой активной зоны для реакторов ВВЭР должны обеспечивать механическую устойчивость и прочность твэлов, в том числе в аварийных условиях при высоких температурах.

Известен тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора (патент РФ №2244347, МПК G21C 3/00, опубликован 10.01.2005 - /3/), содержащий герметичную цилиндрическую оболочку и ядерное топливо в виде цилиндрических таблеток, набранных в столб по длине оболочки. Наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,00⋅10^-3 м до 8,79⋅10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5,82⋅10^-3 м до 7,32⋅10^-3 м и массу от 0,93 кг до 1,52 кг. Топливные таблетки могут быть сплошными, либо в них могут быть выполнены центральные отверстия диаметром от 1.07⋅10^-3 м до 1.45⋅10^-3 м. В качестве материала топливных таблеток используют спрессованный и спеченный диоксид урана и/или диоксид плутония, также могут использоваться окись тория, карбиды урана, или их смеси. Масса урана в твэлах составляет (0.82-1.34) кг. Отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0,9145 до 0,9483.

Недостатком известного из /3/ тепловыделяющего элемента является то, что наружный диаметр оболочки твэла варьируется от 7,00⋅10^-3 м до 8,79⋅10^-3, что влечет за собой значительную корректировку технологии изготовления всех элементов конструкции твэла, что приводит к осложнению технологии его изготовления по сравнению с существующей. Также недостатком является низкая масса топлива - в диапазоне от 0,93 кг до 1,52 кг.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является тепловыделяющий элемент активной зоны водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000 (Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций - М.: ИКЦ «Академкнига», 2004 г., с. 106 - /4/), который состоит из следующих частей: верхняя заглушка, оболочка, нижняя заглушка, топливный столб, набранный из таблеток диоксида урана, и фиксатора. Оболочка и заглушки изготовлены из сплава Э110. Для предотвращения смятия оболочки в процессе эксплуатации внутренний объем твэла заполняется гелием под давлением (2,00±0,25) МПа. Герметизация твэла осуществляется сваркой. Для снижения давления газообразных продуктов деления под оболочкой, выделяющихся в процессе эксплуатации, в верхней части твэла предусмотрен компенсационный объем. Фиксация топливного столба от действия транспортно-технологических нагрузок осуществляется фиксатором. Верхняя заглушка предусматривает возможность сцепления с захватом устройства извлечения - установки твэла при сборке ТВС. Нижняя заглушка устанавливается в нижнюю решетку и крепится шплинтовкой.

Недостатками является то, что в твэлах реактора ВВЭР-1000 при меньшей длине топливного столба и большей толщине цилиндрической оболочки, суммарная загрузка топлива в активную зону меньше, что приводит к уменьшению энерговыработки водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000. Уменьшенная загрузка топлива обусловлена геометрией таблетки и внутренним диаметром оболочки. Использование в качестве материала оболочки сплава Э110, в котором содержание гафния больше, чем в сплаве Э110 о.ч., приводит к повышенному поглощению нейтронов оболочкой твэла, что также приводит к уменьшению энерговыработки реактора. Крепление нижней заглушки к опорной решетке шплинтовкой приводит к более сложному и трудоемкому процессу сборки и разборки твэлов в составе ТВС.

Задачей изобретения является разработка и создание нового тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 с повышенной энерговыработкой и сохранением прежнего уровня безопасности.

Техническим результатом является увеличение коэффициента полезного действия водо-водяного энергетического ядерного реактора с сохранением надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора.

Технический результат достигается тем, что тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора состоит из оболочки длиной 3946±1 мм, выполненной в виде полого цилиндра с наружным диаметром 9,10±0,04 мм и толщиной стенки 0,585±0,05 мм, содержащей инертный газ, верхней и нижней заглушек, концентрично приваренных соответственно к верхнему и нижнему торцам оболочки с возможностью обеспечения герметизации внутри тепловыделяющего элемента и возможностью обеспечения величины исходного давления инертного газа 2,7±0,2 МПа, топливного столба, концентрично размещенного в оболочке, набранного из сплошных топливных таблеток с высотой каждой топливной таблетки 11±1 мм, внешним диаметром 7,8±0,03 мм и суммарной массой всех топливных таблеток 1825±20 г, и состоящего из последовательно расположенных верхней бланкетной части длиной 100±10 мм, активной части длиной 3380±9 мм и нижней бланкетной части длиной 200±6 мм, причем топливные таблетки активной части топливного столба выполнены из диоксида урана с содержанием урана-235 от 0,1 до 5% масс, а топливные таблетки верхней и нижней бланкетных частей топливного столба выполнены из диоксида урана с содержанием урана-235 меньшим, чем в активной части, пружинного фиксатора, концентрично размещенного в оболочке, выполненного в виде цилиндрической пружины с возможностью поджатия топливного столба к нижней заглушке в осевом направлении, и состоящего из последовательно расположенных от верхнего торца топливного столба витков компенсирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения осевого усилия поджатия топливного столба, необходимого для сохранения сплошности топливного столба, буферных витков, выполненных с уменьшенным шагом по сравнению с компенсирующими витками, и витков фиксирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения удержания пружинного фиксатора от осевого перемещения вдоль оболочки, причем нижний виток компенсирующей группы подшлифован для увеличения площади контакта с верхним торцом топливного столба, при этом длина внутреннего свободного объема под оболочкой между нижней поверхностью верхней заглушки и верхним торцом топливного столба составляет 256±9 мм, а длина тепловыделяющего элемента составляет 3978±2 мм. Оболочка может быть выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч. или Э110М. Верхняя и нижняя заглушки могут быть выполнены из сплава Э110. Верхняя и нижняя заглушки могут быть приварены к оболочке контактно-стыковой сваркой. В качестве инертного газа тепловыделяющий элемент может содержать гелий не менее 99%. Топливные таблетки могут быть выполнены с лунками и фасками на торцах.

Указанная совокупность признаков является новой, неизвестной из уровня техники, и решает поставленную задачу, так как увеличение наружного диаметра таблетки и исключение центрального отверстия обеспечивает увеличение суммарной массы топлива в активную зону. Расчетное обоснование показало, что при сравнительно большей загрузке топлива обеспечиваются аналогичные твэлам реактора ВВЭР-1000 показатели работоспособности и надежности. При этом использование в качестве материала оболочки сплава Э110 о.ч. или Э110М позволяет понизить поглощение нейтронов оболочкой за счет снижения количества гафния, что приводит к увеличению энерговыработки.

Изобретение иллюстрируется следующими графическими материалами.

На фиг. 1 изображен продольный разрез тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического ядерного реактора, где 1 - нижняя заглушка, 2 - топливные таблетки верхней бланкетной части топливного столба, 3 - топливные таблетки активной части топливного столба, 4 - топливные таблетки нижней бланкетной части топливного столба, 5 - витки фиксирующей группы пружинного фиксатора, 6 - буферные витки пружинного фиксатора, 7 - витки компенсирующей группы пружинного фиксатора, 8 - верхняя заглушка, 9 - оболочка тепловыделяющего элемента.

На фиг. 2 изображена топливная таблетка, где 10 - лунка, 11 - фаски.

На фиг. 3 изображено расчетное значение с интервалами неопределенностей максимальных значений температуры центра топлива в твэле TBCA-T.mod.2 в сравнении с предельно допустимым значением.

На фиг. 4 изображено расчетное значение с интервалами неопределенностей максимальных значений давления газа под оболочкой твэла TBCA-T.mod.2 в сравнении с предельно допустимым значением.

На фиг. 5 изображено расчетное значение с интервалами неопределенностей максимальных значений окружных напряжений в оболочке твэла TBCA-T.mod.2 в сравнении с предельно допустимым значением.

Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора (фиг. 1) состоит из следующих конструктивных элементов: топливный столб, набранный из сплошных топливных таблеток, пружинный фиксатор, оболочка 9, верхняя 8 и нижняя 1 заглушки. Топливный столб состоит из трех частей - верхней бланкетной части 2, активной части 3 и нижней бланкетной части 4. Пружинный фиксатор состоит из трех частей - витков фиксирующей группы 5, буферных витков 6 и витков компенсирующей группы 7.

Оболочка 9 тепловыделяющего элемента выполнена в виде полого цилиндра. Длина L оболочки 9 составляет 3946±1 мм. Наружный диаметр оболочки 9 составляет 9,10±0,04 мм, толщина стенки 0,585±0,05 мм. Оболочка 9 может быть выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч. или Э110М.

Из уровня техники широко известно применение циркониевого сплава Э110 для изготовления оболочек и заглушек твэлов ядерных реакторов (патенты РФ на изобретения №2647127, 2124767, 2526856, 2170956, 2125305, 2381881, 2219599, патенты РФ на полезные модели №89904, 180840 и др.). Химический состав циркониевого сплава Э110, % масс: 0,9-1,1 ниобия, до 0,07 железа, до 0,01 кислорода, до 0,05 гафния, остальное - цирконий и примеси (состав известен из патентов РФ на изобретения №2174565, 2688086).

Сплав Э110 о.ч. (также употребляется обозначение «Э110 опт.») является сплавом Э110, но с более жесткими требованиями по химическому составу. Обозначение «о.ч.» расшифровывается как «особо чистый» («опт.» - «оптимизированный»). Основной целью ужесточения требований является снижение максимального содержания гафния с 0,05 до 0,01% масс, а также сужения допустимого диапазона содержания кислорода. Сниженное количество гафния по сравнению со сплавом Э110 обеспечивает снижение поглощения нейтронов оболочкой, что приводит к увеличению энерговыработки. Ограниченный диапазон содержания кислорода приводит к более стабильному сопротивлению коррозии. Химический состав циркониевого сплава Э110 о.ч., % масс: ниобий от 0,9 до 1,1, железо 0,04-0,07, кислород от 0,06 до 0,01, гафний до 0,01, остальное - цирконий и примеси (состав известен из патента РФ на изобретение №2700892; диссертации д.т.н. Маркелова В.А. «Совершенствование состава и структуры сплавов циркония в обеспечение работоспособности ТВЭЛОВ, ТВС и труб давления активных зон водоохлаждаемых реакторов с увеличенным ресурсом и выгоранием топлива», 2010 г. https://www.dissercat.com/content/sovershenstvovanie-sostava-i-struktury-splavov-tsirkoniya-v-obespechenie-rabotosposobnosti-t/read; статьи за авторством Конькова В.Ф., Маркелова В.А., Новикова В.В. и др. «Модель коррозии цирконий-ниобиевых сплавов в реакторах с водой под давлением», Атомная Энергия, т. 116, вып. 3, март 2014, стр. 146-151).

Также в качестве материала оболочки может быть применен известный в науке и технике циркониевый сплав Э110М. Э110М является модификацией сплава Э110. Химический состав циркониевого сплава Э110М номинальные значения, % масс: ниобий от 0,9 до 1,1, железо от 0,07 до 0,15, кислород от 0,1 до 0,15, гафний до 0,01, остальное - цирконий и примеси (состав известен из: диссертации к.т.н. Белова В.А. «Сопротивление разрушению модифицированных циркониевых сплавов для оболочечных труб атомных реакторов», 2011 г, https://misis.ru/files/2942/Belov_V.A.pdf; статьи за авторством Никулиной А.В., Маркелова В.А., Новикова В.В. и др. «Циркониевый сплав Э110М для оболочек твэлов реакторов ВВЭР-1000 и PWR», ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы. Номер 4(95), 2018, стр. 22-29, АО «ВНИИНМ»; статьи за авторством Конькова В.Ф., Маркелова В.А., Новикова В.В. и др. «Модель коррозии цирконий-ниобиевых сплавов в реакторах с водой под давлением», Атомная Энергия, т. 116, вып. 3, март 2014, стр. 146-151). Содержание гафния в сплаве Э110М находится на уровне сплава Э110о.ч. Преимущество использования данного сплава - увеличение прочности за счет повышенного содержания железа, и увеличение коррозионной стойкости оболочек за счет повышенного содержания кислорода, по сравнению с применением сплава Э110о.ч., что позволит дополнительно увеличить надежность твэлов при эксплуатации и увеличить глубину выгорания топлива при сохранении работоспособности.

Верхняя заглушка 8 концентрично приварена к верхнему торцу оболочки 9. Нижняя заглушка 1 концентрично приварена к нижнему торцу оболочки 9. При этом верхняя 8 и нижняя 1 заглушки могут быть приварены к оболочке 9 контактно-стыковой сваркой. Верхняя 8 и нижняя 1 заглушки могут быть выполнены из циркониевого сплава Э110. Химический состав сплава Э110 известен из уровня техники и указан выше.

Верхняя 8 и нижняя 1 заглушки с оболочкой 9 обеспечивают герметичную полость внутри тепловыделяющего элемента с исходным давлением инертного газа, находящегося внутри оболочки 9, равным 2,7±0,2 МПа. В качестве инертного газа может быть использован гелий с содержанием не менее 99%. Инертный газ подается для обеспечения коррозионной стойкости, прочности твэла и теплопроводности.

В оболочке 9 концентрично размещен топливный столб, набранный из топливных таблеток. Цилиндрические топливные таблетки выполнены сплошными, без центрального отверстия, могут быть выполнены с лунками 10 на основаниях таблеток и фасками 11 (скосом) на торцевых кромках.

Суммарная масса топливных таблеток составляет 1825±20 г, внешний диаметр d₃ каждой топливной таблетки - 7,8±0,03 мм, длина (высота) каждой топливной таблетки L₆ составляет 11±1 мм.

Нижняя топливная таблетка своим нижним торцом касается нижней заглушки 1, верхняя топливная таблетка касается пружинного фиксатора.

Топливный столб состоит из последовательно расположенных групп топливных таблеток - верхней бланкетной части 2, активной части 3 и нижней бланкетной части 4 топливного столба. Длина L₅ верхней бланкетной части 2 составляет 100±10 мм, длина L₄ активной части 3 - 3380±9 мм, и длина L₃ нижней бланкетной части 4 - 200±6 мм. Таким образом, суммарная длина топливного столба L₁ составляет 3680±9 мм.

Топливные таблетки выполнены из диоксида урана UO₂, при этом различные части топливного столба отличаются обогащением по урану-235 в соответствии с необходимым соотношением для расчетной топливной загрузки. А именно, топливные таблетки активной части 3 топливного столба выполнены из диоксида урана с содержанием урана-235 от 0,1 до 5% масс, при этом топливные таблетки верхней 2 и нижней 4 бланкетных частей топливного столба выполнены из диоксида урана с содержанием урана-235 меньшим, чем в активной части.

Таким образом, увеличена масса топлива, и, соответственно, загрузка топлива в активную зону реактора является увеличенной - за счет отсутствия центрального отверстия в таблетке, за счет увеличения внешнего диаметра таблетки и увеличения внутреннего диаметра оболочки по сравнению с известными техническими решениями.

Пружинный фиксатор (см. фиг. 1) концентрично размещен в оболочке 9 и выполнен в виде цилиндрической пружины с возможностью поджатия топливного столба к нижней заглушке 1 в осевом направлении. Витки компенсирующей группы 7, буферные витки 6 и витки фиксирующей группы 5 пружинного фиксатора расположены последовательно снизу вверх от верхнего торца топливного столба.

Витки компенсирующей группы 7 выполнены с возможностью обеспечения осевого усилия поджатия топливного столба, необходимого для сохранения сплошности топливного столба. При этом виток компенсирующей группы 7, контактирующий с верхней топливной таблеткой, поджат и подшлифован для увеличения площади контакта с верхним торцом топливного столба.

Буферные витки 6 выполнены с уменьшенным шагом по сравнению с витками компенсирующей группы 7.

Витки фиксирующей группы 5 выполнены с возможностью обеспечения удержания пружинного фиксатора от осевого перемещения вдоль оболочки.

Длина L₂ внутреннего свободного объема под оболочкой 9 между нижней поверхностью верхней заглушки 8 и верхним торцом топливного столба (более конкретно - верхним торцом верхней бланкетной части 2 топливного столба) составляет 256±9 мм.

Длина L₀ тепловыделяющего элемента составляет 3978±2 мм.

Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора располагается в составе тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного реактора в вертикальном положении в потоке теплоносителя, который является замедлителем быстрых нейтронов, необходимых для деления урана-235 и выделения тепловой энергии.

Основной задачей тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического ядерного реактора является передача тепла, выделяющегося за счет деления урана-235 в топливной таблетке к теплоносителю через цилиндрическую оболочку с исключением прямого контакта топливных таблеток и теплоносителя, что является обеспечением надежной и безопасной эксплуатации ядерного энергетического реактора. При этом чем больше урана-235 находится в топливных таблетках, тем больше деления ядер может произойти, а следовательно энергии передано теплоносителю, и выработано электроэнергии.

Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора работает следующим образом.

К оболочке 3 из циркониевого сплава приваривают нижнюю 1 заглушку, например, методом контактно-стыковой сварки в среде инертного газа, обеспечивая герметичное соединение в нижней части тепловыделяющего элемента. В качестве циркониевого сплава используют сплав Э110 о.ч. (% масс.: ниобий от 0,9 до 1,1, железо от 0,04 до 0,07, кислород от 0,07 до 0,01, гафний до 0,01, остальное - цирконий и примеси) или сплав Э110М (% масс.: ниобий от 0,9 до 1,1, железо от 0,07 до 0,15, кислород от 0,1 до 0,15, гафний до 0,01, остальное - цирконий и примеси).

В оболочку 3 помещают сплошные топливные таблетки из диоксида урана. При этом топливные таблетки активной части 3 топливного столба выполняют из диоксида урана с содержанием урана-235, выбранного из интервала от 0,1 до 5% масс., а топливные таблетки верхней 2 и нижней 4 бланкетных частей - выполняют из диоксида урана с содержанием урана-235 меньшим, чем в активной части 3. Массу топливного столба выбирают из интервала от 1805 до 1845 г, такая увеличенная суммарная загрузка топлива в активную зону обеспечивает увеличение энергоэффективности и выгорания топлива.

В процессе изготовления тепловыделяющего элемента пружинный фиксатор с усилием поджимает топливный столб к нижней заглушке 1 в осевом направлении, обеспечивая сохранение сплошности топливного столба. Витки компенсирующей группы пружинного фиксатора 7 обеспечивают осевое усилие поджатия топливного столба. Витки фиксирующей группы 5 пружинного фиксатора обеспечивают удержание пружинного фиксатора от осевого перемещения вдоль оболочки 3. Закрепление витков фиксирующей группы 5 пружинного фиксатора внутри оболочки 9 осуществляют за счет посадки с натягом на внутреннюю поверхность оболочки 9. Буферные витки 6 обеспечивают правильную установку пружинного фиксатора в твэл, при этом витки компенсирующей группы 7 не повреждаются за счет усилия установки.

При приварке верхней заглушки 8 к оболочке 3, после откачки воздуха из свободного объема под оболочкой, внутрь твэла подают инертный газ под давлением - например, гелий с содержанием не менее 99% и герметизируют верхнее сварное соединение, например, методом контактно-стыковой сварки.

Верхняя 8 и нижняя 1 заглушки могут быть выполнены из циркониевого сплава Э110 (химический состав сплава Э110, % масс: ниобий от 0,9 до 1,1, железо до 0,07, кислород до 0,01, гафний до 0,05, остальное - цирконий и примеси).

Образованные вышеописанным образом герметичные тепловыделяющие элементы собирают в тепловыделяющие сборки, загружаемые в активную зону ядерного реактора.

Для тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора согласно изобретению рассчитаны зависимости максимальных значений температур топлива, давления газа под оболочкой, окружных напряжений от локального выгорания (фиг. 3, 4, 5). По зависимостям видно, что максимальные значения находится ниже предельных с учетом границ неопределенности, что говорит о сохранении надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора.

Таким образом, изобретение обеспечивает:

- увеличение коэффициента полезного действия (КПД) водо-водяного энергетического ядерного реактора путем увеличения энерговыработки за счет повышенной загрузки топлива - массой от 1,805 до 1,845 кг, в отличие, например, от /3/, где масса топлива от 0,93 до 1,52 кг, что достигается благодаря увеличению длины топливного столба, уменьшению толщины цилиндрической оболочки (соответственно, увеличению внутреннего диаметра цилиндрической оболочки), и использованию топливных таблеток без центрального отверстия,

- увеличение КПД водо-водяного энергетического ядерного реактора путем увеличения энерговыработки за счет сниженного количества гафния в материале цилиндрической оболочки (сплавах Э110 о.ч. или Э110М), который поглощает нейтроны, необходимые для деления урана-235, в отличие, например, от материала цилиндрической оболочки из сплава Э110, в котором содержание гафния больше (известно из /4/),

- увеличение проектных запасов при прочностных расчетах и увеличение коррозионной стойкости во время эксплуатации при применении перспективного сплава Э110М,

- упрощение технологии изготовления твэла по сравнению с существующей технологией (известной, например, из /3/) за счет отсутствия необходимости корректировки технологии изготовления всех элементов конструкции твэла,

- сохранение надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора, подтвержденное расчетным обоснованием, приведенным выше.

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкции тепловыделяющих элементов. Тепловыделяющий элемент содержит цилиндрическую оболочку из циркониевого сплава Э110 о.ч. или Э110М длиной 3946±1 мм, с наружным диаметром 9,10±0,04 мм и толщиной стенки 0,585±0,05 мм, верхнюю и нижнюю заглушки, топливный столб, размещенный в оболочке с высотой каждой топливной таблетки 11±1 мм, внешним диаметром 7,8±0,03 мм и суммарной массой всех топливных таблеток 1825120 г, и пружинный фиксатор, размещенный в оболочке, выполненный в виде цилиндрической пружины и состоящий из витков компенсирующей группы, буферных витков и витков фиксирующей группы. При этом топливные таблетки активной части топливного столба выполнены из диоксида урана с содержанием урана-235 от 0,1 до 5 мас.%, а топливные таблетки верхней и нижней бланкетных частей топливного столба выполнены из диоксида урана с содержанием урана-235, меньшим, чем в активной части. Длина тепловыделяющего элемента составляет 3978±2 мм. Изобретение позволяет увеличить коэффициент полезного действия водо-водяного энергетического ядерного реактора с сохранением надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента. 4 з.п. ф-лы, 5 ил.

1. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора, содержащий

оболочку длиной 3946±1 мм, выполненную из циркониевого сплава Э110 о.ч. или Э110М в виде полого цилиндра с наружным диаметром 9,10±0,04 мм и толщиной стенки 0,585±0,05 мм, содержащую инертный газ,

верхнюю и нижнюю заглушки, концентрично приваренные соответственно к верхнему и нижнему торцам оболочки с возможностью обеспечения герметизации внутри тепловыделяющего элемента и возможностью обеспечения величины исходного давления инертного газа 2,7±0,2 МПа,

топливный столб, концентрично размещенный в оболочке, набранный из сплошных топливных таблеток с высотой каждой топливной таблетки 11±1 мм, внешним диаметром 7,8±0,03 мм и суммарной массой всех топливных таблеток 1825±20 г, и состоящий из последовательно расположенных верхней бланкетной части длиной 100±10 мм, активной части длиной 3380±9 мм и нижней бланкетной части длиной 200±6 мм, причем топливные таблетки активной части топливного столба выполнены из диоксида урана с содержанием урана-235 от 0,1 до 5мас.%, а топливные таблетки верхней и нижней бланкетных частей топливного столба выполнены из диоксида урана с содержанием урана-235, меньшим, чем в активной части,

пружинный фиксатор, концентрично размещенный в оболочке, выполненный в виде цилиндрической пружины с возможностью поджатия топливного столба к нижней заглушке в осевом направлении и состоящий из последовательно расположенных от верхнего торца топливного столба витков компенсирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения осевого усилия поджатия топливного столба, необходимого для сохранения сплошности топливного столба, буферных витков, выполненных с уменьшенным шагом по сравнению с витками компенсирующей группы, и витков фиксирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения удержания пружинного фиксатора от осевого перемещения вдоль оболочки, причем нижний виток компенсирующей группы подшлифован для увеличения площади контакта с верхним торцом топливного столба,

при этом длина внутреннего свободного объема под оболочкой между нижней поверхностью верхней заглушки и верхним торцом топливного столба составляет 256±9 мм, длина тепловыделяющего элемента составляет 3978±2 мм.

2. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что верхняя и нижняя заглушки выполнены из циркониевого сплава Э110.

3. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что верхняя и нижняя заглушки приварены к оболочке контактно-стыковой сваркой.

4. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что в качестве инертного газа содержит гелий не менее 99 об.%.

5. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что топливные таблетки выполнены с лунками и фасками на торцах.