CN110383392B - 核反应堆燃料组件及其生产方法 - Google Patents
核反应堆燃料组件及其生产方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN110383392B CN110383392B CN201780080808.7A CN201780080808A CN110383392B CN 110383392 B CN110383392 B CN 110383392B CN 201780080808 A CN201780080808 A CN 201780080808A CN 110383392 B CN110383392 B CN 110383392B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- fuel
- elements
- bundle
- spacer
- sheath
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/336—Spacer elements for fuel rods in the bundle
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/336—Spacer elements for fuel rods in the bundle
- G21C3/338—Helicoidal spacer elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/334—Assembling, maintenance or repair of the bundles
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors
- Y10S376/901—Fuel
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Fuel-Injection Apparatus (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明涉及核反应堆的燃料组件设计,并且可以用于快中子反应堆堆芯。技术成果是燃料组件中的燃料元件束的更可靠的间隔,并减少所述元件与间隔元件接触的区域中的燃料元件的包壳上的局部应力。一种燃料组件包括通过护套彼此连接的顶部管嘴和底部管嘴;以及棒式燃料元件束,所述束借助于格栅和缠绕每个燃料元件的包壳的螺旋间隔元件布置在燃料组件中。燃料组件的特征在于,至少束中的外围燃料元件设置有间隔元件,所述间隔元件为具有纵向通槽的薄壁管的形式,其中,元件在它们与护套接触的区域中具有大致椭圆形横截面。一种生产燃料组件的方法,包括在放置在护套中之前横向压缩燃料元件束,由此外围燃料元件的间隔元件在它们与护套接触的区域中获得大致椭圆形横截面。
Description
技术领域
本发明涉及核反应堆的燃料组件设计,并且可以用于快中子反应堆堆芯。
背景技术
一种具有棒式燃料元件的核反应堆的燃料组件是通过结构框架彼此连接的顶部管嘴和底部管嘴,所述结构框架提供具有必要的强度和刚度的燃料组件。在燃料组件的顶部管嘴与底部管嘴之间,借助于反应堆堆芯中的沿燃料组件轴线的固定和间隔元件,安装允许自由温度和辐射膨胀的燃料元件束。燃料组件的顶部管嘴和底部管嘴装配有将燃料组件安装并固定在反应堆堆芯中的装置,并且还装配有从反应堆中移除燃料组件的装置。已经开发了用于热中子和快中子反应堆的具有棒式燃料元件的燃料组件设计的不同实施例;它们在上述结构元件的具体设计和制造它们的材料方面彼此不同。
已知一种用于WWER式核反应堆的燃料组件,其包括顶部管嘴、底部管嘴和通过六角形形式的护套彼此连接的中心管,使用固定和间隔元件将燃料核形式的燃料元件束以密封圆柱形包壳的方式放置在所述中心管内(RU2088982)。用于将燃料元件固定在燃料组件中并且用于在束中将它们横向间隔开的装置以顶部和底部端部格栅和安装在端部格栅之间的几个间隔格栅的形式设置。燃料元件对接部固定在端部格栅中,其中,顶部格栅配置为沿轴向方向在设置在护套角部中的槽中移动。间隔格栅安装在中心管上,并且可以沿轴向方向在设置在中心管中的槽中移动。
使用固定和间隔燃料元件的几个格栅的已知解决方案,导致增加了冷却剂流动的液压阻力以及较差的传热状况。此外,堆芯区段中的格栅材料的腐蚀和辐射引起的蠕变导致栅元的几何结构和格栅材料的弹性特性发生变化,这增加了单个燃料元件的包壳的振动和微动的可能性。
已知一种用于动力热中子和快中子核反应堆的燃料组件的设计,包括顶部管嘴、底部管嘴、框架、顶部和底部端部格栅、间隔元件以及借助于端部格栅和间隔元件布置在燃料组件中的棒式燃料元件束(RU 2340019)。框架连接顶部管嘴和底部管嘴,并以护套、中心管(端部格栅安装在其上)和拉杆(tie bar)(沿燃料组件外周安装在端部格栅中)的形式制成。间隔元件以平行安装在燃料元件之间并固定在端部格栅中的纵向管的形式制成,还以沿护套外围布置在燃料组件内的穿孔壳环的形式制成。间隔元件管可以制成具有纵向槽和切口,所述纵向槽和切口形成相互连接的圆柱形间隔肋,并沿燃料组件的高度以规定的节距布置。框架装配有几个固定元件,所述固定元件缠绕燃料元件束,并且沿框架的高度安装。固定元件由具有比燃料元件包壳(例如,钢EP-823)的线性膨胀系数小的系数的材料(例如,钼基材料)制成。该发明旨在确保反应堆堆芯中的燃料元件的可靠间隔。
燃料组件的已知设计的一个缺点是,由于存在护套、支撑元件、中心管和穿孔壳环形式的框架,其金属强度增加。燃料组件具有复杂的结构,用于在底部和顶部端部格栅中安装燃料元件束、管式间隔元件和框架拉杆系统。这导致格栅区域中冷却剂通道的流动截面减少,并增加燃料组件的液压阻力。
已知一种用于具有棒式燃料元件的BN式反应堆的快中子核反应堆燃料组件,包括顶部管嘴、底部管嘴和六角形截面管形式的护套(动力反应堆的燃料元件的开发、生产和运行,莫斯科,Energoizdat,1995年,第2册,第158页)。 借助于固定和间隔元件,将燃料元件束放置在燃料组件内,所述燃料元件束具有外径在大约6 mm范围之内,并且包壳的厚度大约0.3 mm的包壳。不锈钢用于制造燃料组件元件和燃料元件包壳。用于在燃料组件中固定和间隔燃料元件束的装置以支撑格栅和金属丝的形式制成,所述金属丝直径大约为1 mm,以大约100 mm的节距以螺旋的方式缠绕燃料元件包壳表面。为了使沿堆芯区段释放的能量和冷却剂的消耗均等,借助于具有1.3 x 0.6 mm椭圆形横截面的金属丝间隔燃料组件中的外围排的燃料元件(直接安装在护套壁处的燃料元件)。
燃料元件的这种设计的一个缺点是间隔元件在横向平面中的刚度。因此,在堆芯中的燃料照射过程中的燃料膨胀和燃料元件包壳直径的增加导致燃料元件的薄壁包壳上的局部应力的增加以及包壳与间隔元件之间的接触区中点蚀过程的加速。
此外,使用具有椭圆形横截面的金属丝形式的间隔元件,大幅改变了在燃料组件内放置和间隔外围燃料元件的状况。因此,沿等于金属丝缠绕节距的燃料组件的高度,放置在具有三角形格栅的束内的每个燃料元件在12个点处与相邻燃料元件接触。同时,6个触点形成在其间隔元件与相邻燃料元件的包壳之间,并且6个另外的触点形成在该燃料元件的包壳与六个相邻燃料元件的间隔元件之间。
外围排中的每个燃料元件(角部元件除外)与两个其他外围燃料元件、束中的两个内部燃料元件和护套相邻。沿等于金属丝缠绕节距的燃料组件的高度,每个外围燃料元件仅具有三个间隔触点:两个触点在其包壳与束中的两个内部燃料元件的圆金属丝之间,并且一个触点在其具有椭圆形横截面的金属丝与燃料组件护套之间。这是由于椭圆形间隔元件不与四个相邻燃料元件的包壳接触,并且它们之间的间隙是0.45 mm(1.05–0.6)。这样,已知解决方案的外围燃料元件的间隔触点是布置在束内的燃料元件的1/4(12/3)。当补偿燃料元件束中的间隔负荷时,这导致外围燃料元件的包壳与内部燃料元件的间隔元件和燃料组件护套之间的接触区之内的应力大幅增加,这促进了作用在包壳上的点蚀过程的加速,并增加了破坏其完整性的可能性。
已知解决方案的一个缺点是燃料元件和燃料组件的制造的复杂性,其中,使用具有增加的包壳直径(大约10 mm)的燃料元件和金属丝(大约3 mm),并且相邻燃料元件的包壳之间的距离大于3 mm。在这种情况下,已知设计的使用与缠绕燃料元件的薄壁包壳的由不锈钢制成的厚重且坚硬的金属丝有关,这导致包壳的变形并破坏燃料元件的几何形状(例如,元件的弯曲)。
发明内容
本发明的目的是提高核反应堆堆芯中的燃料组件的可靠性,提高燃料组件的金属强度,并且开发用于铅冷却快中子反应堆和具有氮化铀钚燃料的反应堆的燃料组件设计。
本发明的技术成果是提高燃料组件中的燃料元件束间隔的可靠性,并减少燃料元件与间隔元件接触的区域之内的燃料元件包壳上的局部应力。
所述技术成果是通过以下事实实现的,在燃料组件中(包括借助于护套彼此连接的顶部管嘴和底部管嘴;棒式燃料元件束,所述束借助于格栅和缠绕每个燃料元件包壳并固定在它们的端部处的螺旋间隔元件布置在燃料组件中),至少束中的外围燃料元件设置有间隔元件,所述间隔元件为具有纵向通槽的薄壁管的形式,其中,所述元件在它们与护套接触的区域中具有大致椭圆形横截面。
燃料组件的可能具体实施例的特征为以下参数:
- 燃料组件的所有燃料元件设置有间隔元件(以下称为元件),所述间隔元件为具有纵向通槽以及相同外径的薄壁圆管的形式;
- 外围燃料元件设置有元件,所述元件为具有纵向通槽的薄壁圆管的形式,而束内的燃料元件以金属丝的形式设置,其中,元件和金属丝具有相同外径;
- 元件中的槽的宽度设定在其直径的0.1至0.35之内;
- 元件壁的厚度设定在燃料元件包壳的厚度的0.25至1之内;
- 与束中的其他燃料元件相比,外围燃料元件部分具有减小的在横向平面中的变形阻力;
- 外围燃料元件中的槽的宽度设定在元件直径的0.20与0.35之间,并且- 其他燃料元件中的槽的宽度设定在元件直径的0.1与0.30之间;
- 外围燃料元件的壁厚设定在燃料元件包壳厚度的0.25与0.6之间,而其他燃料元件的壁厚在燃料元件包壳厚度的0.4与1之间。
技术成果还通过以下事实实现,在生产燃料组件的方法中(包括用螺旋间隔元件形成燃料元件束,将燃料元件束放置在护套中,并将护套与燃料组件的顶部和底部管嘴连接),至少束中的外围燃料元件设置有间隔元件,所述间隔元件为具有纵向通槽的薄壁圆管的形式,并且在燃料组件的制造期间,燃料元件通过燃料元件束的横向压缩,在燃料元件与护套接触的区域中获得大致椭圆形横截面。
实施燃料组件生产方法的可能具体选项的特征为以下参数:
- 在将燃料元件束插入到护套中之前,借助于几个六角形压缩环箍,在横向平面中压缩束,当将燃料元件束插入到护套中时,从束表面逐个移除所述环箍;
- 在元件的弹性变形范围之内压缩燃料元件束。
本发明的实质在于提供一种具有间隔元件的燃料元件束,所述间隔元件为具有纵向通槽的螺旋薄壁管的形式,以及建立一系列确保内部和外围燃料元件的间隔的可靠性和减少燃料元件包壳上的局部应力的特征。
技术成果是由于以下事实实现的,建议的解决方案允许形成外围燃料元件的所需的横剖面:与束的四个相邻燃料元件接触的区中的圆形剖面,与护套接触的区中的椭圆形剖面。在组装燃料组件的过程中在燃料元件束的横向压缩和在护套中的安装期间,元件在其与护套接触的区中的椭圆形横截面直接由圆形横截面形成。外围燃料元件的局部变形是在两个因素的影响下实现的:a)元件与护套之间接触的区中的燃料元件束的膨胀压力的集中,以及b)与其他燃料组件元件相比,这些元件在横向方向上减小的变形阻力。减小的变形阻力是槽宽度相对增加和外围燃料元件的壁的厚度减小的结果。在束压缩的第一阶段,选择技术间隙,并在元件与护套接触的区中形成元件的椭圆形横截面;接下来,实现燃料元件束在护套中所需的间隔张力。
燃料元件间隔的提高的可靠性还由于以下事实实现,建议的解决方案确保在元件的每个缠绕节距处,每个外围燃料元件的尺寸间隔有9个接触点。五个触点由燃料元件和四个相邻燃料元件的包壳和护套形成,并且四个触点由该燃料元件的包壳和相邻燃料元件形成。与原型中所述的已知燃料组件相比,本发明将外围燃料元件的间隔触点的数量增加了2倍(9/3)。该解决方案使之有可能,大幅增加均匀性并降低由于元件对燃料温度和辐射膨胀的影响,在外围燃料元件的包壳上和束的其他燃料元件的包壳上的局部机械应力的程度。
技术成果还通过使用生产燃料组件的方法实现,根据所述方法,至少束中的外围燃料元件设置有间隔元件,所述间隔元件为具有纵向通槽的薄壁圆管的形式,并且在燃料组件的制造期间,燃料元件通过燃料元件束的横向压缩,在燃料元件与护套接触的区域中获得大致椭圆形横截面。
下面更详细地给出燃料组件的具体示例性实施例以及使用建议的解决方案生产燃料组件的方法的变体。
优选实施例是提供所有燃料组件元件,所述元件具有纵向通槽和相同外径的薄壁圆管的形式。这种设计允许大幅提高外围燃料元件的间隔的可靠性,并允许降低束的所有燃料元件的包壳上的局部应力。考虑到温度和辐射增加包壳直径,这通过元件的变形来实现。
本发明的一个可能的实施例是提供外围燃料元件,所述元件为具有纵向通槽的薄壁圆管的形式,并且提供具有金属丝间隔元件的束内的燃料元件。在这种情况下,元件和金属丝的外径相等,提供束的所有燃料元件的可靠的间隔。由于外围燃料元件的附加变形,提供束的所有燃料元件的包壳上的局部应力降低。然而,这种设计仅用于实现其中使用具有相对较小直径(直至1.5-2 mm)的间隔元件的燃料组件。
燃料组件的设计确保,通过当间隔负荷增加时使元件可能变形,补偿反应堆堆芯中的燃料元件包壳的温度和辐射膨胀。在槽宽度的范围之内,元件在横向方向上的变形是由于元件在横向平面上的剖面弯曲发生的,并且不会导致燃料元件的包壳上的接触应力大幅增加,这提高了其在高水平燃料燃烧下的可靠性。此外,这种元件设计确保了冷却剂在反应堆堆芯中在纵向方向和横向方向上通过元件槽的输入和输出。降低了冷却剂杂质沉淀在局部现场的可能性,以及燃料元件的包壳形成过热和腐蚀区域的可能性。考虑到包壳沿燃料元件的高度以不均匀的方式燃烧和膨胀,槽的宽度可以变化。它可以是元件的中间部分比外围部分小。
为了保证间隔元件的纵向刚度和它们在横向变形期间的负荷减小的最佳组合,元件的壁厚设定在燃料元件包壳厚度的0.25与1之间。元件壁厚的所述值及其由与燃料元件包壳的材料相同的材料(例如,由不锈钢)制造,帮助形成最佳状况,用于确保元件的端区段与燃料元件的包壳或其端塞之间的焊接接头的强度和可靠性。所述元件可以由薄壁管制成,在其中制成贯穿切口,以形成设定宽度的纵向槽,或者通过弯曲薄壁条制成。元件中的槽的宽度可以通过铣削管和通过切割和在切口边缘的管内部弯曲而不需要去除金属来形成。在燃料元件的制造过程中以及燃料在堆芯中燃烧时,具有沿切口线在内部弯曲的边缘的元件增加了元件形状的刚度和稳定性。
外围燃料元件的间隔元件在横向平面上减小的变形阻力是通过相对增加从元件直径的0到0.35的元件的槽宽度来实现的,其他燃料元件的元件的槽宽度范围从元件直径的0.1到0.25。另外,为了减小横向变形阻力,外围燃料元件的壁厚设定在燃料元件包壳的厚度的0.25与0.6之间,其他燃料元件的壁厚设定在燃料元件包壳的厚度的0.4与1之间。在每种具体情况下,改变这些参数使之有可能确保外围燃料元件在它们与护套接触的区中的间隔元件的大幅变形,并且在组装燃料组件时,在这些区中直接形成给定尺寸的元件的椭圆形横截面。
根据生产燃料组件的方法,通过在燃料组件的生产期间燃料元件束的横向压缩,外围燃料元件在它们与护套接触的区域中获得大致椭圆形横截面。或者由于当束插入到护套中时来自护套侧面的压力直接进行固定在格栅中的燃料元件的横向压缩,或者借助于几个六角形压缩环箍进行固定在格栅中的燃料元件的横向压缩。将环箍在打开状态下放在燃料元件束上,然后将它们的部分拉在一起,直到在燃料元件与元件之间形成装配间隙,并且直到外围燃料元件在它们与环箍接触的点处获得椭圆形横截面。燃料组件护套开始以其对接部放在经组装的燃料元件束上;接下来,当束插入到护套内时,从束表面逐个移除压缩环箍。因此,在护套内形成具有给定形式的横截面的束以及外围燃料元件在它们与护套接触的区中的椭圆形横截面。因为在元件的弹性变形范围之内压缩燃料元件束,所以束可以安装在燃料组件护套中,在束中的燃料元件之间和束与护套之间接触的区中具有一定的张力。在所述范围之内选择元件参数使之有可能在束的压缩的第一阶段选择技术间隙,并在元件与护套接触的区中形成元件的椭圆形横截面,然后确保护套中的燃料元件束和护套本身所需的间隔张力。
附图说明
图1和图2提供了根据本发明的燃料组件的形成及其生产方法的图示。图1示出了燃料组件的横截面的片段,所述燃料组件具有三角形格栅,用于将燃料元件打包成束。图2示出了在元件横截面变形的不同状况下,外围燃料元件与护套接触的区中的燃料组件的横截面的片段。
具体实施方式
根据本发明,燃料组件包括借助于护套(1)彼此连接的顶部管嘴和底部管嘴(在图示中未示出);以及借助于格栅(未示出)布置在燃料组件中的棒式燃料元件束(2)。束由具有间隔元件(4)的内部燃料元件(3)以及具有间隔元件(6)的外围燃料元件(5)构成,所述间隔元件(6)与护套(1)接触。间隔元件(4)和(6)设置有纵向通槽(7)。外围排的燃料元件(5)的元件(6)在它们与护套(1)接触(8)的区中具有大致椭圆形横截面(9)(图1示出在穿过接触(8)的平面中的椭圆形(9))。
元件(4)和(6)中的槽(7)的宽度设定在元件直径的0.1与0.35之间。元件(4)和(6)的壁厚设定在燃料元件包壳的厚度的0.25与1之间。与元件(4)相比,外围燃料元件(5)的元件(6)具有减小的横向方向上的变形阻力。为此,元件(6)中的槽(7)的宽度设定在元件直径的0.20与0.35之间,元件(4)的相应值在0.1与0.30之间;元件(6)的壁厚设定在燃料元件包壳厚度的0.25与0.6之间,而元件(4)的相应数字在0.4与1之间。
燃料组件的生产如下。根据已知技术,通过将燃料元件束的下端部分固定在格栅中(图中未示出),形成具有元件的燃料元件束。可以通过例如当将束插入到护套内时束与护套的内侧直接接触,实现束(2)的横向压缩。还可以借助于几个两件式六角形环箍(10)进行由燃料元件(3)和(5)构成的束(2)的横向压缩,所述环箍在收缩状况下具有与燃料组件护套(1)的横截面一致的横截面。将环箍(10)在打开位置上放在束(2)上;接下来,朝向彼此拉环箍的两部分,并在横向平面中压缩束,直到形成装配间隙,然后直到元件(6)在它们与环箍(11)接触的区(8)中变形为具有椭圆形横截面(9)。接下来,将经收缩的束(2)的自由端插入到护套(1)中,并通过逐个移除环箍(10)将护套放在束上,因为环箍被护套(1)替换。因此,在护套(1)中形成具有给定形状(例如,六角形)的横截面的束(2)和燃料元件(5)在它们与护套(1)接触的区(8)中的椭圆形横截面(9)。图2a示出了在压缩束之前元件(6)的横截面的初始状况,图2b示出了在束(2)被环箍(10)压缩之后元件(6)的椭圆形横截面;即使在束(2)插入到护套(1)中之后该横截面也不会改变。在元件(4)和(6)的弹性变形范围之内进行束(2)在环箍(10)和护套(1)中的压缩,这确保了束中的燃料元件之间以及外围燃料元件(5)与护套(1)之间的受控制的间隔张力。
在堆芯中的燃料照射过程中,发生燃料的辐射膨胀和燃料元件包壳直径增加。根据本发明,在燃料组件中,尺寸的这些变化通过元件(4)和(6)的大幅变形在横向平面中被补偿。在附加变形状况下元件(6)的横截面的形状如图2c)所示,而元件(4)的横截面的形状随着槽(7)宽度的减小而变化,直至图2b)所示的椭圆形横截面。外围燃料元件间隔的可靠性显著提高,影响本发明中的9个接触点(已知解决方案中3个)。这导致薄壁燃料元件包壳上的局部应力的降低,并导致包壳与元件之间的接触区中的点蚀过程减少。
燃料组件的所述特性允许其用于计划的铅冷却快中子反应堆和具有氮化铀钚燃料的反应堆,其中,包壳的外径可以大于10 mm,并且相邻燃料元件的包壳之间的最小距离可以大于3 mm。
燃料组件的建议的设计使之有可能降低由于元件以薄壁管的形式制造的组件的金属强度。元件中的纵向通槽允许显著降低其在横向平面中变形的可能性,并且当反应堆堆芯中的燃料燃烧时,降低燃料元件的包壳上发生的局部应力。所述技术成果的实现帮助提高快中子核反应堆堆芯的中子参数,并提高燃料元件和燃料组件的运行可靠性。该技术解决方案允许纵向方向上的间隔元件的刚度大幅降低。这使之有可能用规定的张力将间隔元件的坯料缠绕在薄壁包壳的表面上,而不会明显破坏燃料元件的几何形状。此外,建议的设计使间隔元件和包壳的焊接接头由于其均匀的成分、其结构和焊接件的几何形状而具有高的可靠性。该技术方案的所述特性允许其在新一代能源快中子核反应堆的燃料组件的制造过程中实际实施。
燃料组件布置的设计和方法的新特征连同其他特征允许采用简单和可靠的手段,以确保束内的和在其外围处的燃料元件的布置所需的特性。这些特性包括在温度和辐射的影响下发生燃料元件和燃料组件框架的尺寸的纵向和横向改变时,保证燃料元件包壳与间隔元件之间的接触区中的局部应力的规定水平,以及保证燃料组件元件的最小金属强度,并简化燃料组件的制造和布置。建议的设计可以用于具有各种横截面形状的燃料组件,例如,正方形或六角形。
Claims (12)
1.一种核反应堆燃料组件,包括:
借助于护套彼此连接的顶部管嘴和底部管嘴,
棒式燃料元件束,每个所述燃料元件设置有包壳,并且借助于格栅和缠绕每个燃料元件的所述包壳并固定在它们的端部处的螺旋间隔元件布置在所述护套中,
其特征在于,
束中的外围燃料元件的间隔元件设置为具有纵向通槽的薄壁管的形式,并且在与所述护套接触的区域中具有椭圆形横截面。
2.如权利要求1所述的燃料组件,其特征在于,所有燃料元件设置有间隔元件,所述间隔元件为具有纵向通槽的薄壁圆管的形式。
3.如权利要求1所述的燃料组件,其特征在于,内部燃料元件设置有金属丝间隔元件,并且其中所述外围燃料元件的间隔元件的管的直径和所述内部燃料元件的间隔元件的金属丝的直径彼此相同。
4.如权利要求1至3中任一项所述的燃料组件,其特征在于,所述间隔元件中的槽的宽度设定在其直径的0.1与0.35之间。
5.如权利要求1或2所述的燃料组件,其特征在于,所述间隔元件壁的厚度设定在所述燃料元件包壳的厚度的0.25与1之间。
6.如权利要求2所述的燃料组件,其特征在于,与所述束中的内部燃料元件的间隔元件相比,所述外围燃料元件的间隔元件具有减小的横向方向上的变形阻力。
7.如权利要求6所述的燃料组件,其特征在于,所述外围燃料元件的间隔元件中的槽的宽度设定在所述外围燃料元件的间隔元件直径的0.20与0.35之间,并且所述内部燃料元件的间隔元件中的槽的宽度设定在所述内部燃料元件的间隔元件直径的0.1与0.30之间。
8.如权利要求6所述的燃料组件,其特征在于,所述外围燃料元件的间隔元件的壁的厚度设定在所述燃料元件包壳的厚度的0.25与0.6之间,并且所述内部燃料元件的间隔元件的壁的厚度设定在所述燃料元件包壳的厚度的0.4与1之间。
9.一种生产如权利要求1所述的燃料组件的方法,包括:
提供具有螺旋间隔元件的燃料元件束,
将所述燃料元件束布置在护套中,
将所述护套与所述燃料组件的顶部管嘴和底部管嘴连接,
其特征在于,
在束中提供具有纵向通槽的薄壁圆管的形式的间隔元件的所述外围燃料元件,并且
在横向平面中压缩所述燃料元件束以在所述间隔元件与所述护套接触的区域中提供外围燃料元件的间隔元件的椭圆形形式的横截面。
10.如权利要求9所述的方法,其特征在于,当所述燃料元件束插入到所述护套中时,由所述护套直接进行压缩。
11.如权利要求9所述的方法,其特征在于,在将燃料元件束插入到护套中之前,借助于几个六角形压缩环箍,在所述横向平面中压缩所述燃料元件束,当将所述燃料元件束插入到所述护套中时,从所述燃料元件束逐个移除所述环箍。
12.如权利要求9至11中任一项所述的方法,其特征在于,在所述间隔元件的弹性变形的范围之内进行所述燃料元件束的压缩。
Applications Claiming Priority (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2016151504 | 2016-12-26 | ||
RU2016151505 | 2016-12-26 | ||
RU2016151505A RU2651263C1 (ru) | 2016-12-26 | 2016-12-26 | Тепловыделяющая сборка и способ ее изготовления |
RU2016151504A RU2647707C1 (ru) | 2016-12-26 | 2016-12-26 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора и способ ее изготовления |
PCT/RU2017/000817 WO2018124934A1 (ru) | 2016-12-26 | 2017-11-03 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора и способ ее изготовления |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN110383392A CN110383392A (zh) | 2019-10-25 |
CN110383392B true CN110383392B (zh) | 2021-10-08 |
Family
ID=62709840
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201780080808.7A Active CN110383392B (zh) | 2016-12-26 | 2017-11-03 | 核反应堆燃料组件及其生产方法 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US10770188B2 (zh) |
EP (1) | EP3561817A4 (zh) |
JP (1) | JP6862552B2 (zh) |
KR (2) | KR20200001790U (zh) |
CN (1) | CN110383392B (zh) |
WO (1) | WO2018124934A1 (zh) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2646597C1 (ru) * | 2016-09-05 | 2018-03-06 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Твэл реактора на быстрых нейтронах |
Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2938848A (en) * | 1958-04-30 | 1960-05-31 | Conrad M Ladd | Fuel elements for nuclear reactors |
DE2043313A1 (de) * | 1969-08-25 | 1971-07-22 | North American Rockwell | Abstandsglied |
FR2146974A1 (en) * | 1971-07-29 | 1973-03-09 | Commissariat Energie Atomique | Nuclear fuel assembly - with deformable peripheral tubes |
JPS5984185A (ja) * | 1982-11-05 | 1984-05-15 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
RU2340019C1 (ru) * | 2007-04-27 | 2008-11-27 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
CN105723465A (zh) * | 2013-11-19 | 2016-06-29 | 阿科姆工程合资(控股)公司 | 一种燃料元件包壳、燃料元件及燃料组件 |
RU2598542C1 (ru) * | 2015-09-30 | 2016-09-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Твэл реактора на быстрых нейтронах, элемент дистанционирования твэла и способ (варианты) изготовления элемента |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1093500B (de) * | 1959-05-22 | 1960-11-24 | Siemens Ag | Abstandhalter fuer Brennelemente mit einer Vielzahl von Brennstaeben |
BE660070A (zh) | 1964-02-21 | 1965-06-16 | ||
JPS4821760Y1 (zh) * | 1968-04-30 | 1973-06-25 | ||
CA887895A (en) * | 1968-06-28 | 1971-12-07 | Combustion Engineering-Superheater Ltd. | Pressure tube reactor fuel bundle |
JPS4834477Y1 (zh) * | 1969-01-27 | 1973-10-18 | ||
US4042456A (en) | 1976-03-16 | 1977-08-16 | Canadian General Electric Company Limited | Nuclear fuel string assembly |
SU1702435A1 (ru) * | 1988-07-04 | 1991-12-30 | Предприятие П/Я В-2679 | Тепловыдел юща сборка дерного реактора |
SU1685195A1 (ru) | 1989-04-24 | 1996-05-20 | Н.И. Арламенков | Тепловыделяющая сборка атомного реактора |
RU2088982C1 (ru) | 1992-02-07 | 1997-08-27 | Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
RU2106023C1 (ru) | 1996-10-28 | 1998-02-27 | Центр комплексного развития технологии энерготехнологических систем "Кортэс" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
RU2528952C1 (ru) * | 2013-07-16 | 2014-09-20 | Юрий Васильевич Потапов | Способ дистанционирования твэлов в тепловыделяющей сборке |
-
2017
- 2017-11-03 CN CN201780080808.7A patent/CN110383392B/zh active Active
- 2017-11-03 US US16/473,868 patent/US10770188B2/en active Active
- 2017-11-03 WO PCT/RU2017/000817 patent/WO2018124934A1/ru active Application Filing
- 2017-11-03 EP EP17887837.7A patent/EP3561817A4/en active Pending
- 2017-11-03 JP JP2019534850A patent/JP6862552B2/ja active Active
- 2017-11-03 KR KR2020207000044U patent/KR20200001790U/ko not_active Application Discontinuation
- 2017-11-03 KR KR1020197018290A patent/KR20190111017A/ko not_active Application Discontinuation
Patent Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2938848A (en) * | 1958-04-30 | 1960-05-31 | Conrad M Ladd | Fuel elements for nuclear reactors |
DE2043313A1 (de) * | 1969-08-25 | 1971-07-22 | North American Rockwell | Abstandsglied |
FR2146974A1 (en) * | 1971-07-29 | 1973-03-09 | Commissariat Energie Atomique | Nuclear fuel assembly - with deformable peripheral tubes |
JPS5984185A (ja) * | 1982-11-05 | 1984-05-15 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
RU2340019C1 (ru) * | 2007-04-27 | 2008-11-27 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
CN105723465A (zh) * | 2013-11-19 | 2016-06-29 | 阿科姆工程合资(控股)公司 | 一种燃料元件包壳、燃料元件及燃料组件 |
RU2598542C1 (ru) * | 2015-09-30 | 2016-09-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Твэл реактора на быстрых нейтронах, элемент дистанционирования твэла и способ (варианты) изготовления элемента |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP3561817A1 (en) | 2019-10-30 |
US10770188B2 (en) | 2020-09-08 |
EP3561817A4 (en) | 2020-07-01 |
JP2020503515A (ja) | 2020-01-30 |
KR20200001790U (ko) | 2020-08-07 |
US20190326024A1 (en) | 2019-10-24 |
JP6862552B2 (ja) | 2021-04-21 |
WO2018124934A1 (ru) | 2018-07-05 |
CN110383392A (zh) | 2019-10-25 |
KR20190111017A (ko) | 2019-10-01 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US6275557B2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
CN101377964B (zh) | 具有防止燃料棒摩擦腐蚀的划艇形弹簧的支撑格架 | |
CN110383392B (zh) | 核反应堆燃料组件及其生产方法 | |
KR100844879B1 (ko) | 연료봉 프레팅 마모저항성이 향상된 w형 및 m형 스프링을구비한 지지격자 | |
RU2647707C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора и способ ее изготовления | |
EP3509072B1 (en) | Fast-neutron reactor fuel rod | |
US8879684B2 (en) | Truss-reinforced spacer grid and method of manufacturing the same | |
EP3358571B1 (en) | Fast neutron reactor fuel rod | |
EP3961650B1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
RU2651263C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка и способ ее изготовления | |
KR100844883B1 (ko) | 연료봉 프레팅 마모방지를 위한 받침 날개형 스프링 및 딤플을 구비한 지지격자 | |
RU2755683C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора | |
KR102250055B1 (ko) | 핵연료 집합체의 지지격자 | |
EP2137738B1 (en) | Method for production of spacers for a nuclear reactor | |
US7149273B2 (en) | Method of fabricating a nuclear reactor fuel assembly grid | |
US20110103539A1 (en) | Resilient spacer for fuel rods of nuclear reactors | |
EA042938B1 (ru) | Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора | |
RU2322710C2 (ru) | Способ изготовления дистанционирующих решеток для тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
EP4360107A2 (en) | Methods and devices to improve performances of rcca and cea to mitigate clad strain in the high fluence region | |
JP2013217762A (ja) | 核燃料要素および燃料集合体 | |
Lascheid | Method for wire wrapping nuclear fuel pins | |
JPH0718298U (ja) | 照射試験用装置 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |