CN116997976A - 核反应堆芯燃料组件 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及核电工程，更特别地涉及核反应堆燃料组件，并且可用于核反应堆中，优选与液态金属冷却剂一起，特别是与重液态金属冷却剂一起使用。正方形或六边形的核反应堆芯燃料组件包括燃料棒，其包层由重液态金属冷却剂中耐腐蚀的铁素体‑马氏体级钢制成，并且具有沿其外表面的周边等距地布置的螺旋肋、下格栅和上格栅以及穿过燃料棒的端塞中的开口和燃料组件的一个格栅的狭槽的锁定线，所述开口的轴线被定向成平行于燃料组件的这些边缘之一，其中所述燃料棒被刚性地紧固在燃料组件的这些格栅之一中，其方式为使得对于燃料组件中的每个燃料棒，锁定线穿过的燃料棒端塞开口的轴线与燃料棒包层端上的肋之一的基部的中部之间的角度对应于燃料棒能够在当反应堆运行时燃料棒包层达到其最高温度的高度处接触肋对肋的角度，其中具有开口的端塞紧固在燃料棒包层端上。
Description
技术领域
本公开涉及核电工程，即涉及核反应堆(NR)的燃料组件，并且可用于NR中，优选与液态金属，特别是与重液态金属冷却剂(HLMC)一起使用。
背景技术
核反应堆芯的燃料组件(FA)是已知的(俄罗斯专利2298848)，其包括燃料元件(FE)、下格栅和上格栅、系索和具有尾件的六边形管。尾件的圆柱形部分包括外螺纹和夹紧螺母。下格栅装备有穿孔的止动环，并且由紧固在一起的两个部分竖直地制成。格栅的下部分包括凹槽，凹槽沿着用于系索的孔的中心线铣削以紧固FE尾件。
该技术方案的缺点在于，沿着支撑格栅之间的FA的长度没有FE的间隔，这可能导致它们的弯曲，并且因此导致某些棒的冷却通道的横截面的增大或减小以及热点的形成，这又降低了FA的操作可靠性。
FE包层、FE和FA是已知的(俄罗斯专利2551432)。用于具有重液态金属冷却剂的反应堆的燃料元件的包层是实心-卷管状元件，在所述元件的外表面上具有螺旋扭曲肋，而该元件由铁素体-马氏体铬-硅钢制成，并包括彼此等距离定位的四个螺旋扭曲肋。FE是在端部使用塞子密封的所述包层和放置在所述包层内的核燃料。
为了获得燃料组件，已知的发明提出将组装的FE安装在承载框架中，在它们之间具有“肋对肋”距离，并且将它们紧固在安装在承载框架上的上格栅、中格栅和下格栅中。
然而，所述专利的权利要求和说明书没有公开如何确保FE的“肋对肋”间隔。
还应该提及的是，所述技术方案不需要FA中的每个FE的肋的某个相同的角取向来确保“肋对肋”间隔的既定目标。在没有这种要求的情况下，FA中的每个FE的肋的角取向将是随机的。同时，假定核反应堆芯(NRC)中存在数千或数万个FE，当FE的肋彼此接触的平面之间的距离可能足够大时，可能出现规定。结果，FE可能朝向彼此弯曲，流动面积收缩，局部消耗减少，并且FE过热。此外，所产生的间隙将有助于FE的振动磨损，因为在这种单元格中FE的间隔将随着更大的跨度而更大。位于FA面上的FE的间隔问题保持开放，FE在FA的外侧上不具有这些FE可在其中突出的支撑点。因此，所述FA的缺点包括运行可靠性不足。
发明内容
本公开要解决的问题是通过考虑FE包层的扭距的公差，特别是考虑FE包层的上部最热部分的扭距的公差，确保FE沿整个长度的最刚性间隔，从而增加FA的操作可靠性。
当实施本公开时，获得以下技术结果：FE的偏转和振动的可能性以及由与FE相邻的附近FE沿其具有最高包层温度的周边形成的单元格中的不均匀冷却剂流分布被降低。这增加了FE的操作可靠性和可服务性。
该任务的解决是由于以下事实：在由HLMC耐腐蚀铁素体-马氏体级钢制成的包层的外表面上包括棒FE的六边形或正方形的燃料组件包括沿周边均匀定位的螺旋肋、下格栅和上格栅、穿过FE尾件中的孔并穿过FA格栅的凹槽的系索、平行于一个FA面定向的中心线，并且所述FE被刚性固定在一个FA格栅中，使得对于FA中的每个FE，系索穿过的FE尾件中的孔的中心线与FE包层的端部上的一个肋的基部的中部之间的角度对应于在反应堆操作期间达到FE包层的最大温度的高度处确保FE的“肋对肋”接触的角度，具有孔的尾件被固定在基部的中部内。
所提出的解决方案考虑到FE包层上的肋的扭距的公差不能等于零，其是由于包层金属的弹塑性特性、在扭转期间包层的加热温度以及扭转力而产生的。所提出的FA设计的使用使得有可能避免通过肋扭曲角对包层的选择性屏蔽，这导致产品产量的降低，以及降低对扭距公差值的要求。
FE与位于FA格栅中的包层的外表面上的螺旋肋的刚性固定使得可以排除在最大FE包层温度的区域中的FE之间的任何单元格中，与肋的标称扭距具有最小和最大偏差的FE将被定位的情况，这将使得该单元格中的FE能够朝向彼此偏转，使流动区域收缩，并且使FE的最受应力的部分中的温度升高，其中螺旋肋不是随机布置的，而是为了确保FE在反应堆操作期间达到FE包层的最大温度的高度处的FE的“肋对肋”接触。
如果要求保护的FA用于在具有部分补给燃料的情况下操作的反应堆中，或者如果这种FE的肋接触相邻FA的FE的FE的肋或者在没有部分补给燃料的情况下操作的反应堆中的NRC筐的成形壳，则通过使用FA夹套(壳)确保排除位于FA面上的FE的突出。
附图说明
附图说明本公开的实质。图1示出了在尾件中具有固定孔的FE；图2示出了截面A-A，其示出了FA格栅中的FE的固定角度；图3示出了在达到FE的最大温度并且确保精确的“肋对肋”接触的高度处的正方形无夹套FA的横截面；图4示出了在达到FE的最大温度并且确保精确的“肋对肋”接触的高度处的六边形无夹套FA的横截面。
具体实施方式
下面给出对所要求保护的发明的可能的而非唯一的选择的描述。
FE(图1)包括由铁素体-马氏体级钢制成的空心管(包层)1，其在HLMC中是耐腐蚀的，燃料置于其中；中子反射器；气体空间；弹簧和其他必要部件(图中未示出)。在包层1的外表面上，螺旋肋2(优选为四个肋)以扭距均匀地间隔开，以确保当它们的肋在给定数量的平面中沿着芯的高度以FE在FA中的适当角度固定彼此接触时FE与相邻FE的间隔。对于给定数量的间隔平面，包层上肋的数量的减少将导致肋的扭距的减少、NRC的液压阻力的增加、以及包层制造技术的复杂化。包层上的肋的数量的增加又将导致NRC中使用的钢的量的不正当的增加，这将使其物理特性变差。
FE包层由两个尾部3(上部和下部)密封，其中一个尾部具有预制的结构元件4(孔)，以便将FE固定在FA格栅中，从而防止FE的轴向和角位移。具有孔4的尾件3密封在FE包层1的端部部分中，以便确保FE在沿着NRC的高度的平面中的“肋对肋”接触，在NRC的高度处达到FE包层的最大温度。为了确保这一点，根据设计反应堆时使用的方法，首先通过考虑能量释放场的径向和轴向不均匀性的热工水力计算来确定达到FE包层的最大温度的NRC的高度。接着，具有预制结构元件4(孔)的下/上尾件3以一定角度定位以固定在对应的FA支撑格栅中。尾件3中的孔4的格栅相对于包层1上的一个肋2的位置的角定位是使用位于垂直于FE的中心线的平面中的设备(例如，具有用于肋的狭槽的夹子)来确保的，该设备放置在距离FE包层1的端部的一个肋的给定的、先前确定的距离处，在该处达到包层1的最大温度。然后，使用系索，将FE尾件3固定在一个FA格栅中，从而防止其发生角位移和轴向位移，并且确保FE尾件3在另一个FA格栅中的自由滑动轴向位移。在这种情况下，FA可以是夹套或无夹套设计，并且可以包括至少两个支撑格栅(上和下支撑格栅)。
本公开使得有可能将FE与相邻的FE(“肋对肋”)在上和下支撑(用于FE)间隔FA格栅之间间隔开，并且考虑到肋扭距的公差，在沿着NRC的高度的平面中实现最精确的“肋对肋”间隔，在沿着NRC的高度处FE包层具有最高的温度，这确保了FA在HLMC介质(铅，共晶铅-铋合金)中的长期操作。
工业实用性
根据本发明的技术方案可以用于使用具有基于铅或基于铅-铋合金的重液态金属冷却剂(HLMC)的反应堆的发电厂。所提出的FA设计使得可能增加HLMC介质中FA的设计寿命。
Claims (1)
1.一种核反应堆芯的正方形或六边形燃料组件，包括棒FE，其包层的外表面由HLMC耐腐蚀铁素体-马氏体级钢制成，包括沿周边均匀定位的螺旋肋、下格栅和上格栅、穿过FE尾件中的孔并穿过FA格栅的凹槽的系索、平行于一个FA面定向的中心线，其中所述FE被刚性固定在一个所述FA格栅中，使得对于所述FA中的每个FE，所述系索穿过的所述FE尾件中的所述孔的所述中心线与所述FE包层的端部上的一个肋的基部的中部之间的角度，对应于在反应堆操作期间达到所述FE包层的最大温度的高度处确保所述FE的“肋对肋”接触的角度，具有孔的尾件固定在所述FE包层的端部内。
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