CS214036B1

CS214036B1 - Reactor core with serrated fuel bundles

Info

Publication number: CS214036B1
Application number: CS802831A
Authority: CS
Inventors: Karel Hejplik
Original assignee: Karel Hejplik
Priority date: 1980-04-23
Filing date: 1980-04-23
Publication date: 1982-04-09

Abstract

Sníženi napjatosti od vnitřního přetlaku ve stěnách pouzder palivových svazků jaderných reaktorů. Vynález se týká jaderné techniky, se zvláštním zřetelem k rychlým reaktorům. Vynálezem se řeší problematika zvýšení životnosti palivových svazků rychlých reaktorů. Podstatou vynálezu je nové uspořádání tlakových poměrů v jádře reaktoru za jeho provozu. Vně pouzder palivových svazků se vyvozuje takový tlak, aby potlačil nepříznivé působení vnitřního přetlaku chladivá ve svazcích palivových článků na jejich pouzdra. Vynálezu může být využito u všech typů rychlých reaktorů, u kterých jsou pouzdra palivových svazků víceúhelníkového průřezu, pppř. i u reaktorů tepelných, pokud u nich vzniká podobná problematika. V přiloženém vyobrazení je vynález charakterizován zejména obr. 1.Reducing the stress from internal overpressure in the walls of fuel bundle casings of nuclear reactors. The invention relates to nuclear technology, with particular reference to fast reactors. The invention solves the problem of increasing the service life of fuel bundles of fast reactors. The essence of the invention is a new arrangement of pressure ratios in the reactor core during its operation. Outside the fuel bundle casings, such pressure is generated as to suppress the adverse effect of internal overpressure of the coolant in the fuel element bundles on their casings. The invention can be used in all types of fast reactors in which the fuel bundle casings have a polygonal cross-section, e.g. also in thermal reactors, if similar problems arise in them. In the attached illustration, the invention is characterized in particular by Fig. 1.

Description

Vynález se týká problematiky, související β přetlakovým namáháním pouzder palivových svazků jaderných reaktorů.The invention relates to problems related to β overpressure stresses of nuclear reactor fuel bundles.

Až dosud jsou ustavovány, tlakové poměry v jaderných reaktorech, zejména pak v rychlých plodivých reaktorech tak, že pouzdra palivových svazků jsou za provozu namáhána, mimo jiné vnitřním přetlakem chladivá. Tento přetlak je proměnlivý v mezích tlakových ztrát, vznikajících průtokem chladivá palivovými svazky. Nejvyšší přetlak na stěny pouzder působí v oblasti před vstupem chladivá do palivových svazků, nejnižší přetlak působí za výstupem chladivá z palivových svazků.To date, pressure ratios have been established in nuclear reactors, particularly in fast-growing reactors, such that the fuel bundle housings are stressed during operation, inter alia, by internal coolant excess pressure. This overpressure is variable within the limits of the pressure losses generated by the coolant flow through the fuel assemblies. The highest overpressure on the housing walls acts in the region before the coolant inlet to the fuel assemblies, the lowest overpressure acts behind the coolant outlet from the fuel assemblies.

Nevýhodou dosavadního ustavování tlakových poměrů v jádrech reaktorů, zejména v jádrech rychlých reaktorů je, že prostor vně pouzder palivových svazků se spojuje s nízkotlakým prostředím, zpravidla s prostředím na výstupu chladivá z palivových svazků. V plochých stěnách a v rozích pouzder palivových svazků víceúhelníkových - nejčastěji šestiúhelníkových průřezů - pak vznikají nepříznivě vysoká napětí, která v součinnosti s bobtnáním a tečením z ozáření, materiálu pouzder způsobuji trvalá zvětšeni rozměrů pouzder palivových svazků. Dříve, než dojde ke styku stěn sousedících pouzder, musí se taková pouzdra se svými palivovými svazky vyjmout z reaktoru a nahradit novými, i když vlastní palivové články by umožňovaly pokračování v jejich provozu.A disadvantage of the existing setting of the pressure conditions in the reactor cores, especially in the reactors cores, is that the space outside the fuel bundle enclosures is associated with a low-pressure environment, generally with the refrigerant outlet environment of the fuel bundles. In the flat walls and in the corners of the fuel bundles of the polygonal bundles - most commonly hexagonal cross-sections - unfavorably high stresses arise which, in conjunction with the swelling and the creep of radiation, of the casing material results in a permanent increase in the dimensions of the fuel bundle casings. Before the walls of adjacent sleeves come into contact, such sleeves must be removed from the reactor with their fuel assemblies and replaced with new ones, although the actual fuel cells would allow their operation to continue.

Z uvedeného je zřejmé, že pouzdra palivových svazků jsou zpravidla kritickými součástmi, vymezujícími svou životností lhůtu, po kterou lze ponechávat palivo v reaktoru. Hospodárnost provozu reaktoru si žádá co nejdelší prodlevu paliva v činném reaktoru. To věak vyžaduje zesilování stěn pouzder palivových svazků a zvětšování mezer mezi sousedícími pouzdry. Tím se ale zvětšuje v jádře reaktoru podíl nežádoucích nepalivových materiálů, projevující se u rychlých plodivých reaktorů poklesem poměru plození nového paliva. Poměr plození je jedním z rozhodujících hledisek pro posuzování provozní užitečnosti rychlých plodivých reaktorů a žádá se, aby byl co nejvyěěí.From the foregoing, it is apparent that the fuel bundle housings are typically critical components, defining their lifetime as long as the fuel can be left in the reactor. The economy of operation of the reactor requires the longest possible delay of fuel in the active reactor. However, this requires reinforcing the walls of the fuel bundle housings and increasing the gaps between adjacent housings. This, however, increases the proportion of unwanted non-fuel materials in the reactor core, resulting in a decrease in the new fuel blanket ratio in fast fertile reactors. The blanket ratio is one of the critical considerations for assessing the operational usefulness of fast fertile reactors and is required to be as high as possible.

Tyto nevýhody odstraňuje podstata vynálezu, jež spočívá v tom, že jádro reaktoru se ěestihrannými pouzdry palivových svazků, jimiž nucené protéká chladicí medium, vyznačené tím, že prostor mezi ěestihrannými pouzdry palivových svazků a nádobou jádra reaktoru je spojen se zdrojem odlehčovacího tlaku, a dále tím, že zdrojem odlehčovacího tlaku je přívod chladicího media.These disadvantages are overcome by the fact that the reactor core with the hexagonal fuel bundles through which the coolant is forced flows, characterized in that the space between the hexagonal fuel bundles and the reactor core vessel is connected to a relief pressure source, and thus 2. The method according to claim 1, wherein the source of the relief pressure is a coolant supply.

Výhody, které tento vynález přináší, spočívají zejména u rychlých plodivých reaktorů v tom, žo tlakovým odlehčením stěn pouzder palivových svazků od namáhání jich vnitřním přetlakem je dána možnost používat zmíněná pouzdra s tenčími stěnami. Působením vnějšího tlaku na pouzdra se jim brání ve zvětšování příčných rozměrů vlivem provozních podmínek, což umožňuje zmenšit mezery mezi sousedícími pouzdry. Prostor, získaný ztenčením stěn pouzder a zmenšením mezer mezi pouzdry, je možno zaplnit dalším palivem a tím'docílit vyššího energetického výkonu z téhož objemu jádra reaktoru bez zvětšováni měrného tepelného zatíženi palivových článků. Potlačením namáhání a tím i potlačením deformací pouzder se omezí či odstraní dosavadní charakter pouzder jakožto součásti kritických pro celkovou životnost úplných svazků palivových článků. Pak je možno ponechávat palivo po delší dobu v reaktoru, tím oddálit operace výměny paliva, docílit vyššího vyhořeni štěpného paliva aThe advantages of the present invention are, in particular, in fast-producing reactors, in that the pressure relief of the walls of the fuel bundle casings from the stresses thereof by internal overpressure makes it possible to use said casings with thinner walls. By applying external pressure to the sleeves, they are prevented from increasing the transverse dimensions due to operating conditions, which makes it possible to reduce the gaps between adjacent sleeves. The space obtained by thinning the walls of the casings and reducing the gaps between the casings can be filled with additional fuel, thereby achieving higher power output from the same reactor core volume without increasing the specific thermal load of the fuel elements. By suppressing stress and thereby suppressing the deformation of the sleeves, the existing character of the sleeves as a component critical to the overall life of the complete fuel cell bundles is reduced or eliminated. It is then possible to leave the fuel in the reactor for a longer period of time, thereby delaying the refueling operations, achieving a higher burn-up of fissile fuel and

214 036 tak, a přispěni* většího nahromadění paliva, zvýšit celkovou hospodárnost palivového-cyklů reaktoru. Záměnou nejaderného materiálu v jádře rychlého reaktoru plodivého materiálem Štěpným ěi plodivým zlepši se jaderně-fyzikální charakteristiky takového reaktoru, poskytující pak vyšší poměr plození nového paliva a tím i zkrácení doby zdvojeni paliva. Dosud používaná bezešvá šestihranná pouzdra palivových svazků mohou být nahrazena tenkostěnnými pouzdry z plechu, podélně svařovanými.214,036 thus, and contributing to a greater fuel build-up, increase the overall fuel-cycle efficiency of the reactor. By replacing the non-nuclear material in the core of a fast reactor with fertile material with fissionable or fertile material, the nuclear-physical characteristics of such a reactor will be improved, providing a higher ratio of new fuel blanketing and thus a reduction in fuel doubling time. The previously used seamless hexagonal fuel bundle sleeves can be replaced by thin-walled sheet metal sleeves longitudinally welded.

Výkres představuje zjednodušené vyobrazení skupiny palivových svazků, naznačující jádro rychlého reaktoru, kdo prostor vně pouzder palivových svazků je utěsněn vzhledem k prostoru na výstupu chladivá z palivových svazků. Obr. 1 představuje zmíněné jádro v podélném řezu, obr. 2 - v příčném řezu.The drawing is a simplified representation of a plurality of fuel assemblies, indicating the core of the fast reactor, who the space outside of the fuel bundle housings is sealed with respect to the space at the coolant outlet of the fuel bundles. Giant. 1 shows the core in longitudinal section, FIG. 2 in cross-section.

Jak je z obr. 1 a z obr. 2 patrno., sestává jádro reaktoru z jadorně-onorgetiekých článků - obvykle ve tvaru prutů - obsahujících jaderné palivo. Uvedené články jsou seskuZ povány do svazků 1,, opatřených pouzdry 2. Úplný svazek palivových článků - úplný palivový svazek - sestává tedy z vlastního svazku palivových článků 1_ - z vlastního palivového svazku 2 - a z pouzdra 2 s nátrubky. U rychlých plodivých reaktorů pak jádro sestává z vnitřní, štěpné části, v níž články obsahují štěpné palivo a z vnější, plodivé části, v níž články obsahují plodivé palivo. Plodivá část jádra obklopuje zpravidla ze všeoh stran štěpnou část jádra, charakterem paliva stejnorodou, nebo tuto štěpnou část jádra svými plodivými svazky prostupuje - u prorníéeného jádra rychlého plodivého reaktoru. Úplné palivové svazky 1. v pouzdrech 2 jsou opatřeny těsněním 3 a ustaveny v nádobě 4 jádra reaktoru.As can be seen in Figures 1 and 2, the reactor core consists of nuclear-onorgetic cells - usually in the form of rods - containing nuclear fuel. Said cells are grouped into bundles 1 provided with bushings 2. Thus, the complete fuel cell bundle - the complete fuel bundle - consists of the fuel cell bundle 7 itself - the fuel bundle 2 itself and the sleeve 2 with the sleeves. In fast fertile reactors, the core then consists of an inner, fissionable part in which the cells contain fissile fuel and an outer, fertile part, in which the cells contain the fertile fuel. Generally, the fertile core part surrounds the fission part of the core, uniform in the nature of the fuel, or permeates the fission part of the core through its fertile bundles - at the pierced core of a fast fertile reactor. The complete fuel assemblies 1 in the housings 2 are provided with a seal 3 and placed in the reactor core vessel 4.

Funkční princip zařízení: Pouzdra 2 palivových svazků 2 slouží k ochraně těchto svazků 1 před poškozením a k zamezení neúčelného obtékání chladivá tepelně zatížených míst palivových článků. K usměrněni vtoku chladivá dp palivových svazků JL. jeou pouzdra 2 opatřena vtokovými nátrubky, k usměrněni výtoku - nátrubky výstupními. Provozní podmínky rychlých reaktorů nutí, aby byly palivové články seskupovány do svazků 2 ěostihranných obrysů. Tím se vyžaduje, aby i jejich pouzdra 2 byla šestihranná. V příkladu možného konstrukčního uspořádání jádra reaktoru podle obr. 1 a obr. 2, vtéká chladivo pod tlakem Pj do svazků 2 a vytéká z nich pod tlakem p₂· Tlak od ρ_χ k P₂ působí na stěny pouzder 2 a vyvolává v nich nežádoucí napětí. K potlačení takových napětí se podle smyslu tohoto vynálezu přivádí tlak P₂ do prostoru J vně pouzder 2, ale uvnitř nádoby 4 jádra reaktoru, aby potlačoval nepříznivé účinky tlaku p₁ až p₂ na pouzdra 2. Tlakovou látkou k vyvozování tlaku p₃ slouží v naznačeném případě samotné chladivo, vpouštěné do prostoru 7 z přívodu chladivá 9 pod tlakem p₃ kupř. otvory 5 nebo 6. K udržení potřebného tlaku p_g jo nádoba 4 jádra reaktoru těsná a přiměřeně odolná. Pouzdra 2 jsou opatřena těsněními 2« těsnicími prostor 7 od prostoru 8 a jsou učiněna opatřeni, aby nemohla změnit svou pracovní polohu působením tlaku P3·Functional principle of the device: The casings 2 of the fuel bundles 2 serve to protect these bundles 1 from damage and to prevent ineffective leakage of the refrigerant heat-loaded points of the fuel cells. To direct the inlet of the coolant dp of the fuel assemblies JL. the casing 2 is provided with inlet nozzles, to direct the outlet - outlet nozzles. The operating conditions of the fast reactors force the fuel cells to be grouped into bundles of 2 square contours. This also requires their sleeves 2 to be hexagonal. In the example of a possible reactor core design according to FIGS. 1 and 2, the coolant under pressure Pj flows into the bundles 2 and flows therefrom under the pressure p _2. The pressure from ρ _χ to P ₂ acts on the walls of the housings 2 Tension. To suppress such voltage by the sense of this invention, pressure P ₂ fed to the space outside the housings J 2 but inside the container 4 of the reactor core in order to counter the adverse effects of the pressure p ₁ and p ₂ for the second pressure medium housing for exerting a pressure P ₃ is used in In the indicated case, the refrigerant itself admitted into the space 7 from the refrigerant supply 9 under a pressure p ₃ e.g. In order to maintain the necessary pressure p _g, the reactor core vessel 4 is tight and adequately resistant. The housings 2 are provided with seals 2 'of the sealing space 7 from the space 8 and are provided so that they cannot change their working position by applying pressure P3 ·

Předkládaného vynálezu je možno využit u všech známých typů rychlých plodivých reaktorů chlazených tekutými kovy, přičemž vynálezem řešená problematika je u nich naléhavá.The present invention is applicable to all known types of liquid-cooled, fast-growing, fertile reactors, and the problems solved by the invention are urgent.

Další využití vynálezu je možné i u jiných typů jaderných reaktorů, u kterých je třeba řešit problém namáhání a životnosti pouzder palivových svazků, zejména jsou-li nekruhových, víceůhelnikových průřezů.Other uses of the invention are also possible with other types of nuclear reactors, in which the problem of stress and durability of fuel bundle bushings, in particular of non-circular, multi-angled cross-sections, has to be solved.

Claims

SUBJECT OF THE INVENTION

Oo first reactor core fuel bundles isatihrannýai bushes, which forced to flow cools Affairs aodiua, characterized button, from the space (7) aozi áostihrannýai Housings fuel bundle (2) and the vessel (4) connected Jo oo source relief pressure (p _3>.

Reactor core according to Claim 1, characterized in that the pressure relief source is a cooling aodium inlet (9).