EA044880B1 - Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора - Google Patents
Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- EA044880B1 EA044880B1 EA202293160 EA044880B1 EA 044880 B1 EA044880 B1 EA 044880B1 EA 202293160 EA202293160 EA 202293160 EA 044880 B1 EA044880 B1 EA 044880B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- fuel
- water
- shell
- fuel element
- nuclear reactor
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 136
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 3
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims description 15
- 238000013461 design Methods 0.000 claims description 13
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 10
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 6
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 6
- 239000004173 sunset yellow FCF Substances 0.000 claims description 6
- 238000003466 welding Methods 0.000 claims description 5
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000001307 helium Substances 0.000 claims description 4
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims description 4
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000012467 final product Substances 0.000 claims description 3
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N Silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 230000008859 change Effects 0.000 claims description 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims description 2
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 claims description 2
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000010955 niobium Substances 0.000 claims description 2
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 2
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims description 2
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims description 2
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000010703 silicon Substances 0.000 claims description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000011324 bead Substances 0.000 claims 3
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 claims 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 claims 1
- 239000011257 shell material Substances 0.000 description 30
- 231100000817 safety factor Toxicity 0.000 description 7
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 6
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 4
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 3
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 2
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 1
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 1
- 238000012790 confirmation Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000000834 fixative Substances 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 1
- 238000005457 optimization Methods 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Description
Область техники
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 мощности, а именно ВВЭР-1200.
Предшествующий уровень техники
Перспектива развития ядерной энергетики в значительной мере определяется решением вопроса увеличения энерговыработки и сохранением прежнего уровня безопасности атомных электростанций (АЭС).
Проблема повышения уровня экономической эффективности на действующих АЭС с реакторами ВВЭР имеет различные пути решения. Однако в настоящее время она решается, как правило, минимальным изменением 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). 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 7,35x10’3 до 15x10’3 м (см. Г.Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоиздат, 1981. - С. 32-36). 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 ядерного реактора, содержащий герметичную оболочку, ядерное топливо в виде цилиндрических таблеток, набранных в столб по длине оболочки и удерживаемых в заданном положении фиксатором в виде разрезных втулок. Оболочка тепловыделяющего элемента выполнена из сплава циркония (RU 2244347, G21C3/00, 24.10.2002).
Недостатком известного тепловыделяющего элемента является то, что данный твэл имеет фиксатор в виде разрезной втулки, который в отличие от пружинного фиксатора не обеспечивает сплошность топливного столба при его возможном смещении во время проведения транспортно-технологических операций как на свежем, так и на облученном топливе.
Также недостатком является изменение наружного диаметра оболочки твэла, который варьируется от 7,00x10’3 до 8,79x10’3, что влечет за собой значительную корректировку технологии изготовления всех элементов конструкции твэла, что приводит к осложнению технологии его изготовления по сравнению с существующей.
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. - С. 106), 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 длина твэла и топливного столба меньше, чем у твэлов реактора ВВЭР-1200, тем самым суммарная загрузка топлива в активную зону меньше, что приводит к уменьшению энерговыработки водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 по сравнению с ВВЭР-1200. 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.
Раскрытие изобретения
Задачей изобретения является разработка и создание нового тепловыделяющего элемента водоводяного энергетического реактора ВВЭР-1200 с повышенной энерговыработкой и сохранением прежнего уровня безопасности, а также упрощение процесса сборки свежей (необлученной) ТВС за счет опти
- 1 044880 мизации конструкции твэла с использованием имеющегося технологического оборудования.
Техническим результатом является увеличение энергоэффективности и выгорания топлива с сохранением надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора, а также упрощение процесса сборки свежей ТВС.
Технический результат достигается тем, что тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора состоит из цилиндрической оболочки, загерметизированной нижней и верхней заглушками, концентрично приваренными к оболочке с инертной атмосферой внутри тепловыделяющего элемента, и содержит концентрично размещенный в цилиндрической оболочке топливный столб, набранный из топливных таблеток с центральным отверстием, при этом топливный столб в осевом направлении поджат к нижней заглушке пружинным фиксатором, который состоит из витков компенсирующей группы, обеспечивающих осевое усилие поджатия топливного столба, и витков фиксирующей группы, обеспечивающих удержание пружинного фиксатора в определенном положении за счет посадки с натягом на внутреннюю поверхность цилиндрической оболочки, причем оболочка и заглушки соединены контактно стыковой сваркой, при этом длина сварного соединения составляет от одной до трех толщин стенки оболочки, причем зона сварного соединения не выступает за диаметр исходной оболочки, а нижняя заглушка представляет собой элемент цангового типа, в нижней части которого выполнен буртик ступенчатого профиля и прорезь, расположенная в плоскости на продольной оси, выходящая на нижний торец.
Длина твэла L0 составляет от 4030 до 4036 мм.
Длина топливного столба L1 составляет от 3720 до 3740 мм.
Длина свободного объема под оболочкой тепловыделяющего элемента L2 составляет от 250 до 270 мм.
Длина оболочки L3 составляет от 3995 до 4005 мм.
Масса топливного столба составляет от 1600 до 1800 г.
Цилиндрическая оболочка выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч., состоящего из циркония с добавлением основных примесей в следующем соотношении, мас.%: цирконий - основа; ниобий - 0,8-1,5; железо - 0,02-0,08; кислород - 0,05-0,1; углерод - до 0,01; кремний - до 0,02; гафний - до 0,010.
Пружинный фиксатор выполнен из нержавеющей стали.
Виток пружинного фиксатора, контактирующий с верхней топливной таблеткой, поджат до контакта и подшлифован, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки.
В качестве инертного газа под оболочкой используют гелий с массовой долей в конечном изделии в диапазоне от 90 до 99%.
Указанная совокупность признаков является новой, неизвестной из уровня техники и решает поставленную задачу, так как увеличение длины топливного столба и твэла обеспечивает увеличение суммарной загрузки топлива в активную зону; расчетное обоснование показало, что при сравнительно большей загрузке топлива обеспечиваются аналогичные твэлам реактора ВВЭР-1000 показатели работоспособности и надежности, а срок эксплуатации и выгорание топлива выше для аналогичных параметров у твэлов реактора ВВЭР-1200;
использование в качестве материала оболочки сплава Э110 о.ч. позволяет понизить поглощение нейтронов оболочкой за счет снижения количества гафния, что приводит к увеличению энерговыработки;
использование в конструкции твэла нижней заглушки цангового типа позволяет обеспечить сборку твэлов в пучок и их надежную фиксацию без дополнительных инструментов и фиксирующих элементов (шплинтовка и т.д.);
использование контактно стыковой сварки позволяет повысить надежность и упростить технологический процесс сборки твэла;
при установке фиксатора происходит нагартовка внутренней поверхности оболочки на участке от нижнего торца верхней заглушки до участка фиксирующей группы витков включительно, что увеличивает запасы прочности по критерию потери устойчивости при гидроиспытаниях;
установка фиксатора происходит так, что крайний поджатый до контакта и подшлифованый виток пружинного фиксатора контактирует с верхней топливной таблеткой, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки, что позволяет повысить надежность твэла;
использование в качестве инертного газа под оболочкой гелия с массовой долей в конечном изделии в диапазоне от 90 до 99% повышает теплопроводность и коррозионную стойкость внутренней поверхности оболочки твэла;
выбранная длина сварного соединения, составляющая от одной до трех толщин стенки оболочки, причем зона сварного соединения не выступает за диаметр исходной оболочки, обеспечивает надежность и безопасную эксплуатацию тепловыделяющего элемента.
Осуществление изобретения
Подтверждение достижения технического результата отображено в табл. 1 и 2, в которых представлены рассчитанные проектные параметры в сравнении для твэлов реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200.
- 2 044880
Таблица 1
Расчетное выгорание
| Элемент | Выгорание топлива с учетом коэффициентов запаса, МВт· МВт· сут/кги | |
| ВВЭР- 1200 | ВВЭР- 1000 | |
| Твэл | 80,4 | 74,0 |
| Таблетка твэла | 89,1 | 82,0 |
Таблица 2
Расчетные коэффициенты запаса в стационарных условиях эксплуатации по теплофизическим, прочностным и деформационным критериям
| Наименование критерия приемки | Нормативный коэффициент запаса | Расчетный коэффициент запаса ВВЭР-1200 | Расчетный коэффициент запаса ВВЭР-1000 |
| Температура плавления | krci =1,1 | 1,76 | 1,74 |
| Коррозия оболочки | ккс1 =1,5 | 2,0 | »1,5 |
| КРН | ksci =1,2 | 1,40 | 1,31 |
| Устойчивость | кзсз =1,5 | 1,71 | 1,67 |
| Удлинение | kDC2 =1,25 | 1,59 | 1,34 |
Сравнение данных в табл. 1 показывает увеличение предельного расчетного выгорания как в среднем по твэлу, так и по таблетке для реактора ВВЭР-1200 по сравнению с реактором ВВЭР-1000. В табл. 2 представлено сравнение коэффициентов запаса для проектных критериев работоспособности, из которой видно, что для твэлов реактора ВВЭР-1200 расчетные коэффициенты запаса выше нормативных и выше таковых для твэлов реактора ВВЭР-1000.
На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза заявляемого твэла для реактора ВВЭР-1200.
На фиг. 2 изображено увеличенное изображение нижней заглушки.
На фиг. 3 изображен разрез нижней заглушки.
На фиг. 4 представлены расчетные удлинения твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1200.
На фиг. 5 представлены расчетные удлинения твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1000.
На фиг. 6 представлены расчетные изменения диаметра оболочки твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1200.
На фиг. 7 представлены расчетные изменения диаметра оболочки твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1000.
На фиг. 8 представлены расчетные окружные напряжения на внутренней поверхности оболочки стационарного цикла перегрузок для твэлов реактора ВВЭР-1200.
На фиг. 9 представлены расчетные окружные напряжения на внутренней поверхности оболочки стационарного цикла перегрузок для твэлов реактора ВВЭР-1000.
На фиг. 10 представлены расчетные величины давления газа для твэлов реактора ВВЭР-1200 стационарного цикла для холодного и горячего состояний.
На фиг. 11 представлены расчетные величины давления газа для твэлов реактора ВВЭР-1000 стационарного цикла перегрузок для холодного и горячего состояний.
Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора (фиг. 1) состоит из следующих конструктивных элементов:
топливный столб, набранный из топливных таблеток (4) с центральным отверстием;
пружинный фиксатор (5);
цилиндрическая оболочка (3);
верхняя (1) и нижняя заглушки (2).
Топливный столб размещается в оболочке (3) твэла, нижняя топливная таблетка (4) своим нижним торцом касается нижней заглушки (2), верхняя топливная таблетка (4) касается пружинного фиксатора (5), который посредством натяга закреплен в цилиндрической оболочке (3) и обеспечивает поджатие и сохранение сплошности топливного столба. Верхняя (1) и нижняя (2) заглушки герметично вварены в цилиндрическую оболочку (3), тем самым обеспечивая герметичную полость внутри тепловыделяющего элемента. При приварке верхней заглушки (1) к цилиндрической оболочке (3) внутрь твэла подается инертный газ под давлением для обеспечения коррозионной стойкости, прочности твэла и теплопроводности. Особенностью нижней заглушки (2) является то, что она имеет прорезь (7), длина которой L4 от 9 до 13 мм;
цилиндрическое углубление (6), длина которого L5 от 9 до 13 мм;
цанговую часть (9), длина которой L6 от 15 до 16 мм;
буртик с конической частью (8).
Нижняя заглушка (2) твэла при сборке ТВС за счет упругости цанговой части с прорезью фиксиру
-
Claims (10)
- ется в опорной решетке ТВС. При сборке твэла в ТВС происходит сжатие прорези и уменьшение наружного диаметра буртика до соответствующего внутреннему диаметру решетки ТВС, после чего происходит проталкивание цанговой части заглушки в решетку ТВС до упора, после чего прорезь разжимается до исходного состояния и восстанавливается исходный наружный диаметр буртика, буртик упирается в решетку ТВС, тем самым удерживая нижнюю заглушку и твэл от осевого перемещения.Наличие нижней заглушки описанной конструкции позволяет достичь одной из поставленных задач - упрощения процесса сборки свежей ТВС.Промышленная применимостьС учетом расчетных данных, представленных на фиг. 4-11, можно утверждать, что в нормальном режиме эксплуатации, по сравнению с конструкцией тепловыделяющих элементов реактора ВВЭР-1000, уменьшено удлинение твэлов, значение изменения их диаметра, снижены окружные напряжения, а внутреннее давление не увеличилось для твэлов ВВЭР-1200. В том числе снижено предельное значение энерговыделения твэлов, оболочки которых являются одним из основных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и могут разгерметизироваться в аварийных ситуациях, прежде всего из-за их перегрева. Такое решение обусловлено повышением требований к уровню безопасности АЭС и многолетним успешным опытом эксплуатации ядерного топлива существующей конструкции.ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ1. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, состоящий из цилиндрической оболочки, загерметизированной нижней и верхней заглушками, концентрично приваренными к оболочке с инертной атмосферой внутри тепловыделяющего элемента, содержащий концентрично размещенный в цилиндрической оболочке топливный столб, набранный из топливных таблеток с центральным отверстием, при этом топливный столб в осевом направлении поджат к нижней заглушке пружинным фиксатором, который состоит из витков компенсирующей группы, обеспечивающих осевое усилие поджатия топливного столба, и витков фиксирующей группы, обеспечивающих удержание пружинного фиксатора в определенном положении за счет посадки с натягом на внутреннюю поверхность цилиндрической оболочки, отличающийся тем, что оболочка и заглушки соединены контактно стыковой сваркой, при этом длина сварного соединения составляет от одной до трех толщин стенки оболочки, причем зона сварного соединения не выступает за диаметр исходной оболочки, а нижняя заглушка представляет собой элемент цангового типа, в нижней части которого выполнен буртик ступенчатого профиля и прорезь, расположенная в плоскости на продольной оси, выходящая на нижний торец.
- 2. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что длина твэла L0 составляет от 4030 до 4036 мм.
- 3. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что длина топливного столба L1 составляет от 3720 до 3740 мм.
- 4. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что длина свободного объема под оболочкой тепловыделяющего элемента L2 составляет от 250 до 270 мм.
- 5. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что длина оболочки L3 составляет от 3995 до 4005 мм.
- 6. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что масса топливного столба составляет от 1600 до 1800 г.
- 7. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что цилиндрическая оболочка выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч., состоящего из циркония с добавлением основных примесей в следующем соотношении, мас.%: цирконий - основа; ниобий 0,8-1,5; железо - 0,02-0,08; кислород - 0,05-0,1; углерод - до 0,01; кремний - до 0,02; гафний - до 0,010.
- 8. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что пружинный фиксатор выполнен из нержавеющей стали.
- 9. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что виток пружинного фиксатора, контактирующий с верхней топливной таблеткой, поджат до контакта и подшлифован, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки.
- 10. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что в качестве инертного газа под оболочкой используют гелий с массовой долей в конечном изделии в диапазоне от 90 до 99%.-
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020136162 | 2020-11-02 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| EA044880B1 true EA044880B1 (ru) | 2023-10-09 |
Family
ID=
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2026358B1 (en) | Nuclear reactor robust gray control rod | |
| US5434897A (en) | Hydride damage resistant fuel elements | |
| JPH0445795B2 (ru) | ||
| JP2013501233A (ja) | プルトニウム−平衡サイクルからウラン−平衡サイクルを経ることが可能であり、核燃料アセンブリに対応している加圧水型原子炉を操作する方法 | |
| US5475723A (en) | Nuclear fuel cladding with hydrogen absorbing inner liner | |
| US9378850B2 (en) | Method for operating a nuclear reactor and use of a specific fuel rod cladding alloy in order to reduce damage caused by pellet/cladding interaction | |
| JP6666072B2 (ja) | 燃料棒および燃料集合体 | |
| WO2022093064A1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
| CN109801717B (zh) | 一种减小pci效应的液态铅铋冷却小型反应堆用燃料棒 | |
| EA044880B1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
| Sevecek et al. | Evaluation Metrics Applied to Accident Tolerant Fuel Cladding Concepts for VVER Reactors | |
| RU2244347C2 (ru) | Стержневой тепловыделяющий элемент водоводяного энергетического реактора | |
| RU2823744C1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
| CN209822287U (zh) | 一种减小pci效应的液态铅铋冷却小型反应堆用燃料棒 | |
| EA045525B1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
| EP4141890A1 (en) | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
| RU2236712C2 (ru) | Регулирующая тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| EP4141888A1 (en) | Fuel rod for a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
| Pickman | Design of fuel elements | |
| Keresztúri et al. | Analyses for licensing of new fuel types at NPP Paks | |
| EP0986068A1 (en) | Core, heat-release assembly and fuel element for water -moderated nuclear reactor | |
| RU2126999C1 (ru) | Активная зона водоводяного энергетического реактора | |
| RU2241262C2 (ru) | Активная зона водо-водяного энергетического реактора | |
| TWI810737B (zh) | 高能核燃料、燃料總成、及更換燃料之方法 | |
| Kim et al. | Fuel Performance Analysis of Advanced Ferritic Steel Cladding for Accident Tolerant Fuel |