EA045525B1 - Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора - Google Patents
Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- EA045525B1 EA045525B1 EA202293161 EA045525B1 EA 045525 B1 EA045525 B1 EA 045525B1 EA 202293161 EA202293161 EA 202293161 EA 045525 B1 EA045525 B1 EA 045525B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- fuel
- shell
- uranium
- plutonium
- collet
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 156
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 title description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 24
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 24
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims description 23
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims description 14
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 9
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 9
- 239000004173 sunset yellow FCF Substances 0.000 claims description 9
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims description 8
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 238000003466 welding Methods 0.000 claims description 7
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 6
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 6
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 6
- UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N plutonium dihydrate Chemical compound O.O.[Pu] UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(IV) oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 claims description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 claims description 4
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 3
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims description 3
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims description 2
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims description 2
- 238000005303 weighing Methods 0.000 claims description 2
- 239000011324 bead Substances 0.000 claims 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims 1
- 239000011257 shell material Substances 0.000 description 34
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 7
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 6
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 2
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 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
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N thorium dioxide Chemical compound O=[Th]=O ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910003452 thorium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- -1 uranium carbides Chemical class 0.000 description 1
Description
Изобретение относится к ядерной технике и относится к ядерному РЕМИКС-топливу с усовершенствованной конструкцией тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизированной тепловыделяющей сборки (ТВС), из которых набирается активная зона в водоохлаждаемом корпусном ядерном реакторе повышенной мощности типа ВВЭР-1200. 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 (водо-водяной энергетический реактор) 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 7.35-10’3 м до 15-10’3 м (см. Г.Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, с. 32-36). 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), 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 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 для наружного диаметра 9,1 мм. Также недостатком является то, что масса топлива составляет 0,82-1,34 кг, в то время как в твэле с РЕМИКС-топливом масса топлива составляет от 1,6 до 1,8 кг, что позволяет увеличить энергоэффективность топливной компании. Наиболее близким аналогом, принятым за прототип, является тепловыделяющий элемент активной зоны водоводяных 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), 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 объём 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 объём. 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 ВВЭР1000 по сравнению с ВВЭР-1200. Твэлы реактора ВВЭР-1200 наравне с оболочкой с размерами от 9,06 до 9,14 мм - наружный и от 7,73 до 7,79 мм - внутреннего диаметра позволяют применять оболочки с размерами от 9,06 до 9,14 мм - наружный и от 7,93 до 7,99 мм - внутренний диаметр, что также увеличивает загрузку топлива. 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. Также недостатком является использование таблеток с центральным отверстием, что снижает загрузку топлива.
Крепление нижней заглушки к опорной решетке шплинтовкой приводит к более сложному и трудо
- 1 045525 емкому процессу сборки и разборки твэлов в составе ТВС. Главным недостатком является использование в качестве топлива диоксида урана, в то время как в твэлах с РЕМИКС-топливом используется регенерированное отработанное ядерное топливо на основе диоксида урана и плутония, что позволяет снизить количество отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и потребление природного урана.
Задачей изобретения является разработка и создание нового тепловыделяющего элемента водоводяного энергетического реактора ВВЭР-1200 с повышенной энерговыработкой и сохранением прежнего уровня безопасности, упрощение процесса сборки свежей (необлученной) ТВС за счет оптимизации конструкции твэла с использованием имеющегося технологического оборудования, возможность обеспечения замкнутого цикла по плутонию в тепловых реакторах и снижение потребления природного урана за счет использования ядерного РЕМИКС-топлива (REMIX-топлива).
Техническим результатом является увеличение энергоэффективности и выгорания топлива с сохранением надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора, повышение надежности и упрощение процесса сборки свежей ТВС, обеспечение замкнутого цикла по плутонию и снижение потребления природного урана.
Сущность изобретения заключается в том, что тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора содержит оболочку длиной 4000±5 мм, выполненную из циркониевого сплава Э110 о.ч. в виде полого цилиндра, верхнюю и нижнюю заглушки, концентрично приваренные соответственно к верхнему и нижнему торцам оболочки методом контактно-стыковой сварки в среде инертного газа, с возможностью обеспечения герметизации тепловыделяющего элемента и заполнения его инертным газом, топливный столб массой от 1600 до 1800 г, концентрично размещенный в оболочке, набранный из топливных таблеток, выполненных из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана, при содержании диоксида плутония от 1 до 3% мас., диоксида урана - остальное, эквивалентное обогащение топлива от 1 до 5% по урану-235, пружинный фиксатор, концентрично размещенный в оболочке, выполненный в виде цилиндрической пружины из нержавеющей стали с возможностью поджатия топливного столба к нижней заглушке в осевом направлении, состоящий из витков компенсирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения осевого усилия поджатия топливного столба, и витков фиксирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения удержания пружинного фиксатора от осевого перемещения внутри оболочки, при этом торец нижней заглушки, противоположный торцу, приваренному к оболочке, представляет собой глухую цангу с наружной и внутренней цилиндрическими поверхностями и одной продольной прорезью, причем на наружной поверхности свободного конца цанги выполнен буртик. Наружный диаметр оболочки может быть выполнен от 9,06 до 9,14 мм, внутренний диаметр - от 7,73 до 7,79 или от 7,93 до 7,99 мм. Топливные таблетки могут быть выполнены с центральным отверстием или без центрального отверстия. Виток пружинного фиксатора, контактирующий с верхней топливной таблеткой, может быть поджат до контакта и подшлифован, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки.
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. Расчётное 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 ВВЭР1200;
использование топливного столба из топливных таблеток, выполненных из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана, позволяет замкнуть цикл по плутонию в тепловых реакторах и тем самым приостановить процесс его накопления или даже сократить его запасы, при этом позволит снизить потребление природного урана на 20-25% и лучше использовать топливный потенциал ОЯТ;
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.). Изобретение иллюстрируется следующими графическими материалами. 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.
Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора (фиг. 1) состоит из следующих конструктивных элементов: оболочки (3) в виде полого цилиндра, верхней (1) и нижней (2) заглушек, топливного столба (4) и пружинного фиксатора (5).
Оболочка (3) выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч., длина оболочки L0 равна 4000±5 мм, при этом наружный диаметр оболочки d1 от 9,06 до 9,14 мм и внутренний диаметр оболочки d2 от 7,73 до
- 2 045525
7,79 мм. Также может применяться утоненная оболочка, в таком случае наружный диаметр оболочки равен от 9,06 до 9,14 мм и внутренний диаметр оболочки от 7,93 до 7,99 мм.
Верхняя (1) и нижняя (2) заглушки концентрично приварены соответственно к верхнему и нижнему торцам оболочки (3) методом контактно-стыковой сварки в среде инертного газа. Верхняя (1) и нижняя (2) заглушки обеспечивают герметичную полость внутри тепловыделяющего элемента. При этом тепловыделяющий элемент заполнен инертным газом, который подается под давлением при приварке верхней заглушки (1) к оболочке (3) внутрь твэла для обеспечения коррозионной стойкости, прочности твэла и теплопроводности.
Топливный столб (4) концентрично размещен в оболочке (3) и набран из топливных таблеток, при это они могут быть выполнены с центральным отверстием или сплошными, без центрального отверстия.
Топливные таблетки выполнены из РЕМИКС-топлива (REMIX, от regenerated mixture) на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана.
РЕМИКС-топливо получают из неразделенной смеси регенерированного урана и плутония, которая образуется при переработке ОЯТ. В выделенную смесь добавляют небольшое количество обогащенного урана. Таким образом, повторно используется не только плутоний, содержащийся в ОЯТ, но и невыгоревший уран-235. Массовая доля диоксида плутония может варьироваться от 1 до 3%, массовая доля диоксида урана - остальное (соответственно, от 97 до 99%), эквивалентное обогащение топлива от 1 до 5% по урану-235.
Масса топливного столба (4) составляет от 1600 до 1800 г. Увеличенные длина и масса топливного столба (4) обеспечивают увеличенную тепловую мощность реактора до 3300 МВт.
Пружинный фиксатор (5) концентрично размещен в оболочке (3) и выполнен в виде цилиндрической пружины из нержавеющей стали с возможностью поджатия топливного столба (4) к нижней заглушке (2) в осевом направлении.
Пружинный фиксатор (5) состоит из витков компенсирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения осевого усилия поджатия топливного столба (4), и витков фиксирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения удержания пружинного фиксатора (5) от осевого перемещения внутри оболочки (3).
При этом виток пружинного фиксатора (5), контактирующий с верхней топливной таблеткой, может быть поджат до контакта и подшлифован, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки.
Нижняя топливная таблетка топливного столба (4) своим нижним торцом касается нижней заглушки (2), верхняя топливная таблетка топливного столба (4) касается пружинного фиксатора (5).
Торец нижней заглушки (2), противоположный торцу, приваренному к оболочке (3), представляет собой глухую цангу с наружной и внутренней цилиндрическими поверхностями и одной продольной прорезью (7).
Прорезь (7) нижней заглушки (2) (см. фиг. 2) имеет длину L1 от 9 до 13 мм и цилиндрическое углубление (6) (см. фиг. 3), длина которого L2 от 9 до 13 мм. Цанговая часть (9) нижней заглушки (2) имеет длину L3 от 15 до 16 мм (см. фиг. 2).
При этом на наружной поверхности свободного конца цанги выполнен буртик (8) с усеченноконической частью.
Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора работает следующим образом.
В процессе изготовления тепловыделяющего элемента пружинный фиксатор (5) с усилием поджимает топливный столб (4) к нижней заглушке (2) в осевом направлении, обеспечивая сохранение сплошности топливного столба (4). Витки компенсирующей группы пружинного фиксатора (5) обеспечивают осевое усилие поджатия топливного столба (4). Витки фиксирующей группы пружинного фиксатора (5) обеспечивают удержание пружинного фиксатора (5) от осевого перемещения внутри оболочки (3). Удержание пружинного фиксатора (5) обеспечивается путем закрепления в оболочке (3) за счет посадки с натягом на внутреннюю поверхность оболочки (3).
В оболочку (3) из сплава Э110 о.ч. помещают топливные таблетки из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана. Массовую долю диоксида плутония выбирают из интервала от 1 до 3%, массовую долю диоксида урана - остальное, эквивалентное обогащение топлива от 1 до 5 % по урану-235. При этом массу топливного столба (4) выбирают из интервала от 1600 до 1800 г, такая увеличенная суммарная загрузка топлива в активную зону обеспечивает увеличение энергоэффективности и выгорания топлива. Выбор РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана обеспечивает замкнутый цикл по плутонию и снижение потребления природного урана.
К оболочке (3) методом контактно-стыковой сварки в среде инертного газа приваривают верхнюю (1) и нижнюю (2) заглушки, обеспечивая герметичную полость внутри тепловыделяющего элемента. При приварке верхней заглушки (1) к оболочке (3) внутрь твэла подают инертный газ под давлением.
Образованные вышеописанным образом тепловыделяющие элементы собирают в тепловыделяющие сборки, загружаемые в активную зону ядерного реактора.
Нижнюю заглушку (2) твэла при сборке ТВС за счет упругости цанговой части (9) с прорезью (7)
-
Claims (6)
- фиксируют в опорной решетке ТВС. При сборке твэла в ТВС происходит сжатие прорези (7) и уменьшение наружного диаметра буртика (8) до соответствующего внутреннему диаметру решетки ТВС с образованием сплошного кольцевого бурта в сжатом положении цанги, после чего проталкивают цанговую часть (9) нижней заглушки (2) в решетку ТВС до упора, после чего прорезь (7) разжимается до исходного состояния и восстанавливается исходный наружный диаметр буртика (8). Бортик (8) упирается в решетку ТВС, тем самым удерживая нижнюю заглушку (2) и твэл от осевого перемещения.Наличие нижней заглушки (2) описанной конструкции позволяет достичь упрощение процесса сборки свежей ТВС.Таким образом, изобретение обеспечивает:обеспечение замкнутого цикла по плутонию и снижение потребления природного урана за счет использования топливного столба из топливных таблеток, выполненных из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана, увеличение энергоэффективности и выгорания топлива с сохранением надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора за счет увеличенной суммарной загрузки топлива в активную зону, а также за счет использования в качестве материала оболочки сплава Э110 о.ч., повышение надежности и упрощение процесса сборки свежей ТВС за счет использования в конструкции твэла нижней заглушки цангового типа, а также за счет использования контактно-стыковой сварки.ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ1. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащий оболочку длиной 4000±5 мм, выполненную из циркониевого сплава Э110 о.ч. в виде полого цилиндра, верхнюю и нижнюю заглушки, концентрично приваренные соответственно к верхнему и нижнему торцам оболочки методом контактно-стыковой сварки в среде инертного газа, с возможностью обеспечения герметизации тепловыделяющего элемента и заполнения его инертным газом, топливный столб массой от 1600 до 1800 г, концентрично размещенный в оболочке, набранный из топливных таблеток, выполненных из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана, при содержании диоксида плутония от 1 до 3% мас., диоксида урана - остальное, эквивалентное обогащение топлива от 1 до 5% по урану-235, пружинный фиксатор, концентрично размещенный в оболочке, выполненный в виде цилиндрической пружины из нержавеющей стали с возможностью поджатия топливного столба к нижней заглушке в осевом направлении, состоящий из витков компенсирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения осевого усилия поджатия топливного столба, и витков фиксирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения удержания пружинного фиксатора от осевого перемещения внутри оболочки, при этом торец нижней заглушки, противоположный торцу, приваренному к оболочке, представляет собой глухую цангу с наружной и внутренней цилиндрическими поверхностями и одной продольной прорезью, причем на наружной поверхности свободного конца цанги выполнен буртик.
- 2. Тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что оболочка выполнена с наружным диаметром от 9,06 до 9,14 мм и внутренним диаметром от 7,73 до 7,79 мм.
- 3. Тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что оболочка выполнена с наружным диаметром от 9,06 до 9,14 мм и внутренним диаметром от 7,93 до 7,99 мм.
- 4. Тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что топливные таблетки выполнены с центральным отверстием.
- 5. Тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что топливные таблетки выполнены без центрального отверстия.
- 6. Тепловыделяющий элемент 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.-
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
EA045525B1 true EA045525B1 (ru) | 2023-11-30 |
Family
ID=
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US6512805B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
US4994233A (en) | Fuel rod with axial regions of annular and standard fuel pellets | |
EP2077560B1 (en) | A fuel element, a fuel assembly and a method of using a fuel assembly | |
JP5585883B2 (ja) | 核燃料集合体、核燃料集合体を含む軽水炉、及び核燃料集合体の使用方法 | |
EP1647993A2 (en) | Use of boron or enriched boron 10 in UO2 | |
US8279995B2 (en) | Guide thimble of dual tube type structure nuclear fuel assembly | |
US20090034675A1 (en) | Fuel assembly of pressurized water reactor and method of designing fuel assembly | |
US4678628A (en) | Nuclear reactor control rod cluster for enthalpy rise compensation | |
Simmons et al. | Integral fuel burnable absorbers with ZrB2 in pressurized water reactors | |
US6002735A (en) | Nuclear fuel pellet | |
US5991354A (en) | Nuclear fuel pellet | |
RU2748538C1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
EA045525B1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
RU2823744C1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
US5627866A (en) | Fuel assembly structure using channel for load support | |
JPS58135989A (ja) | 沸騰水型原子炉燃料集合体 | |
WO2022146160A1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
US5610961A (en) | Fuel assembly structure using channel for load support | |
EA044880B1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
EP4141890A1 (en) | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
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 | |
EP1780729A2 (en) | Fuel assembly with boron containing nuclear fuel | |
US4725401A (en) | Element immersed in coolant of nuclear reactor | |
JP2610254B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
RU2236712C2 (ru) | Регулирующая тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора |