RU159627U1 - SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION - Google Patents

SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION Download PDF

Info

Publication number
RU159627U1
RU159627U1 RU2015135791/07U RU2015135791U RU159627U1 RU 159627 U1 RU159627 U1 RU 159627U1 RU 2015135791/07 U RU2015135791/07 U RU 2015135791/07U RU 2015135791 U RU2015135791 U RU 2015135791U RU 159627 U1 RU159627 U1 RU 159627U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
nuclear reactor
fuel elements
disks
temperature nuclear
energy installation
Prior art date
Application number
RU2015135791/07U
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Владимир Владимирович Кудинов
Леонид Анатольевич Слепцов
Иван Николаевич Кухарь
Сергей Юрьевич Булкин
Юрий Леонидович Пятов
Сергей Александрович Корецкий
Нина Георгиевна Квашнина
Original Assignee
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" filed Critical Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority to RU2015135791/07U priority Critical patent/RU159627U1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU159627U1 publication Critical patent/RU159627U1/en

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Arc Welding In General (AREA)

Abstract

Опорная решетка тепловыделяющих элементов высокотемпературного ядерного реактора космической энергетической установки, выполненная в виде расположенных друг над другом дисков с отверстиями, отличающаяся тем, что диски изготовлены из молибденового сплава ТСМ-7С и установлены друг над другом без зазора.The support lattice of the fuel elements of the high-temperature nuclear reactor of the space power plant, made in the form of disks with holes located one above the other, characterized in that the disks are made of TSM-7C molybdenum alloy and are mounted on top of each other without a gap.

Description

Полезная модель относится к конструкционным элементам ядерной установки, а именно, к опорной решетке тепловыделяющих элементов (твэл) ядерного реактора космической энергетической установки.The utility model relates to the structural elements of a nuclear installation, namely, to the support grid of the fuel elements (fuel elements) of a nuclear reactor of a space power plant.

Из уровня техники известна опорная решетка твэл высокотемпературного ядерного реактора космической энергетической установки, выполненная в виде расположенных друг над другом дисков с отверстиями («Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ», А.А. Куландин, С.В. Тимашов и др., Энергоатомиздат, 1987 г., стр. 12, 187].From the prior art, the support lattice of a fuel rod of a high-temperature nuclear reactor of a space power plant is made in the form of disks with holes located one above the other (“Fundamentals of the theory, design and operation of space nuclear power plants”, A. A. Kulandin, S. V. Timashov, etc. , Energoatomizdat, 1987, p. 12, 187].

В высокотемпературных реакторах космических ЯЭУ в качестве конструкционных материалов для элементов активной зоны, в том числе опорных решеток, применяют такие тугоплавкие материалы, как жаропрочные стали, карбиды и металлокерамика.In high-temperature space nuclear reactors, refractory materials such as heat-resistant steels, carbides, and cermets are used as structural materials for core elements, including support grids.

Но прочностные характеристики вышеуказанных конструкционных материалов не отвечают установленным требованиям к современным установкам мегаваттного класса, среди которых предпочтение отдают высокотемпературным газоохлаждаемым реакторам с температурой теплоносителя ~1500 К.But the strength characteristics of the above structural materials do not meet the established requirements for modern megawatt-class installations, among which preference is given to high-temperature gas-cooled reactors with a coolant temperature of ~ 1500 K.

Кроме того, в известной опорной решетке диски расположены друг над другом с зазором и связаны между собой посредством кольца и разделительных цилиндрических втулок, приваренных к дискам решетки.In addition, in the known support lattice, the disks are arranged one above the other with a gap and are interconnected by means of a ring and cylindrical dividing bushes welded to the disks of the lattice.

Недостатком указанной опорной решетки является невозможность ее использования в высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе с температурой теплоносителя порядка 1500 К из-за отсутствия подходящей совокупности прочностных характеристик.The disadvantage of this support grid is the impossibility of its use in a high-temperature gas-cooled reactor with a coolant temperature of about 1500 K due to the lack of a suitable combination of strength characteristics.

Кроме того, в связи с высокой энергонапряженностью активной зоны газоохлаждаемого реактора космической ЯЭУ поверхность теплообмена должна быть довольно большой, что вынуждает использовать активную зону с большим количеством твэлов, а следовательно, и с большим числом распорных втулок. При выполнении большого количества сварных швов в области распорных втулок увеличивает риск образования в конструкции остаточных сварочных напряжений от неравномерного нагрева изделий в процессе сварки и значительно усложняет систему контроля сварных соединений, что, в итоге, снижает общую надежность реакторной установки.In addition, due to the high energy intensity of the core of a gas-cooled space nuclear reactor, the heat exchange surface should be quite large, which forces the use of the core with a large number of fuel rods, and therefore with a large number of spacer sleeves. When performing a large number of welds in the area of spacer sleeves, it increases the risk of residual welding stresses in the structure from uneven heating of the products during the welding process and significantly complicates the control system of welded joints, which ultimately reduces the overall reliability of the reactor installation.

Задачей настоящей полезной модели является создание опорной решетки твэл высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической энергетической установки, которая обеспечит работоспособность и надежность реактора при температурах теплоносителя ~1500К.The objective of this utility model is to create a support lattice of a fuel rod of a high-temperature gas-cooled nuclear reactor of a space power plant, which will ensure the operability and reliability of the reactor at a coolant temperature of ~ 1500K.

Технический результат настоящей полезной модели заключается в повышении сопротивления термической ползучести при повышенных температурах и технологичности изготовления опорной решетки.The technical result of this utility model is to increase the resistance to thermal creep at elevated temperatures and the manufacturability of the manufacture of the support lattice.

Технический результат достигается тем, что опорная решетка твэл высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической энергетической установки, выполненная в виде расположенных друг над другом дисков с отверстиями, согласно полезной модели, диски изготовлены из молибденового сплава ТСМ-7С и установлены друг на друга без зазора.The technical result is achieved by the fact that the support lattice of a fuel rod of a high-temperature gas-cooled nuclear reactor of a space power plant, made in the form of disks with holes located one above the other, according to a utility model, the disks are made of TSM-7C molybdenum alloy and are mounted on top of each other without a gap.

Молибденовый сплав ТСМ-7С выгодно отличается от других тугоплавких материалов тем, что он обладает значительно большей прочностью при рабочих температурах (порядка 1500 К) в сравнении со сплавами молибдена с ниобием и ванадием, умеренной хладноломкостью при температурах транспортировки и хранения (порядка 20°C) и умеренной степенью охрупчиваемости под облучением.The TSM-7S molybdenum alloy compares favorably with other refractory materials in that it has significantly higher strength at operating temperatures (about 1500 K) compared with molybdenum alloys with niobium and vanadium, moderate cold brittleness at transportation and storage temperatures (about 20 ° C) and a moderate degree of embrittlement under irradiation.

В сплаве молибдена ТСМ-7С наблюдается баланс прочностных и пластических характеристик. Он обладает повышенной термоцикличностью, вибро- и ударопрочностью, пониженной склонностью к рекристализационному охрупчиванию. Поэтому применение ТСМ-7С сделает опорную решетку работоспособной в суровых условиях высокотемпературного газового реактора без применения специальной системы охлаждения решетки.In the TSM-7S molybdenum alloy, a balance of strength and plastic characteristics is observed. It has increased thermal cycling, vibration and impact resistance, reduced tendency to recrystallization embrittlement. Therefore, the use of TSM-7S will make the support grid workable in harsh conditions of a high-temperature gas reactor without the use of a special lattice cooling system.

Однако указанный сплав имеет более низкие показатели по свариваемости, и разделение дисков с помощью распорных втулок, требующих сварных соединений, ухудшит технологичность изготовления опорной решетки и увеличит риск возникновения термической деформации или остаточного напряжения в конструкции. Поэтому диски из сплава ТСМ-7С установлены друг над другом без зазора.However, this alloy has lower weldability, and the separation of the discs using spacer sleeves requiring welded joints will worsen the manufacturability of the support grid and increase the risk of thermal deformation or residual stress in the structure. Therefore, disks made of TCM-7C alloy are mounted on top of each other without a gap.

Сущность полезной модели поясняется чертежом (фиг. 1).The essence of the utility model is illustrated in the drawing (Fig. 1).

Опорная решетка выполнена в виде двух расположенных друг над другом без зазора дисков 1 и 2 с отверстиями и изготовлена из материала ТСМ-7С, химический состав которого:The support lattice is made in the form of two disks 1 and 2 with holes located one above the other without a gap and made of material TSM-7C, the chemical composition of which:

Figure 00000002
Figure 00000002

а температура плавления (2913±1) К. Диски 1 и 2 установлены с совмещением осей отверстий, чтобы получились сквозные каналы для закрепления хвостовиков твэл и прохода теплоносителя. Отсутствие сварных соединений в опорной решетке упрощает процесс ее изготовления и исключает образование в конструкции остаточных сварочных напряжений, что, в свою очередь, делает ее более технологичной и надежной в использовании.and the melting temperature (2913 ± 1) K. Disks 1 and 2 are installed with the alignment of the axes of the holes, so that through channels are obtained for fixing the shanks of the fuel elements and the passage of the coolant. The absence of welded joints in the support grid simplifies the manufacturing process and eliminates the formation of residual welding stresses in the structure, which, in turn, makes it more technological and reliable to use.

Claims (1)

Опорная решетка тепловыделяющих элементов высокотемпературного ядерного реактора космической энергетической установки, выполненная в виде расположенных друг над другом дисков с отверстиями, отличающаяся тем, что диски изготовлены из молибденового сплава ТСМ-7С и установлены друг над другом без зазора.
Figure 00000001
The support lattice of the fuel elements of the high-temperature nuclear reactor of the space power plant, made in the form of disks with holes located one above the other, characterized in that the disks are made of TSM-7C molybdenum alloy and are mounted on top of each other without a gap.
Figure 00000001
RU2015135791/07U 2015-08-24 2015-08-24 SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION RU159627U1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015135791/07U RU159627U1 (en) 2015-08-24 2015-08-24 SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015135791/07U RU159627U1 (en) 2015-08-24 2015-08-24 SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU159627U1 true RU159627U1 (en) 2016-02-20

Family

ID=55314113

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015135791/07U RU159627U1 (en) 2015-08-24 2015-08-24 SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU159627U1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2730589C2 (en) * 2016-05-04 2020-08-24 Лучано ЧИНОТТИ Nuclear reactor with autonomous core

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2730589C2 (en) * 2016-05-04 2020-08-24 Лучано ЧИНОТТИ Nuclear reactor with autonomous core

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9589681B2 (en) Nuclear fuel assembly body and a nuclear fuel assembly with such a body
CN105469838B (en) Fuel assembly and its fuel rod for improving nuclear reactor safety
JP2013507605A5 (en)
Goto et al. Long-term high-temperature operation of the HTTR
RU159627U1 (en) SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION
Yan et al. A small modular reactor design for multiple energy applications: HTR50S
MA38584B1 (en) Heat exchanger, a process for maintaining a heat exchanger or for manufacturing and operating a heat exchanger, power plant and process for producing electrical energy
Schulenberg Material requirements of the high performance light water reactor
LIU Status of the power industry in China and overall progress for A-USC technology
Shi et al. Study on comparison between Inconel 617 and Gh3128 as structural material candidates for intermediate heat exchanger
Pino et al. The quest for safe and reliable fuel cladding materials
Buchanan The effects of long-term isothermal ageing on the microstructure of HP-Nb and HP-NbTi alloys
JP4520953B2 (en) Chimney of natural circulation boiling water reactor
TWI443681B (en) Method for production of spacers for nuclear reactor
Shepherd A review of Accident Tolerant Fuel (ATF) concepts
RU2540981C1 (en) Fuel assembly of nuclear reactor
RU127235U1 (en) FUEL NEUTRON REACTOR
An et al. Structural analysis of SMART RPV lower head under ERVC conditions during a severe accident
Stuckert et al. Results of metallographic analysis of the QUENCH-20 bundle with B4C absorber
JP2017133871A (en) Mixing promotion structure and high-temperature gas reactor plant using the same
Van Rooyen et al. Performance and Fabrication Status of TREAT LEU Conversion Conceptual Design Concepts.
Choo et al. The Contribution of HANARO to the R and D relevant to the SMART and VHTR System
Abdullah et al. Materials and Stress Analysis of Fuel-Channel of a Generic 1200-MWel Pressure-Channel Reactor With Nuclear Steam Reheat
Zichao et al. Thermo-Hydraulic Research for Supercritical Water Reactor During Power-Raising Phase of Startup
Meisheng et al. PRELIMINARY ANALYSIS OF LBE COOLED INTEGRATED TARGET IN ADS