RU182068U1 - Тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем - Google Patents
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем Download PDFInfo
- Publication number
- RU182068U1 RU182068U1 RU2018117747U RU2018117747U RU182068U1 RU 182068 U1 RU182068 U1 RU 182068U1 RU 2018117747 U RU2018117747 U RU 2018117747U RU 2018117747 U RU2018117747 U RU 2018117747U RU 182068 U1 RU182068 U1 RU 182068U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel assembly
- screw
- cover
- fuel
- nuclear reactor
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 48
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 17
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims abstract description 14
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 4
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 3
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 3
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 3
- 238000005299 abrasion Methods 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 2
- 230000010349 pulsation Effects 0.000 description 2
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 2
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000010892 electric spark Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Полезная модель относится к области атомной энергии и может быть использована в реакторах на быстрых нейтронах. Техническим результатом является улучшение теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора. Для его достижения предложена тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, содержащая стержневые твэлы, установленные в шестигранном чехле, при этом в чехле размещен шнек с отверстиями для твэлов. Шнек выполнен из листа стали, скрученного в спираль, внешняя часть которого имеет форму шестигранника, соответствующего внутренней поверхности чехла из стали, и жестко соединен с ним. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.
Description
Область техники
Полезная модель относится к области атомной энергии и может быть использована в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.
Уровень техники
Известна тепловыделяющая сборка (ТВС) ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (Борис Васильев, «Освоение МОКС топлива в БН-800» РОСЭНЕРГОАТОМ, №11, 2014), которая включает стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы) со стальными оболочками и шестигранный стальной чехол. Известная тепловыделяющая сборка принята за прототип, как наиболее близкая по своей технической сущности.
Недостатком тепловыделяющей сборки является большая неравномерность нагрева теплоносителя в периферийных рядах активной зоны и, особенно, в тепловыделяющей сборке боковой зоны воспроизводства, а также большая толщина стенок шестигранного чехла. Плоские стенки шестигранного стального чехла работают под действием повышенного на 7 бар давления теплоносителя. Поэтому чехол имеет толстые стенки, что существенно ухудшает нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики активной зоны реактора на быстрых нейтронах. В активной зоне происходит изменение свойств и формы материалов под воздействием потока быстрых нейтронов с учетом имеющейся разности температур. Например, деформация стального чехла в тепловыделяющей сборке БН-800 приводит к тому, что усилия при извлечении тепловыделяющей сборки достигают 4 тонн.
Технической проблемой, решаемой полезной моделью является уменьшение толщины стенок чехла.
Раскрытие сущности полезной модели
Техническим результатом полезной модели является улучшение теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора.
Для достижения технического результата предложена тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы, установленные в шестигранном чехле, при этом, в чехле размещен шнек с отверстиями для твэлов.
Кроме того, шнек выполнен из листа стали, скрученного в спираль внешняя часть которого имеет форму шестигранника, соответствующего внутренней поверхности чехла из стали и жестко соединен с ним.
Жесткое соединение шнека со стенками чехла радикально увеличивает устойчивость тепловыделяющей сборки в вертикальном и горизонтальном направлениях, что позволяет существенно уменьшить толщину стенок чехла.
Толщина стенок чехла, листа шнека и шаг шнека выбираются из условия прочности и устойчивости металлоконструкции тепловыделяющей сборки.
За счет создания горизонтальной составляющей траектории движения теплоносителя улучшается его перемешивание и уменьшается неравномерность нагрева теплоносителя. Шнек выполняет функции дистанционирующего устройства тепловыделяющих элементов.
Краткое описание чертежей
На фиг. 1 приведена конструктивная схема тепловыделяющей сборки ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, на фиг. 2 показано трехмерное изображение продольного сечения шнека тепловыделяющей сборки, на фиг. 3 показано крепление шнека с чехлом, на фиг. 4 показано крепление стержневых твэлов в шнеке где:
1 - чехол;
2 - стержневые твэлы;
3 - шнек;
4 - отверстия в шнеке;
5 - втулки;
6 - отбортовки;
7 - технологические отверстия.
Осуществление полезной модели
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, схема которой показана на фиг. 1 включает чехол 1 в виде шестигранной трубы с технологическими отверстиями 7, стержневые твэлы 2 со втулками 5, шнек 3 с отверстиями 4.
Шнек 3, играет роль дистанционирующих решеток для стержневых твэлов 2. В шнеке 3 для размещения стержневых твэлов выполнены отверстия 4, в которые установлены втулки 5 для исключения истирания оболочек твэлов при неизбежных вибрациях и пульсациях теплоносителя. Шнек 3 выполнен из листа стали, скрученного в спираль, внешняя часть которой имеет форму шестигранника, соответствующего внутренней поверхности чехла 1. Соединение шнека 3 и чехла 1 можно осуществлять, например, через отбортовки 6 сваркой, используя технологические отверстия 7 или точечной сваркой.
Трехмерное изображение продольного сечения стержневых твэлов 2 и шнека 3, показано на фиг. 2 (втулки 5 на фиг. 2 не показаны).
Тепловыделяющая сборка работает следующим образом. При движении теплоносителя снизу вверх шнек 3 заставляет его вращаться в горизонтальной плоскости тепловыделяющей сборки. Вращение теплоносителя существенно уменьшает неравномерность его нагрева за счет перемешивания.
Жесткое соединение шнека 3 с чехлом 1 (фиг. 3) радикально повышает устойчивость плоских стенок чехла 1 под действием перепада давления теплоносителя, что, в свою очередь позволяет существенно уменьшить толщину стенок чехла 1, увеличить шаг между твэлами 2 и существенно уменьшить гидравлическое сопротивление тепловыделяющей сборки. Кроме того, это приводит к уменьшению количества стали в активной зоне и улучшает нейтронно-физические характеристики.
В шнеке 3 для размещения стержневых твэлов 2 выполнены отверстия 4, в которые установлены втулки 5, (фиг. 4), которые позволяют исключить истирание оболочек твэлов при неизбежных вибрациях и пульсациях теплоносителя.
Для изготовления тепловыделяющей сборки возможно применить электроискровой метод образования отверстий 4. Шнек 3 можно собирать из частей, соединяемых посредством сварки в соответствующих высокоточных приспособлениях.
Пример конкретного расчета для реактора БН-800.
Необходимая толщина шестигранного чехла и листа шнека, необходимая для обеспечения устойчивости составляет 0,5-0,8 мм. Шаг спирали шнека составляет 1/5-1/10 высоты топливного столба твэла.
Предложенное техническое решение позволяет существенно улучшить характеристики реакторов на быстрых нейтронах.
При максимальной допустимой температуре стальных оболочек 710°С обеспечивается средне смешанная температура натрия на выходе из активной зоны реактора на быстрых нейтронах всего 550°С.
Столь большая разница обусловлена протечками холодного и недогретого теплоносителя мимо активной зоны. Наибольший вклад в этот эффект вносят тепловыделяющие сборки периферийного ряда активной зоны и тепловыделяющие сборки боковой зоны воспроизводства. Это обусловлено большой неравномерностью тепловыделения по поперечному сечению этих тепловыделяющих сборок.
Применение шнека 3 в тепловыделяющей сборке для ядерного реактора БН-800 приводит к увеличению средне смешанной температуры на 14°С. Это обусловлено тем, что за счет шнека 3 уменьшается неравномерность нагрева теплоносителя в поперечном сечении. Применение шнека 3 в тепловыделяющей сборке боковой зоны воспроизводства приводит дополнительно к увеличению средне смешанной температуры на 16°С. Итого температура теплоносителя на выходе активной зоны может быть увеличена до 580°С. Это позволит существенно повысить параметры пара и КПД.
За счет повышения устойчивости чехла 1 тепловыделяющей сборки становится возможным осуществить существенное уменьшение толщины чехла 1 и обеспечить соответствующее улучшение гидравлических и нейтронно-физических характеристик активной зоны. Оценки показывают, что толщина чехла 1 может быть уменьшена с 2 мм до 0,8 мм без потери прочности и устойчивости. При этом потери давления уменьшаются за счет увеличения проходного сечения тепловыделяющей сборки с 7 до 3 бар. Доля стали в активной зоне уменьшается с 20 до 15%.
Claims (2)
1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы, установленные в шестигранном чехле, отличающаяся тем, что в чехле размещен шнек с отверстиями для твэлов.
2. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что шнек выполнен из листа стали, скрученного в спираль, внешняя часть которого имеет форму шестигранника, соответствующего внутренней поверхности чехла из стали, и жестко соединен с ним.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018117747U RU182068U1 (ru) | 2018-05-15 | 2018-05-15 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018117747U RU182068U1 (ru) | 2018-05-15 | 2018-05-15 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU182068U1 true RU182068U1 (ru) | 2018-08-02 |
Family
ID=63142068
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018117747U RU182068U1 (ru) | 2018-05-15 | 2018-05-15 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU182068U1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2732732C1 (ru) * | 2020-02-06 | 2020-09-22 | Акционерное общество "Прорыв" | Модульная система контроля термодинамической активности кислорода в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе ядерного реактора |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4027868A (en) * | 1975-04-02 | 1977-06-07 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Welding jigs |
| US4615862A (en) * | 1983-12-21 | 1986-10-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with fuel assembly support means |
| RU2133511C1 (ru) * | 1998-04-14 | 1999-07-20 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2143755C1 (ru) * | 1997-05-20 | 1999-12-27 | ОАО "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
-
2018
- 2018-05-15 RU RU2018117747U patent/RU182068U1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4027868A (en) * | 1975-04-02 | 1977-06-07 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Welding jigs |
| US4615862A (en) * | 1983-12-21 | 1986-10-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with fuel assembly support means |
| RU2143755C1 (ru) * | 1997-05-20 | 1999-12-27 | ОАО "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2133511C1 (ru) * | 1998-04-14 | 1999-07-20 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2732732C1 (ru) * | 2020-02-06 | 2020-09-22 | Акционерное общество "Прорыв" | Модульная система контроля термодинамической активности кислорода в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе ядерного реактора |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Schulenberg et al. | Three pass core design proposal for a high performance light water reactor | |
| US4749544A (en) | Thin walled channel | |
| US2999059A (en) | Nuclear reactor | |
| JPS63261191A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0634048B2 (ja) | 原子燃料集合体 | |
| CN103098141A (zh) | 用于轻水反应堆的二硅化三铀核燃料组合物 | |
| RU182068U1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем | |
| JP6503188B2 (ja) | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 | |
| Mukohara et al. | Core design of a high-temperature fast reactor cooled by supercritical light water | |
| Chen et al. | Preliminary thermal-hydraulic design and analysis of china lead alloy cooled research reactor (CLEAR-I) | |
| RU2462774C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка для реактора на быстрых нейтронах | |
| US20140241486A1 (en) | Fuel assembly | |
| US4097331A (en) | Coolant mass flow equalizer for nuclear fuel | |
| CN110853770B (zh) | 一种基于正六角形燃料组件的单流程超临界水冷堆 | |
| USRE34246E (en) | Thin walled channel | |
| RU182070U1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора | |
| US3309280A (en) | Pressure-tube nuclear reactor including fuel assembly with thermal baffle | |
| KR101913445B1 (ko) | 핵 연료봉 플레넘 스프링 조립체 | |
| EP2511909A2 (en) | Nuclear fuel pellet | |
| RU2806814C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты) | |
| Nishat et al. | Study of the Perturbation in Temperature Profile of an AGR Fuel Pin for Surface Roughness of Cladding by CFD Simulation in Ansys Fluent | |
| RU2393559C2 (ru) | Тепловыделяющий элемент | |
| JP6621610B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の初装荷炉心 | |
| US20150325317A1 (en) | Nuclear reactor | |
| CA2967469C (en) | Flux-shifting reactivity control system |