RU2133509C1 - Вентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора - Google Patents

Вентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2133509C1
RU2133509C1 RU98108119A RU98108119A RU2133509C1 RU 2133509 C1 RU2133509 C1 RU 2133509C1 RU 98108119 A RU98108119 A RU 98108119A RU 98108119 A RU98108119 A RU 98108119A RU 2133509 C1 RU2133509 C1 RU 2133509C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
tip
capillary channel
gou
nuclear
Prior art date
Application number
RU98108119A
Other languages
English (en)
Inventor
В.А. Корнилов
Original Assignee
Акционерное общество открытого типа "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им.С.П.Королева
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 Акционерное общество открытого типа "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им.С.П.Королева filed Critical Акционерное общество открытого типа "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им.С.П.Королева
Priority to RU98108119A priority Critical patent/RU2133509C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2133509C1 publication Critical patent/RU2133509C1/ru

Links

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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике, может быть использовано при создании высокотемпературных термоэмиссионных твэлов. Сущность: тепловыделяющий элемент имеет газоотводное устройство, выполненное в виде центральной трубки с осесимметричным наконечником с капиллярным каналом внутри. В наконечнике выполнена концентричная с капиллярным каналом полость, заполненная ядерным горючим. В результате снижается вероятность перекрытия капиллярного канала летучими продуктами деления и конденсатом. 1 з. п. ф-лы, 1 ил.

Description

Изобретение относится к атомной энергетике, более конкретно к разработке вентилируемых тепловыделяющих элементов (твэл) ядерного реактора, в частности для термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП), предназначенного для непосредственного преобразования энергии деления ядерного горючего в электрическую энергию.
Известны твэлы с выводом газообразных продуктов деления (ГПД) и летучих продуктов деления из твэла, которые содержат топливный материал (ТМ), оболочку, заключающую этот топливный материал, газоотводное устройство (ГОУ), выполненное в виде трубки из тугоплавкого материала [1, 2]. Подобные конструкции реализуются для высокотемпературных твэлов с длительным ресурсом работы, в которых ТМ, как правило, не содержит тепловыделяющих добавок инертного разбавителя (например, тугоплавких металлов). Поэтому ТМ имеет более высокую температуру и характеризуется большим радиальным градиентом температуры, способствующим росту столбчатых зерен, границы которых являются эффективными стоками ГПД в центральную газовую полость, образующуюся в результате переконденсации и уплотнения ТМ.
Как правило, через ГОУ вместе с ГПД выходят летучие продукты деления и пар ТМ, которые могут нарушать работу твэла и ТРП в основном по следующим причинам:
1) недопустимо большие количества ТМ, вышедшего из термоэмиссионного твэла, нарушает тепловой баланс твэла и таким образом снижает величину электрической энергии преобразования;
2) вышедший из твэла ТМ конденсируется на относительно более холодные конструктивные элементы реактора и может вывести их из строя;
3) ТМ, проходящий через ГОУ, может конденсироваться внутри трубки ГОУ и таким образом закупоривать ее, в результате чего нарушается нормальный вывод ГПД из твэла.
Особенно важно организовать надежный вывод ГПД из ТМ для высокотемпературных твэлов с длительным ресурсом работы.
Для снижения выхода ТМ через ГОУ и предотвращения конденсации ТМ внутри трубки ГОУ высокотемпературный участок трубки ГОУ, расположенный в зоне центральной газовой полости, выполняют в виде наконечника с капиллярным каналом.
Наиболее близкой по технической сущности является конструкция вентилируемого тепловыделяющего элемента с выводом ГПД из ТМ через ГОУ. ГОУ выполнено в виде трубки из тугоплавкого металла и осесимметричного наконечника с капиллярным каналом, расположенным в центральной газовой полости твэла [3].
Однако работоспособность такой конструкции твэла зависит от температурного режима работы твэла, геометрических размеров твэла и ГОУ, используемого ТМ и материала ГОУ. Существуют области выше названных параметров, при которых данная конструкция ГОУ может оказаться не приемлемой, поскольку ТМ перекрывает конденсатом капиллярный канал наконечника ГОУ. Как показали расчетные исследования [3] и практика создания высокотемпературных термоэмиссионных твэлов, в процессе вывода реактора на номинальную мощность существует временной отрезок, характерный интенсивным процессом конденсации ТМ на капиллярный наконечник ГОУ, приводящим к временному выходу из строя системы вывода ГПД. Причем этот период может быть достаточно длительным. То есть в результате переконденсации и уплотнения ТМ наконечник ГОУ может оказаться вне зоны центральной газовой полости [4], что приводит к выходу из строя твэла или к неустойчивой его работе.
Неустойчивость может быть вызвана временным перекрытием капиллярного канала, объясняемым следующим образом. После перекрытия конденсатом ТМ капиллярного канала в центральной газовой полости поднимается давление за счет вновь образующихся ГПД и таким образом увеличивается диффузионное сопротивление потоку молекул ТМ на наконечник, т.е. поток на наконечник уменьшается, а поток ТМ из капиллярного канала наружу твэла остается прежним или даже повышается за счет падения давления внутри тракта вывода ГПД. В результате разницы потоков ТМ на наконечнике и потока ТМ наружу в слое конденсата на наконечнике образуется канал, соединяющийся с капиллярным каналом наконечника, что приводит к сбросу давления в центральной газовой полости и увеличению потока ТМ на наконечник, что снова приводит к перекрытию капиллярного канала и вышеприведенная ситуация повторяется.
Техническим результатом предложенного решения является предотвращение отказа или неустойчивой работы твэла в результате возможного перекрытия капиллярного наконечника ГОУ конденсатом ТМ и летучих продуктов деления, стабилизация режима вывода ГПД, а также повышение запаса реактивности реактора.
Сущность изобретения заключается в том, что в вентилируемом тепловыделяющем элементе ядерного реактора, содержащем оболочку, заключающую топливный материал, газоотводное устройство в виде центральной трубки с осесимметричным наконечником с капиллярным каналом внутри, расположенным в центральной газовой полости, в наконечнике выполнена концентрично капиллярному каналу полость, которая заполнена ядерным горючим и снабжена закрепленной на наконечнике крышкой. В качестве ядерного горючего применены соединения урана UO2, UC, UN, US или композиции на их основе.
Предлагаемая конструкция позволяет поднять температуру наконечника ГОУ и испарить конденсат ТМ с наконечника за счет увеличения внутреннего тепловыделения и снижения эффективной теплопроводности этого участка ГОУ.
На приведенном чертеже изображен общий вид твэла с выводом ГПД и летучих продуктов деления через специальное устройство.
Твэл содержит оболочку 1, заключающую ТМ 2, газовую полость 3, газоотводное устройство в виде трубки 4 с осесимметричным наконечником 5 с капиллярным каналом 6. Внутри наконечника 5 выполнена полость 7, заполненная ядерным горючим 8 и закрытая крышкой 9. Крышка 9 приваривается к наконечнику 5 ГОУ и выполняется из того же материала, что и ГОУ.
Вентилируемый твэл ядерного реактора работает следующим образом. В результате работы реактора в высокотемпературном твэле происходит ядерная реакция деления ТМ 2 с превращением энергии деления в тепло. ТМ 2 испытывает при этом комплексное радиационное, температурное и механическое воздействие, в результате которого происходит перестройка структуры и переконденсация ТМ 2 с образованием центральной газовой полости 3, куда стекаются ГПД, образующиеся в процессе деления ТМ 2. В процессе перестройки структуры топливного сердечника происходит конденсация ТМ 2 на трубку 4 и наконечник 5 с капиллярным каналом 6. В результате деления ядерного горючего 8 расположенным в полости 7 наконечником 5 ГОУ (в качестве такого горючего может быть использована, например, двуокись урана, имеющая довольно низкую теплопроводность) выделяется тепловая энергия, приводящая к перегреву наконечника 5 ГОУ. Это обстоятельство приводит к испарению ТМ 2 с наконечника 5 ГОУ и не позволяет перекрывать капиллярный канал 6, тем самым обеспечивается беспрепятственный вывод ГПД из центральной газовой полости 3.
Использование ядерного горючего внутри наконечника ГОУ существенно отличает предлагаемый вентилируемый твэл от указанного прототипа, так как:
1) предотвращает отказ или неустойчивую работу ГОУ в результате возможного перекрытия капиллярного канала конденсатом ТМ;
2) стабилизирует режим вывода ГПД, поскольку предотвращает ситуацию временного перекрытия капиллярного канала ГОУ конденсатом ТМ;
3) повышает запас реактивности реактора за счет замены части металла наконечника ГОУ на ядерное горючее.
Источники информации:
1. Патент Франции N 2151007, H 01 J 45/00, 1973.
2. Патент США N 4163689, G 21 C 3/02, 1965.
3. Корнилов В. А. и др. Процессы переноса топлива в катодном узле ЭГК. Тезисы докладов конференции по термоэмиссионному методу преобразования тепловой энергии в электрическую. ФЭИ. - Обнинск: 1979, с. 24-26.
4. Корнилов В.А. и др. Метод расчета температурных полей гетерогенного топливного сердечника термоэмиссионного электрогенерирующего элемента. Атомная энергия. - Т. 49, вып. 6, с. 393-394, 1980.

Claims (2)

1. Вентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора, содержащий оболочку, заключающую топливный материал, газоотводное устройство в виде центральной трубки с осесимметричным наконечником с капиллярным каналом внутри, расположенным в центральной газовой полости, отличающийся тем, что в наконечнике выполнена концентрично с капиллярным каналом полость, которая заполнена ядерным горючим и снабжена закрепленной на наконечнике крышкой.
2. Элемент по п.1, отличающийся тем, что в качестве ядерного горючего применены соединения урана UO2, UC, UN, US или композиции на их основе.
RU98108119A 1998-04-30 1998-04-30 Вентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора RU2133509C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU98108119A RU2133509C1 (ru) 1998-04-30 1998-04-30 Вентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU98108119A RU2133509C1 (ru) 1998-04-30 1998-04-30 Вентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2133509C1 true RU2133509C1 (ru) 1999-07-20

Family

ID=20205388

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU98108119A RU2133509C1 (ru) 1998-04-30 1998-04-30 Вентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2133509C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2548011C2 (ru) * 2009-08-28 2015-04-10 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Корнилов В.А., и др. Процессы переноса топлива в катодном узле ЭГК. Тезисы докладов конференции по термоэмиссионному методу преобразования топливной энергии в электрическую. ФЭИ. - Обнинск: с.24-26. *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2548011C2 (ru) * 2009-08-28 2015-04-10 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления
RU2547836C2 (ru) * 2009-08-28 2015-04-10 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления
RU2550340C2 (ru) * 2009-08-28 2015-05-10 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS62265597A (ja) 放熱容器補助冷却系
US5219519A (en) Increased fuel column height for boiling water reactor fuel rods
US3697376A (en) Nuclear fuel assembly with flow channel restraining means
US3689358A (en) Nuclear fuel assembly with leakage flow control member
KR20130092543A (ko) 경수로에서의 사용을 위한 트리우라늄 디실리사이드 핵 연료 조성물
RU2133509C1 (ru) Вентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора
RU2595261C2 (ru) Электрогенерирующая сборка термоэмиссионного реактора-преобразователя (варианты)
GB1107384A (en) Nuclear reactor fuel elements
US3244599A (en) Fuel element for nuclear reactor
US3118819A (en) Nuclear fuel cartridge
US3205139A (en) High temperature reactor with specific distribution of non-1/v. absorber and fertilematerial
JP2022521059A (ja) 可燃性吸収体を有する又は有さないウラン燃料のsps/fastによる焼結
US5809101A (en) Handle unit for a fuel assembly in a nuclear reactor and fuel assembly having modified channel
US3352757A (en) Fuel element
RU2185002C2 (ru) Термоэмиссионный электрогенерирующий элемент
US3700551A (en) Device to prevent sodium freezing around shaft penetration
RU2191442C2 (ru) Термоэмиссионная электрогенерирующая сборка
JP3221989B2 (ja) 高速炉炉心
RU2151440C1 (ru) Термоэмиссионная электрогенерирующая сборка
RU2694812C1 (ru) Гетерогенный канальный ядерный реактор на тепловых нейтронах
JP2839516B2 (ja) 沸騰水型原子炉燃料集合体
Taylor IMPROVEMENTS RELATING TO NUCLEAR REACTORS AND IN THE OPERATION THEREOF
RU2024106C1 (ru) Термоэмиссионный тепловыделяющий элемент
JPH05157865A (ja) 高速炉用燃料集合体
Kramerov SELECTION OF THE BEST PARAMETERS FOR A NUCLEAR POWER STATION