RU2143141C1 - Fuel rod of water-cooled power reactor - Google Patents
Fuel rod of water-cooled power reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2143141C1 RU2143141C1 RU97108713/28A RU97108713A RU2143141C1 RU 2143141 C1 RU2143141 C1 RU 2143141C1 RU 97108713/28 A RU97108713/28 A RU 97108713/28A RU 97108713 A RU97108713 A RU 97108713A RU 2143141 C1 RU2143141 C1 RU 2143141C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- core
- diameter
- vver
- reactor
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны, и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических реакторах тепловой мощностью порядка (1150 - 1700) МВт, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр. The invention relates to nuclear engineering and relates to the improvement of the designs of the fuel elements that make up the core, and may find application in various types of water-cooled nuclear reactors using fuel rods installed parallel to each other, especially in water-cooled water reactors with thermal power of the order of (1150 - 1700) MW, used as a heat source for power plants, in power plants, etc.
В настоящее время получили широкое распространение в современных ядерных реакторах стержневые тепловыделяющие элементы. Стержневой твэл имеет топливный сердечник, состоящий из отдельных таблеток или стерженьков цилиндрической формы, размещенных в оболочке, которая является конструкционным несущим элементом (см. А. Г. Самойлов, Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М. , Энергоатомиздат, 1985, с. 99 - 107). Такую конструкцию имеют, например, твэлы реактора ВВЭР-440. At present, rod-shaped fuel elements are widely used in modern nuclear reactors. The rod fuel rod has a fuel core, consisting of individual tablets or cylindrical rods placed in the shell, which is a structural bearing element (see A. G. Samoilov, Fuel elements of nuclear reactors, M., Energoatomizdat, 1985, pp. 99 - 107 ) This design is, for example, fuel rods of the VVER-440 reactor.
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). При повышении величины требуемой энергонапряженности или для повышения безопасности эксплуатации при заданной нагрузке из-за ограничений, связанных с допустимой температурой топлива и теплопередачей, стремятся к увеличению отношения поверхности твэла к его объему, при котором обеспечивается уменьшение теплового потока за счет увеличения поверхности. Понижение удельных тепловых нагрузок на твэлы может достигаться за счет использования твэлов с уменьшенным диаметром.The diameter of the rod fuel rods in order to increase the heat exchange surface and reduce temperature stresses caused by temperature differences is assumed to be as small as possible and varies in real designs of pressurized water reactors with water under pressure from 7.35 • 10 -3 m to 15 • 10 -3 m (see G. N. Ushakov, Technological channels and fuel elements of nuclear reactors, M., Energoizdat, 1981, pp. 32-36). With an increase in the required energy intensity or to increase the safety of operation at a given load due to restrictions associated with the permissible temperature of the fuel and heat transfer, they tend to increase the ratio of the surface of the fuel element to its volume, which ensures a decrease in heat flux due to an increase in the surface. The reduction of specific thermal loads on the fuel rods can be achieved through the use of fuel rods with a reduced diameter.
Известные конструкции прутковых (стержневые твэлы большой длины, цельные по всей высоте активной зоны) и проволочных (диаметром меньше 3•10-3 м) твэлов позволяют уменьшить линейную нагрузку на твэл. Так, прутковые твэлы, содержащие топливный сердечник из металлического урана, имеют диаметр 6.3•10-3 м, длину 3.9 м и максимальную рабочую температуру 500oC. Однако прутковые твэлы нашли свое применение в реакторах с тяжеловодным замедлителем и газовым теплоносителем, например, в реакторе КС-150 (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М. , Энергоиздат, 1981, с. 40-43). Проволочные твэлы просты по конструкции и технологии изготовления, однако использование проволочных твэлов предусматривает поперечное обтекание их потоком теплоносителя. Кроме того, практического применения такие твэлы пока не нашли (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с. 42).The known designs of rod (rod fuel rods of large length, integral over the entire height of the active zone) and wire (diameter less than 3 • 10 -3 m) fuel rods can reduce the linear load on the fuel rods. So, rod fuel elements containing a uranium metal fuel core have a diameter of 6.3 • 10 -3 m, a length of 3.9 m and a maximum operating temperature of 500 o C. However, rod fuel elements have found their application in reactors with a heavy water moderator and gas coolant, for example, KS-150 reactor (see G. N. Ushakov, Technological channels and fuel elements of nuclear reactors, M., Energoizdat, 1981, pp. 40-43). Wire fuel elements are simple in design and manufacturing technology, however, the use of wire fuel elements provides for the transverse flow around them with a coolant flow. In addition, such fuel elements have not yet found practical application (see G. N. Ushakov, Technological channels and fuel elements of nuclear reactors, M., Energoizdat, 1981, p. 42).
Наиболее близким по технической сущности к описываемому техническому решению в настоящем изобретении является тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, и концевые детали (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с. 8-31). The closest in technical essence to the described technical solution in the present invention is a fuel element of a pressurized water reactor containing a fuel core located in a cylindrical shell, and end parts (see G. N. Ushakov, Technological channels and fuel elements of nuclear reactors, M., Energy Publishing House, 1981, p. 8-31).
Известный твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС. Однако следует отметить, что в случае перегрева оболочек твэлов, возникающего при изменении условий их охлаждения, может произойти разгерметизация и даже разрушение твэлов. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР-440, обуславливает его высокую температуру при работе в режимах нормальной эксплуатации, относительно большое количество аккумулированного тепла и, как следствие, при аварии с обесточиванием АЭС и при аварии с потерей теплоносителя это приводит к значительному разогреву оболочек твэлов в первые несколько секунд. The well-known fuel rod provides a relatively high level of fuel burnup and has proven itself during operation at domestic and foreign nuclear power plants. However, it should be noted that in the event of an overheat of the cladding of the fuel rods that occurs when the conditions of their cooling change, depressurization and even destruction of the fuel rods can occur. The fact is that the low thermal conductivity of the oxide fuel used in VVER-440 reactors causes its high temperature during normal operation, a relatively large amount of accumulated heat and, as a result, in an accident with de-energized nuclear power plants and in an accident with loss of coolant leads to a significant heating of the cladding of the fuel rods in the first few seconds.
Достигаемые при авариях с потерей теплоносителя температуры при использовании штатных ТВС в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэл. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-440, твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки 857oC. В то же время, в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до 550-600oC.The temperatures achieved during accidents with loss of coolant when using standard fuel assemblies are largely dependent on the initial thermal linear loads on the fuel elements. So, with a large leak of the primary circuit of the VVER-440 reactor, fuel rods with a maximum heat load by the fifth second have an estimated sheath temperature of 857 o C. At the same time, under the same conditions, fuel rods with a load close to average are heated to 550-600 o C.
Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что с точки зрения предотвращения возможности разгерметизации твэлов применительно к авариям с потерей теплоносителя, предельные температуры оболочек не должны превышать уровень 700-750oC. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-440 снизить максимальные тепловые нагрузки до уровня средних, то возможный разогрев оболочек не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. В особенности данная проблема усугубляется при повышении глубины выгорания топлива, когда работоспособность твэлов даже в нормальных условиях эксплуатации близка к предельно допустимой.Experimental and computational studies show that from the point of view of preventing the possibility of depressurization of fuel rods in relation to accidents with loss of coolant, the limiting temperatures of the shells should not exceed 700-750 o C. Therefore, if in the reactor core of the VVER-440 reactor the maximum thermal loads are reduced to the level average, the possible heating of the shells would not exceed the aforementioned temperature limit. This fundamentally solves the problem of possible depressurization of fuel rods at the initial stage of an accident with loss of coolant. In particular, this problem is exacerbated by increasing the fuel burnup depth, when the fuel rod performance, even under normal operating conditions, is close to the maximum permissible.
Из вышеизложенного следует, что для повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной тепловыделяющей сборке (ТВС) водо-уранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-440, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора. It follows from the foregoing that in order to increase the safety level of operating and newly designed WWER nuclear power plants, it is necessary to develop rod fuel elements of a reduced-diameter container construction (provided that the reactor power is maintained and the water-uranium ratio of the fuel grate is close to the standard fuel assembly); solve the problem of possible depressurization of fuel rods at the initial stage of an accident with loss of coolant. In addition, when developing a modernized core of the VVER-440 reactor, it is necessary to select the main parameters from the condition of maximum preservation of the design of the core and the nuclear power plant, as well as providing neutron-physical and thermal hydraulic characteristics close to the standard characteristics of the core of the VVER-440 reactor, as the objective of the present invention is not the development of a fundamentally new reactor.
Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, которые сводятся к следующему:
- размер "под ключ" (144•10-3 м) и высота модернизированной ТВС должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-440;
- количество твэлов с уменьшенным диаметром в модернизированной ТВС должно обеспечивать снижение максимальных линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны до уровня средних нагрузок твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР-440;
- изменение значения удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-440, не должна превышать 11%;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР- 440;
- размещение органов СУЗ должно быть таким же, как и в штатной активной зоне реактора ВВЭР-440.This approach causes certain restrictions imposed on the selection of the main parameters of the modernized core, which boil down to the following:
- the turnkey size (144 • 10 -3 m) and the height of the upgraded fuel assemblies should be the same as in the standard design of the VVER-440 fuel assemblies;
- the number of fuel rods with a reduced diameter in the upgraded fuel assemblies should ensure a decrease in the maximum linear thermal loads in the fuel rods of the modernized core to the level of average loads of fuel rods of the regular core of the VVER-440 reactor;
- the change in the specific fuel loading in the upgraded fuel assemblies, in comparison with the standard design of the fuel assemblies of the VVER-440 reactor, should not exceed 11%;
- the increase in hydraulic friction losses in the upgraded fuel assemblies in comparison with the standard design of the fuel assemblies should not exceed the available reserves for the pressure of the MCP of the VVER-440 reactor;
- the placement of the CPS bodies should be the same as in the regular core of the VVER-440 reactor.
Задачей настоящего изобретения является создание новых стержневых тепловыделяющих элементов для реактора типа ВВЭР-440, обладающих повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при увеличенной безопасности или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности. The objective of the present invention is the creation of new rod fuel elements for a VVER-440 type reactor, which have increased efficiency, both under normal operating conditions and in emergency conditions with increased safety or a significant increase in efficiency while maintaining a level of safety.
В результате решения данной задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в том, что обеспечивается возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повышения выгорания топлива в твэлах и снижается вероятность разгерметизации твэлов. As a result of solving this problem, new technical results are realized, consisting in the fact that it is possible to expand the range of maneuvering with reactor power, increase fuel burnup in fuel rods and reduce the likelihood of depressurization of fuel rods.
Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющем элементе водо-водяного энергетического реактора, содержащем топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, наружный диаметр оболочки выбран от 5.85•10-3 м до 6.99•10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.90•10-3 м до 5.75•10-3 м и массу от 0.42 кг до 0.66 кг.These technical results are achieved in that in a fuel element of a pressurized water reactor containing a fuel core placed in a cylindrical shell, the outer diameter of the shell is selected from 5.85 • 10 -3 m to 6.99 • 10 -3 m, and the fuel core has a diameter of 4.90 • 10 -3 m to 5.75 • 10 -3 m and weight from 0.42 kg to 0.66 kg.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что наружный диаметр оболочки выбран от 5.85•10-3 м до 6.99•10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.90•10-3 м до 5.75•10-3 м и массу от 0.42 кг до 0.66 кг/м, что характеризует новую концепцию твэлов реактора ВВЭР-440 и, соответственно, тепловыделяющих сборок ВВЭР-440, обладающих повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку топливный сердечник размещен в оболочке, выполненной с наружным диаметром от 5.85•10-3 м до 6.99•10-3 м, а сам топливный сердечник имеет диаметр от 4.90•10-3 м до 5.75•10-3 м и массу от 0.42 кг до 0.66 кг, то средняя линейная нагрузка на твэлы ВВЭР-440 уменьшается в 1.71-2.13 раза, при условии сохранения номинальной мощности реактора и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-440.A distinctive feature of the present invention is that the outer diameter of the shell is selected from 5.85 • 10 -3 m to 6.99 • 10 -3 m, and the fuel core has a diameter of 4.90 • 10 -3 m to 5.75 • 10 -3 m and a mass of 0.42 kg to 0.66 kg / m, which characterizes the new concept of VVER-440 fuel rods and, correspondingly, VVER-440 fuel assemblies, which have increased efficiency, both under normal operating conditions and in emergency conditions, and is due to the following. Since the fuel core is placed in a shell made with an outer diameter of 5.85 • 10 -3 m to 6.99 • 10 -3 m, and the fuel core itself has a diameter of 4.90 • 10 -3 m to 5.75 • 10 -3 m and a mass of 0.42 kg to 0.66 kg, the average linear load on VVER-440 fuel rods decreases by 1.71-2.13 times, provided that the rated power of the reactor is maintained and the neutron-physical and thermal-hydraulic characteristics are close to the standard characteristics of the VVER-440 reactor.
Наружный диаметр оболочки целесообразно выбрать от 5.85•10-3 м до 6.17•10-3 м, а сам топливный сердечник должен иметь диаметр от 4.90•10-3 м до 5.08•10-3 м и массу от 0.42 кг до 0.51 кг или наружный диаметр оболочки следует выбрать от 6.66•10-3 м до 6.99•10-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 5.55•10-3 м до 5.75•10-3 м и массу от 0.60 кг до 0.66 кг. Причем внутренний диаметр оболочки может быть выбран от 5.01•10-3 м до 5.95•10-3 м.It is advisable to choose the outer diameter of the shell from 5.85 • 10 -3 m to 6.17 • 10 -3 m, and the fuel core itself should have a diameter of 4.90 • 10 -3 m to 5.08 • 10 -3 m and a weight of 0.42 kg to 0.51 kg or the outer diameter of the shell should be selected from 6.66 • 10 -3 m to 6.99 • 10 -3 m, and the fuel core should have a diameter of 5.55 • 10 -3 m to 5.75 • 10 -3 m and a mass of 0.60 kg to 0.66 kg. Moreover, the inner diameter of the shell can be selected from 5.01 • 10 -3 m to 5.95 • 10 -3 m.
Наиболее целесообразно выполнить твэл, у которого наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 6.76•10-3 м до 6.88•10-3 м и от 5.77•10-3 м до 5.83•10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5.64•10-3 м до 5.67•10-3 м и массу от 0.62 кг до 0.64 кг или наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 5.97•10-3 м до 6.07•10-3 м и от 5.09•10-3 м до 5.14•10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.98•10-3 м до 4.99•10-3 м и массу от 0.48 кг до 0.5 кг.It is most expedient to carry out a fuel rod for which the outer and inner shell diameters are selected from 6.76 • 10 -3 m to 6.88 • 10 -3 m and 5.77 • 10 -3 m to 5.83 • 10 -3 m, respectively, and the fuel core has a diameter of 5.64 • 10 -3 m to 5.67 • 10 -3 m and a mass of 0.62 kg to 0.64 kg or the outer and inner shell diameters are selected from 5.97 • 10 -3 m to 6.07 • 10 -3 m and 5.09 • 10 -3 , respectively m to 5.14 • 10 -3 m, and the fuel core has a diameter of 4.98 • 10 -3 m to 4.99 • 10 -3 m and a mass of 0.48 kg to 0.5 kg.
Кроме того, топливный сердечник может быть набран из таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10.4•103 кг/м3 до 10.7•103 кг/м3.In addition, the fuel core can be composed of tablets with an average density of uranium dioxide from 10.4 • 10 3 kg / m 3 to 10.7 • 10 3 kg / m 3 .
Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение вышеуказанных новых технических результатов. Действительно, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6.3•10-3 м. Однако, выбор лишь единичного значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений диаметров топливного сердечника и его массы и их взаимосвязи (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинации величин, составляющих отмеченные диапазоны наружного диаметра оболочки, диаметра сердечника без выбора величины массы топливного сердечника (диоксида урана), приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значения водо-уранового отношения топливной решетки, которое позволяет принципиально решить (при условии сохранения мощности реактора) поставленную задачу.It should be emphasized that only the totality of the essential features provides a solution to the problem of the invention and obtaining the above new technical results. Indeed, fuel rods with an outer diameter of the cladding of 6.3 • 10 -3 m are known. However, the choice of only a single value of the outer diameter of the cladding of a fuel rod without specifying the ranges of the required diameters of the fuel core and its mass and their relationship (which involves a combination of the specific values included in them) is not allows you to implement new technical results. In addition, the combination of values that make up the marked ranges of the outer diameter of the shell and the diameter of the core without choosing the mass of the fuel core (uranium dioxide) leads to the possibility of non-compliance with the permissible change in the water-uranium ratio of the fuel grate, which can be fundamentally solved (provided that the reactor power is preserved ) the task.
На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза описываемого твэла для реактора ВВЭР-440, на фиг. 2 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и описываемого твэла ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду 500. In FIG. 1 shows a variant of a longitudinal section of the described fuel element for a WWER-440 reactor; FIG. Figure 2 shows the curves characterizing the change in the maximum temperature of the cladding of the most energetically stressed staff and described VVER-440 fuel rod in the event of an accident with a pipeline rupture of DN 500.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения. Information confirming the possibility of carrying out the invention.
Тепловыделяющий элемент 1 включает топливный сердечник 2, выполненный диаметром от 4.90•10-3 м до 5.75•10-3 м в виде таблеток 3 (сплошных и/или с центральным отверстием) или стерженьков 4, размещенных в оболочке 5, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 6 (см. фиг. 1). Оболочка 5 в течение эксплуатации подвергается напряжениям за счет расширения и распухания топлива, а также вследствие газовыделения из топлива, особенно в местах, соответствующих границе раздела таблеток или стерженьков. Устранение данных негативных моментов осуществляется профилированием формы таблеток 3 или стерженьков 4, в частности, путем выполнения их торцов 7 вогнутыми (см. фиг. 1) или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).The fuel element 1 includes a fuel core 2, made with a diameter of 4.90 • 10 -3 m to 5.75 • 10 -3 m in the form of tablets 3 (solid and / or with a central hole) or rods 4 placed in the shell 5, which is a structural bearing element and to which end parts 6 are attached (see Fig. 1). The shell 5 during operation is subjected to stresses due to the expansion and swelling of the fuel, as well as due to gas evolution from the fuel, especially in places corresponding to the interface of tablets or rods. The elimination of these negative moments is carried out by profiling the shape of the tablets 3 or rods 4, in particular, by making their ends 7 concave (see Fig. 1) or with a conical shape of the side surface in the region of the ends (not shown).
В качестве материала таблеток 3 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью 10.4•103 - 10.7•103 кг/м3, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана. Масса урана в твэлах составляет 0.37-0.58 кг.As the material of tablets 3, it is most expedient to use compressed and sintered uranium dioxide with an average density of 10.4 • 10 3 - 10.7 • 10 3 kg / m 3 , but thorium oxide and uranium carbides can also be used. The mass of uranium in the fuel rods is 0.37-0.58 kg.
При выборе толщины оболочки твэла модернизированной активной зоны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-440, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 2 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек модернизированной активной зоны не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между топливным сердечником 2 и оболочкой 5 в описываемых твэлах был не менее 0.05•10-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.When choosing the thickness of the cladding of a fuel rod of a modernized active zone, it is most expedient to keep the ratio of the cladding thickness to the outer diameter of the described fuel rod the same as in standard VVER-440 fuel rods, which, taking into account the preservation of the filling pressure with helium of 2 MPa, can guarantee the stability of the cladding of the modernized core less than for regular fuel elements. In addition, it is also necessary to take into account the condition that the radial clearance between the fuel core 2 and the cladding 5 in the described fuel rods was not less than 0.05 • 10 -3 m. This condition is due to technological difficulties in the assembly of fuel rods.
Вследствие низкой теплопроводности материала топливного сердечника 2, а также с учетом вышеприведенных условий, оболочка 5 стержневого твэла должна иметь наружный и, соответственно, внутренний диаметры от 5.85•10-3 м до 6.99•10-3 м и от 5.01•10-3 м до 5.95•10-3 м. Дело в том, что из первых двух вышеуказанных условий следует, что относительный шаг между твэлами должен обеспечить водо-урановое отношение для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-440. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и, прежде всего, результаты анализов аварий ВВЭР-440 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, а именно:
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.85•10-3 м до 6.99•10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.01•10-3 м до 5.95•10-3 м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.90•10-3 м до 5.75•10-3 м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.42 кг до 0.66 кг.Due to the low thermal conductivity of the material of the fuel core 2, and also taking into account the above conditions, the cladding 5 of the rod fuel rod should have an outer and, accordingly, an inner diameter from 5.85 • 10 -3 m to 6.99 • 10 -3 m and from 5.01 • 10 -3 m up to 5.95 • 10 -3 m. The fact is that from the first two of the above conditions it follows that the relative step between the fuel rods should provide a water-uranium ratio for the modernized core, close to the water-uranium ratio of the grids of the operating VVER-440. Taking into account all the above conditions, as well as the results of neutron-physical, thermohydraulic, thermomechanical calculations and, first of all, the results of analyzes of VVER-440 accidents with coolant leaks from the primary circuit, the boundaries of the ranges of the main characteristics of the described fuel element for the modernized VVER reactor core were determined -440, namely:
- the outer diameter of the shell of the described fuel rod is selected from 5.85 • 10 -3 m to 6.99 • 10 -3 m;
- the inner diameter of the shell of the described fuel rod is selected from 5.01 • 10 -3 m to 5.95 • 10 -3 m;
- the diameter of the fuel core of the described fuel rod is selected from 4.90 • 10 -3 m to 5.75 • 10 -3 m;
- the mass of the fuel core of the described fuel rod is selected from 0.42 kg to 0.66 kg.
Действительно, выполнение описываемого твэла реактора ВВЭР-440 наружным диаметром менее 5.85•10-3 м (например 5.8•10-3 м) и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой не более 4.90•10-3 м и 0.42 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение 15%), а выполнение твэла наружным диаметром более 6.99•10-3 м (например 7.0•10-3 м) и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой не менее 5.75•10-3 м и 0.66 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение более 35%).Indeed, the execution of the described VVER-440 fuel rod with an outer diameter of less than 5.85 • 10 -3 m (for example 5.8 • 10 -3 m) and, accordingly, the execution of the fuel core with a diameter and mass of not more than 4.90 • 10 -3 m and 0.42 kg leads to non-fulfillment of the condition regarding the possibility of changing the relative specific fuel loading in the upgraded fuel assemblies of the VVER-440 reactor compared to the standard design of the VVER-440 fuel assemblies (exceeding 15%), and the fulfillment of a fuel rod with an outer diameter of more than 6.99 • 10 -3 m (for example 7.0 • 10 - 3 m), and accordingly, the performance of the fuel serd chnika diameter and weighing not less than 5.75 • 10 -3 m and 0.66 kg leads to default conditions relating to the possible increase of hydraulic friction losses in the upgraded VVER-440 in comparison with the standard design VVER-440 (exceeding 35%).
Следует отметить, что первые два вышеуказанные условия позволяют уточнить наиболее предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, а именно:
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.85•10-3 м до 6.17•10-3 м или от 6.66•10-3 м до 6.99•10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.01•10-3 м до 5.23•10-3 м или от 5.68-10-3 м до 5.95•10-3 м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.90•10-3 м до 5.08•10-3 м или от 5.55•10-3 м до 5.75•10-3 м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.46 кг до 0.51 кг или от 0.60 кг до 0.66 кг.It should be noted that the first two of the above conditions allow us to clarify the most preferred boundaries of the ranges of the main characteristics of the described fuel element for the modernized core of the VVER-440 reactor, namely:
- the outer diameter of the cladding of the described fuel rod is selected from 5.85 • 10 -3 m to 6.17 • 10 -3 m or from 6.66 • 10 -3 m to 6.99 • 10 -3 m;
- the inner diameter of the cladding of the described fuel rod is selected from 5.01 • 10 -3 m to 5.23 • 10 -3 m or from 5.68-10 -3 m to 5.95 • 10 -3 m;
- the diameter of the fuel core of the described fuel rod is selected from 4.90 • 10 -3 m to 5.08 • 10 -3 m or from 5.55 • 10 -3 m to 5.75 • 10 -3 m;
- the mass of the fuel core of the described fuel rod is selected from 0.46 kg to 0.51 kg or from 0.60 kg to 0.66 kg.
Кроме того, из первого и пятого вышеуказанных условий следует, что для модернизированной активной зоны ВВЭР-440 наиболее целесообразным является выполнение твэлов со следующими характеристиками:
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 6.76•10-3 м до 6.88•10-3 м или от 5.97•10-3 м до 6.07•10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.77•10-3 м до 5.83•10-3 м или от 5.09•10-3 м до 5.14•10-3 м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 5.64•10-3 м до 5.67•10-3 м или от 4.98•10-3 м до 4.99•10-3 м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.62 кг до 0.64 кг или от 0.48 кг до 0.5 кг.In addition, from the first and fifth of the above conditions it follows that for the modernized VVER-440 active zone, the most appropriate is the implementation of fuel rods with the following characteristics:
- the outer diameter of the cladding of the described fuel rod is selected from 6.76 • 10 -3 m to 6.88 • 10 -3 m or from 5.97 • 10 -3 m to 6.07 • 10 -3 m;
- the inner diameter of the cladding of the described fuel rod is selected from 5.77 • 10 -3 m to 5.83 • 10 -3 m or from 5.09 • 10 -3 m to 5.14 • 10 -3 m;
- the diameter of the fuel core of the described fuel rod is selected from 5.64 • 10 -3 m to 5.67 • 10 -3 m or from 4.98 • 10 -3 m to 4.99 • 10 -3 m;
- the mass of the fuel core of the described fuel rod is selected from 0.62 kg to 0.64 kg or from 0.48 kg to 0.5 kg.
При эксплуатации рабочее тело (теплоноситель первого контура) омывает наружную поверхность оболочки 5 твэла 1 и, тем самым, осуществляет теплоотвод от топливного сердечника 2. During operation, the working fluid (primary coolant) washes the outer surface of the cladding 5 of the fuel element 1 and, thereby, carries out heat removal from the fuel core 2.
На фиг. 2, в качестве примера, представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной исходной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.1•10-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 6.8•10-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-440. Из анализа состояния твэлов в указанном режиме видно, что описываемый твэл обладает значительно более низкой максимальной температурой оболочки. Так, для "горячего" твэла (твэла, имеющего максимальную тепловую линейную нагрузку) снижение максимальной температуры составляет 278oC, а для твэлов со средней нагрузкой 150oC. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности ВВЭР-440. В первую очередь, это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т > 550oC, а также интенсивно возрастающим вкладом пароциркониевой реакции при температурах Т > 700oC. Поэтому переход к модернизированной зоне и, соответственно, снижение максимальной температуры при МПА с 900oC до уровня ниже 600oC в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.In FIG. 2, as an example, curves are presented that characterize the change at the maximum design basis accident (MPA) of the cladding temperature of the fuel rods with the maximum initial load for the full-time (outer cladding diameter of the standard clutch 9.1 • 10 -3 m) and upgraded (the outer cladding diameter of the described fuel element 6.8 • 10 -3 m) of the core of the VVER-440 reactor. An analysis of the state of the fuel elements in the indicated mode shows that the described fuel element has a significantly lower maximum clad temperature. So, for a "hot" fuel element (a fuel element with a maximum linear thermal load), the decrease in maximum temperature is 278 o C, and for a fuel element with an average load of 150 o C. Such values for lowering the cladding temperature of the fuel elements fundamentally change the level of fuel element operability and the predicted degree of safety VVER-440. First of all, this is due to the strong dependence of the mechanical properties of the shell material on temperature in the region of T> 550 o C, as well as the rapidly increasing contribution of the steam-zirconium reaction at temperatures T> 700 o C. Therefore, the transition to a modernized zone and, accordingly, a decrease in the maximum temperature at MPA from 900 o C to a level below 600 o C largely eliminates the effect of the steam-zirconium reaction on the change in the material properties and the geometric dimensions of the cladding of the fuel elements.
Следует также отметить, что твэлы модернизированной активной зоны, вследствие снижения удельных тепловых нагрузок, имеют значительно более низкие температуры топлива и обладают повышенной работоспособностью из-за уменьшения воздействия на оболочку давления газообразных продуктов деления. Пониженный выход их в твэлах модернизированной зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основания полагать (расчетное обоснование), что в описываемых твэлах модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 реально достижение среднего выгорания топлива 55-60 МВт•сут/кг. It should also be noted that fuel rods of the modernized core, due to a decrease in specific heat loads, have significantly lower fuel temperatures and have increased efficiency due to a decrease in the effect of gaseous fission products on the pressure sheath. Their reduced output in the fuel rods of the modernized zone also leads to less corrosive effect on the cladding from the fuel side. This gives reason to believe (calculated justification) that in the described fuel rods of the modernized VVER-440 reactor core, an average fuel burnup of 55-60 MW • day / kg is actually possible.
Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с маневрированием мощностью, обусловлена многими факторами: уровнем тепловых нагрузок, предысторией работы, скоростью и величиной изменения мощности, коррозионным воздействием на оболочку со стороны топливного сердечника и др. Для избежания разгерметизации твэлов в маневренных режимах вводятся ограничения по скорости и диапазону подъема мощности штатного реактора, что приводит к экономическим потерям. Значения допустимой "ступеньки" подъема мощности наиболее резко снижаются с увеличением как выгорания топлива, так и исходной линейной нагрузки. Поэтому снижение линейных тепловых нагрузок твэлов является одним из самых эффективных путей в решении этой проблемы. Уменьшение максимальных тепловых линейных нагрузок от 40 кВт/м до 20 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для существующих конструкций твэлов. Средняя линейная нагрузка описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 6.2•10-3 м до 6.9•10-3 м составляет 7.5 кВт/м и 6.01 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки 5.9•10-3 м и 6.1•10-3 м (для штатного твэла диаметром 9.1•10-3 м средняя линейная нагрузка равна 12.82 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в описываемых твэлах модернизированной активной зоны ВВЭР-440 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.The operability of fuel rods in transient modes of operation associated with power maneuvering is due to many factors: the level of thermal loads, the history of operation, the speed and magnitude of the change in power, the corrosion effect on the cladding from the fuel core, etc. To avoid the depressurization of fuel rods in maneuver modes, restrictions are introduced on the speed and range of power rise of a standard reactor, which leads to economic losses. Values of the permissible "step" of power increase decrease most sharply with increasing both fuel burnup and the initial linear load. Therefore, reducing the linear thermal loads of the fuel rods is one of the most effective ways to solve this problem. Reducing the maximum thermal linear loads from 40 kW / m to 20 kW / m gives virtually unlimited possibilities in changing the power for existing fuel element designs. The average linear load of the described fuel element for the modernized core of the VVER-440 reactor with an outer diameter of 6.2 • 10 -3 m to 6.9 • 10 -3 m is 7.5 kW / m and 6.01 kW / m for fuel elements with a sheath diameter of 5.9 • 10 -3 m and 6.1 • 10 -3 m (for a standard fuel element with a diameter of 9.1 • 10 -3 m, the average linear load is 12.82 kW / m). Therefore, the transition to reduced thermal loads in the described fuel rods of the modernized VVER-440 core fundamentally expands the range of maneuvering with reactor power.
На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми твэлами в реакторах ВВЭР-440 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в 1.71-2.13 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в описываемых твэлах модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 позволяет:
- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-440;
- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора ВВЭР-440;
- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВт•сут/кг.Based on the foregoing, it can be stated that the transition to a modernized core with the described fuel rods in VVER-440 reactors makes it possible to reduce the thermal load on a fuel rod by 1.71-2.13 times. Such a significant reduction in linear thermal loads in the described fuel rods of the modernized VVER-440 reactor core allows:
- increase the safety of a power plant with a VVER-440 reactor;
- to provide an opportunity to solve the problem associated with maneuvering the power of the VVER-440 reactor;
- increase the operability of fuel rods under normal operating conditions, which gives reason to consider it realistic to achieve an average fuel burnup in fuel rods of 55-60 MW • day / kg.
Следует отметить, что описываемые стержневые твэлы могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-440, но и в реакторах типа ВВЭР-1000 и РБМК, а также в иных водо-водяных реакторах с кипящей водой, в водо-водяных реакторах с водой под давлением, и в тяжело-водных реакторах. It should be noted that the described rod fuel elements can be used not only in VVER-440 reactors, but also in VVER-1000 and RBMK reactors, as well as in other pressurized boiling-water reactors, and pressurized pressurized water reactors , and in heavy water reactors.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97108713/28A RU2143141C1 (en) | 1997-05-30 | 1997-05-30 | Fuel rod of water-cooled power reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97108713/28A RU2143141C1 (en) | 1997-05-30 | 1997-05-30 | Fuel rod of water-cooled power reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU97108713A RU97108713A (en) | 1999-05-10 |
| RU2143141C1 true RU2143141C1 (en) | 1999-12-20 |
Family
ID=20193373
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU97108713/28A RU2143141C1 (en) | 1997-05-30 | 1997-05-30 | Fuel rod of water-cooled power reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2143141C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2760492C1 (en) * | 2020-12-31 | 2021-11-25 | Акционерное общество «Научно-технический центр «Диапром» | Fuel element of nuclear reactor |
-
1997
- 1997-05-30 RU RU97108713/28A patent/RU2143141C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Ушаков Г.Н. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоиздат, 1981, с.8-31, 40-43. Самойлов А.Г. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.99-107. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2760492C1 (en) * | 2020-12-31 | 2021-11-25 | Акционерное общество «Научно-технический центр «Диапром» | Fuel element of nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Erbacher et al. | Zircaloy fuel cladding behavior in a loss-of-coolant accident: a review | |
| Hejzlar et al. | Annular fuel for high-power-density pressurized water reactors: motivation and overview | |
| IL46627A (en) | Conditioning of nuclear reactor fuel | |
| RU2244347C2 (en) | Fuel rod for water-moderated water-cooled power reactor | |
| Blinkov et al. | Prospects for using annular fuel elements in nuclear power engineering | |
| RU2143141C1 (en) | Fuel rod of water-cooled power reactor | |
| RU2143142C1 (en) | Fuel rod of water-cooled power reactor | |
| Sevecek et al. | Evaluation Metrics Applied to Accident Tolerant Fuel Cladding Concepts for VVER Reactors | |
| RU2126999C1 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2241265C2 (en) | Fuel rod primarily designed for canned fuel assemblies of water-moderated power reactors | |
| RU2136060C1 (en) | Core, fuel assembly, and fuel element of water- moderated power reactor | |
| Huang et al. | On the quench of a debris bed in the lower head of a Nordic BWR by coolant injection through control rod guide tubes | |
| RU2241262C2 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2143144C1 (en) | Fuel assembly of water-cooled power reactor | |
| Hindle et al. | An experimental study of the deformation of zircaloy PWR fuel rod cladding under mainly convective cooling | |
| Walters et al. | Observations of dilation and bowing in Experimental Breeder Reactor II ducts and cladding | |
| RU2236712C2 (en) | Control fuel assembly of pressurized water reactors | |
| RU2242810C2 (en) | Fuel assembly for water-moderated water-cooled reactor | |
| RU2143143C1 (en) | Fuel assembly of water-cooled power reactor | |
| RU2248630C2 (en) | Fuel assembly of water-moderated water-cooled reactor | |
| RU2126180C1 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| Ponomarev-Stepnoi et al. | Prospects for using microelements in VVÉR reactors | |
| Davis et al. | Core power limits for a lead-bismuth natural circulation actinide burner reactor | |
| RU2248629C2 (en) | Water-moderated water cooled-reactor core | |
| Pickman | Design of fuel elements |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20040531 |