RU2143142C1 - Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора - Google Patents
Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2143142C1 RU2143142C1 RU97108714/28A RU97108714A RU2143142C1 RU 2143142 C1 RU2143142 C1 RU 2143142C1 RU 97108714/28 A RU97108714/28 A RU 97108714/28A RU 97108714 A RU97108714 A RU 97108714A RU 2143142 C1 RU2143142 C1 RU 2143142C1
- 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
Использование: в ядерной технике, касается усовершенствования конструкций стержневых тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны водоводяного энергетического реактора. Сущность: стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора содержит топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке. Наружный диаметр оболочки твэла выбран от 5,85•10-3 до 6,99•10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4,88•10-3 до 5,74•10-3 м и массу от 0,62 до 0,96 кг. В результате расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора, повышается глубина выгорания топлива в твэлах и снижается вероятность их разгерметизации. 4 з.п.ф-лы, 3 ил.
Description
Область техники, к которой относится изобретение
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 (2600 - 3900) МВт, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр.
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 (2600 - 3900) МВт, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр.
Уровень техники
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 реакторов ВВЭР-1000.
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 реакторов ВВЭР-1000.
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 на единицу поверхности за счет увеличения поверхности. Понижение удельных тепловых нагрузок на твэлы может достигаться за счет использования твэлов с уменьшенным диаметром.
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).
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).
Известный твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-1000. 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-1000, 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.
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-1000, твэлы с максимальной тепловой нагрузкой 44.8 кВт/м к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки 875oC. В то же время в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней 17 кВт/м, разогреваются до 550-600oC. 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-1000 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.
Из вышеизложенного следует, что для повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР-1000 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-1000 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-1000, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора.
Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000, которые сводятся к следующему:
- размер "под ключ" (234•10-3 м) и высота модернизированной ТВС должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-1000;
- 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-1000;
- изменение значения удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-1000 не должна превышать 21%;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР-1000;
- размещение органов СУЗ должно быть таким же, как и в штатной активной зоне ВВЭР-1000.
- размер "под ключ" (234•10-3 м) и высота модернизированной ТВС должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-1000;
- 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-1000;
- изменение значения удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-1000 не должна превышать 21%;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР-1000;
- размещение органов СУЗ должно быть таким же, как и в штатной активной зоне ВВЭР-1000.
Сущность изобретения
Задачей настоящего изобретения является создание новых стержневых тепловыделяющих элементов для реактора типа ВВЭР-1000, обладающих повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при увеличенной безопасности, или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности.
Задачей настоящего изобретения является создание новых стержневых тепловыделяющих элементов для реактора типа ВВЭР-1000, обладающих повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при увеличенной безопасности, или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности.
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.
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 4.88•10-3 м до 5.74•10-3 м и массу от 0.62 кг до 0.96 кг.
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 4.88•10-3 м до 5.74•10-3 м и массу от 0.62 кг до 0.96 кг, что характеризует новую концепцию твэлов, и соответственно тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000, 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 4.88•10-3 м до 5.74•10-3 м и массу от 0.62 кг до 0.96 кг, то средняя линейная тепловая нагрузка на твэлы ВВЭР-1000 уменьшается в 1.65 - 1.91 раза при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реакторов ВВЭР-1000.
Наружный диаметр оболочки целесообразно выбрать от 5.85•10-3 м до 6.17•10-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 4.88•10-3 м до 5.07•10-3 м и массу от 0.67 кг до 0.75 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 5.53•10-3 м до 5.74•10-3 м и массу от 0.86 кг до 0.96 кг. Причем внутренний диаметр оболочки может быть выбран от 5.00•10-3 м до 5.93•10-3 м.
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 5.76•10-3 до 5.83•10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5.62•10-3 м до 5.66•10-3 м и массу от 0.89 кг до 0.93 кг, или наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 5.97•10-3 м до 6.07•10-3 м и от 5.08•10-3 м до 5.14•10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.96•10-3 м до 4.98•10-3 м и массу от 0.69 кг до 0.72 кг.
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.
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.
Перечень фигур
На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза описываемого твэла для реактора ВВЭР-1000, на фиг. 2 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и описываемого твэла ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850, на фиг. 3 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки средненапряженного штатного и описываемого твэла ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850.
На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза описываемого твэла для реактора ВВЭР-1000, на фиг. 2 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и описываемого твэла ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850, на фиг. 3 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки средненапряженного штатного и описываемого твэла ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения
Тепловыделяющий элемент 1 включает топливный сердечник 2, выполненный диаметром от 4.88•10-3 м до 5.74•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).
Тепловыделяющий элемент 1 включает топливный сердечник 2, выполненный диаметром от 4.88•10-3 м до 5.74•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).
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 0.54 - 0.84 кг.
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-1000, 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.
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 5.0•10-3 м до 5.93•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-1000. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и, прежде всего, результаты анализов аварий ВВЭР-1000 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000, 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 5.0•10-3 м до 5.93•10-3 м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.88•10-3 м до 5.74•10-3 м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.62 кг до 0.96 кг.
- 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 5.0•10-3 м до 5.93•10-3 м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.88•10-3 м до 5.74•10-3 м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.62 кг до 0.96 кг.
Действительно, выполнение описываемого твэла реактора ВВЭР-1000 наружным диаметром менее 5.85•10-3 м (например, 5.8•10-3 м) и соответственно выполнение топливного сердечника диаметром и массой не более 4.88•10-3 м и 0.62 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (превышение 30%), 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 5.74•10-3 м и 0.96 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (превышение более 25%).
Следует отметить, что первые два вышеуказанные условия позволяют уточнить наиболее предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000, 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•10-3м;
- внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.0•10-3 м до 5.22•10-3 м или от 5.67•10-3 м до 5.93•10-3м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.88•10-3 м до 5.07•10-3 м или от 5.53•10-3 м до 5.74•10-3м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.67 кг до 0.75 кг или от 0.86 кг до 0.96 кг.
- 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•10-3м;
- внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.0•10-3 м до 5.22•10-3 м или от 5.67•10-3 м до 5.93•10-3м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.88•10-3 м до 5.07•10-3 м или от 5.53•10-3 м до 5.74•10-3м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.67 кг до 0.75 кг или от 0.86 кг до 0.96 кг.
Кроме того, из первого и пятого вышеуказанных условий следует, что для модернизированной активной зоны ВВЭР-1000 наиболее целесообразным является выполнение твэлов со следующими характеристиками:
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.97•10-3 м до 6.07•10-3 м или от 6.76•10-3 м до 6.88•10-3м;
- внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.08•10-3 м до 5.14•10-3 м или от 5.76•10-3 м до 5.83•10-3м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.96•10-3 м до 4.98•10-3 м или от 5.62•10-3 м до 5.66•10-3м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.69 кг до 0.72 кг или от 0.89 кг до 0.93 кг.
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.97•10-3 м до 6.07•10-3 м или от 6.76•10-3 м до 6.88•10-3м;
- внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.08•10-3 м до 5.14•10-3 м или от 5.76•10-3 м до 5.83•10-3м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.96•10-3 м до 4.98•10-3 м или от 5.62•10-3 м до 5.66•10-3м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.69 кг до 0.72 кг или от 0.89 кг до 0.93 кг.
При эксплуатации рабочее тело (теплоноситель первого контура) омывает наружную поверхность оболочки 5 твэла 1 и тем самым осуществляет теплоотвод от топливного сердечника 2.
На фиг. 2 и фиг. 3 в качестве примера приведены кривые, характеризующие изменение при МПА температуры оболочек описываемых твэлов с максимальной и средней линейной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.10•10-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 8.6•10-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-1000. Анализ состояния твэлов показывает, что для "горячего" твэла (твэла, имеющего максимальную тепловую линейную нагрузку) снижение максимальной температуры составляет 278oC, а для твэлов со средней нагрузкой 142oC. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности реактора ВВЭР-1000. В первую очередь это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области T > 550oC, а также интенсивно возрастающим вкладом пароциркониевой реакции при температурах T > 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.
Следует также отметить, что твэлы модернизированной активной зоны ВВЭР-1000 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 модернизирнованной 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-1000 реально достижение среднего выгорания топлива 55-60 МВт•сут/кг.
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 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 модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 равна, например, 9.48 кВт/м для твэлов диаметром 6.8•10-3 м и 8.22 кВт/м для твэлов диаметром 6.0•10-3 м (для штатного твэла диаметром 9.1•10-3 м средняя линейная нагрузка равна 15.67 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в описываемых твэлах модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.
На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми твэлами в реакторах ВВЭР-1000 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в 1.6 - 2.0 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в описываемых твэлах модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000:
- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-1000;
- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощности реактора ВВЭР-1000;
- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВт•сут/кг.
- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-1000;
- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощности реактора ВВЭР-1000;
- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВт•сут/кг.
Следует отметить, что описываемые стержневые твэлы могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-1000, но и в реакторах типа ВВЭР-440 и РБМК, а также в иных водо-водяных реакторах с кипящей водой, в водо-водяных реакторах с водой под давлением, и в тяжеловодных реакторах.
Claims (5)
1. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки составляет 5,85 • 10-3 - 6,99 • 10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 4,88 • 10-3 - 5,74 • 10-3 м и массу 0,62 - 0,96 кг.
2. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора по п. 1, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки составляет 5,85 • 10-3 - 6,17 • 10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 4,88 • 10-3 - 5,07 • 10-3 м и массу 0,67 - 0,75 кг или наружный диаметр оболочки составляет 6,66 • 10-3 - 6,99 • 10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 5,53 • 10-3 - 5,74 • 10-3 м и массу от 0,86 - 0,96 кг.
3. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающийся тем, что внутренний диаметр оболочки составляет 5,0 • 10-3 - 5,93 • 10-3 м.
4. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора по п.1, и/или 2, и/или 3, отличающийся тем, что наружный и внутренний диаметры оболочки составляют соответственно в пределах 6,76 • 10-3 - 6,88 • 10-3 м и 5,76 • 10-3 - 5,83 • 10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 5,62 • 10-3 - 5,66 • 10-3 м и массу 0,89 - 0,93 кг, или наружный и внутренний диаметры оболочки составляют соответственно 5,97 • 10-3 - 6,07 • 10-3 м и 5,08 • 10-3 - 5,14 • 10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 4,96 • 10-3 - 4,98 • 10-3 м, и массу 0,69 - 0,72 кг.
5. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора по п. 1, и/или 2, и/или 3, и/или 4, отличающийся тем, что топливный сердечник набран из таблеток со средней плотностью диоксида урана 10,4 • 103 - 10,7 • 103 кг/м3.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97108714/28A RU2143142C1 (ru) | 1997-05-30 | 1997-05-30 | Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97108714/28A RU2143142C1 (ru) | 1997-05-30 | 1997-05-30 | Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU97108714A RU97108714A (ru) | 1999-05-10 |
| RU2143142C1 true RU2143142C1 (ru) | 1999-12-20 |
Family
ID=20193374
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU97108714/28A RU2143142C1 (ru) | 1997-05-30 | 1997-05-30 | Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2143142C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2748538C1 (ru) * | 2020-11-02 | 2021-05-26 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
-
1997
- 1997-05-30 RU RU97108714/28A patent/RU2143142C1/ru 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 (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2748538C1 (ru) * | 2020-11-02 | 2021-05-26 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
| WO2022093064A1 (ru) * | 2020-11-02 | 2022-05-05 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Erbacher et al. | Zircaloy fuel cladding behavior in a loss-of-coolant accident: a review | |
| IL46627A (en) | Conditioning of nuclear reactor fuel | |
| RU2244347C2 (ru) | Стержневой тепловыделяющий элемент водоводяного энергетического реактора | |
| RU2143142C1 (ru) | Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора | |
| RU2143141C1 (ru) | Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора | |
| Giovedi et al. | Assessment of stainless steel 348 fuel rod performance against literature available data using TRANSURANUS code | |
| RU2241265C2 (ru) | Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора | |
| RU2126999C1 (ru) | Активная зона водоводяного энергетического реактора | |
| Long et al. | The behavior of ThO2-based fuel rods during normal operation and transient events in LWRs | |
| RU2136060C1 (ru) | Активная зона, тепловыделяющая сборка и тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
| CN115668401A (zh) | 水-水动力核反应堆燃料元件 | |
| RU2241262C2 (ru) | Активная зона водо-водяного энергетического реактора | |
| RU2143144C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| Walters et al. | Observations of dilation and bowing in Experimental Breeder Reactor II ducts and cladding | |
| Hindle et al. | An experimental study of the deformation of zircaloy PWR fuel rod cladding under mainly convective cooling | |
| RU2236712C2 (ru) | Регулирующая тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| RU2248630C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| RU2242810C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| RU2143143C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| RU2126180C1 (ru) | Активная зона водо-водяного энергетического реактора | |
| Ponomarev-Stepnoi et al. | Prospects for using microelements in VVÉR reactors | |
| RU2248629C2 (ru) | Активная зона водо-водяного энергетического реактора | |
| Davis et al. | Core power limits for a lead-bismuth natural circulation actinide burner reactor | |
| Pickman | Zirconium alloy performance in light water reactors: a review of UK and Scandinavian experience | |
| Hoang et al. | Conceptual design of a small-pressurized water reactor using the AP1000 fuel assembly design |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20040531 |