RU2179752C1

RU2179752C1 - Nuclear reactor fuel assembly

Info

Publication number: RU2179752C1
Application number: RU2000120979/06A
Authority: RU
Inventors: В.А. Пивоваров
Priority date: 2000-08-15
Filing date: 2000-08-15
Publication date: 2002-02-20

Abstract

FIELD: nuclear power plants or research units. SUBSTANCE: square- or rectangular-section fuel assembly has fuel rods arranged perpendicular to coolant flow direction in this fuel assembly. Crosswise flow of coolant over fuel rods is effectively swirled. EFFECT: enhanced convective heat-transfer coefficient; improved heat transfer conditions. 1 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для энергетических или исследовательских установок с использованием ядерного реактора. The invention relates to the field of nuclear engineering and can be applied mainly to power or research installations using a nuclear reactor.

Известны различные конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов (ВВЭР, РБМК, PWR, BWR, CANDU, БН, БГР и др.) /1/ со стерженьковыми твэлами, охлаждаемыми водяным, жидкометаллическим или газовым теплоносителями. Общим для конструкций этих ТВС является размещение твэлов вдоль направления движения теплоносителя. There are various designs of fuel assemblies (FAs) of nuclear reactors (VVER, RBMK, PWR, BWR, CANDU, BN, BGR, etc.) / 1 / with rod fuel rods cooled by water, liquid metal or gas coolants. Common to the design of these fuel assemblies is the placement of fuel rods along the direction of movement of the coolant.

В качестве прототипа настоящего изобретения рассматривается конструкция тепловыделяющей сборки кипящего реактора BWR /2/ с квадратным поперечным сечением, содержащая стерженьковые твэлы, размещенные в узлах квадратной решетки вдоль продольной оси ТВС параллельно потоку теплоносителя. As a prototype of the present invention, a design of a fuel assembly of a boiling BWR / 2 / reactor with a square cross-section, containing rod fuel elements located in the nodes of the square lattice along the longitudinal axis of the fuel assembly parallel to the coolant flow, is considered.

Недостатками прототипа являются:
1. Большая длина (>4 м) тепловыделяющего элемента, что отрицательно сказывается на его продольной устойчивости, приводит к необходимости большого количества дистанционирующих решеток, вызывает значительную неравномерность энерговыделения и выгорания топлива по длине твэла, обуславливает выход значительного количества радиоактивности в случае разгерметизации.The disadvantages of the prototype are:
1. The large length (> 4 m) of the fuel element, which negatively affects its longitudinal stability, leads to the need for a large number of spacer grids, causes a significant unevenness of energy release and fuel burnout along the length of the fuel rod, and leads to the release of a significant amount of radioactivity in case of depressurization.

2. Продольное обтекание твэла теплоносителем снижает коэффициент теплоотдачи, что приводит к повышению температуры оболочки. 2. The longitudinal flow of coolant around the fuel element reduces the heat transfer coefficient, which leads to an increase in the sheath temperature.

3. Продольное размещение твэлов затрудняет выравнивание энерговыделения по высоте реактора в условиях, когда плотность теплоносителя резко меняется. 3. The longitudinal placement of fuel rods makes it difficult to align the energy release along the height of the reactor under conditions when the density of the coolant changes dramatically.

Техническая задача, решаемая в данном изобретении, заключалась в уменьшении числа дистанционирующих решеток, в уменьшении неравномерности энерговыделения и выгорания топлива по длине твэла, в сокращении выхода радиоактивных продуктов в случае разгерметизации отдельного твэла, в улучшении условий охлаждения за счет турбулизации потока теплоносителя (повышение коэффициента теплоотдачи), в выравнивании энерговыделения по высоте активной зоны в условиях, когда плотность теплоносителя резко меняется (кипящий реактор). The technical problem solved in this invention was to reduce the number of spacer grids, to reduce the unevenness of energy release and fuel burnout along the length of the fuel rod, to reduce the yield of radioactive products in the event of a depressurization of an individual fuel rod, to improve the cooling conditions due to turbulization of the coolant flow (increase heat transfer coefficient ), in aligning the energy release along the height of the active zone under conditions when the density of the coolant changes sharply (boiling reactor).

Сущность изобретения состоит в том, что в тепловыделяющей сборке с квадратным или прямоугольным поперечным сечением, стерженьковые тепловыделяющие элементы закрепляются в каркасе перпендикулярно к направлению движения теплоносителя, охлаждающего эту сборку. Причем твэлы могут размещаться в узлах квадратной, треугольной или какой-либо другой, в том числе и нерегулярной сетки, а поперечное сечение твэлов может быть круглым, треугольным, крестообразным и т.д. Каркасом может служить, например, чехол ТВС. The essence of the invention lies in the fact that in a fuel assembly with a square or rectangular cross-section, rod-shaped fuel elements are fixed in the frame perpendicular to the direction of movement of the coolant cooling this assembly. Moreover, the fuel rods can be placed in the nodes of a square, triangular or some other, including irregular grid, and the cross section of the fuel rods can be round, triangular, cross-shaped, etc. A frame may be, for example, a fuel assembly cover.

Технический результат достигается за счет того, что:
1. При поперечном обтекании твэлов поток теплоносителя эффективно турбулизуется, что значительно повышает коэффициент теплоотдачи, улучшая условия теплосъема.The technical result is achieved due to the fact that:
1. With the transverse flow around the fuel rods, the coolant flow is effectively turbulent, which significantly increases the heat transfer coefficient, improving the heat removal conditions.

2. Диаметр твэлов, шаг их размещения и состав топливной композиции может легко вырьироваться по высоте тепловыделяющей сборки с целью выравнивания энерговыделения, что особенно актуально для кипящих реакторов. 2. The diameter of the fuel rods, the step of their placement and the composition of the fuel composition can easily be adjusted along the height of the fuel assembly in order to equalize the energy release, which is especially important for boiling reactors.

3. Малый линейный размер твэла (ориентировочно, 20-30 см) обеспечивает его более равномерное нагружение, высокую продольную устойчивость и, как следствие, повышенную работоспособность. 3. The small linear size of the fuel rod (approximately 20-30 cm) ensures its more uniform loading, high longitudinal stability and, as a result, increased efficiency.

4. Количество радиоактивных осколков, а, следовательно, и выход радиоактивности при разгерметизации короткого твэла существенно меньше, чем у прототипа. 4. The number of radioactive fragments, and, consequently, the output of radioactivity during depressurization of a short fuel rod is significantly less than that of the prototype.

На чертеже показаны продольные (вдоль направления течения теплоносителя) сечения тепловыделяющей сборки с квадратной решеткой размещения стерженьковых твэлов; 1 - стерженьковые твэлы, 2 - каркас сборки. The drawing shows the longitudinal (along the direction of flow of the coolant) section of the fuel assembly with a square lattice of the placement of rod fuel elements; 1 - rod fuel rods, 2 - assembly frame.

Каркас сборки может быть выполнен как из металла, так из других материалов, например, из термостойкой керамики или металлокерамики. Стерженьковые твэлы могут быть как с металлической оболочкой, так и чисто керамическими - в случае использования в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах. The assembly frame can be made of either metal or other materials, for example, heat-resistant ceramics or cermets. Rod fuel rods can be either with a metal sheath, or purely ceramic - in the case of use in high-temperature gas-cooled reactors.

Тепловыделяющая сборка имеет каркас (2) (или чехол) квадратного или прямоугольного поперечного сечения. В этом каркасе закреплены стерженьковые тепловыделяющие элементы (1), расположенные перпендикулярно к направлению движения теплоносителя, охлаждающего эту сборку. На чертеже направление циркуляции теплоносителя - снизу вверх показано стрелками. При поперечном обтекании твэлов поток теплоносителя эффективно турбулизируется, что значительно повышает коэффициент теплоотдачи, улучшая условия теплосъема. Диаметр твэлов, шаг их размещения и состав топливной композиции может легко варьироваться по высоте тепловыделяющей сборки с целью выравнивания энерговыделения, что особенно актуально для кипящих реакторов. Малый линейный размер твэла (ориентировочно, 20-30 см) обеспечивает его более равномерное нагружение, большую продольную устойчивость и, как следствие, повышенную работоспособность. Выход радиоактивности при разгерметизации такого твэла существенно меньше, чем стандартного. The fuel assembly has a frame (2) (or case) of square or rectangular cross section. The rod heat-generating elements (1) are fixed in this frame, which are located perpendicular to the direction of motion of the coolant cooling this assembly. In the drawing, the direction of circulation of the coolant - from bottom to top is shown by arrows. In the transverse flow around the fuel rods, the coolant flow is effectively turbulized, which significantly increases the heat transfer coefficient, improving the heat removal conditions. The diameter of the fuel rods, the pitch of their placement and the composition of the fuel composition can easily vary in height of the fuel assembly in order to equalize the energy release, which is especially important for boiling reactors. The small linear size of the fuel rod (approximately 20-30 cm) ensures its more uniform loading, greater longitudinal stability and, as a result, increased efficiency. The radioactivity yield during depressurization of such a fuel element is significantly less than the standard.

Примером возможного использования может служить корпусный реактор, охлаждаемый кипящей водой, в котором плотность теплоносителя по высоте активной зоны меняется в интервале от 0.75 до 0.2 г/см³. Твэлы с внешним диаметром 9,1 мм размещаются в циркониевом чехле квадратного сечения 20•20 см в узлах треугольной решетки перпендикулярно к направлению течения теплоносителя, аналогично тому, как это изображено на чертеже. Для того, чтобы сохранить водо-урановое отношение и таким образом обеспечить выравнивание энерговыделения по высоте реактора, шаг размещения твэлов необходимо постепенно изменять по высоте ТВС от примерно 14 мм до 23 мм.An example of a possible use is a case reactor, cooled by boiling water, in which the density of the heat carrier along the height of the active zone varies in the range from 0.75 to 0.2 g / cm ³ . The fuel rods with an external diameter of 9.1 mm are placed in a zirconium cover of square cross section 20 • 20 cm in the nodes of the triangular lattice perpendicular to the direction of flow of the coolant, similar to that shown in the drawing. In order to maintain the water-uranium ratio and thus ensure that the energy release is aligned with the height of the reactor, the pitch of the fuel rods must be gradually changed in height of the fuel assemblies from about 14 mm to 23 mm.

Использованные источники
1. Ядерные реакторы повышенной безопасности. Анализ концептуальных разработок. М., Энергоатомиздат, 1993.Used sources
1. Nuclear safety reactors. Analysis of conceptual developments. M., Energoatomizdat, 1993.

2. J.Yamashita, A.Nishimura, T.Moshida, O.Yokomizo. A new boiling water reactor core concept for a next-generation light water reactor. Nuclear Technol., Vol. 96, oct. 1991, p. 11-19. In-core fuel management code package validation for BWRs. IAEA-TECDOC-849, December 1995. 2. J. Yamashita, A. Nishimura, T. Moshida, O. Yokomizo. A new boiling water reactor core concept for a next-generation light water reactor. Nuclear Technol., Vol. 96, oct. 1991, p. 11-19. In-core fuel management code package validation for BWRs. IAEA-TECDOC-849, December 1995.

Claims

A fuel assembly of a nuclear reactor containing rod fuel elements fixed in a frame with a square or rectangular cross section, characterized in that the fuel elements are perpendicular to the flow of coolant cooling this assembly.