RU2192051C2

RU2192051C2 - Fuel assembly

Info

Publication number: RU2192051C2
Application number: RU93048457/06A
Authority: RU
Inventors: Эдмунд Эмори ДЕМАРИО; Чарльз Норман ЛАУСОН
Original assignee: Вестингхауз Электрик Корпорейшн
Priority date: 1992-10-29
Filing date: 1993-10-26
Publication date: 2002-10-27
Also published as: FI934540A0; BG61316B1; UA32521C2; BG98181A

Abstract

FIELD: fuel assemblies including deflecting blades for deflection of liquid flow components in fuel cores of nuclear power reactors. SUBSTANCE: fuel assembly includes deflecting blades for deflection of flow of liquid running past such fuel assembly. Proposed fuel assembly includes lattice element with rhomboidal cells for rods and rhomboidal blind cells. Parallel fuel rods pass through respective cells and parallel guide blind tubes of control rods pass through respective blind cell. Set of deflecting blades connected with each cell is fastened integral with upper edges of each cell for rod. Each deflecting blade passes above rod cell connected with it and has curvilinear contour partially projecting above rod cell for deflection of component of liquid flow towards outer surface of fuel rod passing through rod cell. EFFECT: formation of vortex around longitudinal axis of fuel rod for maintenance of single-phase flow of liquid along outer surface of fuel rod, thus excluding DNB even at presence of considerable heat flows through outer surface of fuel rod. 3 cl, 10 dwg

Description

Это изобретение, в основном, относится к тепловыделяющим сборкам, в частности, относится к тепловыделяющей сборке, включающей отклоняющие лопатки для отклонения компонентов жидкостного потока, текущего мимо такой тепловыделяющей сборки типа, которая может быть использована в активных зонах ядерных энергетических реакторов. This invention mainly relates to fuel assemblies, in particular, relates to a fuel assembly including deflecting vanes for deflecting components of a fluid stream flowing past such a fuel assembly of a type that can be used in active zones of nuclear power reactors.

Перед обсуждением состояния проблемы целесообразно сначала кратко описать конструкцию и работу типичного энергетического ядерного реактора, содержащего совокупность ядерных тепловыделяющих сборок. В этой связи энергетический ядерный реактор является устройством для производства тепла путем управляемого деления материала ядерного топлива, содержащегося в совокупности соседних тепловыделяющих стержней. Тепловыделяющие стержни объединены в пучки посредством совокупности дистанционирующих решеток, каждая из которых имеет открытые ячейки для прохождения через них каждого тепловыделяющего стержня и для достижения заданного расстояния (т.е. шага) между соседними тепловыделяющими стержнями. Кроме того, через другие открытые ячейки каждой решетки также проходят полые направляющие глухие трубки регулирующих стержней. В глухих трубках могут перемещаться посредством скольжения подвижные поглощающие или регулирующие стержни, способные управлять процессом деления. Before discussing the state of the problem, it is advisable to first briefly describe the design and operation of a typical nuclear power reactor containing a set of nuclear fuel assemblies. In this regard, a nuclear power reactor is a device for producing heat by controlled fission of nuclear fuel material contained in the aggregate of adjacent fuel rods. The fuel rods are bundled together by a set of spacing grids, each of which has open cells for each heat rod to pass through and to achieve a predetermined distance (i.e., step) between adjacent fuel rods. In addition, hollow guide blind tubes of control rods also pass through other open cells of each grate. In blind tubes, moving absorbent or control rods capable of controlling the fission process can be moved by sliding.

Первый концевой участок и второй концевой участок каждой глухой трубки прикреплены к верхнему соплу и к нижнему соплу соответственно, чтобы обеспечить тепловыделяющей сборке жесткую конструктивную опору. The first end portion and the second end portion of each blank tube are attached to the upper nozzle and to the lower nozzle, respectively, to provide the fuel assembly with a rigid structural support.

Совокупность тепловыделяющих стержней, направляющих глухих трубок, решеток, верхнего сопла и нижнего сопла обычно называют тепловыделяющей сборкой. Множество этих тепловыделяющих сборок группируют для образования активной зоны ядерного реактора, герметично закрытой внутри корпуса высокого давления реактора. The totality of the fuel rods, guide blind tubes, gratings, the upper nozzle and the lower nozzle are commonly referred to as the fuel assembly. Many of these fuel assemblies are grouped together to form a core of a nuclear reactor hermetically sealed inside the high pressure vessel of the reactor.

В процессе работы реактора поток жидкого замедлителя-охладителя (например, умягченная вода) вынуждают течь через корпус высокого давления и над топливными стержнями для содействия процессу деления и отбора тепла, получаемого при делении вещества ядерного топлива, содержащегося в каждом топливном стержне. В случае типового энергетического ядерного реактора, охлажденного водой под давлением, скорость потока охладителя, прокачиваемого над тепловыделяющими стержнями с помощью насосов охладителя реактора, может составлять примерно 18 футов в секунду (5,486 м/сек), чтобы обеспечить эффективный отбор тепла, выделяемого в процессе деления. Таким образом, тепло, выделяемое при делении вещества ядерного топлива, передается от каждого тепловыделяющего стержня и, следовательно, от каждой тепловыделяющей сборки жидкому замедлителю-охладителю, протекающему мимо топливных стержней. Тепло, передаваемое жидкому замедлителю-охладителю, в конечном счете переносится охладителем от корпуса высокого давления к турбогенератору, производящему электроэнергию известным в производстве электроэнергии способом. Как будет рассмотрено ниже, из соображений безопасности важно, чтобы охладитель эффективно отбирал тепло, выделяемое каждым тепловыделяющим стержнем. С этой целью нагретая поверхность каждого тепловыделяющего стержня должна находиться в контакте с охладителем, имеющим заданную среднюю объемную температуру охладителя. During the operation of the reactor, the flow of a liquid moderator-cooler (for example, softened water) is forced to flow through the high-pressure housing and above the fuel rods to facilitate the process of fission and selection of heat obtained by dividing the nuclear fuel substance contained in each fuel rod. In the case of a typical pressurized water cooled nuclear power reactor, the flow rate of the cooler pumped over the fuel rods by the reactor cooler pumps can be approximately 18 feet per second (5.486 m / s) to allow for efficient heat removal during fission . Thus, the heat released during the fission of a nuclear fuel substance is transferred from each fuel rod and, therefore, from each fuel assembly to a liquid moderator-cooler flowing past the fuel rods. The heat transferred to the liquid moderator-cooler is ultimately transferred by the cooler from the high-pressure housing to a turbogenerator producing electricity in a manner known in the production of electricity. As will be discussed below, for safety reasons, it is important that the cooler efficiently removes the heat generated by each heat rod. To this end, the heated surface of each fuel rod must be in contact with a cooler having a predetermined average volumetric temperature of the cooler.

Известно, что тепловой поток (т.е. скорость теплопередачи на единицу площади), текущий поперек нагретой поверхности топливного стержня, будет изменяться в зависимости от разности температур нагретой поверхности тепловыделяющего стержня и объема охладителя. Для оценки важности этой зависимости между тепловым потоком и разностью температур в процессе нижеследующих рассуждений приводится описание способа, при котором тепловой поток изменяется как функция разности температур нагретой поверхности тепловыделяющего стержня и объема охладителя. Таким образом, так как разность между температурой поверхности тепловыделяющего стержня и температурой объема охладителя может увеличиваться во время запуска реактора, тепло будет передаваться от нагретой поверхности к охладителю путем однофазной конвекции, вследствие чего увеличивается тепловой поток. Так как разность температур между температурой нагретой поверхности и средней температурой объема охладителя в дальнейшем возрастает, температура нагретой поверхности, вероятно, будет со временем превышать температуру насыщения (т. е. температуру насыщенного потока при давлении, существующем в активной зоне реактора), и на нагретой поверхности будут образовываться пузырьки пара, образуя на ней центры пузырькового кипения таким образом, что тепловой поток быстро возрастает. Тепловой поток будет максимальным, когда пузырьки станут достаточно плотными, чтобы соединиться и образовать паровую пленку на нагретой поверхности. Однако паровая пленка будет действовать как теплоизолятор, так как пары замедляют теплопередачу. Этот момент максимума теплового потока, при котором из нагретой поверхности образуется паровая пленка, обычно называют точкой кризиса теплоотдачи (DNB), которого следует избегать из соображений безопасности. Следовательно, если разность температур между температурой поверхности и температурой объема охладителя допускает даже незначительное превышение максимального теплового потока (DNВ), тепловой поток будет быстро и значительно уменьшаться даже при увеличении температуры нагретой поверхности. Паровая пленка на топливном стержне в этот момент становится неустойчивой в той смысле, что она попеременно разрывается и затем вновь образуется так, что происходит местное пленочное кипение. Если допустить дальнейшее увеличение разности температур между температурой поверхности и температурой объема охладителя, тепловой поток будет снова возрастать и возникнет устойчивое пленочное кипение паров. Однако, если большие тепловые потоки возникают одновременно с пленочным кипением (т.е. либо местным, либо устойчивым пленочным кипением), температура нагретой поверхности тепловыделяющего стрежня может стать достаточно высокой для того, чтобы произошло повреждение топливного стержня (так называемый "пережог"), и этого следует избегать из соображения безопасности. Следовательно, специалистам понятно, что если реактор набегает в таком режиме, что происходит пузырьковое кипение вблизи точки DNB, относительно небольшое увеличение теплового потока вызовет относительно быстрый переход к пленочному кипению, что может привести к "пережогу". Следовательно, для достижения максимального допустимого тепловыделения без риска повреждения тепловыделяющих стержней целесообразно эксплуатировать ядерный реактор так, чтобы наибольший тепловой поток был меньше максимального теплового потока, связанного с DNB. It is known that the heat flux (i.e., heat transfer rate per unit area) flowing across the heated surface of the fuel rod will vary depending on the temperature difference between the heated surface of the fuel rod and the volume of the cooler. To assess the importance of this relationship between the heat flux and the temperature difference during the following discussion, a description is given of a method in which the heat flux changes as a function of the temperature difference of the heated surface of the fuel rod and the volume of the cooler. Thus, since the difference between the temperature of the surface of the fuel rod and the temperature of the volume of the cooler can increase during reactor start-up, heat will be transferred from the heated surface to the cooler by single-phase convection, as a result of which the heat flux increases. Since the temperature difference between the temperature of the heated surface and the average temperature of the volume of the cooler increases further, the temperature of the heated surface will probably exceed the saturation temperature over time (i.e., the temperature of the saturated flow at the pressure existing in the reactor core) and the heated steam bubbles will form on the surface, forming bubble boiling centers on it so that the heat flux increases rapidly. The heat flux will be maximized when the bubbles become dense enough to connect and form a vapor film on a heated surface. However, the vapor film will act as a heat insulator, since the vapor slows down the heat transfer. This moment of the maximum heat flux at which a vapor film forms from a heated surface is usually called the heat transfer crisis point (DNB), which should be avoided for safety reasons. Therefore, if the temperature difference between the surface temperature and the temperature of the volume of the cooler allows even a slight excess of the maximum heat flux (DNB), the heat flux will quickly and significantly decrease even with an increase in the temperature of the heated surface. The vapor film on the fuel rod at this moment becomes unstable in the sense that it breaks alternately and then re-forms so that local film boiling occurs. If we allow a further increase in the temperature difference between the surface temperature and the temperature of the cooler volume, the heat flux will increase again and a stable film boiling of vapors will occur. However, if large heat fluxes occur simultaneously with film boiling (that is, either local or steady film boiling), the temperature of the heated surface of the fuel rod may become high enough to damage the fuel rod (the so-called “burn-out”), and this should be avoided for safety reasons. Therefore, it will be appreciated by those skilled in the art that if the reactor runs in such a mode that bubble boiling occurs near the DNB point, a relatively small increase in heat flux will cause a relatively rapid transition to film boiling, which can lead to “burn-out”. Therefore, to achieve the maximum allowable heat release without risk of damage to the fuel rods, it is advisable to operate a nuclear reactor so that the largest heat flux is less than the maximum heat flux associated with the DNB.

Как упоминалось выше, пленка пузырьков пара может образоваться на нагретой поверхности и вызвать на ней кипение; однако паровая пленка будет действовать как теплоизолятор, так как пары замедляют теплопередачу и могут привести к DNB, что, в свою очередь, может привести к повреждению тепловыделяющего стержня. Тем не менее, желательно поддерживать пленку жидкого, по существу, однофазного охладителя на поверхности тепловыделяющего стержня с целью увеличения теплопередачи от тепловыделяющего стержня к охладителю при одновременном исключении DNB. Поэтому поддержание пленки жидкого, по существу, однофазного охладителя на поверхности тепловыделяющего стержня для увеличения теплопередачи от тепловыделяющего стержня к охладителю является проблемой в данной области техники. As mentioned above, a film of vapor bubbles can form on a heated surface and cause boiling on it; however, the vapor film will act as a heat insulator, since the vapor slows down heat transfer and can lead to DNB, which in turn can damage the heat rod. However, it is desirable to maintain a film of a liquid, substantially single phase cooler on the surface of the fuel rod in order to increase heat transfer from the fuel rod to the cooler while eliminating DNB. Therefore, maintaining a film of a liquid, substantially single-phase cooler on the surface of the fuel rod to increase heat transfer from the fuel rod to the cooler is a problem in the art.

Увеличение теплопередачи от тепловыделяющего стержня к охладителю при одновременном исключении DNB увеличивает максимально допустимый тепловой поток, полученный при заданном размере активной зоны реактора. Это желательно в связи с тем, что увеличивая максимальный допустимый тепловой поток, получаемый при заданном размере активной зоны реактора, увеличивают максимальную допустимую мощность, получаемую от активной зоны реактора. В этой связи, теплопередача от тепловыделяющего стержня к охладителю может быть увеличена за счет увеличения скорости потока охладителя над топливными стержнями. Однако увеличение скорости потока охладителя может потребовать больших и более дорогих насосов охладителя реактора. Поэтому еще одной проблемой в данной области техники является более эффективное увеличение теплопередачи от тепловыделяющего стержня к охладителю, не требующее больших и более дорогих насосов охладителя реактора. The increase in heat transfer from the fuel rod to the cooler with the simultaneous exclusion of DNB increases the maximum allowable heat flux obtained at a given size of the reactor core. This is desirable due to the fact that increasing the maximum allowable heat flux obtained at a given size of the reactor core increases the maximum allowable power received from the reactor core. In this regard, the heat transfer from the fuel rod to the cooler can be increased by increasing the flow rate of the cooler over the fuel rods. However, increasing the flow rate of the cooler may require larger and more expensive reactor cooler pumps. Therefore, another problem in the art is a more efficient increase in heat transfer from the fuel rod to the cooler, which does not require large and more expensive reactor cooler pumps.

Поддержание пленки жидкого, по существу, однофазного охладителя на поверхности тепловыделяющего стержня для увеличения теплопередачи от тепловыделяющего стержня к охладителю при исключении DNB способом, не требующим больших насосов охладителя, в последние годы приобрело дополнительное значение в связи с тем, что некоторые современные конструкции активной зоны реактора требуют, чтобы ранее упомянутые тепловыделяющие стержни были расположены скорее в виде более плотного массива с треугольными ячейками, нежели в виде более традиционного и менее плотного массива с квадратными ячейками. Поэтому в некоторых конструкциях активной зоны реактора тепловыделяющие сборки, содержащие тепловыделяющие стержни, могут иметь гексагональное поперечное сечение для получения приемлемого массива "плотной упаковки" с треугольными ячейками. Тепловыделяющие стержни, размещенные в массиве с треугольными ячейками, обеспечивают более высокую среднюю плотность потока от активной зоны реактора заданного размера по сравнению с тепловыделяющими стержнями, расположенными в более традиционном массиве с квадратными ячейками. Получение более высокой средней плотности потока за счет плотно упакованных тепловыделяющих сборок желательно из экономических соображений, так как такая плотная упаковка тепловыделяющих сборок обеспечивает более доходное производство энергии в пересчете на единицу объема активной зоны реактора, что увеличивает прибыль от капиталовложений в АЭС. Однако более высокий тепловой поток приводит к увеличению риска DNB и поэтому является нежелательным из соображений безопасности, как упоминалось выше. Следовательно, становится очень важным адекватное охлаждение таких тепловыделяющих сборок и плотно упакованных в них топливных стержней с тем, чтобы избежать DNB и в то же время получить более высокий тепловой поток в пересчете на единицу объема активной зоны реактора. Maintaining a film of a liquid, essentially single-phase cooler on the surface of the fuel rod to increase heat transfer from the fuel rod to the cooler with DNB elimination in a way that does not require large cooler pumps, has gained additional significance in recent years due to the fact that some modern reactor core designs require that the previously mentioned fuel rods be located more in the form of a denser array with triangular cells, rather than in the form of a more traditional o and less dense array with square cells. Therefore, in some reactor core designs, fuel assemblies containing fuel rods may have a hexagonal cross section to produce an acceptable array of "tight packaging" with triangular cells. The fuel rods placed in an array with triangular cells provide a higher average flux density from the reactor core of a given size compared to the fuel rods located in a more traditional square cell array. Obtaining a higher average flux density due to densely packed fuel assemblies is desirable for economic reasons, since such a dense packing of fuel assemblies provides more profitable energy production per unit volume of the reactor core, which increases the profit from investments in nuclear power plants. However, a higher heat flux increases the risk of DNB and is therefore undesirable for safety reasons, as mentioned above. Consequently, it becomes very important to adequately cool such fuel assemblies and fuel rods tightly packed in them in order to avoid DNB and at the same time obtain a higher heat flux in terms of unit volume of the reactor core.

Известны тепловыделяющие сборки, пригодные для использования в активной зоне ядерных реакторов. Одна из таких тепловыделяющих сборок описана в патенте США 3787285 под названием "Тепловыделяющая сборка ядерного реактора и активная зона ядерного реактора, содержащая такие тепловыделяющие сборки", выданном 22.01.74 на имя Йоргена Марстренда. В этом патенте раскрыта тепловыделяющая сборка, имеющая направляющие лопатки, оси которых параллельны тепловыделяющим стержням, придающие вихревое движение охладителю, текущему вдоль лопаток, чтобы обеспечить более высокую плотность потока энергии. Тепловыделяющие стержни расположены в виде массива гексагональной формы так, что наружный контур тепловыделяющей сборки является гексагональным. Совокупность лопаток, расположенных вокруг центральной оси и наклоненных относительно нее, вынуждает жидкость течь над тепловыделяющими элементами, в основном, по спиральной траектории вокруг центральной оси. Хотя в патенте Марстренда раскрыта тепловыделяющая сборка, имеющая гексагональный наружный контур и множество направляющих лопаток, в указанном патенте не раскрыта тепловыделяющая сборка, включающая в себя отклоняющие лопатки для отклонения компонента потока жидкости, протекающего мимо такой тепловыделяющей сборки, как описано и заявлено ниже в формуле изобретения. Known fuel assemblies suitable for use in the core of nuclear reactors. One of these fuel assemblies is described in US Pat. No. 3,787,285, entitled “Fuel Assembly of a Nuclear Reactor and the Core of a Nuclear Reactor Containing Such Fuel Assembly”, issued January 22, 74 in the name of Jorgen Marstrend. This patent discloses a fuel assembly having guide vanes, the axes of which are parallel to the fuel rods, imparting a swirling motion to the cooler flowing along the vanes to provide a higher energy flux density. The fuel rods are arranged in an array of hexagonal shape so that the outer contour of the fuel assembly is hexagonal. The set of blades located around the central axis and inclined relative to it, forces the fluid to flow over the heat-generating elements, mainly along a spiral path around the central axis. Although the Marstrend patent discloses a fuel assembly having a hexagonal outer contour and a plurality of guide vanes, the patent does not disclose a heat assembly including deflecting vanes for deflecting a component of a fluid flow flowing past such a fuel assembly, as described and claimed in the claims below. .

Хотя в вышеупомянутом патенте раскрыта тепловыделяющая сборка, пригодная для использования в активной зоне ядерного реактора, в нем не раскрыта тепловыделяющая сборка, включающая в себя отклоняющие лопатки для отклонения компонента потока жидкости, протекающего мимо такой тепловыделяющей сборки, как описано и заявлено ниже в формуле изобретения. Although the aforementioned patent discloses a fuel assembly suitable for use in a core of a nuclear reactor, it does not disclose a fuel assembly including deflecting vanes for deflecting a component of a fluid stream flowing past such a fuel assembly as described and claimed in the claims below.

Следовательно, есть необходимость в тепловыделяющей сборке, включающей отклоняющие лопатки для надлежащего отклонения компонента потока жидкости, протекающего мимо такой тепловыделяющей сборки. Therefore, there is a need for a fuel assembly including deflecting vanes to properly deflect a component of a fluid stream flowing past such a fuel assembly.

В соответствии с настоящим изобретением предлагается тепловыделяющая сборка, включающая отклоняющие лопатки для отклонения компонента потока жидкости, протекающего мимо такой тепловыделяющей сборки. Тепловыделяющая сборка содержит элемент решетки, имеющий ячейки ромбовидной формы для стержней и, в основном, ромбовидной формы глухие ячейки в ней. Совокупность параллельных топливных стержней проходит через соответствующие ячейки для стержней, а совокупность параллельных направляющих глухих трубок регулирующих стержней проходит через соответствующие глухие ячейки. Множество отклоняющих лопастей связаны с каждой ячейкой для стержней и закреплены на верхних кромках каждой ячейки для стержней, образуя с ними единое целое. Каждая отклоняющая лопатка над связанной с ней ячейкой для стержня расположена так, что криволинейный контур лопатки частично выступает над ячейкой для стержня с целью отклонения компонента потока жидкости к наружной поверхности тепловыделяющего стержня, проходящего сквозь ячейку для стержня. Отклоняющая лопатка и ромбовидная форма каждой ячейки для стержня совместно создают вихрь вокруг продольной оси тепловыделяющего стержня для поддержания, в основном, однофазного, движущегося вдоль наружной поверхности тепловыделяющего стержня потока жидкости с тем, чтобы можно было избежать DNB даже при наличии сильных тепловых потоков по всей наружной поверхности тепловыделяющего стержня. In accordance with the present invention, there is provided a fuel assembly including deflecting vanes for deflecting a component of a fluid stream flowing past such a fuel assembly. The fuel assembly contains a lattice element having diamond-shaped cells for rods and, generally, diamond-shaped blank cells in it. The set of parallel fuel rods passes through the corresponding cells for the rods, and the set of parallel guide blank tubes of the control rods passes through the corresponding blank cells. Many deflecting blades are associated with each cell for the rods and are fixed on the upper edges of each cell for the rods, forming a single whole with them. Each deflector blade above the associated cell for the rod is positioned so that the curved contour of the blade partially protrudes above the cell for the rod in order to deflect the fluid flow component to the outer surface of the fuel rod passing through the cell for the rod. The deflecting blade and the diamond-shaped shape of each cell for the rod together create a vortex around the longitudinal axis of the fuel rod to maintain a substantially single-phase fluid flow along the outer surface of the fuel rod so that DNB can be avoided even with strong heat fluxes across the entire outer surface of the fuel rod.

Сущность тепловыделяющей сборки в соответствии с настоящим изобретением будет более понятна из следующего описания, приводимого со ссылками на прилагаемые чертежи, на которых
фиг.1 - частичный вертикальный разрез корпуса высокого давления типового энергетического ядерного реактора, при этом некоторые детали удалены для ясности, а корпус высокого давления реактора имеет тепловыделяющие сборки в соответствии с настоящим изобретением, расположенные внутри корпуса, причем каждая из тепловыделяющих сборок включает в себя совокупность тепловыделяющих стержней и тепловыделяющих стержней и направляющих глухих трубок регулирующих стержней;
фиг. 2 - вертикальная проекция одной из тепловыделяющих сборок, показанная с частичными разрезами;
фиг. 3 - местная вертикальная проекция, показывающая элемент решетки для поддерживания тепловыделяющих стержней и глухих трубок;
фиг.4 - вид сверху на элемент решетки вдоль линии разреза 4-4 на фиг.2;
фиг. 5 - вид в перспективе первой внутренней полосы и второй внутренней полосы, принадлежащих элементу решетки и имеющих конфигурацию, позволяющую взаимную блокировку, и отклоняющие лопатки, скрепленные с полосами в одно целое;
фиг. 6 - местный вид в перспективе элемента решетки с одной глухой трубкой и одним тепловыделяющим стержнем, проходящими через нее (глухая трубка и тепловыдяющий стержень показаны штрихпунктирными линиями);
фиг.7 - местный вид сверху внутренней полости элемента решетки вдоль линии разреза 7-7 на фиг.3;
фиг.8 - вертикальная проекция одной из отклоняющих лопаток, показывающая направление потока жидкости при отклонении его отклоняющей лопаткой;
фиг. 9 - вертикальный вид сбоку отклоняющей лопатки вдоль линии разреза 9-9 на фиг.8;
фиг.10 - вид сверху одной из ячеек для стержней, показывающий направление вихревого потока жидкости вокруг тепловыделяющего стержня, проходящего через ячейку для стержня.The essence of the fuel assembly in accordance with the present invention will be better understood from the following description, given with reference to the accompanying drawings, in which
figure 1 is a partial vertical section of a high pressure vessel of a typical nuclear power reactor, with some details removed for clarity, and the high pressure vessel of the reactor has fuel assemblies in accordance with the present invention located inside the housing, each of the fuel assemblies includes fuel rods and fuel rods and blind guide tubes of control rods;
FIG. 2 is a vertical projection of one of the fuel assemblies shown with partial sections;
FIG. 3 is a local elevational view showing a grating element for supporting fuel rods and blind tubes;
figure 4 is a top view of the element of the lattice along the cut line 4-4 in figure 2;
FIG. 5 is a perspective view of a first inner strip and a second inner strip, belonging to the lattice element and having a configuration that allows mutual blocking, and deflecting vanes bonded to the strips as a whole;
FIG. 6 is a partial perspective view of a lattice element with one blind tube and one heat-generating rod passing through it (a blind pipe and a heat-generating rod are shown by dash-dotted lines);
Fig.7 is a local top view of the inner cavity of the lattice element along the cut line 7-7 in Fig.3;
Fig is a vertical projection of one of the deflecting blades, showing the direction of fluid flow when it is deflected by a deflecting blade;
FIG. 9 is a vertical side view of a deflecting blade along a cut line 9-9 in FIG. 8;
figure 10 is a top view of one of the cells for the rods, showing the direction of the vortex fluid flow around the fuel rod passing through the cell for the rod.

В типовом ядерном реактора тепло, выделяемое при деления ядерного вещества, содержащегося в топливных стержнях, передается от тепловыделяющих стержней жидкому замедлителю-охладителю, протекающему мимо тепловыделяющих стержней. Из соображений безопасности важно, чтобы охладитель эффективно отбирал тепло, выделяемое каждым тепловыделяющим стержнем о тем, чтобы избежать DNB. В соответствии с настоящим изобретением такой эффективный отвод тепла от поверхности тепловыделяющего стержня обеспечивается отклоняющими лопатками, принадлежащими тепловыделяющей сборке, содержащей тепловыделяющие стержни. In a typical nuclear reactor, the heat released during the fission of the nuclear material contained in the fuel rods is transferred from the fuel rods to the liquid moderator-cooler flowing past the fuel rods. For safety reasons, it is important that the chiller efficiently removes the heat generated by each heat rod in order to avoid DNB. In accordance with the present invention, such efficient heat removal from the surface of the fuel rod is provided by deflector blades belonging to the fuel assembly comprising the fuel rods.

Тем не менее, перед описанием объекта изобретения целесообразно сначала кратко описать конструкцию и работу типового энергетического ядерного реактора. However, before describing the subject matter of the invention, it is advisable to first briefly describe the design and operation of a typical nuclear power reactor.

Поэтому перейдем к рассмотрению фиг.1, где изображен типовой энергетический ядерный реактор, обозначенный позицией 10, предназначенный для производства тепла путем управляемого деления вещества ядерного топлива 150 (см. фиг.2). Kaк показано на фиг.1, реактор 10 включает в себя корпус 20 высокого давления реактора, имеющий открытый верхний конец и совокупность входных сопел 30 и выходных сопел 40, закрепленных на нем (показано только одно сопло). Крышка 50 плотно пригнана сверху корпуса 20, что позволяет ей герметично закупоривать или закрывать открытый конец корпуса 20. Закупоривание позволяет в процессе эксплуатации реактора 10 обеспечить подходящее давление охладителя внутри корпуса 20. Therefore, we turn to the consideration of figure 1, which shows a typical nuclear power reactor, indicated by 10, designed to produce heat by controlled fission of a substance of nuclear fuel 150 (see figure 2). As shown in FIG. 1, the reactor 10 includes a reactor high pressure housing 20 having an open upper end and a plurality of inlet nozzles 30 and outlet nozzles 40 mounted thereon (only one nozzle is shown). The cover 50 is tightly fitted on top of the housing 20, which allows it to hermetically seal or close the open end of the housing 20. Clogging during operation of the reactor 10 provides a suitable pressure of the cooler inside the housing 20.

Согласно фиг.1 внутри корпуса 20 расположена активная зона ядерного реактора, обозначенная как единое целое поз. 60 и содержащая ядерное топливо 150. Через крышку 50 введена совокупность приводных валов 70 регулирующих стержней. Каждый приводной вал 70 соединен с совокупностью регулирующих стержней 80 (см. фиг.2) с целью управления процессом деления в активной зоне 60 реактора способом, известным в производства ядерной энергии. Как показано на фиг.1, внутри корпуса 20 высокого давления реактора находятся горизонтальная верхняя плита 90 активной зоны и горизонтальная нижняя плита 100 активной зоны, удаленная от верхней плиты. Нижняя плита 100 активной зоны и верхняя плита 90 активной зоны имеют многочисленные отверстия 110 для подачи охладителя, расположенные поперек потока охладителя, отбирающего тепло, выделяемое при делении ядерного топлива 150. According to figure 1, inside the housing 20 is the active zone of a nuclear reactor, designated as a single whole pos. 60 and containing nuclear fuel 150. Through a cover 50, a plurality of drive shafts 70 of control rods are introduced. Each drive shaft 70 is connected to a set of control rods 80 (see FIG. 2) to control the fission process in the reactor core 60 in a manner known in the production of nuclear energy. As shown in FIG. 1, inside the reactor high pressure vessel 20 are a horizontal upper core plate 90 and a horizontal lower core plate 100 remote from the upper plate. The lower core plate 100 and the upper core plate 90 have numerous openings 110 for supplying a cooler, located across the flow of the cooler, which takes away the heat generated during the fission of nuclear fuel 150.

В процессе работы активной зоны реактора 10 регулирующие стержни 80, по крайней море, частично выдвинуты из активной зоны 60 реактора с помощью приводных валов 70 для поддержания цепной реакции деления. Так как тепло выделяется в активной зоне 60 реактора, текущий поток жидкого замедлителя-охладителя (например, умягченной воды) вынуждают поступать во входное сопло 30 и циркулировать, в основном, в восходящем потоке через активную зону 60 реактора в направлении, показанном на фиг.1 вертикальными стрелками. Жидкий замедлитель-охладитель содействует процессу деления "замедлением" нейтронов в активной зоне 60 реактора, а также отводит тепло, выделяемое в процессе деления. Жидкий замедлитель-охладитель выходит из ядерного реактора 10 через выходные сопла 40, после чего поступает по трубопроводам в теплообменное устройство (не показано) для генерации пара. Затем пар по трубам поступает из теплообменного устройства в турбогенератор (не показан) для производства электроэнергии способом, известным в области производства электроэнергии. During operation of the reactor core 10, the control rods 80, at least at sea, are partially extended from the reactor core 60 by means of drive shafts 70 to maintain a fission chain reaction. Since heat is generated in the reactor core 60, the current flow of a liquid moderator-cooler (eg, softened water) is forced to enter the inlet nozzle 30 and circulate mainly in the upstream stream through the reactor core 60 in the direction shown in FIG. 1 vertical arrows. The liquid moderator-cooler contributes to the fission process by "slowing down" neutrons in the reactor core 60, and also removes the heat released during the fission process. The liquid moderator-cooler leaves the nuclear reactor 10 through the outlet nozzles 40, after which it enters the pipelines into a heat exchanger (not shown) to generate steam. The steam is then piped from a heat exchanger to a turbogenerator (not shown) for generating electricity in a manner known in the art of generating electricity.

Фиг. 2 более подробно отображает сущность предмета настоящего изобретения, согласно которому тепловыделяющая сборка включает отклоняющие лопатки для отклонения компонента потока жидкости, протекающего мимо этой тепловыделяющей сборки, как более подробно описано и заявлено ниже. Тепловыделяющая сборка, обозначенная как единое целое поз. 120, содержит совокупность удлиненных, в основном, цилиндрических тепловыделяющих стержней 130, расположенных вертикально и образующих массив элементов. В свою очередь каждый тепловыделяющий стержень содержит удлиненный полый и, в основном, цилиндрический металлический кожух или оболочку 140 для герметизации совокупности, в основном, цилиндрических топливных таблеток 150, способных генерировать тепло путем ядерного деления. Оболочка 140 имеет внутренний диаметр 160 и наружный диаметр 170 и может быть выполнена из любого подходящего металла, имеющего относительное небольшое микроскопическое поперечное сечение поглощения нейтронов, например "ZIRCALOY-4". В этой связи "ZIRCALOY-4" может содержать по массе примерно 1,5% олова, 0,12% железа, 0,09% хрома, 0,05% никеля и 98,24% циркония. Каждая топливная таблетка 150 выполнена из вещества ядерного топлива, содержащего делящиеся ядра, такие как ядра U-235 (т. е. урана 235), равномерно распределенного в матрице воспроизводящих ядер, таких как ядра U-238 (т. е. урана 238), для генерации тепла в процессе ядерного деления. Тепловыделяющая сборка 120, кроме того, содержит первое сопло или первую связывающую плиту 180, имеющую верхний участок 190 и нижний участок 200, при этом первая связывающая плита может иметь шестиугольное поперечное сечение. По причинам, указанным ниже, в первой связывающей плите 180 сделано множество поперечных отверстий (показано только одно). К верхнему участку 190 первой связывающей плиты 180 присоединена, например, посредством прижимных крепежных средств или винтов 210 прижимная пружина 220. Прижимная пружина 220 выступает наружу из верхнего участка 190 первой связывающей плиты 180, упираясь в верхнюю плиту 30 активной зоны, так, что первая связывающая плита и, следовательно, тепловыделяющая сборка смещаются вниз к нижней плите 100 активной зоны, так как тепловыделяющая сборка расположена по вертикали между верхней плитой 90 активной зоны и нижней плитой 100 активной зоны. Смещение тепловыделяющей сборки 120 вниз предотвращает отход тепловыделяющей сборки 120 от нижней плиты 100 активной зоны, который в противном случае может произойти под влиянием направленного вверх гидравлического усилия, прикладываемого со стороны потока жидкого охладителя, поскольку поток жидкости протекает через активную зону реактора, в основном, вверх вдоль однонаправленной оси потока. Второе сопло или вторая связывающая плита 230 пространственно удалена от первой связывающей плиты 180 и может иметь в поперечном сечении правильный шестиугольник. Вторая связывающая плита 230 включает в себя совокупность выступающих наружу ножек 240, выполненных в виде единого целого для установки с топливным комплектом тепловыделяющей сборки 120 в заданном положении на нижней плите 100 активной зоны. По причинам, указанным ниже, во второй связывающей плите 230 сделано множество отверстий 250 (показано только одно). FIG. 2 depicts in more detail the subject matter of the present invention, according to which the fuel assembly includes deflecting vanes for deflecting a component of a fluid flow flowing past this fuel assembly, as described in more detail and stated below. The fuel assembly, designated as a single unit pos. 120, contains a set of elongated, mainly cylindrical fuel rods 130 located vertically and forming an array of elements. In turn, each fuel rod contains an elongated hollow and mainly cylindrical metal casing or shell 140 for sealing a plurality of generally cylindrical fuel pellets 150 capable of generating heat by nuclear fission. The shell 140 has an inner diameter of 160 and an outer diameter of 170 and can be made of any suitable metal having a relatively small microscopic neutron absorption cross section, for example, “ZIRCALOY-4”. In this regard, "ZIRCALOY-4" may contain by weight about 1.5% tin, 0.12% iron, 0.09% chromium, 0.05% nickel and 98.24% zirconium. Each fuel pellet 150 is made of a nuclear fuel substance containing fissile nuclei, such as U-235 nuclei (i.e., uranium 235), evenly distributed in a matrix of reproducing nuclei, such as U-238 nuclei (i.e., uranium 238) , to generate heat in the process of nuclear fission. The fuel assembly 120 further comprises a first nozzle or a first bonding plate 180 having an upper portion 190 and a lower portion 200, wherein the first bonding plate may have a hexagonal cross section. For the reasons stated below, a plurality of transverse holes are made in the first bonding plate 180 (only one is shown). A compression spring 220 is connected to the upper portion 190 of the first coupling plate 180, for example, by means of clamping fasteners or screws 210. The compression spring 220 protrudes outward from the upper portion 190 of the first coupling plate 180, abutting against the upper core plate 30, so that the first coupling the plate and, therefore, the fuel assembly are shifted down to the bottom plate 100 of the core, since the fuel assembly is located vertically between the top plate 90 of the core and the bottom plate 100 of the core. Moving the fuel assembly 120 downward prevents the fuel assembly 120 from moving away from the bottom core plate 100, which might otherwise occur under the influence of the upward hydraulic force exerted on the liquid cooler flow side, since the liquid stream flows upstream of the reactor core along the unidirectional flow axis. The second nozzle or second bonding plate 230 is spatially remote from the first bonding plate 180 and may have a regular hexagon in cross section. The second connecting plate 230 includes a set of protruding outward legs 240, made as a whole for installation with the fuel kit of the fuel assembly 120 in a predetermined position on the bottom plate 100 of the active zone. For the reasons stated below, a plurality of holes 250 are made in the second bonding plate 230 (only one is shown).

Согласно фиг.2 с верхним участком 190 первой связывающей плиты 180 соединен приводной вал 70, который по причинам, указанным ниже, имеет выступающие наружу в радиальном направлении плечи 260. К каждому плечу 260 прикреплен и установлен с возможностью скольжения через отверстие 205 удлиненный поглощающий нейтроны стержень или регулирующий стержень 270 для управления процессом деления в тепловыделяющей сборке 120. Совокупность регулирующих стержней 270, выступающих наружу из нижнего участка 200 первой связывающей плиты 180, образует массив параллельных элементов. Каждый регулирующий стержень 270 выполнен из соответствующего материала, например из В₄С (т.е. из карбида бора), имеющего относительно большое микроскопическое поперечное сечение поглощения нейтронов. Кроме того, каждый регулирующий стержень 270 откалиброван, чтобы он мог скользить в удлиненной, в основном, цилиндрической и полой направляющей глухой трубке 280 регулирующего стержня, выступающей наружу из нижнего участка 200 первой связывающей плиты 180, причем каждая глухая трубка 280 имеет первый конец 290 и второй конец 300. Каждая глухая трубка 280 также имеет внутренний диаметр 315 и наружный диаметр 320. Первый концевой участок 290 каждой глухой трубки 280 входит в соответствующее отверстие 205 первой связывающей плиты 180 и закрепляется в нем посредством деформации или сварки. Кроме того, второй концевой участок 300 каждой глухой трубки 280 входит в соответствующее отверстие 250 второй связывающей плиты 230 и закрепляется в ней, например, винтом (не показан) или путем образования сварного соединения. Таким образом, первая связывающая плита 180 и вторая связывающая плита 230 взаимосвязаны посредством глухих трубок 280 для обеспечения жесткости и целостности конструкции тепловыделяющей сборки 120.According to FIG. 2, a drive shaft 70 is connected to the upper portion 190 of the first coupling plate 180, which, for the reasons described below, has arms radially outwardly protruding 260. Each elongated arm 260 is attached and mounted to slide through an opening 205 with an elongated neutron-absorbing rod or a control rod 270 for controlling the division process in the fuel assembly 120. The set of control rods 270 protruding outward from the lower portion 200 of the first bonding plate 180 forms an array of parallel elements. Each control rod 270 is made of a corresponding material, for example, B ₄ C (i.e., boron carbide) having a relatively large microscopic neutron absorption cross section. In addition, each control rod 270 is calibrated so that it can slide in the elongated, mainly cylindrical and hollow guide blind tube 280 of the control rod protruding outward from the lower portion 200 of the first connecting plate 180, with each blind tube 280 having a first end 290 and the second end 300. Each blind tube 280 also has an inner diameter 315 and an outer diameter 320. The first end portion 290 of each blind tube 280 enters the corresponding hole 205 of the first connecting plate 180 and is secured therein vom deformation or welding. In addition, the second end portion 300 of each blind tube 280 enters the corresponding hole 250 of the second bonding plate 230 and is secured therein, for example, by a screw (not shown) or by forming a welded joint. Thus, the first bonding plate 180 and the second bonding plate 230 are interconnected by blind tubes 280 to provide rigidity and structural integrity of the fuel assembly 120.

Coгласно фиг. 2, 3, 4, 5 и 6 вдоль продольных осей глухих трубок 280 и тепловыделяющих стержней 130 и коаксиально между первой связывающей плитой 180 и второй связывающей плитой 230 установлены расположенные соосно элементы решеток, обозначенные как единое целое позицией 310 и предназначенные для поддержания глухих трубок 280 и топливных стержней 130 в заданной конфигурации массива параллельных элементов. По вышеизложенным причинам экономии нейтронов каждый элемент решетки 310 может быть выполнен из "ZIRCALOY-4" или подобного ему материала. Каждый элемент 310 решетки включает в себя наружную полосу 320, имеющую контур в виде правильного шестиугольника, расположенный поперек направления потока жидкости. Таким образом, наружная полоса имеет 6 объединенных в единое целое удлиненных боковых панелей 330, и каждая боковая панель расположена под заданным тупым углом к смежной панели 330, чтобы наружная полоса 330 образовывала контур правильного шестиугольника. Поперек направления потока жидкости и поперек внутренней части наружной полосы 320 расположена совокупность удлиненных параллельных первых внутренних полос 340, причем каждая первая внутренняя полоса 340 имеет заданную длину. Первый концевой участок 350 каждой первой внутренней полосы 340 скреплен воедино с внутренней стенкой, например с внутренней стенкой 374 наружной полосы 320, а второй концевой участок 360 скреплен воедино с другой внутренней стенкой, например с внутренней стенкой 377 наружной полосы 320, так, что по причинам, указанным ниже, каждая первая внутренняя полоса 340 параллельна заранее выбранной одной из боковых панелей 330. Кроме того, внутри наружной полосы 320 поперек нее и поперек жидкостного потока имеется совокупность удлиненных и параллельных вторых внутренних полос 370, причем каждая вторая внутренняя полоса 370 имеет заданную длину. Аналогично первый концевой участок 380 каждой второй внутренней полосы 370 скреплен воедино с одной внутренней стенкой наружной полосы 320, а второй концевой участок 390 скреплен воедино с другой внутренней стенкой наружной полосы 320 по причинам, указанным ниже. Как более подробно изложено ниже, каждая вторая внутренняя полоса 370 пересекает и взаимно соединена с каждой первой внутренней полосой 340 в плоскости пересечения 400 для создания элемента 310 решетки, конструкция которого подобна корзине для яиц. Первая внутренняя полоса 340 и вторая внутренняя полоса 370 таким образом соединены в плоскости пересечения 400 и могут быть скреплены посредством образования сварных соединений 402. В предпочтительном варианте осуществления изобретения каждая вторая внутренняя полоса 370 пересекает каждую первую внутреннюю полосу 340 под углом "Ф", составляющим примерно 29^o, к первой внутренней полоса 340, определяя совокупность ромбовидных ячеек 410 для стержней и совокупность, в основном, ромбовидных глухих ячеек 420 в элементе 320 решетки. Первая внутренняя полоса 340 имеет совокупность прорезей 404, перпендикулярных нижней кромке первой внутренней полосы 340 и простирающихся от указанной кромки приблизительно до продольной оси (т.е. до среднего участка) первой внутренней полосы 340 по причинам, описанным ниже. Кроме того, вторая внутренняя полоса 370 имеет совокупность прорезей 406, перпендикулярных верхней кромке второй внутренней полосы 370 и простирающихся от указанной приблизительно до продольной оси (т.е. до среднего участка) второй внутренней полосы 340 по причинам, описанным ниже. Назначением прорезей 404/406 является обеспечение средств взаимоблокировки или взаимного соединения первой внутренней полосы 340 и второй внутренней полосы 370. Таким образом, каждая прорезь 404, проходящая от нижней кромки первой внутренней полосы 340, расположена так, что обеспечивается сопряжение указанной прорези с соответствующей прорезью 407, проходящей от верхней кромки второй внутренней полосы 370. Аналогично каждая прорезь 407, проходящая от верхней кромки второй внутренней полосы 370, расположена так, что обеспечивается сопряжение указанной прорези с соответствующей ей прорезью 404, проходящей от нижней кромки первой внутренней полосы 340. Таким образом, каждая первая внутренняя полоса 340 взаимоблокирована или взаимно соединена со второй внутренней полосой 370 с целью создания конструкции типа корзины для яиц элемента 310 решетки. Конструкция типа корзины для яиц элемента 310 решетки обеспечивает максимальную целостность конструкции элемента 310 решетки, снижая в то же время до минимума вес элемента 310 решетки. Понятно, что термин "нижняя кромка" использован здесь для обозначения кромки, которая расположена ниже в потоке жидкости в активной зоне реактора 60, и термин "верхняя кромка" использован для обозначения кромки, расположенной выше в потоке жидкости. Следовательно, первая внутренняя полоса 340 и вторая внутренняя полоса 370 взаимоблокированы (или взаимно соединены), когда верхняя кромка каждой второй внутренней полосы 370 сопряженно установлена в прорезях 404 каждой первой внутренней полосы 370, а нижняя кромка каждый первой внутренней полосы 340 сопряженно установлена в прорезях 406 каждой второй внутренней полосы 370. Когда первые внутренние полосы 340 и вторые внутренние полосы 370 взаимоблокированы таким образом, каждая первая внутренняя полоса 340 будет пересекать каждую вторую внутреннюю полосу 370 в плоскости пересечения 400 и под заданным углом "Ф", приблизительно равным 29^o, как лучше всего видно из фиг.5, формируя ромбовидные ячейки 410 для стержней и, в основном, ромбовидные глухие ячейки 420. Это важно, так как, когда тепловыделяющие стержни 130 проходят через соответствующие им ячейки 410 для стержней, они будут образовывать треугольные ячейки "плотной упаковки" тепловыделяющей сборки 120.According to FIG. 2, 3, 4, 5 and 6 along the longitudinal axes of the blind tubes 280 and the heat-generating rods 130 and coaxially between the first bonding plate 180 and the second bonding plate 230, coaxially arranged lattice elements are installed, designated as a whole by 310 and designed to support the blind tubes 280 and fuel rods 130 in a given configuration of an array of parallel elements. For the foregoing reasons for saving neutrons, each element of grating 310 may be made of "ZIRCALOY-4" or a similar material. Each lattice element 310 includes an outer strip 320 having a regular hexagon contour transverse to the direction of fluid flow. Thus, the outer strip has 6 integrated elongated side panels 330, and each side panel is located at a given obtuse angle to the adjacent panel 330, so that the outer strip 330 forms a contour of a regular hexagon. Across the direction of the fluid flow and across the inner portion of the outer strip 320, a plurality of elongated parallel first first inner strips 340 is provided, each first inner strip 340 having a predetermined length. The first end portion 350 of each first inner strip 340 is bonded together with an inner wall, for example, with the inner wall 374 of the outer strip 320, and the second end portion 360 is bonded together with another inner wall, for example, with the inner wall 377 of the outer strip 320, so that for reasons indicated below, each first inner strip 340 is parallel to a preselected one of the side panels 330. In addition, within the outer strip 320 across and across the fluid flow there is a combination of elongated and parallel second in morning strips 370, each second inner band 370 has a predetermined length. Similarly, the first end portion 380 of each second inner strip 370 is bonded together with one inner wall of the outer strip 320, and the second end portion 390 is bonded together with another inner wall of the outer strip 320 for the reasons mentioned below. As described in more detail below, each second inner strip 370 intersects and is mutually connected to each first inner strip 340 in the intersection plane 400 to create a grating element 310, the design of which is similar to an egg basket. The first inner strip 340 and the second inner strip 370 are thus joined in the intersection plane 400 and can be fastened by forming welds 402. In a preferred embodiment, every second inner strip 370 intersects each first inner strip 340 at an angle “F” of approximately 29 ^o , to the first inner strip 340, defining a plurality of diamond-shaped cells 410 for the rods and a plurality of mainly diamond-shaped blank cells 420 in the lattice element 320. The first inner strip 340 has a plurality of slots 404 perpendicular to the lower edge of the first inner strip 340 and extending from said edge to approximately the longitudinal axis (i.e., to the middle portion) of the first inner strip 340 for the reasons described below. In addition, the second inner strip 370 has a plurality of slots 406 perpendicular to the upper edge of the second inner strip 370 and extending from the second inner strip 340, indicated approximately to the longitudinal axis (i.e., to the middle portion), for the reasons described below. The purpose of the slots 404/406 is to provide means for interlocking or interconnecting the first inner strip 340 and the second inner strip 370. Thus, each slot 404 extending from the lower edge of the first inner strip 340 is positioned so that said slot is mated to a corresponding slot 407 extending from the upper edge of the second inner strip 370. Similarly, each slot 407 extending from the upper edge of the second inner strip 370 is positioned so that the interface th slot with its corresponding slot 404 extending from the lower edge of the first inner strip 340. Thus, each first inner band 340 vzaimoblokirovana or mutually connected to a second inner band 370 in order to create a basket-type structure for an array element 310 eggs. The egg-basket type design of the grate element 310 ensures maximum structural integrity of the grate element 310, while at the same time minimizing the weight of the grate element 310. It is understood that the term "lower edge" is used here to indicate an edge that is located lower in the liquid stream in the core of the reactor 60, and the term "upper edge" is used to indicate an edge located higher in the liquid stream. Therefore, the first inner strip 340 and the second inner strip 370 are interlocked (or interconnected) when the upper edge of each second inner strip 370 is conjugate in the slots 404 of each first inner strip 370, and the lower edge of each first inner strip 340 is conjugate in the slots 406 every second inner strip 370. When the first inner strip 340 and the second inner strip 370 are interlocked in this way, every first inner strip 340 will intersect every second inner strip wasp 370 at the intersection plane 400 and at a predetermined angle "F", approximately equal to 29 ^o, as best seen in Figure 5, forming a diamond-shaped cell 410 and rods, mainly rhomboid deaf cell 420. This is important because, when the fuel rods 130 pass through their respective cell 410 for the rods, they will form triangular cells "tight packing" of the fuel Assembly 120.

Как лучше всего видно из фиг.4, каждый тепловыделяющей стержень 130 проходит через соответствующую одну из ячеек 410 для стержней и имеет продольную ось, в основном, параллельную оси потока жидкости. Кроме того, каждая глухая трубка 280 проходит через соответствующую одну из глухих ячеек 420 и имеет продольную ось, в основном, параллельную продольной оси потока жидкости. Следовательно, из фиг.4 понятно, что каждый регулирующий стержень 270 окружен связанными с ним тепловыделяющими стержнями 130 для обеспечения удобства управления процессом деления в тепловыделяющих стержнях 130. As best seen from FIG. 4, each fuel rod 130 extends through a respective one of the rod cells 410 and has a longitudinal axis substantially parallel to the axis of the fluid flow. In addition, each blank tube 280 passes through a corresponding one of the blank cells 420 and has a longitudinal axis substantially parallel to the longitudinal axis of the fluid flow. Therefore, it is understood from FIG. 4 that each control rod 270 is surrounded by associated fuel rods 130 to provide convenient control of the fission process in the fuel rods 130.

Согласно фиг. 6 и 7 каждая глухая трубка 280 закреплена, например, посредством вдавливания и/или сварки в связанной с ней глухой ячейке 420 с целью закрепления каждого элемента 310 решетки в данном положении вдоль длины тепловыделяющей сборки 120. Кроме того, у внутренних стенок каждой ячейки 420 для стержня выполнено множество упругих пружинных элементов 430, выступающих внутрь ячейки или из нее наружу и предназначенных для фрикционного опирания и фиксации каждого тепловыделяющего стержня в соответствующей ему ячейке 410 для стержня таким образом, чтобы этот тепловыделяющий стержень не мог в процессе нормальной работы испытывать осевые перемещения, боковые перемещения и повороты вокруг оси и не создавал связанные с этими перемещениями аварийные ситуации в активной зоне реактора. Каждый пружинный элемент 430 расположен под острым углом, составляющим примерно 45^o, относительно упругой первой впадины 440 и упругой второй впадины 450, которые расположены коаксиально и образованы стенками каждой ячейки 420 для стержней. Впадины 440/450 удерживают каждый тепловыделяющий стержень 130 с помощью трения. В предпочтительном варианте осуществления изобретения первая впадина 440 расположена выше в потоке жидкого охладителя, тогда как вторая впадина 450 расположена ниже в потоке жидкого охладителя. Из вышеприведенного описания понятно, что каждый тепловыделяющий стержень 130 опирается и удерживается внутри соответствующей ячейки 410 для стержней в шести точках сцепления или контакта, поскольку внутрь каждой ячейки 410 для стержня обращены четыре впадины и выступают два пружинных элемента, предназначенные для обеспечения фрикционного сцепления каждого тепловыделяющего стержня 130.According to FIG. 6 and 7, each blind tube 280 is secured, for example, by pressing and / or welding in the associated blind cell 420 to secure each lattice element 310 in this position along the length of the fuel assembly 120. In addition, at the inner walls of each cell 420 for of the rod, a plurality of elastic spring elements 430 are formed, protruding into or out of the cell and designed to frictionally support and fix each fuel rod in its corresponding cell 410 for the rod so that this lovydelyayuschy rod could not during normal operation of the testing axial movement, lateral movement and turning around its axis and does not create these movements associated with emergencies in the reactor core. Each spring element 430 is positioned at an acute angle of approximately 45 ^° with respect to the elastic first cavity 440 and the elastic second cavity 450, which are coaxially formed by the walls of each rod cell 420. The troughs 440/450 hold each fuel rod 130 by friction. In a preferred embodiment, the first cavity 440 is located upstream of the liquid cooler, while the second cavity 450 is located downstream of the liquid cooler. From the above description, it is clear that each fuel rod 130 is supported and held inside the corresponding rod cell 410 at six points of engagement or contact, since four depressions are facing inside each rod cell 410 and two spring elements protrude to provide frictional adhesion of each fuel rod 130.

Согласно фиг. 5, 6, 7, 8 и 9 с верхней кромкой каждой первой внутренней полосы 340 и каждой второй внутренней полосы 370 скреплены воедино и связаны с каждой ячейкой 410 для стержня отклоняющие средства, например совокупность смещенных друг относительно друга отклоняющих лопаток 460, предназначенных для отклонения компонента потока жидкости, протекающего вокруг каждого тепловыделяющего стержня 130, проходящего через соответствующую ему ячейку 410 для стержня. Спиральный криволинейный контур каждой отклоняющей лопатки 460 расположен выше и частично выступает над связанной с ней ячейкой 410 для стержня с целью образования вихря, когда поток жидкости протекает мимо ячейки 410 для стержня и через нее, с тем, чтобы отклоненный компонент потока жидкости образовывал водоворот вокруг продольной центральной оси тепловыделяющего стержня 130. В предпочтительном варианте осуществления изобретения совокупность отклоняющих лопаток 460 является парой отклоняющих лопаток 460, связанных с каждой ячейкой 410 для стержня. Каждая отклоняющая лопатка 460 имеет спирально изогнутую подповерхность 470 для формирования вышеуказанного вихря. Отклоняющие лопатки 460 могут быть изогнуты внутрь от верхней кромки внутренних полос 340/370 так, чтобы образовать, в основном, острый угол к направлению потока струи жидкости. Две отклоняющие лопатки 460 противоположно ориентированы относительно друг друга так, что оба спиральных вихря, образованных парой отклоняющих лопаток 460, связанных с каждой ячейкой 410 для стержня, не могут течь в противотоке друг с другом. Исключение такого противотока предотвращает разрыв спиральных вихрей и обеспечивает необходимый рисунок комбинированного спирального вихревого потока, который восходит по спирали вверх вдоль наружной поверхности тепловыделяющего стержня 130. Следовательно, когда первые внутренние полосы 340 и вторые внутренние полосы 370 должным образом взаимоблокированы, как описано выше, каждая ячейка 410 для стержня будет иметь две связанные с ней отклоняющие лопатки 460. Обеспечение двумя отклоняющими лопатками 460 гарантирует, что компонент потока жидкости, отклоняемый относительно продольной оси каждого тепловыделяющего стержня 130, будет оказывать большое закручивающее воздействие, чем при наличии только одной отклоняющей лопатки 460. Каждые две отклоняющие лопатки 460 простираются или частично выступают над связанной с ней ячейкой 410 для стержня с целью отклонения компонента потока жидкости, протекающего снизу вверх через ячейку 410 для стержня. According to FIG. 5, 6, 7, 8, and 9 with the upper edge of each first inner strip 340 and every second inner strip 370 fastened together and connected to each cell 410 for the rod, deflecting means, for example, a set of deflected blades offset from one another 460, designed to deflect a component a fluid stream flowing around each fuel rod 130 passing through its corresponding rod cell 410. The spiral curvilinear contour of each deflector vane 460 is located above and partially protrudes above the associated cell 410 for the rod to form a vortex when the fluid flows past and through the cell 410 for the rod so that the deflected component of the liquid flow forms a vortex around the longitudinal the central axis of the fuel rod 130. In a preferred embodiment, the plurality of deflecting vanes 460 is a pair of deflecting vanes 460 associated with each wall cell 410 rust. Each deflector blade 460 has a spirally curved subsurface 470 to form the above vortex. The deflecting vanes 460 may be bent inward from the upper edge of the inner strips 340/370 so as to form a substantially acute angle to the direction of flow of the liquid stream. Two deflecting vanes 460 are oppositely oriented relative to each other so that both spiral vortices formed by a pair of deflecting vanes 460 connected to each rod cell 410 cannot flow countercurrently to each other. The elimination of such a counterflow prevents rupture of the spiral vortices and provides the necessary pattern of the combined spiral vortex flow, which spirals upward along the outer surface of the fuel rod 130. Therefore, when the first inner strips 340 and the second inner strips 370 are properly interlocked, as described above, each cell 410 for the shaft will have two deflecting vanes 460 associated with it. Providing two deflecting vanes 460 will ensure that the fluid flow component the spine deflected relative to the longitudinal axis of each fuel rod 130 will have a greater twisting effect than with only one deflector blade 460. Each two deflector blades 460 extend or partially protrude above the rod cell 410 associated with it to deflect the fluid flow component, flowing from the bottom up through the cell 410 for the rod.

В этой связи следует отметить, что подповерхность 470 каждой отклоняющей лопатки 460 имеет криволинейный профиль, простирающийся вверх от верхней кромки первой внутренней полосы 340 или второй внутренней полосы 370 на заданное расстояние над ячейкой 410 для стержня, и выступает вверх над каждой ячейкой 410 для стержня с целью изменения направления протекающего потока на направление, которое указано стрелками на фиг.8. Кроме того, две отклоняющие лопатки, связанные с каждой ячейкой 410 для стержня, установлены так, что одна из двух отклоняющих лопаток 460 расположена по существу около острого угла ячейки 410 для стержня. То есть, две отклоняющие лопатки 460 размещены, в основном, симметрично относительно большей диагонали ячейки 410 для стержня. Более того, каждая первая внутренняя полоса 340 и каждая вторая внутренняя полоса 370 могут иметь совокупность удаленных друг от друга приваренных язычков 473, образующих единое целое с нижней кромкой каждой второй внутренней полосы 370, выступающих из нее наружу и параллельных потоку жидкости, предназначенных для того, чтобы обеспечить наличие свариваемого материала для сваривания первой и второй внутренних полос 340/370 после того, как первая и вторая внутренние полосы 340/370 будут надлежащим образом взаимоблокированы. Кроме того, наружная полоса 330 может включать в себя совокупность смещенных друг относительно друга отогнутых внутрь язычков 475, скрепленных воедино с нижней кромкой указанной полосы и выступающих из нее наружу, с целью облегчения проскальзывания первой тепловыделяющей сборки 120 относительно второй тепловыделяющей сборки 120 во время операций перегрузки топлива, вследствие чего первая тепловыделяющая сборка 120 не будет создавать препятствия второй тепловыделяющей сборке или "зависать" на ней. Помимо этого, наружная полоса 330 может включать в себя совокупность удаленных друг от друга и отогнутых внутрь отклоняющих ребер 477, предназначенных для отклонения компонента потока жидкости к тепловыделяющим стержням 130, расположенным вдоль внутренней боковой поверхности наружной полосы 330. В этой связи, каждое отклоняющее ребро 477 имеет, в основном, пирамидальный наружный контур, скреплено своим основанием воедино с верхней кромкой наружной полосы 330, простирается поверх связанной с ним ячейки 410 для стержня и частично выступает над ней. In this regard, it should be noted that the subsurface 470 of each deflector blade 460 has a curved profile extending upward from the top edge of the first inner strip 340 or second inner strip 370 for a predetermined distance above the cell 410 for the rod, and protrudes upward above each cell 410 for the rod with the purpose of changing the direction of the flowing stream in the direction indicated by the arrows in Fig.8. In addition, two deflecting vanes associated with each rod cell 410 are arranged such that one of the two deflecting vanes 460 is located substantially near the acute angle of the rod cell 410. That is, the two deflecting vanes 460 are arranged substantially symmetrically with respect to the larger diagonal of the rod cell 410. Moreover, each first inner strip 340 and every second inner strip 370 may have a plurality of welded tongues 473 spaced apart from each other, forming a single whole with the lower edge of each second inner strip 370, protruding outward and parallel to the fluid flow, designed to to ensure that there is weldable material for welding the first and second inner strips 340/370 after the first and second inner strips 340/370 are properly interlocked. In addition, the outer strip 330 may include a plurality of tongues 475 bent inwardly bent relative to one another, fastened together to the bottom edge of said strip and protruding outwardly to facilitate slipping of the first fuel assembly 120 relative to the second fuel assembly 120 during overload operations fuel, as a result of which the first fuel assembly 120 will not interfere with or “hang” on the second fuel assembly. In addition, the outer strip 330 may include a plurality of deflecting ribs 477 that are spaced apart from each other and inwardly bent, designed to deflect a fluid flow component to the fuel rods 130 located along the inner side surface of the outer strip 330. In this regard, each deflecting rib 477 it has mainly a pyramidal outer contour, fastened together with its base together with the upper edge of the outer strip 330, extends over the associated cell 410 for the rod and partially protrudes above it.

При работе реактора 10 поток жидкого замедлителя-охладителя поступает во входное сопло 30 и течет, в основном, в направлении, соответствующем одной из горизонтальных стрелок, показанных на фиг.1. Затем поток жидкости вынуждают поворачивать вверх, проходить через отверстия 110 и протекать мимо каждой тепловыделяющей сборки 120, расположенной в активной зоне 60 реактора, и через эту сборку, причем жидкость течет через активную зону 60 реактора, в основном, в направлении, показанном на фиг.1 вертикальными штрихами. После того как поток жидкости прошел через активную зону 60 реактора, он выходит из реактора 10 через выходное сопло 40 и течет, в основном, в направлении, показанном на фиг.1 другой горизонтальной стрелкой. During operation of the reactor 10, a stream of liquid moderator-cooler enters the inlet nozzle 30 and flows mainly in the direction corresponding to one of the horizontal arrows shown in FIG. Then, the fluid flow is forced to rotate upward, pass through the holes 110 and flow past each fuel assembly 120 located in the reactor core 60, and through this assembly, the liquid flowing through the reactor core 60, mainly in the direction shown in FIG. 1 vertical strokes. After the fluid flow has passed through the reactor core 60, it exits the reactor 10 through the outlet nozzle 40 and flows mainly in the direction shown in FIG. 1 by another horizontal arrow.

Поскольку поток жидкости протекает через активную зону 60 реактора, он будет проходит через каждую ромбовидную ячейку 410 для стержня, образованную элементом 310 решетки. Так как поток жидкости протекает через каждый элемент 310 решетки и связанные с ней ячейки 410 для стержней, скорость потока жидкости будет уменьшаться и будет происходить падение давления вследствие того, что элемент решетки, расположенный в потоке жидкости, образует препятствие. Это падение давления может привести к пузырьковому кипению на наружной поверхности тепловыделяющего стержня 130 в области ячейки 410 для стержня. При отсутствии отклоняющих лопаток 460, отводящих от тепловыделяющего стержня 130 достаточно большое количество тепла, на поверхности тепловыделяющегося стержня 130 может иметь место частичное или устойчивое пленочное кипение (т. е. DNB), результатом которого будет "пережог", что нежелательно из соображений безопасности. Таким образом, отклоняющие лопатки 460 обеспечивают отклонение потока жидкости по спирали внутрь к наружной поверхности тепловыделяющего стержня 130, что дает возможность избежать частичного или устойчивого пленочного кипения. Даже в случае шестиугольной решетки с треугольными ячейками, но без отклоняющих лопаток, применение отклоняющих лопаток 460 улучшит показатели противодействия возникновению DNB и теплопроизводительность. Такое улучшение показателей противодействия DNB обеспечит увеличение теплового к.п.д. тепловыделяющего стержня примерно на 25% по сравнению с существующими конструкциями, имеющими шестиугольные решетки с треугольными ячейками, но не имеющими отклоняющих лопаток или отклоняющих ребер. Since the fluid stream flows through the reactor core 60, it will pass through each diamond-shaped cell 410 for the rod formed by the grating element 310. Since the fluid flow flows through each element 310 of the lattice and the associated cells 410 for the rods, the flow rate of the liquid will decrease and there will be a pressure drop due to the fact that the element of the lattice located in the fluid flow forms an obstacle. This pressure drop can lead to bubble boiling on the outer surface of the fuel rod 130 in the region of the rod cell 410. In the absence of deflecting vanes 460, which remove a sufficiently large amount of heat from the heat-generating rod 130, a partial or stable film boiling (i.e. DNB) may occur on the surface of the heat-generating rod 130, which will result in “burn-out,” which is undesirable for safety reasons. Thus, the deflecting vanes 460 provide a deflection of the fluid flow in a spiral inward to the outer surface of the fuel rod 130, which makes it possible to avoid partial or stable film boiling. Even in the case of a hexagonal lattice with triangular cells, but without deflecting vanes, the use of deflecting vanes 460 will improve the counteraction to the occurrence of DNB and heat production. This improvement in DNB countermeasures will increase thermal efficiency. a fuel rod by about 25% compared to existing structures having hexagonal lattices with triangular cells, but without deflecting blades or deflecting ribs.

Ромбовидный поперечный контур каждой ячейки 410 для стержня взаимодействует или содействует с изогнутой подповерхностью 470 каждой отклоняющей лопатки 460 для образования вихря с тем, чтобы избежать DNB. В этой связи отметим, что ромбовидный контур каждой ячейки 410 для стержня имеет уменьшенную площадь, поперечную протекающему потоку, по сравнению с квадратной ячейкой для стержня в более традиционных конструкциях активной зоны. Следовательно, из-за уменьшенной поперечно потоку площади ячейки 410 для стержня, обусловленной ромбовидной формой ячейки 410 для стержня, большая часть потока жидкости, протекающего вверх через ячейку 410 для стержня, вынуждена контактировать с подповерхностью 470 каждой отклоняющей лопатки 460 при выходе потока жидкости из ячейки 410 для стержня. Следовательно, так как большая часть потока жидкости контактирует с подповерхностью 470 отклоняющей лопатки 460, то и отклоняться будет большая часть потока жидкости, чем в случае традиционного массива с квадратными ячейками. Это в конечном счете вызовет больший вихрь при поддержании жидкого, по существу однофазного потока на наружной поверхности тепловыделяющего стержня для исключения DNB. The diamond-shaped transverse contour of each rod cell 410 interacts or cooperates with the curved subsurface 470 of each deflector blade 460 to form a vortex so as to avoid DNB. In this regard, we note that the diamond-shaped contour of each cell 410 for the rod has a reduced area transverse to the flowing stream, compared with a square cell for the rod in more traditional core designs. Therefore, due to the transverse reduction in the area of the rod cell 410 due to the diamond-shaped shape of the rod cell 410, most of the fluid flowing upward through the rod cell 410 is forced to come into contact with the subsurface 470 of each deflector blade 460 when the fluid flow exits the cell 410 for the rod. Therefore, since most of the fluid flow is in contact with the subsurface 470 of the deflector blade 460, a larger part of the fluid flow will deviate than in the case of a traditional square-cell array. This ultimately will cause a greater vortex while maintaining a liquid, essentially single-phase flow on the outer surface of the fuel rod to eliminate DNB.

Кроме того, ромбовидные ячейки 410 для стержней элемента 310 решетки в сочетании с отклоняющими лопатками 460, по существу, исключают потребность в больших и более дорогих насосах охладителя реактора, увеличении скорости потока жидкости с целью поддержания однофазного потока жидкости на наружной поверхности тепловыделяющих стержней 130. Это происходит в связи с тем, что вихри, генерируемые каждой ячейкой 410 для стержня и связанными с ней отклоняющими лопатками 460, ускоряют поток жидкости вокруг наружной поверхности каждого тепловыделяющего стержня 130. In addition, the diamond-shaped cells 410 for the rods of the grating element 310 in combination with the deflecting vanes 460 essentially eliminate the need for larger and more expensive reactor cooler pumps, increasing the fluid flow rate in order to maintain a single-phase fluid flow on the outer surface of the fuel rods 130. This occurs due to the fact that the vortices generated by each cell 410 for the rod and associated deflecting vanes 460 accelerate the flow of fluid around the outer surface of each fuel erzhnya 130.

Кроме того, ромбовидные ячейки для стержней обеспечивают создание массива тепловыделяющих стержней и уменьшенный шаг между центрами смежных тепловыделяющих стержней 130 по сравнению с традиционным массивом тепловыделяющих стержней, имеющим квадратные ячейки. Это позволяет более плотно упаковывать тепловыделяющие стержни 130 и получать больше энергии от активной зоны реактора данного размера. Это желательно, так как более плотная упаковка активной зоны реактора обеспечивает более доходное производство энергии в пересчете на единицу объема, приводящее, в конечном счете, к увеличению отдачи от вложенных в АЭС инвестиций. In addition, the diamond-shaped cells for the rods provide the creation of an array of fuel rods and a reduced step between the centers of adjacent heat rods 130 in comparison with the traditional array of heat rods having square cells. This allows you to more densely pack fuel rods 130 and receive more energy from the reactor core of this size. This is desirable, since a denser packing of the reactor core provides a more profitable energy production per unit volume, which ultimately leads to an increase in return on investments made in nuclear power plants.

Кроме того, из вышеизложенного описания понятно, что отклоняющие лопатки 460 вынуждают массу более холодного охладителя смешиваться с более теплой жидкостью возле поверхности (т.е. возле наружного диаметра 170) каждого тепловыделяющего стержня 130 так, что разность температур между объемом охладителя и жидкостью возле поверхности тепловыделяющего стержня сводится к минимуму. Это обеспечивает, по существу, однофазный поток жидкости над поверхностью тепловыделяющего стержня с целью исключения DNB. In addition, from the foregoing description, it is understood that the deflector vanes 460 cause the mass of the cooler cooler to mix with warmer liquid near the surface (i.e., near the outer diameter 170) of each fuel rod 130 so that the temperature difference between the volume of the cooler and the liquid near the surface The fuel rod is minimized. This provides a substantially single-phase fluid flow above the surface of the fuel rod to eliminate DNB.

Claims

1. A fuel assembly configured to deflect a component of a fluid stream flowing past a fuel assembly and having an axis of a liquid stream, comprising a lattice element including an outer strip having a hexagonal transverse outline located across the fluid stream, a plurality of first inner bands located across the fluid stream and each of the first inner strips attached to the outer strip inside it, and a set of second inner strips located across the fluid flow te, with each of the second inner strips attached to the outer strip inside it, a set of elongated fuel rods located in the form of an array of parallel elements in the fluid stream, each fuel rod having a longitudinal axis parallel to the axis of the fluid flow, the set of deflecting blades associated with each cell for the rod, and each deflecting blade is attached integrally with the lattice element and has a curved contour partially protruding above the associated cell for rod inclined to the axis of the fluid flow, characterized in that it contains a set of elongated blind tubes located in the form of an array of parallel elements in the fluid stream, each blind tube has a longitudinal axis parallel to the axis of the fluid flow, and every second inner strip intersects every first inner strip at an angle to the first inner strip, to form a set of diamond-shaped cells for rods and a set of diamond-shaped blank cells in the lattice element, while the heat-generating rods about go through the corresponding cells for the rods, with the formation in the array of triangular cells, and the deaf tubes pass through the corresponding deaf cells.

2. The fuel assembly according to claim 1, characterized in that each of the plurality of deflecting vanes has a spiral curved contour partially protruding above the associated cell for the rods.

3. The fuel assembly according to claim 2, characterized in that the set of deflecting vanes is a pair of oppositely oriented, offset deflecting vanes relative to each other.