RU2195720C2 - Method for producing nuclear reactor fuel assembly - Google Patents

Method for producing nuclear reactor fuel assembly

Info

Publication number
RU2195720C2
RU2195720C2 RU2000116577/06A RU2000116577A RU2195720C2 RU 2195720 C2 RU2195720 C2 RU 2195720C2 RU 2000116577/06 A RU2000116577/06 A RU 2000116577/06A RU 2000116577 A RU2000116577 A RU 2000116577A RU 2195720 C2 RU2195720 C2 RU 2195720C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
rod
cells
spacing
assembly
Prior art date
Application number
RU2000116577/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2000116577A (en
Inventor
В.В. Рожков
И.Г. Чапаев
В.И. Батуев
А.А. Енин
Н.А. Бычихин
Ю.Г. Сиников
С.А. Мамыкин
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" filed Critical Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов"
Priority to RU2000116577/06A priority Critical patent/RU2195720C2/en
Publication of RU2000116577A publication Critical patent/RU2000116577A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2195720C2 publication Critical patent/RU2195720C2/en

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; fuel assembly manufacture. SUBSTANCE: method involves use of supports disposed level with lower and side edges of hexagonal spacer grids while maintaining permissible distance between spacer grids and removable supports. Coordinate schedule of entering fuel rods in coaxial cells of spacer grids is varied by introducing fuel rod first in cell of lower corner of spacer grid, then in that on left edge, in two cells on right edge using removable supports for the purpose. Fuel rods are inserted along horizontal row from right to left using bottom fuel rods as supports. Two fuel rods are entered in cells on left edge using removable supports; bottom fuel rods are used as supports for inserting them in cells of horizontal row from left to right until fuel assembly is completed, bottom plug of fuel element being used as stay member for cells. Permissible distance between spacer grids and removable supports is 255 mm. EFFECT: reduced input of structural materials and quantity of spacer grids; enhanced yield and labor productivity. 2 cl, 4 dwg

Description

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях, занятых изготовлением тепловыделяющих сборок (ТВС) для энергетических ядерных реакторов. The invention relates to nuclear energy and may find application in enterprises engaged in the manufacture of fuel assemblies (FAs) for nuclear power reactors.

Известен способ сборки тепловыделяющей сборки, включающий операции расстановки на опорной поверхности на определенном расстоянии дистанционирующих решеток с соосно размещенными ячейками, ввода стержневых тепловыделяющих элементов ТВЭЛ в соосные ячейки с обеспечением их фиксации упорами, имеющимися на боковых поверхностях ячеек (см. Патент JP 6060956 В4, от 27.10.87, МПК 5 G 21 С 21/00, Способ сборки топливной сборки). A known method of assembling a fuel assembly, including the operation of arranging distance grids with coaxially placed cells on a support surface at a certain distance, introducing rod fuel elements of fuel elements into coaxial cells with their fixation by stops located on the side surfaces of the cells (see JP 6060956 B4, from 10.27.87, IPC 5 G 21 C 21/00, Method for assembling a fuel assembly).

Известный способ включает в себя операции предварительного введения в соосные ячейки дистанционирующих решеток распорных элементов, выполненных в виде тонкостенных трубок, введения в распорные элементы - тонкостенные трубки стержневых ТВЭЛ, самосмазывание стержневых ТВЭЛ и удаление распорных элементов - тонкостенных трубок. Используемые распорные элементы - тонкостенные трубки имеют очень тонкие стенки (сотые доли мм), что при их предварительном вводе в соосные ячейки дистанционирующих решеток не исключает их прогиба. Причем этот прогиб зависит от расстояния между дистанционирующими решетками и с увеличением расстояния между дистанционирующими решетками существенно увеличивается вероятность установки распорного элемента не в "свою" ячейку с последующим повреждением, как самого распорного элемента, так и дистанционирующей решетки, что делает невозможным ввод в него стержневого ТВЭЛа. The known method includes the operation of preliminary introduction into the coaxial cells of the spacer grids of spacer elements made in the form of thin-walled tubes, insertion into spacer elements — thin-walled tubes of rod fuel elements, self-lubrication of the rod fuel elements and removal of spacer elements — thin-walled tubes. The spacers used - thin-walled tubes have very thin walls (hundredths of mm), which, when they are introduced into the coaxial cells of the spacer grids beforehand, does not exclude their deflection. Moreover, this deflection depends on the distance between the spacer grids and with the increase in the distance between the spacer grids, the probability of installing the spacer element not in its “own” cell with subsequent damage to both the spacer element and the spacer grid increases significantly, which makes it impossible to insert a rod fuel element into it .

Известен способ сборки тепловыделяющей сборки, включающий операции расстановки на опорной поверхности на определенном расстоянии дистанционирующих решеток с соосно размещенными ячейками и ввода стержневых ТВЭЛ в соосные ячейки (см. Патент US 5533077 A от 22.02.95 г., МПК G 21 С 3/32, Способ предотвращения образования задиров на ТВЭЛах при изготовлении топливной сборки). Известный способ включает в себя операции предварительного введения в соосные ячейки дистанционирующих решеток элементов, выполненных в виде тонкостенных трубок, введения в распорные элементы - тонкостенные трубки стержневых ТВЭЛ, фиксации их и удаления распорных элементов тонкостенных трубок. A known method of assembling a fuel assembly, including the operation of arranging spacers with coaxially placed cells and introducing rod fuel elements into coaxial cells on a fixed surface at a certain distance (see Patent US 5533077 A of 02.22.95, IPC G 21 C 3/32, A way to prevent the formation of scoring on fuel rods in the manufacture of a fuel assembly). The known method includes the operation of the preliminary introduction into the coaxial cells of the spacer grids of elements made in the form of thin-walled tubes, insertion into the spacer elements — thin-walled tubes of the rod fuel elements, fixing them and removing the spacing elements of the thin-walled tubes.

Недостаток способа аналогичен недостатку способа по патенту JP 6060956 B4. Наиболее близким по технической сущности и достигаемому эффекту является способ сборки тепловыделяющей сборки ядерного реактора, включающий операции подготовки поверхности ТВЭЛа к сборке, самосмазывание в процессе сборки, ввод распорного элемента и ТВЭЛа в соосные ячейки дистанционирующих решеток по координатной сетке (см. Патент RU 2140674 С1, от 03.03.98, Способ изготовления и сборки тепловыделяющих элементов в тепловыделяющие кассеты, опубл. 27.10.99, бюлл. 30, МПК 6 G 21 С 21/02). В способе-прототипе подготовку поверхности ТВЭЛа осуществляют путем нанесения лаковой смеси, сушки ее с образованием твердого пленочного защитного покрытия. В качестве распорного элемента используют наконечник, одеваемый на нижнюю заглушку и удаляемый перед нижней решеткой собираемой тепловыделяющей сборки. Ввод стержневого ТВЭЛа по координатной сетке предусматривает ввод стержневых ТВЭЛ в соосные ячейки дистанционирующих решеток от центра вверх, а затем от центра вниз и последовательно слева снизу вверх и справа сверху вниз с повторением, закреплением их в нижней решетке и удалением смазки и лаковой смеси промывкой в горячей дистиллированной воде и сушкой собранной тепловыделяющей сборки. The disadvantage of the method is similar to the disadvantage of the method of patent JP 6060956 B4. The closest in technical essence and the achieved effect is a method of assembling a fuel assembly of a nuclear reactor, including the preparation of the surface of the fuel element for assembly, self-lubrication during assembly, the introduction of the spacer element and the fuel element into the coaxial cells of the spacer grids along the grid (see Patent RU 2140674 C1, dated 03.03.98, A method of manufacturing and assembling heat-generating elements into heat-generating cartridges, publ. 10/27/99, bull. 30, IPC 6 G 21 C 21/02). In the prototype method, the preparation of the surface of a fuel rod is carried out by applying a varnish mixture, drying it with the formation of a solid film protective coating. As a spacer element, a tip is used that is worn on the lower plug and removed in front of the lower grill of the assembled fuel assembly. The introduction of the rod fuel element along the coordinate grid provides for the introduction of the rod fuel elements into the coaxial cells of the spacer grids from the center up, and then from the center down and sequentially from left to top and right from top to bottom with repetition, fixing them in the lower grid and removing grease and varnish mixture by washing in hot distilled water and drying the assembled fuel assembly.

Известно, что стержневые ТВЭЛы при диаметре 9,1 мм и длине 4000 мм для ядерного реактора ВВЭР-1000 и 2500 мм для ядерного реактора ВВЭР-440 имеют практически нулевую осевую жесткость, что значительно усложняет их сборку в тепловыделяющую сборку за счет того, что требуется ограничение расстояния между дистанционирующими решетками по длине тепловыделяющей сборки, иначе возможен прогиб консольного конца ТВЭЛа и его попадание не в "свою" ячейку с последующим повреждением как дистанционирующей решетки, так и ТВЭЛа в процессе сборки. It is known that rod fuel elements with a diameter of 9.1 mm and a length of 4000 mm for a VVER-1000 nuclear reactor and 2500 mm for a VVER-440 nuclear reactor have practically zero axial stiffness, which greatly complicates their assembly into a fuel assembly due to the fact that it is required restriction of the distance between the spacer grids along the length of the fuel assembly, otherwise the cantilever end of the fuel rod can be deflected and not fit into its own cell, with subsequent damage to both the spacer grid and the fuel rod during assembly.

Ограничение по длине между дистанционирующими решетками для тепловыделяющей сборки ядерного реактора ВВЭР-1000 составляет 250 мм, дистанционирование стержневых ТВЭЛов осуществлено 15 дистанционирующими гексагональными решетками, а всего в ядерном реакторе 163 тепловыделяющие сборки (см. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1, под редакцией Ф.Г.Решетникова, М., Энергоатомиздат, 1995 г., с. 183-185). The length limit between the spacer grids for the fuel assembly of the VVER-1000 nuclear reactor is 250 mm, the spacing of the rod fuel elements is carried out by 15 spacing hexagonal grids, and a total of 163 fuel assemblies in the nuclear reactor (see Design, production and operation of fuel elements of power reactors. Book 1 , edited by F.G. Reshetnikov, M., Energoatomizdat, 1995, p. 183-185).

Способ-прототип обеспечивает сборку стержневых ТВЭЛ в тепловыделяющую сборку при условии, если расстояние между дистанционирующими гексагональными решетками не превышает 250 мм, а прогиб конца стержневого тепловыделяющего элемента под действием собственного веса при этом не превышает 0,37 мм, что укладывается в требования сборки тепловыделяющей сборки при шаге между стержневыми ТВЭЛами 12,75 мм. The prototype method provides the assembly of rod fuel elements in the fuel assembly, provided that the distance between the spacing hexagonal grids does not exceed 250 mm, and the deflection of the end of the rod fuel element under the action of its own weight does not exceed 0.37 mm, which fits into the assembly requirements of the fuel assembly with a step between the rod fuel rods 12.75 mm

Согласно требованиям, предъявляемым к тепловыделяющим элементам и соответственно к тепловыделяющим сборкам, является то, что применяемые в тепловыделяющих сборках конструкционные материалы должны иметь низкое сечение паразитного захвата нейтронов, а их объемная доля должна быть минимальной (см. там же, с. 44). Объемная же доля конструкционных материалов - дистанционирующих гексагональных решеток в тепловыделяющей сборке для ядерного реактора ВВЭР-1000, собираемой по способу-прототипу, довольно высока и составляет пятнадцать дистанционирующих гексагональных решеток на каждой тепловыделяющей сборке. Способ-прототип сборки тепловыделяющей сборки из-за ограничений по длине между дистанционирующими гексагональными решетками не приемлем для сборки тепловыделяющей сборки с увеличенным расстоянием между дистанционирующими гексагональными решетками из-за прогиба конца стержневого ТВЭЛа и выхода из строя дистанционирующей гексагональной решетки и стержневого ТВЭЛа в процессе сборки. According to the requirements for fuel elements and, accordingly, for fuel assemblies, the construction materials used in fuel assemblies should have a low cross section for spurious neutron capture, and their volume fraction should be minimal (see ibid., P. 44). The volume fraction of structural materials - spacing hexagonal grids in the fuel assembly for the VVER-1000 nuclear reactor assembled by the prototype method is quite high and amounts to fifteen spacing hexagonal grids on each fuel assembly. The prototype method of assembling a fuel assembly due to length restrictions between the spacing hexagonal grids is not acceptable for assembling a fuel assembly with an increased distance between the spacing hexagonal grids due to the deflection of the end of the rod fuel rod and the failure of the spacing hexagonal grid and the rod fuel rod during assembly.

При существующей длине между дистанционирующими гексагональными решетками (255 мм) прогиб конца стержневого ТВЭЛа от действия собственного веса незначителен и, как указывалось выше, составляет 0,37 мм, а влияние геометрических несовершенств (ячейки дистанционирующей гексагональной решетки) не достигает критических величин, то при этом по способу-прототипу осуществляется бездефектная сборка тепловыделяющей сборки. При увеличении длины между дистанционирующими гексагональными решетками возможное отклонение конца стержневого ТВЭЛа в момент захода в очередную ячейку может превысить величину половины шага между осями ячеек и ТВЭЛов, т.е. 12,75/2 то при этом неизбежно разрушение дистанционирующей гексагональной решетки и стержневого ТВЭЛа в процессе сборки. With the existing length between the spacing hexagonal gratings (255 mm), the deflection of the end of the rod fuel rod due to its own weight is insignificant and, as mentioned above, is 0.37 mm, and the influence of geometric imperfections (cells of the spacing hexagonal grating) does not reach critical values, while according to the prototype method, a defect-free assembly of the fuel assembly is carried out. With an increase in the length between the spacing hexagonal gratings, the possible deviation of the end of the rod fuel rod at the moment of entry into the next cell can exceed the value of half the step between the axes of the cells and fuel elements, i.e. 12.75 / 2 then the destruction of the spacing hexagonal lattice and the rod fuel rod in the process of assembly is inevitable.

Другим недостатком является применение съемных наконечников - распорных элементов, которые перед нижней решеткой требуется удалять с остановкой процесса ввода ТВЭЛ в соосные ячейки дистанционирующих гексагональных решеток, что удлиняет процесс сборки и снижает производительность сборки тепловыделяющей сборки. Another disadvantage is the use of removable tips - spacers, which must be removed in front of the lower grill with stopping the process of introducing the fuel elements into the coaxial cells of the spacing hexagonal gratings, which lengthens the assembly process and reduces the assembly performance of the fuel assembly.

Технической задачей изобретения является снижение объемной доли конструкционных материалов за счет увеличения длины между дистанционирующими гексагональными решетками, уменьшения при этом количества дистанцинирующих циркониевых решеток, повышения выхода годных при сборке тепловыделяющих сборок и производительности. An object of the invention is to reduce the volume fraction of structural materials by increasing the length between the spacing hexagonal gratings, while reducing the number of spacing zirconium gratings, increasing yield during assembly of fuel assemblies and productivity.

Эта техническая задача решается тем, что в способе сборки тепловыделяющей сборки ядерного реактора, включающем операции расстановки на опорной поверхности на определенном расстоянии дистанционирующих гексагональных решеток с соосно размещенными ячейками, подготовки поверхности стержневого ТВЭЛа с образованием на его поверхности защитной водорастворимой пленки, самосмазывания его в процессе сборки, ввод его в соосные ячейки дистанционирующих гексагональных решеток вместе с распорным элементом по координатной сетке с фиксацией его упорами, имеющимися на боковых поверхностях ячеек, закрепление концов стержневых ТВЭЛ в нижней решетке и удаление смазки и водорастворимой пленки промывкой в горячей дистиллированной воде с сушкой;
согласно изобретению при увеличенной длине между дистанционируюшими гексагональными решетками ограничения величины отклонения оси конца стержневого тепловыделяющего элемента достигают путем применения съемных опорных ложементов, которые размещают на уровне нижних и боковых граней дистанционирующих гексагональных решеток, сохраняя при этом допустимую длину между дистанционируюшими гексагональными решетками и съемными опорными ложементами и изменением координатной сетки последовательности ввода стержневых тепловыделяющих элементов в соосные ячейки дистанционирующих гексагональных решеток путем ввода стержневого тепловыделяющего элемента в начале в ячейку нижнего угла дистанционирующей гексагональной решетки, затем в ячейку по левой грани, в две ячейки по правой грани с использованием съемных опорных ложементов, ввода стержневых тепловыделяющих элементов по горизонтальному ряду влево с использованием в качестве опорных ложементов размещенные внизу стержневые тепловыделяющие элементы, ввода двух стержневых тепловыделяющих элементов в ячейки по левой грани с использованием съемных опорных элементов и по горизонтальному ряду вправо с использованием в качестве опорных ложементов размещенные внизу стержневые тепловыделяющие элементы до полной сборки тепловыделяющей сборки с использованием в качестве распорного элемента для ячеек нижнюю заглушку стержневого тепловыделяющего элемента. Другим отличием является то, что допустимую длину между дистанционирующими гексагональными решетками и съемными опорными ложементами устанавливают не более 255 мм.This technical problem is solved in that in a method for assembling a fuel assembly of a nuclear reactor, which includes arranging spacing hexagonal gratings with coaxially placed cells on a support surface at a certain distance, preparing the surface of a rod fuel rod with the formation of a protective water-soluble film on its surface, and self-lubricating it during assembly , introducing it into the coaxial cells of the spacing hexagonal lattices together with the spacer element along the coordinate grid with fixing it the stops available on the side surfaces of the cells, fixing the ends of the rod fuel elements in the lower lattice and removing grease and water-soluble film by washing in hot distilled water with drying;
according to the invention, with an increased length between the spacing hexagonal gratings, the limits of the deviation of the axis of the end of the rod fuel element are limited by the use of removable support lodges, which are placed at the level of the lower and side faces of the spacing hexagonal gratings, while maintaining an acceptable length between the spacing hexagonal gratings and the removable supporting supports a change in the coordinate grid of the input sequence of the rod fuel element entrances into the coaxial cells of the spacing hexagonal lattices by introducing the rod heat-generating element at the beginning into the cell of the lower corner of the spacing hexagonal lattice, then into the cell on the left side, into two cells on the right side using removable support lodges, introducing the rod fuel elements along the horizontal row to the left with using as the supporting lodges the rod fuel elements located below at the bottom, input of two rod fuel elements into the cells on the left Ani using removable supporting elements, and the horizontal row to the right by using as reference lodgements placed at the bottom of the fuel rod elements before complete assembly of the fuel assembly using as spacer element for the cell bottom plug rod of the fuel element. Another difference is that the permissible length between the spacing hexagonal gratings and the removable support lodgements set no more than 255 mm.

Предложенное техническое решение поставленной технической задачи позволяет снизить объемную долю конструкционных материалов за счет увеличения вдвое длины между дистанционирующими гексагональными решетками с установкой между ними съемных опорных ложементов, уменьшить при этом количество циркониевых дистанционирующих гексагональных решеток, исключить выход в брак стержневых ТВЭЛов и дистанционирующих гексагональных решеток, а также повысить производительность сборки за счет исключения простоя при остановке процесса для съема распорных элементов, которые в предложенном способе отсутствуют. Они заменены на нижние заглушки стержневых ТВЭЛ. The proposed technical solution of the stated technical problem allows to reduce the volume fraction of structural materials by doubling the length between the spacing hexagonal gratings with the installation of removable support lodges between them, while reducing the number of zirconium spacing hexagonal gratings, and eliminating the marriage of rod-shaped fuel rods and spacing hexagonal gratings, and also improve assembly performance by eliminating downtime when the process is stopped to remove p controversial elements which in the inventive method are absent. They are replaced by the lower plugs of the rod fuel elements.

Для пояснения осуществления способа сборки тепловыделяющей сборки на чертежах представлены:
фиг.1 - тепловыделяющая сборка после сборки;
фиг. 2 - тепловыделяющая сборка в опорном съемном ложементе (разрез поперечный);
фиг. 3 - тепловыделяющая сборка между двух дистанционирующих гексагональных решеток с опорным съемным ложементом посредине, вид сбоку;
фиг.4 - ТВЭЛ с нижней заглушкой - распорным элементом.To explain the implementation of the method of Assembly of the fuel Assembly in the drawings presents:
figure 1 - fuel assembly after assembly;
FIG. 2 - fuel assembly in a support removable tool tray (cross section);
FIG. 3 - fuel assembly between two spacing hexagonal grids with a removable supporting tool tray in the middle, side view;
figure 4 - fuel rod with a bottom plug - spacer element.

Для осуществления способа сборки тепловыделяющей сборки ядерного реактора используют:
Стержневые ТВЭЛы 1-21-n с нижними заглушками 22 и верхними заглушками 23, опорную поверхность 24 для установки дистанционирующих гексагональных решеток 25 с каналами направляющими 26, съемные опорные ложементы 27, ячейки 28 в дистанционирующих гексагональных решетках с упругими упорами 29, нижнюю решетку 30 для крепления в ней нижних заглушек стержневых ТВЭЛ и закрепления хвостовика 31, а в верхней части головки 32.To implement the method of Assembly of the fuel Assembly of a nuclear reactor using:
Rod fuel elements 1-21-n with lower plugs 22 and upper plugs 23, supporting surface 24 for installing spacing hexagonal gratings 25 with guide channels 26, removable support lodges 27, cells 28 in spacing hexagonal gratings with elastic stops 29, lower grating 30 for attaching the lower plugs of the rod fuel elements in it and securing the shank 31, and in the upper part of the head 32.

Способ сборки тепловыделяющей сборки ядерного реактора осуществляют следующим образом. Для лучшего показа Способа сборки стержневые ТВЭЛы пронумерованы с 1 по 21 и... по "n". A method of assembling a fuel assembly of a nuclear reactor is as follows. For a better demonstration of the Assembly Method, the rod fuel elements are numbered from 1 to 21 and ... to "n".

Стержневые ТВЭЛы 1-21-"n" с нижней заглушкой 22 и верхней заглушкой 23 подвергают операции подготовки их поверхности к сборке, для чего в качестве защитного покрытия используют раствор поливинилового спирта 65±6 г/дм3 в дистиллированной воде, после чего стержневые ТВЭЛы сушат при 70-90oС с образованием твердого пленочного защитного покрытия.Rod fuel elements 1-21- "n" with a lower plug 22 and an upper plug 23 are subjected to the operation of preparing their surface for assembly, for which a solution of polyvinyl alcohol 65 ± 6 g / dm 3 in distilled water is used as a protective coating, followed by rod fuel rods dried at 70-90 o With the formation of a solid film protective coating.

На опорную поверхность 24 устанавливают дистанционирующие, гексагональные решетки 25, закрепленные в виде жесткого каркаса на каналах направляющих 26. Расстояние "L" между каждой парой дистанционирующих гексагональных решеток равно "L"=L1+L2, где L1 и L2 - допустимое расстояние, при котором прогиб консольного конца ТВЭЛа укладывается в требования бездефектной сборки тепловыделяющей сборки и составляет L1=255 мм и L2=255 мм. L= 255+255=510 мм.On the supporting surface 24, spacing hexagonal grids 25 are mounted, fixed in the form of a rigid frame on the guide channels 26. The distance "L" between each pair of spacing hexagonal grids is equal to "L" = L 1 + L 2 , where L 1 and L 2 are permissible the distance at which the deflection of the cantilever end of the fuel rod fits into the requirements of a defect-free assembly of the fuel assembly and is L 1 = 255 mm and L 2 = 255 mm. L = 255 + 255 = 510 mm.

Между каждой парой дистанционирующих гексагональных решеток 25 на расстоянии 255 мм как от одной, так и от другой дистанционирующих решеток 25 посредине устанавливают съемные опорные ложементы 27 из полимерного материала на одном уровне с нижними и боковыми гранями дистанционирующих гексагональных решеток 25, имеющих соосные ячейки 28 с упругими упорами 29 на боковых стенках. Координатная сетка последовательности ввода стержневых ТВЭЛов в соосные ячейки 28 дистанционирующих гексагональных решеток 25 состоит в следующем. Between each pair of spacing hexagonal lattices 25 at a distance of 255 mm from both one and the other spacing lattices 25 in the middle, removable support lodges 27 of polymer material are installed at the same level with the lower and side faces of the spacing hexagonal lattices 25 having coaxial cells 28 with elastic emphasis 29 on the side walls. The coordinate grid of the sequence for introducing rod fuel elements into the coaxial cells 28 of the spacing hexagonal grids 25 is as follows.

После самосмазывания поверхности стержневого ТВЭЛа в жидкой смазке глицерина 80-60% в дистиллированной воде стержневой ТВЭЛ 1 вводится в ячейку 28 нижнего угла дистанционирующей гексагональной решетки 25, затем стержневой ТВЭЛ 2 в ячейку 28 левой грани, стержневые ТВЭЛы 3, 4 в ячейки правой грани с использованием съемных опорных ложементов 27 между каждой парой дистанционирующих гексагональных решеток 25, предотвращающих прогиб стержневых ТВЭЛ. After self-lubricating the surface of the rod fuel rod in an 80-60% liquid glycerol lubricant in distilled water, the rod fuel rod 1 is introduced into the cell 28 of the lower angle of the spacing hexagonal lattice 25, then the rod fuel rod 2 into the cell 28 of the left side, the rod fuel rods 3, 4 into the cells of the right side with using removable support lodges 27 between each pair of spacing hexagonal gratings 25, preventing the deflection of the rod fuel elements.

Следующим вводится стержневой ТВЭЛ 5, используя при этом в качестве опорной поверхности для исключения прогиба поверхности стержневых ТВЭЛов 2, 1 и 3. По левой грани дистанционирующей гексагональной решетки 25 вводят стержневые ТВЭЛы 6, 7, используя для исключения прогиба съемные опорные ложементы 27, затем по горизонтальной линии вводят стержневые ТВЭЛы 8, используя поверхности стержневых ТВЭЛов 6, 2, 5 и 9, используя поверхности стержневых ТВЭЛов 5, 3, 4 для исключения прогиба. A rod fuel rod 5 is introduced next, while using rod 2, 1, and 3 as a support surface to prevent surface deflection of the rod fuel rods. Rod fuel rods 6, 7 are inserted along the left side of the spacing hexagonal lattice 25, using removable support lodges 27 to avoid deflection, then horizontal rods are introduced rod fuel rods 8, using the surface of the rod fuel rods 6, 2, 5 and 9, using the surface of the rod fuel rods 5, 3, 4 to prevent deflection.

Стержневые ТВЭЛы 10, 11 вводят по правой нижней грани дистанционирующей гексагональной решетки 25 с использованием для исключения прогиба съемные опорные ложементы между каждой парой дистанционирующих гексагональных решеток 25. При вводе стержневых ТВЭЛов 12, 13, 14 для исключения прогиба используются поверхности стержневых ТВЭЛов 10, 4, 9; 9, 5, 8 и 8, 6, 7. По левой грани вводят стержневые ТВЭЛы 15, 16, используя для исключения прогиба съемные опорные ложементы 27, а при вводе стержневых ТВЭЛов 17, 18, 19, 20 используются для исключения прогиба поверхности стержневых ТВЭЛов 15, 7, 14; 14, 8, 13; 13, 9, 12; 12, 10, 11. По нижней правой грани вводятся ТВЭЛ 21 и ТВЭЛ "n" с использованием поверхностей съемных опорных ложементов 27. Все вводы стержневых ТВЭЛ 1-21-n осуществляют нижней заглушкой 22 вперед, используя ее в качестве распорного элемента для соосных ячеек 28 дистанционирующих гексагональных решеток 25 и закрепления в нижней решетке 30. Rod fuel rods 10, 11 are inserted along the lower right side of the spacing hexagonal lattice 25 using removable support lodges between each pair of spacing hexagonal grids 25 to avoid deflection. When inserting rod fuel rods 12, 13, 14, the surfaces of rod fuel rods 10, 4, are used to exclude deflection. 9; 9, 5, 8, and 8, 6, 7. Rod fuel elements 15, 16 are introduced along the left side, using removable support lodges 27 to exclude deflection, and when rod fuel elements 17, 18, 19, 20 are inserted, they are used to exclude surface deflection of rod fuel elements 15, 7, 14; 14, 8, 13; 13, 9, 12; 12, 10, 11. The fuel elements 21 and the fuel elements "n" are inserted along the lower right side using the surfaces of the removable support tool posts 27. All the inputs of the rod fuel elements 1-21-n are carried out with the lower plug 22 forward, using it as a spacer element for the coaxial cells 28 spacing hexagonal gratings 25 and fixing in the lower grating 30.

По окончании сборки стержневые ТВЭЛы радиально фиксируются в ячейках 28 упругими упорами 29. К нижней решетке 30 с закрепленными в ней нижними заглушками 22 стержневых ТВЭЛов закрепляют хвостовик 31, а в верхней части к каналам направляющим 26 головку 32 и промывкой в горячей дистиллированной воде удаляют смазку и защитную пленку с стержневых ТВЭЛов с последующей сушкой. At the end of the assembly, the rod fuel elements are radially fixed in the cells 28 with elastic stops 29. A shank 31 is fixed to the lower grill 30 with the lower plugs 22 of the rod fuel elements fixed to it, and the head 32 is removed to the guiding channels 26 in the upper part and the grease is washed with hot distilled water and protective film from rod fuel elements with subsequent drying.

Опытная проверка способа дала положительный результат. На каждой тепловыделяющей сборке для ядерного реактора ВВЭР-1000 уменьшается количество дистанционирующих гексагональных решеток из циркониевого сплава на 7 шт., что в пересчете на весь реактор составит 7•163=1141 шт. При весе дистанционирующей гексагональной решетки из циркониевого сплава 500 г выводится из реактора 1140•500=570,5 кг циркониевого сплава, что свидетельствует о решении поставленной технической задачи при бездефектной сборке тепловыделяющей сборки. An experimental verification of the method gave a positive result. At each fuel assembly for a VVER-1000 nuclear reactor, the number of spacing hexagonal zirconium alloy lattices decreases by 7 units, which in terms of the entire reactor will be 7 • 163 = 1141 units. With the weight of the spacing hexagonal lattice made of zirconium alloy, 500 g is discharged from the reactor 1140 • 500 = 570.5 kg of zirconium alloy, which testifies to the solution of the technical problem with a defect-free assembly of the fuel assembly.

Claims (2)

1. Способ сборки тепловыделяющей сборки ядерного реактора, включающий операции расстановки на опорной поверхности на определенном расстоянии дистанционирующих гексагональных решеток с соосно размещенными ячейками, подготовки поверхности стержневого тепловыделяющего элемента с образованием на его поверхности защитной водорастворимой пленки, самосмазывания его в процессе сборки, ввод его в соосные ячейки дистанционирующих гексагональных решеток вместе с распорным элементом по координатной сетке с фиксацией его упорами, имеющимися на боковых поверхностях ячеек, закрепление концов стержневых ТВЭЛ в нижней решетке и удаление смазки и водорастворимой пленки промывкой в горячей дистиллированной воде с сушкой, отличающийся тем, что при увеличенной длине между дистанционирующими гексагональными решетками ограничения величины отклонения оси конца стержневого тепловыделяющего элемента достигают путем применения съемных опорных ложементов, которые размещают на уровне нижних и боковых граней дистанционирующих гексагональных решеток, сохраняя при этом допустимую длину между дистанционирующими гексагональными решетками и съемными опорными ложементами и изменением координатной сетки последовательности ввода стержневых тепловыделяющих элементов в соосные ячейки дистанционирующих гексагональных решеток путем ввода стержневого тепловыделяющего элемента вначале в ячейку нижнего угла дистанционирующей гексагональной решетки, затем в ячейку по левой грани, в две ячейки по правой грани с использованием съемных опорных ложементов, ввода стержневых тепловыделяющих элементов по горизонтальному ряду влево с использованием в качестве опорных ложементов размещенные внизу стержневые тепловыделяющие элементы, ввода двух стержневых тепловыделяющих элементов в ячейки по левой грани с использованием съемных опорных ложементов и по горизонтальному ряду вправо с использованием в качестве опорных ложементов размещенные внизу стержневые тепловыделяющие элементы до полной сборки тепловыделяющей сборки с использованием в качестве распорного элемента для ячеек нижнюю заглушку стержневого тепловыделяющего элемента. 1. A method of assembling a fuel assembly of a nuclear reactor, including the operation of arranging spacing hexagonal grids with coaxially placed cells on a supporting surface at a certain distance, preparing the surface of the core fuel element with the formation of a protective water-soluble film on its surface, self-lubricating it in the assembly process, putting it into coaxial cells of spacing hexagonal lattices together with a spacer element along the coordinate grid with fixation by its stops, available on the side surfaces of the cells, fixing the ends of the rod fuel elements in the lower lattice and removing grease and a water-soluble film by washing in hot distilled water with drying, characterized in that, with an increased length between the spaced hexagonal gratings, the deviation of the axis of the end of the rod fuel element is limited by using removable support lodges that are placed at the level of the lower and side faces of the spacing hexagonal gratings, while maintaining an acceptable length well, between the spacing hexagonal gratings and the removable support lodges and the change in the coordinate grid of the sequence for introducing rod heat-generating elements into the coaxial cells of the spacing hexagonal gratings by introducing the rod heat-generating element, first into the cell of the lower corner of the spacing hexagonal grating, then into the cell along the left side, into the cell along the left side, into two cells facets using removable support lodges, input rod fuel elements in a horizontal row to the left using rod heat-generating elements located below at the bottom of the fuel element, inputting two rod heat-generating elements into the cells on the left side using removable support lodges and to the right using the lodging rod fuel elements located at the bottom as supporting lodges until the fuel assembly is completely assembled with using as a spacer element for the cells of the bottom cap of the rod fuel element. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что допустимую длину между дистанционирующими гексагональными решетками и съемными опорными ложементами устанавливают не более 255 мм. 2. The method according to p. 1, characterized in that the permissible length between the spacing hexagonal gratings and removable supporting lodgements set no more than 255 mm
RU2000116577/06A 2000-06-22 2000-06-22 Method for producing nuclear reactor fuel assembly RU2195720C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2000116577/06A RU2195720C2 (en) 2000-06-22 2000-06-22 Method for producing nuclear reactor fuel assembly

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2000116577/06A RU2195720C2 (en) 2000-06-22 2000-06-22 Method for producing nuclear reactor fuel assembly

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2000116577A RU2000116577A (en) 2002-04-27
RU2195720C2 true RU2195720C2 (en) 2002-12-27

Family

ID=20236795

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2000116577/06A RU2195720C2 (en) 2000-06-22 2000-06-22 Method for producing nuclear reactor fuel assembly

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2195720C2 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2642667C2 (en) * 2015-01-23 2018-01-25 Кепко Ньюклеар Фьюэл Ко., Лтд. Composition of water-soluble coating for protecting nuclear fuel core surface

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2642667C2 (en) * 2015-01-23 2018-01-25 Кепко Ньюклеар Фьюэл Ко., Лтд. Composition of water-soluble coating for protecting nuclear fuel core surface
US9988549B2 (en) 2015-01-23 2018-06-05 Kepco Nuclear Fuel Co., Ltd. Water-soluble coating composition for surface protection of nuclear fuel rod

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4885127A (en) Nuclear fuel rod support grid with attachable spring and dimple support spacers
US4652425A (en) Bottom grid mounted debris trap for a fuel assembly
EP0425856A1 (en) Fuel assembly and rod for optimal fuel utilization
EP0384220A2 (en) Nuclear fuel-rod support grid
EP0184134B1 (en) Method of operating of a light water moderated and cooled nuclear reactor
WO2010074592A1 (en) Fuel assembly for a light-water nuclear reactor (embodiments), light-water nuclear reactor and fuel element of the fuel assembly
JPH11502022A (en) Fuel loading and operation method of reactor core
US6504889B1 (en) Method of operating reactor
US11338398B2 (en) Spacer grid welding fixture
EP2088600A1 (en) Core of a boiling water reactor
RU2195720C2 (en) Method for producing nuclear reactor fuel assembly
US20090196391A1 (en) Core of a Boiling Water Reactor
JPS62184389A (en) Fuel rod for reactor fuel aggregate
JPS6147584A (en) Control rod structure of boiling water type reactor
RU2428756C1 (en) Coverless fuel assembly with hexagonal fuel grid of water-cooled power reactor (versions)
KR20090021504A (en) Easy release and coupling joint between guide tube and upper-end-fitting which has an inner-extension with locking device
US11289211B2 (en) Method of installing an external dashpot tube around a control rod guide tube in a nuclear fuel assembly
RU2728894C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly (versions)
US10770188B2 (en) Nuclear reactor fuel assembly and method for producing same
US4678625A (en) Method of straightening bowed irradiated fuel assemblies
US6259756B1 (en) Control blade sequence patterns for optimization of BWR power control
KR100800094B1 (en) Anti-fretting wear spacer grid with table shape spring
RU2647707C1 (en) Fuel assembly of nuclear reactor and a method of its producing
RU2532261C1 (en) Apparatus for spacing fuel elements
RU2524172C1 (en) Production of spacer grate

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20090623