RU2236712C2 - Control fuel assembly of pressurized water reactors - Google Patents
Control fuel assembly of pressurized water reactors Download PDFInfo
- Publication number
- RU2236712C2 RU2236712C2 RU2002128466/06A RU2002128466A RU2236712C2 RU 2236712 C2 RU2236712 C2 RU 2236712C2 RU 2002128466/06 A RU2002128466/06 A RU 2002128466/06A RU 2002128466 A RU2002128466 A RU 2002128466A RU 2236712 C2 RU2236712 C2 RU 2236712C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- rod
- mass
- uranium dioxide
- shell
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Область техники, к которой относится изобретениеFIELD OF THE INVENTION
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается конструкции тепловыделяющих сборок, используемых для двойной функции: энерговыделения и регулирования потока нейтронов, особенно в ядерных реакторах с водой под давлением типа ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор для энергоблока с электрической мощностью 440 МВт).The invention relates to nuclear energy and relates to the design of fuel assemblies used for a dual function: energy release and regulation of the neutron flux, especially in nuclear reactors with water under pressure of the WWER-440 type (pressurized water reactor for a power unit with an electric power of 440 MW).
Уровень техникиState of the art
Проблема повышения безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами типа ВВЭР-440 имеет различные пути решения. В настоящее время данная задача решается, в основном, за счет повышения надежности защитных систем, совершенствованием отдельных узлов, оптимизацией режимов и регламента эксплуатации и т.д. При этом практически не затрагиваются вопросы по существенному улучшению охлаждения тепловыделяющих элементов, в тепловыделяющих сборках, особенно в аварийных режимах. Такой подход обусловлен в значительной степени многолетним достаточно успешным опытом проектирования и эксплуатации стержневых тепловыделяющих элементов, используемых как в составе обычных тепловыделяющих сборок, так и в составе регулирующих сборок (АРК).The problem of improving the safety of existing and newly designed NPPs with pressurized water reactors of the WWER-440 type has various solutions. Currently, this problem is being solved, mainly by increasing the reliability of protective systems, improving individual components, optimizing modes and operating procedures, etc. At the same time, practically no questions are raised about a significant improvement in the cooling of fuel elements in fuel assemblies, especially in emergency conditions. This approach is largely due to many years of fairly successful experience in the design and operation of rod fuel elements used both as part of conventional fuel assemblies and as part of control assemblies (ARC).
Известна регулирующая тепловыделяющая сборка реактора ВВЭР-440, содержащая поглощающую верхнюю часть и тепловыделяющую нижнюю часть (В.В.Зверков, Е.И.Игнатенко, Ядерная паро-производящая установка с ВВЭР-440, Библиотека эксплуатационника, М., Энергоатомиздат, 1987, с.17-20). Известная АРК является рабочим органом системы управления и защиты (СУЗ) и обеспечивает быстрое прекращение ядерной реакции в реакторе путем введения в активную зону поглотителя нейтронов и одновременно выведения из активной зоны ее тепловыделяющей части. В таком режиме сборка функционирует как аварийный орган регулирования. В процессе эксплуатации реактора посредством сборки осуществляют автоматическое регулирование в целях поддержания мощности реактора на заданном уровне мощности и перевода его с одного уровня мощности на другой. Сборка используется также для компенсации изменения реактивности (отравление реактора, мощностной и температурный эффекты) за счет частичного или полного выведения поглотителя из активной зоны.Known regulating the fuel assembly of the VVER-440 reactor, containing the absorbing upper part and the lower fuel part (V.V. Zverkov, E.I. Ignatenko, Nuclear steam-generating installation with VVER-440, Operating Library, M., Energoatomizdat, 1987, p. 17-20). The well-known ARC is the working body of the control and protection system (CPS) and ensures the rapid termination of a nuclear reaction in the reactor by introducing a neutron absorber into the active zone and simultaneously removing its fuel part from the active zone. In this mode, the assembly functions as an emergency regulatory authority. During the operation of the reactor through the assembly, automatic regulation is carried out in order to maintain the reactor power at a given power level and transfer it from one power level to another. The assembly is also used to compensate for changes in reactivity (reactor poisoning, power and temperature effects) due to the partial or complete removal of the absorber from the core.
Изначально в реактор устанавливают тепловыделяющую часть, в головку которой затем вставляют хвостовик поглощающей части. Соединение частей осуществлено посредством промежуточной штанги, которая проходит через поглощающую часть и посредством захвата сцепляется с головкой тепловыделяющей части. С верхней частью промежуточной штанги сцеплена рейка привода АРК, посредством которого осуществляется перемещение сборки от крайнего верхнего положения, при котором поглощающая часть полностью выведена из активной зоны, до крайнего нижнего положения, при котором поглощающая часть полностью введена в активную зону, а тепловыделяющая часть выведена из нее.Initially, a fuel part is installed in the reactor, and a shank of the absorbing part is then inserted into its head. The connection of the parts is carried out by means of an intermediate rod, which passes through the absorbing part and by gripping engages with the head of the fuel part. The drive rail of the ARC is coupled to the upper part of the intermediate rod, by means of which the assembly is moved from the extreme upper position, at which the absorbing part is completely removed from the active zone, to the extreme lower position, at which the absorbing part is completely inserted into the active zone, and the heat-generating part is removed from her.
Во внутренней полости поглощающей части установлен вкладыш трубчатой формы из бористой стали, который является поглотителем нейтронов.A tubular-shaped liner made of boron steel, which is a neutron absorber, is installed in the inner cavity of the absorbing part.
При функционировании сборки в составе активной зоны в области стыковочного узла между поглощающей и тепловыделяющей частями имеет место всплеск потока тепловых нейтронов, поскольку полость стыковочного узла заполнена водой. Изменение положения сборки по высоте активной зоны приводит к увеличению всплеска потока тепловых нейтронов, что оказывает негативное влияние на параметры рабочих тепловыделяющих сборок, находящихся в непосредственной близости от регулирующей сборки. В результате имеет место неоднородность энерговыделения по высоте и радиусу активной зоны.When the assembly is functioning as part of the core in the area of the docking unit between the absorbing and heat-generating parts, there is a surge in the flux of thermal neutrons, since the cavity of the docking unit is filled with water. Changing the position of the assembly along the height of the active zone leads to an increase in the burst of thermal neutron flux, which has a negative effect on the parameters of the working fuel assemblies located in the immediate vicinity of the regulatory assembly. As a result, there is a non-uniform energy release along the height and radius of the core.
Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату к описываемой является регулирующая тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая поглощающую нейтроны надставку, соединенную с тепловыделяющей частью, содержащую гексагональные дистанционирующие решетки, в ячейках которых размещен пучок стержневых тепловыделяющих элементов с топливным сердечником из диоксида урана, заключенным в оболочку (WO 94/05013, G 21 С 7/103, 03.03.94).The closest in technical essence and the achieved result to the described one is a regulating fuel assembly of a water-water power reactor containing a neutron-absorbing extension connected to a fuel part, containing hexagonal spacing grids, in the cells of which there is a beam of rod fuel elements with a fuel core of dioxide dioxide enclosed in a shell (WO 94/05013, G 21
В известной сборке использован промежуточный поглотитель, который является частью блока, удерживающего стержневые тепловыделяющие элементы, и представляет собой элементы из гафния, выполненные, в частности в виде стержней. Стержни примыкают к торцу решетки с отверстиями для прохода воды и идут между тепловыделяющими элементами в область головной части пучка, в область, соответствующую компенсационному объему и верхней части тепловыделяющих элементов, т.е. в область головной части пучка тепловыделяющих элементов.In the known assembly, an intermediate absorber is used, which is part of a block holding rod heat-generating elements, and represents elements of hafnium, made, in particular, in the form of rods. The rods are adjacent to the end of the grating with openings for the passage of water and go between the fuel elements to the area of the head of the beam, to the region corresponding to the compensation volume and the upper part of the fuel elements, i.e. in the region of the head of the beam of fuel elements.
Элементы из гафния обладают высокой физической эффективностью и сильно “заваливают” поля энерговыделения в нескольких рядах тепловыделяющих элементов, окружающих кассету АРК, и уменьшают всплеск потока тепловых нейтронов в области стыковочного узла и тем самым снижают локальные всплески энерговыделения на тепловыделяющих элементах рабочих кассет соседних с регулирующей тепловыделяющей сборкой.Hafnium elements have high physical efficiency and strongly “overwhelm” the energy release fields in several rows of heat-generating elements surrounding the ARC cassette, and reduce the burst of thermal neutron flux in the area of the docking unit and thereby reduce local bursts of energy release on the heat-generating elements of the working cassettes adjacent to the regulating heat-generating element assembly.
Наряду с модернизацией, касающейся наличия гафниевых стержней в области стыковочного узла, в известной сборке уменьшены наружный и внутренний диаметры стержневых тепловыделяющих элементов и их количество. В пучке известной АРК реактора ВВЭР-440 содержится 120 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром от 8,80·10-3 м и внутренним диаметром 7,70·10-3 м и имеющих среднюю линейную тепловую нагрузку на твэл 13,57 кВт/м. Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в известной конструкции АРК. Однако следует отметить, что в случае перегрева оболочек твэлов, возникающего при изменении условий их охлаждения, может произойти разгерметизация и даже разрушение твэлов. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР-440, обуславливает его высокую температуру при работе в режимах нормальной эксплуатации, относительно большое количество аккумулированного тепла и, как следствие, при аварии с обесточиванием АЭС и при аварии с потерей теплоносителя это приводит к значительному разогреву оболочек твэлов в первые несколько секунд. Достигаемые при авариях с потерей теплоносителя температуры при использовании таких АРК в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэл. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-440, твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки более 900°С. В то же время, в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до (600-650)°С. Следует также отметить, что несмотря на выигрыш в топливоиспользовании ~6% (или 6 суток в продолжительности цикла) при том же обогащении в четырехгодичном топливном цикле, достигаемый при использовании указанных твэлов по сравнению со штатными твэлами за счет повышения водо-уранового отношения в известной сборке приводит:Along with the modernization regarding the availability of hafnium rods in the area of the docking unit, the outer and inner diameters of the rod fuel elements and their number are reduced in the known assembly. The beam of the well-known ARC of the VVER-440 reactor contains 120 rod fuel elements made with an outer diameter of 8.80 · 10 -3 m and an inner diameter of 7.70 · 10 -3 m and having an average linear thermal load on the fuel element of 13.57 kW / m Such a fuel rod provides a relatively high level of fuel burnup in the known design of the ARC. However, it should be noted that in the event of an overheat of the cladding of the fuel rods that occurs when the conditions for their cooling change, depressurization and even destruction of the fuel rods can occur. The fact is that the low thermal conductivity of the oxide fuel used in the VVER-440 reactors causes its high temperature during normal operation, a relatively large amount of accumulated heat and, as a result, in an accident with de-energized nuclear power plants and in an accident with loss of coolant leads to a significant heating of the cladding of the fuel rods in the first few seconds. The temperatures achieved during accidents with loss of coolant when using such ARCs are largely dependent on the initial thermal linear loads on the fuel element. So, with a large leak of the primary circuit of the VVER-440 reactor, fuel elements with a maximum heat load by the fifth second have an estimated sheath temperature of more than 900 ° C. At the same time, under the same conditions, fuel rods with a load close to average are heated to (600-650) ° С. It should also be noted that despite the gain in fuel use of ~ 6% (or 6 days in the cycle duration) with the same enrichment in the four-year fuel cycle, achieved when using these fuel rods compared to standard fuel rods due to an increase in the water-uranium ratio in the known assembly leads:
- к увеличению тепловых нагрузок на твэл, к более высоким коэффициентам неравномерности мощности по активной зоне и в сборках, к положительному коэффициенту реактивности по температуре теплоносителя для всего температурного диапазона разогрева активной зоны (до 260°С) и к отрицательному коэффициенту реактивности по плотности теплоносителя до ~150°С,- to an increase in thermal loads on a fuel rod, to higher coefficients of power unevenness in the core and in assemblies, to a positive coefficient of reactivity in the temperature of the coolant for the entire temperature range of heating the core (up to 260 ° C) and to a negative coefficient of reactivity in the density of the coolant to ~ 150 ° C
- к снижению запасов до кризиса теплообмена,- to reduce stocks before the heat transfer crisis,
- к ухудшению термомеханических характеристик твэл (повышению температуры топлива ~ на 220°С вначале кампании и на ~60°С в конце кампании, увеличению деформаций оболочки), хотя эти отличия незначительны в количественном отношении, но они могут быть существенными при протекании проектных аварий и привести к увеличению количества разгерметизированных твэлов и выбросу активности.- to deterioration of thermomechanical characteristics of fuel elements (increase of fuel temperature by ~ 220 ° С at the beginning of the campaign and by ~ 60 ° С at the end of the campaign, increase of shell deformations), although these differences are insignificant in quantitative terms, but they can be significant in the course of design basis accidents and lead to an increase in the number of depressurized fuel elements and the release of activity.
Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что, с точки зрения предотвращения возможности разгерметизации твэлов применительно к авариям с потерей теплоносителя, предельные температуры оболочек не должны превышать уровень (700-750)°С. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-440 снизить максимальные тепловые линейные нагрузки путем разумного уменьшения диаметра твэлов и увеличения их количества в тепловыделяющих сборках (ТВС) и АРК, то возможный разогрев оболочек не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. В особенности данная проблема усугубляется при повышении глубины выгорания топлива, когда работоспособность твэлов даже в нормальных условиях эксплуатации близка к предельно допустимой.Experimental and computational studies show that, from the point of view of preventing the possibility of depressurization of fuel rods in relation to accidents with loss of coolant, the limiting temperatures of the shells should not exceed the level of (700-750) ° С. Therefore, if in the core of the VVER-440 reactor the maximum thermal linear loads are reduced by reasonably reducing the diameter of the fuel rods and increasing their number in fuel assemblies (FA) and ARC, then the possible heating of the shells would not exceed the aforementioned temperature limit. This fundamentally solves the problem of possible depressurization of fuel rods at the initial stage of an accident with loss of coolant. In particular, this problem is aggravated by increasing the fuel burnup depth, when the fuel rod performance, even under normal operating conditions, is close to the maximum permissible.
Из вышеизложенного следует, что для повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР-440 необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра при увеличенном их числе в ТВС и АРК (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатным ТВС и АРК водо-уранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения приемлемых нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-440, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора.It follows from the foregoing that, in order to increase the safety level of operating and newly designed NPPs with VVER-440, it is necessary to develop rod fuel rods of a container structure of reduced diameter with an increased number of fuel assemblies and ARCs (provided that the reactor power and water-uranium fuel are close to the standard fuel assemblies and ARCs) fuel grate relationships), which will fundamentally solve the problem of possible depressurization of fuel rods at the initial stage of an accident with loss of coolant. In addition, when developing the modernized core of the VVER-440 reactor, it is necessary to select the main parameters from the condition of maximum preservation of the design of the core and the nuclear power plant, as well as ensuring acceptable neutron-physical and thermal hydraulic characteristics close to the standard characteristics of the core of the VVER-440 reactor, since the objective of the present invention is not to develop a fundamentally new reactor.
Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, которые сводятся к следующему:This approach causes certain restrictions imposed on the selection of the main parameters of the modernized core, which boil down to the following:
- шаг (147+/-0.3 мм) между осями ТВС и АРК и их высоты в модернизированной активной зоне должны быть такими же, как и в штатных конструкциях ТВС и АРК ВВЭР-440;- the step (147 +/- 0.3 mm) between the axes of the fuel assembly and the ARC and their heights in the modernized core should be the same as in the standard structures of the fuel assembly and the VVER-440 ARC;
- отличия размера “под ключ” и высоты топливных сердечников модернизированных сборок, по сравнению со штатными конструкциями сборок ВВЭР-440, не должны превышать 1,5% и 2,5%, соответственно;- differences in turnkey size and height of fuel cores of upgraded assemblies, as compared to standard designs of VVER-440 assemblies, should not exceed 1.5% and 2.5%, respectively;
- диаметр твэлов и их количество в модернизированных ТВС и АРК должны обеспечивать снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны;- the diameter of the fuel rods and their number in the upgraded fuel assemblies and the ARC should provide a decrease in linear thermal loads in the fuel rods of the upgraded core;
- уменьшение загрузки топлива в модернизированных ТВС и АРК, по сравнению со штатными конструкциями ТВС и АРК реактора ВВЭР-440, не должно превышать 10%;- reduction in fuel loading in upgraded fuel assemblies and ARCs, in comparison with standard designs of fuel assemblies and ARCs of the VVER-440 reactor, should not exceed 10%;
- для обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки уменьшение загрузки топлива в модернизированной сборке, по сравнению со штатной конструкцией сборки должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной сборке по oтношению к штатной сборке;- to ensure the projected duration of the fuel load operation, the decrease in fuel load in the upgraded assembly, in comparison with the standard assembly design, should be compensated by an increase in the burnup depth in the upgraded assembly in relation to the standard assembly;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированных сборках по сравнению со штатными конструкциями сборок не должно превышать имеющихся запасов по напору главного циркуляционного насоса (ГЦН) реактора ВВЭР-440;- an increase in hydraulic friction losses in modernized assemblies as compared with standard assembly designs should not exceed the available reserves for the pressure of the main circulation pump (MCP) of the VVER-440 reactor;
- количество, диаметр и размещение органов СУЗ должно быть таким же, как и в штатной конструкции активной зоны реактора ВВЭР-440.- the number, diameter and placement of the CPS bodies should be the same as in the standard design of the VVER-440 reactor core.
Сущность изобретенияSUMMARY OF THE INVENTION
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание новых регулирующих тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, обладающих улучшенными характеристиками, в частности, повышенной безопасностью и надежностью при эксплуатации вновь проектируемых и действующих реакторов, позволяющими скомпенсировать повышенную себестоимость модернизированной АРК и получить в целом увеличение экономической эффективности.The objective of the present invention is the development and creation of new regulatory fuel assemblies of a pressurized-water power reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW, having improved characteristics, in particular, increased safety and reliability in the operation of newly designed and existing reactors, allowing to compensate for the increased cost of the modernized ARC and get an overall increase in economic efficiency.
В результате решения данной задачи при реализации изобретения могут быть получены технические результаты, заключающиеся в снижении тепловых нагрузок тепловыделяющих элементов, уменьшении вероятности разгерметизации оболочек твэлов, снижении неравномерности энерговыделения, расширении диапазона маневрирования мощностью реактора и улучшении характеристик топливоиспользования за счет повышения глубины выгорания ядерного топлива.As a result of solving this problem during the implementation of the invention, technical results can be obtained consisting in reducing the thermal loads of the fuel elements, reducing the likelihood of depressurization of the claddings of the fuel rods, reducing the unevenness of energy release, expanding the range of maneuvering of the reactor power and improving fuel consumption by increasing the burnup depth of nuclear fuel.
Данные технические результаты достигаются тем, что в регулирующей тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора, содержащей поглощающую нейтроны надставку, соединенную с тепловыделяющей частью, содержащей гексагональные дистанционирующие решетки, в ячейках которых размещен пучок стержневых тепловыделяющих элементов с топливным сердечником из диоксида урана, заключенным в оболочку, отличающейся тем, что дистанционирующие решетки содержат 217 ячеек для пучка, содержащего от 174 до 216 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м и от 5,09·10-3 м до 6,79·10-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 69,16 кг до 159,25 кг или дистанционирующие решетки содержат 169 ячеек для пучка, содержащего от 132 до 168 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7,80·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 6,62·10-3 м до 7,47·10-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 88,67 кг до 149,53 кг.These technical results are achieved in that in a regulating fuel assembly of a pressurized water reactor containing a neutron-absorbing extension connected to a heat generating part containing hexagonal spacer grids, in the cells of which there is a bundle of rod fuel elements with a uranium dioxide fuel core enclosed in a shell characterized in that the spacer grids contain 217 cells for a beam containing from 174 to 216 rod fuel elements in with outer and inner shell diameters from 6.00 · 10 -3 m to 8.00 · 10 -3 m and from 5.09 · 10 -3 m to 6.79 · 10 -3 m, respectively, and the mass of dioxide uranium in the beam is selected from 69.16 kg to 159.25 kg or spacer grids contain 169 cells for the beam containing from 132 to 168 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 7.80 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m and from 6.62 · 10 -3 m to 7.47 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam was selected from 88.67 kg to 149.53 kg.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что дистанционирующие решетки содержат 217 ячеек для пучка, содержащего от 174 до 216 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м и от 5,09·10-3 м до 6,79·10-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 69,16 кг до 151,25 кг или дистанционирующие решетки содержат 169 ячеек для пучка, содержащего от 132 до 168 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7,80·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 6,62·10-3 м до 7,47·10-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 88,67 кг до 149,53 кг, что характеризует новую концепцию АРК и ТВС реактора ВВЭР-440 и, соответственно, активных зон реактора ВВЭР-440, обладающих повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку каркас, с помощью которого обеспечивается крепление пучка стержневых твэлов в сборке, должен быть аналогичен каркасу штатной сборки реактора ВВЭР-440, а значение водо-уранового отношения топливной решетки должно быть близким к значению штатной сборки (водо-урановое отношение ячейки штатной сборки - 1,47), то в дистанционирующих решетках выполнены 217 ячеек для пучка, содержащего от 174 до 216 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м и от 5,09·10-3 м до 6,79·10-3 м, соответственно, и массой диоксида урана в пучке от 69,16 кг до 159,25 кг или в дистанционирующих решетках выполнены 169 ячеек для пучка, содержащего от 132 до 168 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7,80·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 6,62·10-3 м до 7,47·10-3 м, соответственно, и массой диоксида урана в пучке от 88,67 кг до 149,53 кг, поэтому средняя линейная нагрузка на твэлы модернизированной АРК уменьшается в (1,46-2,03) раза, при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам ВВЭР-440. Или, как показывают расчеты, можно повысить тепловую мощность активной зоны, при условии сохранения требуемой безопасности эксплуатации реактора, на величину до 3,6%, что необходимо для компенсации повышенной стоимости модернизированных ТВС и АРК.A distinctive feature of the present invention is that the spacer grids contain 217 cells for a beam containing from 174 to 216 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 6.00 · 10 -3 m to 8.00 · 10 -3 m and from 5.09 · 10 -3 m to 6.79 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam is selected from 69.16 kg to 151.25 kg or the spacer grids contain 169 cells for a beam containing from 132 to 168 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 7.80 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m and from 6.62 · 10 -3 m to 7.47 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam is selected from 88.67 kg to 149.53 kg, which characterizes the new concept of the ARC and fuel assemblies of the VVER-440 reactor and, accordingly, the active zones of the VVER reactor -440, with increased performance, both in normal operating conditions and in emergency conditions, and is due to the following. Since the framework by which the beam of fuel rods is secured in the assembly must be similar to the standard assembly frame of the VVER-440 reactor, and the water-uranium ratio of the fuel grate should be close to the standard assembly (the water-uranium ratio of the standard assembly cell is 1 47), then in the spacer grids 217 cells are made for a bundle containing from 174 to 216 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 6.00 · 10 -3 m to 8.00 · 10 -3 m and from 5.09 · 10 -3 m to 6.79 · 10 -3 m, respectively, and the mass of ur 169 cells were made in a bundle from 69.16 kg to 159.25 kg or in spacer grids for a bundle containing from 132 to 168 rod fuel elements with outer and inner clad diameters of 7.80 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m and from 6.62 · 10 -3 m to 7.47 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam from 88.67 kg to 149.53 kg, therefore, the average linear load on the fuel rods modernized ARC decreases (1.46-2.03) times, provided that the rated power of the reactors is maintained and the neutron-physical and thermohydraulic characteristics are close to the standard characteristics VVER-440. Or, as calculations show, it is possible to increase the thermal power of the core, provided that the required safety of the reactor is maintained, by up to 3.6%, which is necessary to compensate for the increased cost of upgraded fuel assemblies and ARCs.
Целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 110,36 кг до 136,08 кг, от 7,00·10-3 м до 7,50·10-3 м и от 5,94·10-3 м до 6,36·10-3 м, соответственно, для пучка из (204-210) стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 107,49 кг до 131,68 кг, от 7,90·10-3 м до 8,40·10-3 м и от 6,70·10-3 м до 7,13·10-3 м, соответственно, для пучка из (156-162) стержневых тепловыделяющих элементов.It is advisable that the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the rod fuel element, be from 110.36 kg to 136.08 kg, from 7.00 · 10 -3 m to 7.50 · 10 -3 m and from 5 , 94 · 10 -3 m to 6.36 · 10 -3 m, respectively, for a beam of (204-210) rod fuel elements or the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the rod fuel element ranged from 107.49 kg to 131.68 kg, from 7.90 · 10 -3 m to 8.40 · 10 -3 m and from 6.70 · 10 -3 m to 7.13 · 10 -3 m, respectively, for a beam of (156-162) of rod fuel elements.
Также целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 109,89 кг до 135,24 кг, от 7,20·10-3 м до 7,70·10-3 м и от 6,11·10-3 м до 6,53·10-3 м, соответственно, для пучка из (192-198) стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 104,31 кг до 127,80 кг, от 8,10·10-3 до 8,60·10-3 м и от 6,74·10-3 м до 7,15·10-3 м, соответственно, для пучка из (144-150) стержневых тепловыделяющих элементов.It is also advisable that the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the core fuel element, be from 109.89 kg to 135.24 kg, from 7.20 · 10 -3 m to 7.70 · 10 -3 m and 6.11 · 10 -3 m to 6.53 · 10 -3 m, respectively, for a beam of (192-198) rod fuel elements or the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the rod fuel element ranged from 104, 31 kg to 127.80 kg, from 8.10 · 10 -3 to 8.60 · 10 -3 m and from 6.74 · 10 -3 m to 7.15 · 10 -3 m, respectively, for a beam of (144-150) rod fuel elements s.
Кроме того, целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 108,83 кг до 133,73 кг, от 7,40·10-3 м до 7,90·10-3 м и от 6,28·10-3 м до 6,70·10-3 м, соответственно, для пучка из 180-186 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 104,96 кг до 120,33 кг, от 8,30·10-3 м до 8,70·10-3 м и от 7,04·10-3 м до 7,38·10-3 м, соответственно, для пучка из 138 стержневых тепловыделяющих элементов.In addition, it is advisable that the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the rod fuel element ranged from 108.83 kg to 133.73 kg, from 7.40 · 10 -3 m to 7.90 · 10 -3 m and from 6.28 · 10 -3 m to 6.70 · 10 -3 m, respectively, for a beam of 180-186 rod fuel elements or the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the rod fuel element ranged from 104, 96 kg to 120.33 kg, from 8.30 · 10 -3 m to 8.70 · 10 -3 m and from 7.04 · 10 -3 m to 7.38 · 10 -3 m, respectively, for the beam of 138 rod fuel elements entov.
Не менее целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 116,85 кг до 132,60 кг, от 7,00·10-3 м до 7,30·10-3 м и от 5,94·10-3 м до 6,19·10-3 м, соответственно, для пучка из 216 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 112,98 кг до 126,98 кг, от 7,80·10-3 м до 8,10·10-3 м и от 6,62·10-3 м до 6,87·10-3 м, соответственно, для пучка из 168 стержневых тепловыделяющих элементов.It is equally advisable that the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the rod fuel element, be from 116.85 kg to 132.60 kg, from 7.00 · 10 -3 m to 7.30 · 10 -3 m and from 5.94 · 10 -3 m to 6.19 · 10 -3 m, respectively, for a beam of 216 rod fuel elements or the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner shell diameters of the rod fuel element are from 112.98 kg to 126.98 kg, from 7.80 · 10 -3 m to 8.10 · 10 -3 m and from 6.62 · 10 -3 m to 6.87 · 10 -3 m, respectively, for a beam of 168 rod fuel elements .
Наиболее целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 110,96 кг до 128,29 кг, от 7,60·10-3 м до 8,00·10-3 м и от 6,45·10-3 м до 6,79·10-3 м, соответственно, для пучка из 174 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 102,83 кг до 117,73 кг, от 8,40·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 7,13·10-3 м до 7,46·10-3 м, соответственно, для пучка из 132 стержневых тепловыделяющих элементов.It is most advisable that the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the rod fuel element, be from 110.96 kg to 128.29 kg, from 7.60 · 10 -3 m to 8.00 · 10 -3 m and 6.45 · 10 -3 m to 6.79 · 10 -3 m, respectively, for a beam of 174 rod fuel elements or the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the rod fuel element ranged from 102.83 kg to 117 , 73 kg, from 8.40 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m and from 7.13 · 10 -3 m to 7.46 · 10 -3 m, respectively, for a bundle of 132 rod fuel elemento in.
Также целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 111,79 кг до 129,41 кг, от 7,50·10-3 м по 7,90·10-3 м и от 6,36·10-3 м до 6,70·10-3 м, соответственно, для пучка из 180 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 104,96 кг до 120,33 кг, от 8,30·10-3 м до 8,70·10-3 м и от 7,04·10-3 м до 7,38·10-3 м, соответственно, для пучка из 138 стержневых тепловыделяющих элементов.It is also advisable that the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the rod fuel element, be from 111.79 kg to 129.41 kg, from 7.50 · 10 -3 m to 7.90 · 10 -3 m and from 6.36 · 10 -3 m to 6.70 · 10 -3 m, respectively, for a beam of 180 rod fuel elements or the mass of uranium dioxide in the beam, the outer and inner diameters of the shell of the rod fuel element ranged from 104.96 kg to 120 , 33 kg, from 8.30 · 10 -3 m to 8.70 · 10 -3 m and from 7.04 · 10 -3 m to 7.38 · 10 -3 m, respectively, for a bundle of 138 rod fuel elements.
Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение вышеуказанных новых технических результатов. Действительно, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 8,8·10-3 м для АРК реактора ВВЭР-440. Однако выбор лишь единичного значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений внутренних и наружных диаметров оболочки твэла, соответствующего диапазона массы топлива и их взаимосвязи, а также без указания диапазона значений отношения высоты топливного сердечника к длине регулирующей тепловыделяющей сборки (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинация величин, составляющих отмеченные пары диапазонов внутренних и наружных диаметров твэлов, без выбора величины массы топлива (диоксида урана), приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значения водо-уранового отношения топливной решетки, и/или греющей поверхности твэлов, которое позволяет принципиально решить (при условии сохранения мощности реактора) поставленную задачу.It should be emphasized that only the entire set of essential features provides a solution to the problem of the invention and the receipt of the above new technical results. Indeed, fuel rods with an outer cladding diameter of 8.8 · 10 -3 m are known for the ARC of the VVER-440 reactor. However, the choice is only a single value of the outer diameter of the cladding of a fuel rod without indicating the ranges of the necessary values of the inner and outer diameters of the cladding of the fuel rod, the corresponding range of the mass of fuel and their relationship, as well as without specifying the range of values of the ratio of the height of the fuel core to the length of the regulating fuel assembly (which involves combinations of specific quantities) does not allow to realize new technical results. In addition, the combination of values that make up the marked pairs of ranges of the inner and outer diameters of the fuel rods, without choosing the mass of the fuel (uranium dioxide), leads to the possibility of non-compliance with the permissible change in the water-uranium ratio of the fuel grate, and / or the heating surface of the fuel rods, which allows solve (subject to maintaining reactor power) the task.
Перечень фигур чертежей.The list of figures drawings.
На фиг.1 изображен вариант продольного разреза модернизированной в соответствии с настоящим изобретением регулирующей тепловыделяющей сборки для реактора ВВЭР-440, на фиг.2 изображен вариант поперечного сечения дистанционирующей решетки с пучком тепловыделяющих элементов, на фиг.3 изображен вариант продольного разреза тепловыделяющего элемента для модернизированной АРК реактора ВВЭР-440, на фиг.4 показано поперечное сечение модернизированной регулирующей тепловыделяющей сборки, а на фиг.5 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и модернизированного твэла, используемого в описываемой АРК для реактора ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду 500.Figure 1 shows a variant of a longitudinal section of a regulating fuel assembly modernized in accordance with the present invention for a VVER-440 reactor; figure 2 shows a variant of a cross-section of a spacer grid with a beam of fuel elements; figure 3 shows a longitudinal section of a fuel element for a modernized ARC of the VVER-440 reactor, figure 4 shows a cross section of a modernized regulating fuel assembly, and figure 5 presents curves characterizing the change the maximum cladding temperature of the most energy-intensive standard and upgraded fuel rod used in the described ARC for the VVER-440 reactor in case of an accident with pipeline rupture DN 500.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения.Information confirming the possibility of carrying out the invention.
Описываемая регулирующая тепловыделяющая сборка содержит шестигранный чехол - поглощающую нейтроны надставку 1, соединенную с тепловыделяющей частью 2, внутри которой расположен пучок 3 тепловыделяющих элементов 4 с оболочкой 5, внутри которой расположен топливный сердечник 6 (см. фиг.1 - фиг.3). Тепловыделяющие элементы 4 установлены в гексагональных дистанционирующих решетках 7 в шестигранном корпусе 8. Гексагональные дистанционирующие решетки 7, изготовленные из циркониевого сплава, механически связаны между собой центральной трубой 9 (также изготовленной из циркониевого сплава).The described regulating fuel assembly contains a six-sided cover — a neutron-absorbing extension 1 connected to the fuel part 2, inside of which there is a bundle 3 of
Дистанционирующие решетки 7 для описываемой АРК имеют 169 или 217 ячеек 10 (см фиг.2). В зависимости от выбранного количества твэлов 2 в пучке, в свободные ячейки дистанционирующих решеток 7 могут быть вставлены, например, цилиндрические вытеснители, выгорающие поглотители, технологические каналы и т.п.(на чертеже не показаны).The
Топливный сердечник 6 может быть выполнен диаметром от 5,00·10-3 м до 7,32·10-3 м и состоит из отдельных таблеток 11 с центральным отверстием 12 диаметром от 0,79·10-3 м до 1,35·10-3 м (или сплошных) или стерженьков цилиндрической формы длиной от 6,90·10-3 м до 12,00·10-3 м, размещенных в оболочке 5, выполненной с наружным и внутренним диаметрами, соответственно от 6,00·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 5,09·10-3 м до 7,47·10-3 м, которая является конструкционным несущим элементом твэла 4 и к которой крепятся концевые детали 13 (см. фиг.3 и фиг.4). Оболочка 5 в течение эксплуатации испытывает напряжения за счет расширения и распухания топлива, а также вследствие газовыделения из топлива, особенно в местах, соответствующих границе раздела таблеток или стерженьков. Устранение данных негативных моментов осуществляется профилированием формы таблеток 11 (или стерженьков), в частности, путем выполнения их торцов вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертежах не показано).The
В качестве материала таблеток 11 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью (10,4·103-10,8·103) кг/м3, но могут использоваться также окислы плутония, тория и карбиды урана или смеси указанных делящихся материалов. Масса диоксида урана в тепловыделяющей сборке составляет от 69,16 кг до 159,25 кг.As the material of
При выборе толщины оболочки 5 твэла модернизированной активной юны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-440, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием (0,2-0,7) МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек твэла модернизированной активной зоны не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между таблетками 11 топливного сердечника 6 и оболочкой 5 в описываемых твэлах был не менее 0,05·10-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.When choosing the
Вследствие низкой теплопроводности материала таблеток 11 топливного сердечника, а также с учетом всех вышеприведенных условий, оболочка 5 стержневого твэла описываемой АРК для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 должна иметь наружный и внутренний диаметры (6,00·10-3-8,00·10-3) м и (5,09·10-3-6,79·10-3) м, соответственно, для пучка (174-216) твэлов или (7,80·10-3 -8,79·10-3) м и (6,62·10-3-7,47·10-3) м, соответственно, для пучка (138-168) твэлов. Дело в том, что из первых трех вышеуказанных условий следует, что относительный шаг h расположения твэлов (см. фиг.2) должен обеспечить водо-урановое отношение ячейки 14 (см. фиг.4) для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению ячейки решеток действующих ВВЭР-440. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и, прежде всего, результаты анализов аварий ВВЭР-440 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы диапазонов основных характеристик описываемой АРК для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440. Так, для пучка, содержащего от 174 до 216 твэлов:Due to the low thermal conductivity of the material of the
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.00 · 10 -3 m to 8.00 · 10 -3 m;
- внутренним диаметр оболочки твэла выбран от 5,09·10-3 м до 6,79·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 5.09 · 10 -3 m to 6.79 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана выбрана от 69,16 кг до 159,25 кг;- the mass of uranium dioxide selected from 69.16 kg to 159.25 kg;
- в дистанционирующих решетках выполнены 217 ячеек, а для пучка, содержащего от 132 до 168 твэлов:- 217 cells are made in the spacing grids, and for a beam containing from 132 to 168 fuel rods:
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 7,80·10-3 м до 8,79·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is made from 7.80 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,62·10-3 м до 7,47·10-3 м:- the inner diameter of the cladding of a fuel rod is made from 6.62 · 10 -3 m to 7.47 · 10 -3 m:
- масса диоксида урана выбрана от 88,67 кг до 149,53 кг;- the mass of uranium dioxide is selected from 88.67 kg to 149.53 kg;
- в дистанционирующих решетках выполнены 169 ячеек.- 169 cells are made in the spacer grids.
Выполнение твэла описываемой АРК с пучком от 174 до 216 шт. наружным диаметром менее 6,00·10-3 м, например 5,90·10-3 м, и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 5,08·10-3 м и массой топлива в ТВС не более 69,15 кг приводит к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной АРК, по сравнению со штатной конструкцией АРК ВВЭР-440 (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной АРК по отношению к штатной АРК), а выполнение твэла наружным диаметром более 8,00·10-3 м (например, 8,10·10-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 6,80·10-3 м и массой топлива в АРК не менее 159,26 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной АРК реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией АРК ВВЭР-440 (превышение значения относительного напора ГЦН более 19%). Выполнение же твэла описываемой АРК с пучком от 132 до 168 шт. наружным диаметром менее 7,80·10-3 м, например 7,70·10-3 м, и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 6,61·10-3 м и массой топлива в АРК не более 88,66 кг приводит тоже к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной АРК, по сравнению со штатной конструкцией АРК ВВЭР-440 (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной АРК по отношению к штатной АРК), а выполнение твэла наружным диаметром более 8,79·10-3 м (например, 8,90·10-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 7,48·10-3 м и массой топлива в АРК не менее 149,54 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной АРК реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией АРК ВВЭР-440 (превышение значения относительного напора ГЦН более 10%).The implementation of the fuel rod of the described ARC with a beam from 174 to 216 pcs. an outer diameter of less than 6.00 · 10 -3 m, for example 5.90 · 10 -3 m, and, accordingly, a fuel rod with an inner diameter of the cladding of not more than 5.08 · 10 -3 m and a fuel mass in a fuel assembly of not more than 69 , 15 kg leads to non-fulfillment of the condition regarding ensuring the design duration of the fuel loading operation due to a decrease in fuel loading in the modernized ARC, compared with the standard design of the VVER-440 ARC (which should be compensated by an increase in the burnup depth in the modernized ARC in relation to the standard ARC ), and the fuel rod zhnym diameter greater than 8,00 · 10 -3 m (e.g., 8.10 · 10 -3 m) and, accordingly, performance of a fuel element sheath with an inner diameter of at least 6.80 · 10 -3 m and the mass of fuel in the ARC at least 159.26 kg leads to non-fulfillment of the condition regarding a possible increase in hydraulic friction losses in the upgraded ARV of the VVER-440 reactor as compared with the standard design of the ARR of VVER-440 (excess of the relative pressure head of the MCP more than 19%). The implementation of the fuel rod of the described ARC with a beam from 132 to 168 pieces. an outer diameter of less than 7.80 · 10 -3 m, for example 7.70 · 10 -3 m, and, accordingly, the implementation of a fuel rod with an inner diameter of the shell of not more than 6.61 · 10 -3 m and a fuel mass in the ARC of not more than 88 , 66 kg also leads to the non-fulfillment of the condition regarding ensuring the projected duration of the fuel loading operation due to a decrease in fuel loading in the modernized ARC, in comparison with the standard design of the VVER-440 ARC (which should be offset by an increase in the burnup depth in the modernized ARC in relation to the standard ARC), and the implementation of the fuel rod outer diameter greater than 8.79 × 10 -3 m (e.g., 8.90 · 10 -3 m) and, accordingly, performance of a fuel element sheath with an inner diameter of at least 7.48 · 10 -3 m and the mass of fuel in the ARC at least 149.54 kg leads to non-fulfillment of the condition regarding a possible increase in hydraulic friction losses in the upgraded ARV of the VVER-440 reactor compared to the standard design of the ARV-440 ARC (excess of the relative pressure of the MCP more than 10%).
Следует отметить, что первые четыре вышеуказанные условия позволяют уточнить предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, а именно:It should be noted that the first four of the above conditions make it possible to clarify the preferred boundaries of the ranges of the main characteristics of the described fuel element for the modernized VVER-440 reactor core, namely:
1. Для регулирующих тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 217 ячеек:1. For regulating fuel assemblies with spacer grids containing 217 cells:
- пучок содержит от 204 до 210 твэлов,- the bundle contains from 204 to 210 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,00·10-3 м до 7,50·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.00 · 10 -3 m to 7.50 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5,94·10-3 м до 6,36·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 5.94 · 10 -3 m to 6.36 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 110,36 кг до 136,08 кг- the mass of uranium dioxide in the regulatory fuel assembly selected from 110.36 kg to 136.08 kg
илиor
- пучок содержит от 192 до 198 твэлов,- the bundle contains from 192 to 198 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 7,20·10-3 м до 7,70·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of a fuel rod is made from 7.20 · 10 -3 m to 7.70 · 10 -3 m;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,11·10-3 м до 6,53·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is made from 6.11 · 10 -3 m to 6.53 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 109,89 кг до 135,24 кг- the mass of uranium dioxide in the regulatory fuel assembly selected from 109.89 kg to 135.24 kg
илиor
- пучок содержит от 180 до 186 твэлов,- the bundle contains from 180 to 186 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 7,40·10-3 м до 7,90·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is made from 7.40 · 10 -3 m to 7.90 · 10 -3 m;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,28·10-3 м до 6,70·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is made from 6.28 · 10 -3 m to 6.70 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана регулирующей тепловыделяющей сборки выбрана от 108,83 кг до 133,73 кг.- the mass of uranium dioxide of the regulatory fuel assembly selected from 108.83 kg to 133.73 kg.
2. Для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 169 ячеек:2. For fuel assemblies with spacer grids containing 169 cells:
- пучок содержит от 156 до 162 твэлов,- the bundle contains from 156 to 162 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,90·10-3 м до 8,40·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.90 · 10 -3 m to 8.40 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,70·10-3 м до 7,13·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.70 · 10 -3 m to 7.13 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 107,49 кг до 131,68 кг,- the mass of uranium dioxide in the regulatory fuel assembly selected from 107.49 kg to 131.68 kg,
илиor
- пучок содержит от 144 до 150 твэлов,- the bundle contains from 144 to 150 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 8,10·10-3 м до 8,60·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is made from 8.10 · 10 -3 m to 8.60 · 10 -3 m;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,74·10-3 м до 7,15·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of a fuel rod is made from 6.74 · 10 -3 m to 7.15 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 104,31 кг до 127,80 кг- the mass of uranium dioxide in the regulatory fuel assembly selected from 104.31 kg to 127.80 kg
илиor
- пучок содержит 138 твэлов,- the bundle contains 138 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 8,30·10-3 м до 8,70·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is made from 8.30 · 10 -3 m to 8.70 · 10 -3 m;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 7,04·10-3 м до 7,38·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of a fuel rod is made from 7.04 · 10 -3 m to 7.38 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 104,96 кг до 120,33 кг.- the mass of uranium dioxide in the regulatory fuel assembly selected from 104.96 kg to 120.33 kg
Кроме того, из первых двух и последних двух вышеуказанных условий следует, что для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 наиболее целесообразным является выполнение регулирующих тепловыделяющих сборок со следующими характеристиками, а именно:In addition, from the first two and last two of the above conditions it follows that for the modernized core of the VVER-440 reactor, the most appropriate is the implementation of regulatory fuel assemblies with the following characteristics, namely:
1. Для регулирующих тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 217 ячеек:1. For regulating fuel assemblies with spacer grids containing 217 cells:
- пучок содержит 216 твэлов,- the bundle contains 216 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,00·10-3 м до 7,30·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.00 · 10 -3 m to 7.30 · 10 -3 m;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5,94·10-3 м до 6,19·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 5.94 · 10 -3 m to 6.19 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 116,85 кг до 132,60 кг- the mass of uranium dioxide in the regulatory fuel assembly selected from 116.85 kg to 132.60 kg
илиor
- пучок содержит 174 твэлов,- the bundle contains 174 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,60·10-3 м до 8,00·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.60 · 10 -3 m to 8.00 · 10 -3 m;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,45·10-3 м до 6,79·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.45 · 10 -3 m to 6.79 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана регулирующей тепловыделяющей сборки выбрана от 110,96 кг до 128,29 кг- the mass of uranium dioxide of the regulatory fuel assembly selected from 110.96 kg to 128.29 kg
илиor
- пучок содержит 180 твэлов,- the bundle contains 180 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,50·10-3 м до 7,90·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.50 · 10 -3 m to 7.90 · 10 -3 m;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,36·10-3 м до 6,70·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.36 · 10 -3 m to 6.70 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана регулирующей тепловыделяющей сборки выбрана от 111,79 кг до 129,41 кг.- the mass of uranium dioxide of the regulatory fuel assembly selected from 111.79 kg to 129.41 kg.
2. Для регулирующих тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 169 ячеек:2. For regulating fuel assemblies with spacer grids containing 169 cells:
- пучок содержит 168 твэлов,- the bundle contains 168 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,80·10-3 м до 8,10·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.80 · 10 -3 m to 8.10 · 10 -3 m;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,62·10-3 м до 6,87·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.62 · 10 -3 m to 6.87 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 112,85 кг до 126,98 кг- the mass of uranium dioxide in the regulatory fuel assembly selected from 112.85 kg to 126.98 kg
илиor
- пучок содержит 132 твэла,- the bundle contains 132 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8,40·10-3 м до 8,79·10-3 м:- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 8.40 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m:
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7,13·10-3 м до 7,46·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.13 · 10 -3 m to 7.46 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана регулирующей тепловыделяющей сборки выбрана от 102,83 кг до 117,73 кг- the mass of uranium dioxide of the regulatory fuel assembly selected from 102.83 kg to 117.73 kg
илиor
- пучок содержит 138 твэлов,- the bundle contains 138 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8,30·10-3 м до 8,70·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 8.30 · 10 -3 m to 8.70 · 10 -3 m;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7,04·10-3 м до 7,38·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.04 · 10 -3 m to 7.38 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана регулирующей тепловыделяющей сборки выбрана от 104,96 кг до 120,33 кг.- the mass of uranium dioxide of the regulatory fuel assembly selected from 104.96 kg to 120.33 kg
Соединение поглощающей нейтроны надставки 1 и тепловыделяющей части 2 осуществляется посредством стыковочного узла 15. Стыковочный узел 15 содержит захватное устройство 16, взаимодействующее с промежуточной штангой, соединенной с приводом перемещения сборки (на чертежах не показаны).The neutron-absorbing extension 1 and the heat-generating part 2 are connected by means of a
В нижней части регулирующей тепловыделяющей сборки предусмотрен гидравлический демпфер, выполненный в виде стакана 17. При сбросе регулирующей тепловыделяющей сборке в режиме аварийной защиты стакан 17 взаимодействует с ответным поршнем, который расположен в трубе днища шахты активной зоны.At the bottom of the regulating fuel assembly, a hydraulic damper is provided in the form of a nozzle 17. When the regulating fuel assemblies are reset in emergency protection mode, the nozzle 17 interacts with a reciprocating piston, which is located in the bottom pipe of the core of the core.
Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой АРК. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов типа ВВЭР и не нашедшей применения в зарубежных реакторах PWR конструкции топливной таблетки с центральным отверстием. Такое решение обусловлено, с одной стороны, относительно небольшим снижением температуры топлива за счет центрального отверстия при пониженных тепловых нагрузках на твэл и увеличившимся запасом надежности по отношению к плавлению топлива, а, с другой, возможными технологическими трудностями при изготовлении таблеток с центральными отверстиями менее 1,5·10-3 м.An analysis of the operability and thermomechanical state of the fuel rods made it possible to clarify some basic structural parameters of the fuel rods described by the ARC. As shown by computational studies, a significant reduction in the thermal load on the fuel rod allows us to abandon the design of a fuel pellet with a central hole that has become traditional for WWER reactors and has not found application in foreign PWR reactors. This solution is due, on the one hand, to a relatively small decrease in fuel temperature due to the central hole with reduced thermal loads on the fuel elements and an increased safety margin in relation to fuel melting, and, on the other hand, possible technological difficulties in the manufacture of tablets with central holes less than 1, 5 · 10 -3 m.
Технология изготовления описываемых конструкций тепловыделяющих элементов и регулирующих тепловыделяющих сборок производится на известном штатном оборудовании и не имеет отличий с точки зрения производства аналогичных устройств.The manufacturing technology of the described designs of the fuel elements and the regulating fuel assemblies is made on the well-known standard equipment and has no differences in terms of production of similar devices.
На фиг.5, в качестве примера, представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9,10·10-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки твэла описываемой ТВС 7,00·10-3 м) активных зон реактора ВВЭР-440. Из анализа состояния твэлов в указанном режиме видно, что твэл в описываемой сборке обладает значительно более низкой максимальной температурой оболочки. Так, для “горячего” твэла (твэл с максимальной линейной тепловой нагрузкой) снижение максимальной температуры составляет 278°С, а для твэлов со средней нагрузкой 150°С. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности ВВЭР-440. В первую очередь, это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т>550°С, а также интенсивно возрастающим вкладом тепла пароциркониевой реакции в развитие аварийной ситуации при температурах Т>700°С. Поэтому переход к модернизированной зоне и, соответственно, снижение максимальной температуры при МПА с 900°С до уровня ниже 600°С в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.Figure 5, as an example, presents curves characterizing the change at the maximum design basis accident (MPA) of the temperature of the cladding of the fuel rods with a maximum load for the standard (the outer diameter of the shell of the standard fuel rod 9.10 · 10 -3 m) and upgraded (the outer diameter of the shell the fuel rod of the fuel assembly described is 7.00 · 10 -3 m) of the active zones of the VVER-440 reactor. An analysis of the state of the fuel elements in the indicated mode shows that the fuel element in the described assembly has a significantly lower maximum cladding temperature. So, for a “hot” fuel element (fuel element with a maximum linear thermal load), the decrease in maximum temperature is 278 ° C, and for a fuel element with an average load of 150 ° C. Such values of decreasing the temperature of the cladding of fuel rods fundamentally change the level of operability of the fuel rods and the predicted degree of safety of VVER-440. First of all, this is due to the strong dependence of the mechanical properties of the shell material on temperature in the region of T> 550 ° C, as well as the rapidly increasing contribution of the heat of the steam-zirconium reaction to the development of the emergency at temperatures T> 700 ° C. Therefore, the transition to a modernized zone and, accordingly, a decrease in the maximum temperature at MPA from 900 ° C to a level below 600 ° C largely excludes the effect of the steam-zirconium reaction on the change in material properties and the geometric dimensions of the claddings of fuel elements.
Следует также отметить, что твэлы описываемой АРК модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, вследствие снижения удельных тепловых нагрузок, имеют значительно более низкие температуры топлива и обладают повышенной работоспособностью из-за уменьшения воздействия на оболочку твэла давления газообразных продуктов деления. Пониженный выход их в твэлах модернизированной активной зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основания полагать (расчетное обоснование), что в твэлах описываемой АРК модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 реально достижение среднего выгорания топлива (55-60) МВт·сут/кг.It should also be noted that the fuel rods of the ARC of the modernized VVER-440 reactor described by ARC, due to the reduction of specific heat loads, have significantly lower fuel temperatures and have increased efficiency due to the reduced impact on the cladding of the fuel rod of the pressure of gaseous fission products. Their reduced output in the fuel rods of the upgraded core also leads to less corrosion on the fuel side of the cladding. This gives reason to believe (calculated justification) that in the fuel rods of the modernized core of the VVER-440 reactor described by the ARC, the average burnup of fuel (55-60) MW · day / kg is real.
Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с требуемым маневрированием мощностью, обусловлена многими факторами: уровнем тепловых нагрузок, предысторией работы, скоростью и величиной изменения мощности, коррозионным воздействием на оболочку со стороны топливного сердечника и др. Для избежания разгерметизации твэлов в маневренных режимах вводятся ограничения по скорости и диапазону подъема мощности штатного реактора, что приводит к экономическим потерям. Значения допустимой “ступеньки” подъема мощности наиболее резко снижаются с увеличением как выгорания топлива, так и исходной линейной нагрузки. Поэтому снижение линейных тепловых нагрузок твэлов является одним из самых эффективных путей в решении этой проблемы. Уменьшение максимальных тепловых линейных нагрузок от 40 кВт/м до 23 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для модернизированных конструкций ТВС. Средняя линейная нагрузка твэла описываемой АРК для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м составляет (6,68-6,96) кВт/м и (8,95-9,27) кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 7,8·10-3 м до 8,79·10-3 м (для штатного твэла диаметром 9,1·10-3 м средняя линейная нагрузка равна 13,48 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.The operability of fuel rods in transient modes of operation associated with the required maneuvering power is due to many factors: the level of thermal loads, the history of operation, the speed and magnitude of the change in power, the corrosion effect on the cladding from the side of the fuel core, and others. To avoid the depressurization of fuel rods in maneuver modes in terms of speed and range of power rise of a standard reactor, which leads to economic losses. Values of the permissible “step” of power increase decrease most sharply with an increase in both fuel burnup and the initial linear load. Therefore, reducing the linear thermal loads of fuel rods is one of the most effective ways to solve this problem. Reducing the maximum thermal linear loads from 40 kW / m to 23 kW / m gives virtually unlimited possibilities in changing power for modernized fuel assembly designs. The average linear load of the fuel rod of the described ARC for the modernized core of the VVER-440 reactor with an outer diameter of 6.00 · 10 -3 m to 8.00 · 10 -3 m is (6.68-6.96) kW / m and ( 8.95-9.27) kW / m for fuel elements with a cladding diameter from 7.8 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m (for a standard fuel element with a diameter of 9.1 · 10 -3 m average linear load equal to 13.48 kW / m). Therefore, the transition to reduced thermal loads in the fuel rods of the fuel assemblies of the upgraded VVER-440 reactor core fundamentally expands the range of maneuvering with reactor power.
Следует также отметить, что согласно экономическим расчетам для компенсации повышенной себестоимости модернизированной АРК достаточно или продление топливного цикла максимум на (25-30) эф.суток, или повышение мощности энергоблока на 3,6%. Оценки потенциальной возможности модернизированной активной зоны показывают, что увеличение продолжительности топливных циклов на 30 эф.суток достигается, при реализации схемы перегрузок модернизированных сборок с более глубоким уменьшением утечки нейтронов, что выполнимо на реакторах ВВЭР-440 с учетом роста теплотехнических запасов при переходе на уменьшенный диаметр твэлов. Теплогидравлические расчеты модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 подтверждают потенциальную возможность увеличения тепловой мощности активной зоны при использовании твэлов уменьшенного диаметра на величину (до 15%) существенно больше требуемой (3,6%) для компенсации повышенной стоимости модернизированной АРК. Таким образом, описанная выше конструкция модернизированной АРК для реактора ВВЭР-440 позволяет не только скомпенсировать повышенную себестоимость, но и получить увеличение экономической эффективности.It should also be noted that according to economic calculations, to compensate for the increased cost of a modernized ARC, it is sufficient to either extend the fuel cycle by a maximum of (25-30) ef. Day, or increase the power unit by 3.6%. Estimates of the potential capability of the upgraded core show that an increase in the duration of fuel cycles by 30 days per day is achieved by implementing an overload scheme for upgraded assemblies with a deeper decrease in neutron leakage, which is feasible on VVER-440 reactors, taking into account the increase in heat reserves during the transition to a reduced diameter fuel rods. Thermohydraulic calculations of the modernized core of the VVER-440 reactor confirm the potential possibility of increasing the thermal power of the core when using fuel rods of reduced diameter by up to (15%) significantly more than the required (3.6%) to compensate for the increased cost of the modernized ARC. Thus, the design of the upgraded ARC for the VVER-440 reactor described above allows not only to compensate for the increased cost, but also to obtain an increase in economic efficiency.
На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми регулирующими тепловыделяющими сборками в реакторах ВВЭР-440 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в (1,46-2,03) раз. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах описываемой АРК модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 позволяет:Based on the foregoing, it can be stated that the transition to a modernized core with the described regulating fuel assemblies in VVER-440 reactors makes it possible to reduce the thermal load on the fuel elements by (1.46-2.03) times. Such a significant decrease in linear thermal loads in the fuel rods of the ARC of the modernized VVER-440 reactor described in the ARC allows:
- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-440;- increase the safety of power plants with a VVER-440 reactor;
- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора ВВЭР-440;- to provide an opportunity to solve the problem associated with maneuvering the power of the VVER-440 reactor;
- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах (55-60) МВт·сут/кг.- increase the operability of fuel rods under normal operating conditions, which gives reason to consider it realistic to achieve an average fuel burnup in fuel rods (55-60) MW · day / kg.
Следует отметить, что описываемые ТВС могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-440, а также и других водо-водяных реакторах с водой под давлением (PWR), в реакторах с кипящей водой (BWR) и в тяжеловодных реакторах.It should be noted that the described fuel assemblies can be used not only in VVER-440 reactors, but also in other pressurized water-water reactors (PWR), in boiling water reactors (BWR), and in heavy water reactors.
Claims (7)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002128466/06A RU2236712C2 (en) | 2002-10-24 | 2002-10-24 | Control fuel assembly of pressurized water reactors |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002128466/06A RU2236712C2 (en) | 2002-10-24 | 2002-10-24 | Control fuel assembly of pressurized water reactors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2002128466A RU2002128466A (en) | 2004-04-27 |
| RU2236712C2 true RU2236712C2 (en) | 2004-09-20 |
Family
ID=33433103
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2002128466/06A RU2236712C2 (en) | 2002-10-24 | 2002-10-24 | Control fuel assembly of pressurized water reactors |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2236712C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2610717C1 (en) * | 2015-12-09 | 2017-02-15 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Nuclear reactor fuel assembly |
| RU2610915C1 (en) * | 2015-12-09 | 2017-02-17 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Absorbing grid for nuclear fuel assembly of nuclear reactor |
-
2002
- 2002-10-24 RU RU2002128466/06A patent/RU2236712C2/en active
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2610717C1 (en) * | 2015-12-09 | 2017-02-15 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Nuclear reactor fuel assembly |
| RU2610915C1 (en) * | 2015-12-09 | 2017-02-17 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Absorbing grid for nuclear fuel assembly of nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Carelli et al. | The design and safety features of the IRIS reactor | |
| US6512805B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
| JPS5844237B2 (en) | Nuclear reactor core fuel loading and operation method | |
| Yamaji et al. | Three-dimensional core design of high temperature supercritical-pressure light water reactor with neutronic and thermal-hydraulic coupling | |
| US20150228362A1 (en) | Core of light water reactor and fuel assembly | |
| Handwerk et al. | Optimized core design of a supercritical carbon dioxide-cooled fast reactor | |
| Blinkov et al. | Prospects for using annular fuel elements in nuclear power engineering | |
| JPS58135989A (en) | Fuel assembly for bwr type reactor | |
| Giovedi et al. | Assessment of stainless steel 348 fuel rod performance against literature available data using TRANSURANUS code | |
| RU2236712C2 (en) | Control fuel assembly of pressurized water reactors | |
| RU2244347C2 (en) | Fuel rod for water-moderated water-cooled power reactor | |
| US5610959A (en) | Hafnium doped replacement rod for nuclear fuel reconstitution | |
| RU2242810C2 (en) | Fuel assembly for water-moderated water-cooled reactor | |
| JP4558477B2 (en) | Boiling water reactor fuel assemblies | |
| RU2136060C1 (en) | Core, fuel assembly, and fuel element of water- moderated power reactor | |
| RU2241262C2 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| Grasso et al. | The core of the LFR-AS-200: robustness for safety | |
| RU2126999C1 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2248630C2 (en) | Fuel assembly of water-moderated water-cooled reactor | |
| Yamaji et al. | Scope of conceptual development of Resilient supercritical Light water-cooled reactor (SCWR-R) | |
| Oka et al. | Light water reactor design | |
| RU2126180C1 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2241265C2 (en) | Fuel rod primarily designed for canned fuel assemblies of water-moderated power reactors | |
| RU2248629C2 (en) | Water-moderated water cooled-reactor core | |
| EP4141890A1 (en) | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor |