RU2244347C2 - Fuel rod for water-moderated water-cooled power reactor - Google Patents
Fuel rod for water-moderated water-cooled power reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2244347C2 RU2244347C2 RU2002128470/06A RU2002128470A RU2244347C2 RU 2244347 C2 RU2244347 C2 RU 2244347C2 RU 2002128470/06 A RU2002128470/06 A RU 2002128470/06A RU 2002128470 A RU2002128470 A RU 2002128470A RU 2244347 C2 RU2244347 C2 RU 2244347C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- core
- water
- diameter
- vver
- 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
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкции тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны, и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических реакторах тепловой мощностью порядка (2600-3900) МВт, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр.The invention relates to nuclear engineering and relates to improvements in the design of the fuel elements that make up the core, and can be used in various types of water-cooled nuclear reactors using fuel rods mounted in parallel to each other, especially in water-cooled water reactors with thermal power of the order of (2600- 3900) MW, used as a heat source for power plants, in power plants, etc.
Уровень техникиState of the art
В настоящее время получили широкое распространение в современных ядерных реакторах стержневые тепловыделяющие элементы. Cтержневой твэл имеет топливный сердечник, состоящий из отдельных таблеток или стерженьков цилиндрической формы, размещенных в оболочке, которая является конструкционным несущим элементом (см. А.Г.Самойлов, Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоатомиздат, 1985, с.99-107). Такую конструкцию имеют, например, твэлы реакторов ВВЭР-1000.At present, rod-shaped fuel elements are widely used in modern nuclear reactors. The rod fuel rod has a fuel core, consisting of individual tablets or cylindrical rods placed in the shell, which is a structural bearing element (see A.G. Samoilov, Fuel elements of nuclear reactors, M., Energoatomizdat, 1985, pp. 99-107 ) This design is, for example, fuel rods of VVER-1000 reactors.
Диаметр стержневых твэлов в целях увеличения поверхности теплообмена и снижения температурных напряжений, вызванных перепадом температур, принимается возможно меньшим и варьируется в реальных конструкциях водо-водяных реакторов с водой под давлением от 8.8·10-3 м до 11.22·10-3 м (см. “Future fuel: Vattenfall's new approach” Nuclear Engineering International, September 1997, p.25-31). Известные твэлы обеспечивают относительно высокий уровень выгорания топлива и хорошо себя зарекомендовали за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС. Однако следует отметить, что в случае перегрева оболочек твэлов, возникающего при изменении условий их охлаждения, может произойти разгерметизация и даже разрушение твэлов. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР-1000, обуславливает его высокую температуру при работе в режимах нормальной эксплуатации, относительно большое количество аккумулированного тепла и, как следствие, при аварии с обесточиванием АЭС и при аварии с потерей теплоносителя это приводит к значительному разогреву оболочек твэлов в первые несколько секунд.The diameter of the rod fuel rods in order to increase the heat transfer surface and reduce temperature stresses caused by temperature differences is assumed to be as small as possible and varies in real designs of pressurized water reactors with water under pressure from 8.8 × 10 -3 m to 11.22 × 10 -3 m (see “Future fuel: Vattenfall's new approach” (Nuclear Engineering International, September 1997, p.25-31). Famous fuel rods provide a relatively high level of fuel burnup and have proven themselves during operation at domestic and foreign nuclear power plants. 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-1000 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.
Достигаемые при авариях с потерей теплоносителя температуры при использовании штатных тепловыделяющих сборок (ТВС) в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэлах. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-1000 твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки ~900°С. В то же время, в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до (550-600)°С.Achievements in accidents with loss of coolant temperature when using standard fuel assemblies (FAs) are largely dependent on the initial thermal linear loads on the fuel rods. So, with a large leak of the primary circuit of the VVER-1000 reactor, fuel elements with a maximum heat load by the fifth second have an estimated sheath temperature of ~ 900 ° C. At the same time, under the same conditions, fuel rods with a load close to average are heated to (550-600) ° С.
Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что, c 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-1000 снизить максимальные тепловые нагрузки, 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-1000 reactor the maximum thermal loads are reduced, 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-1000 необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной тепловыделяющей сборке водоуранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-1000, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально новою реактора.It follows from the foregoing that in order to increase the safety level of operating and newly designed NPPs with VVER-1000, it is necessary to develop rod fuel elements of a container design (provided that the reactor power is maintained and the fuel-water ratio of the fuel grid is close to the standard fuel assembly), which will fundamentally solve the problem of possible depressurization of fuel elements at the initial stage of an accident with loss of coolant. In addition, when developing the modernized core of the VVER-1000 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 providing neutron-physical and thermal hydraulic characteristics close to the standard characteristics of the core of the VVER-1000 reactor, as the objective of the present invention is not the development of a fundamentally new reactor.
Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000, которые сводятся к следующему:This approach causes certain limitations imposed on the selection of the main parameters of the modernized VVER-1000 reactor core, which boil down to the following:
- шаг (236 мм) между осями ТВС и высота модернизированной ТВС должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-1000;- the pitch (236 mm) between the axes of the fuel assembly and the height of the upgraded fuel assembly should be the same as in the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies;
- размер "под ключ" и высота топливных сердечников модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000, не должны отличаться на 1.5% и 2.83%, соответственно;- the "turnkey" size and the height of the fuel cores of the upgraded fuel assemblies, in comparison with the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies, should not differ by 1.5% and 2.83%, respectively;
- диаметр твэлов и их количество в модернизированной ТВС должно обеспечивать снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны;- the diameter of the fuel rods and their number in the upgraded fuel assemblies should reduce linear thermal loads in the fuel rods of the upgraded core;
- уменьшение загрузки топлива в модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-1000, не должно превышать ~10%;- reduction of fuel loading in the upgraded fuel assemblies, in comparison with the standard design of the fuel assemblies of the VVER-1000 reactor, should not exceed ~ 10%;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС не должно превышать имеющихся запасов по напору главного циркуляционного насоса (ГЦН) реактора ВВЭР-1000;- the increase in hydraulic friction losses in the upgraded fuel assemblies in comparison with the standard design of the fuel assemblies should not exceed the available reserves for the pressure of the main circulation pump (MCP) of the VVER-1000 reactor;
- размещение органов системы управления и защиты (СУЗ) должно быть таким же, как и в штатной конструкции активной зоны реактора ВВЭР-1000.- the location of the control and protection system (CPS) must be the same as in the standard design of the VVER-1000 reactor core.
При увеличении глубины выгорания ядерного топлива или для повышения безопасности эксплуатации при заданной нагрузке из-за ограничений, связанных с допустимой температурой топлива и с условиями теплоотвода, стремятся к увеличению отношения поверхности твэла к весу топлива, при котором обеспечивается уменьшение теплового потока за счет увеличения удельной поверхности охлаждения. Понижение удельных тепловых нагрузок на твэлы может достигаться за счет использования твэлов с уменьшенным диаметром, а именно твэлов с диаметрами 6.0·10-3 м и 6.80·10-3 м (см. Бек Е.Г., Горохов В.Ф., Духовенский А.С., Колосовский В.Г., Лунин Г.Л., Панюшкин А.К. и Прошкин А.А. “Совершенствование характеристик топлива реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 путем уменьшения диаметра тепловыделяющих элементов”, доклад на конференции “Top Fuel-97”, Манчестер, 1997 г.). Однако, так как загрузка топлива (по U235) в модернизированной ТВС по сравнению со штатной ТВС реактора ВВЭР-1000 не увеличивается, a U235 загружается на (5-6) % меньше, то несмотря на то, что в модернизированной ТВС с твэлами диаметром 6.8·10-3 м при исходном обогащении, выбранном равным обогащению штатной ТВС, достигается глубина выгорания топлива больше, чем у штатной ТВС, это не компенсирует полностью потерю в продолжительности работы топливной загрузки по сравнению со штатной ТВС. Поэтому к вышеуказанным ограничениям следует также добавить следующее:When increasing the burnup depth of nuclear fuel or to increase operational safety at a given load due to restrictions associated with the permissible temperature of the fuel and heat removal conditions, they tend to increase the ratio of the surface of the fuel rod to the weight of the fuel, which ensures a decrease in heat flux by increasing the specific surface cooling. Reducing specific thermal loads on fuel rods can be achieved through the use of fuel rods with a reduced diameter, namely fuel rods with diameters of 6.0 · 10 -3 m and 6.80 · 10 -3 m (see Bek E.G., Gorokhov V.F., Dukhovensky A.S., Kolosovsky V.G., Lunin G.L., Panyushkin A.K. and Proshkin A.A. “Improving the fuel characteristics of VVER-440 and VVER-1000 reactors by reducing the diameter of fuel elements”, conference report “Top Fuel-97”, Manchester, 1997). However, since the fuel loading (according to U 235 ) in the upgraded fuel assemblies does not increase compared to the standard fuel assemblies of the VVER-1000 reactor, and U 235 is loaded by (5-6)% less, despite the fact that in the upgraded fuel assemblies with fuel rods 6.8 × 10 -3 m in diameter at the initial enrichment, chosen equal to the enrichment of a standard fuel assembly, the fuel burnup depth is greater than that of a standard fuel assembly, this does not completely compensate for the loss in the duration of the fuel load compared to a standard fuel assembly. Therefore, the following should also be added to the above limitations:
- для обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки ТВС уменьшение загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к аналогичному значению штатной ТВС.- to ensure the design duration of the fuel loading of fuel assemblies, the decrease in fuel loading in the upgraded fuel assemblies as compared to the standard design of the fuel assemblies should be compensated by an increase in the burnup depth in the upgraded fuel assemblies in relation to the similar value of the standard fuel assemblies.
Наиболее близким по технической сущности к описываемому техническому решению в настоящем изобретении является стержневой тепловыделяющий элемент тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, и концевые детали (RU 2143142, G 21 С 3/00, 20.12.1999).The closest in technical essence to the described technical solution in the present invention is a rod fuel element of the fuel assemblies of a water-water power reactor containing a fuel core placed in a cylindrical shell, and end parts (RU 2143142, G 21 C 3/00, 20.12.1999 )
Использование таких твэлов в модернизированных ТВС реактора ВВЭР-1000 позволяет за счет снижения тепловых нагрузок обеспечить возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повысить допустимую глубину выгорания топлива и снизить вероятность разгерметизации твэлов.The use of such fuel rods in the upgraded fuel assemblies of the VVER-1000 reactor allows, by reducing heat loads, the possibility of expanding the maneuvering range of the reactor power, increasing the allowable fuel burnup depth and reducing the chance of depressurization of fuel rods.
Однако, сравнительная оценка стоимостей штатной ТВС реактора ВВЭР-1000 (диаметр твэлов 9.1·10-3 м) и модернизированной ТВС (твзлы уменьшенного диаметра 6.8·10-3 м) показала, что заводская себестоимость модернизированной ТВС для реакторов ВВЭР-1000 возросла на 18%, что является одной из причин, почему такие твэлы не нашли пока практического применения.However, a comparative assessment of the cost of the standard fuel assemblies of the VVER-1000 reactor (fuel rod diameter 9.1 · 10 -3 m) and the upgraded fuel assemblies (fuel assemblies with a reduced diameter of 6.8 · 10 -3 m) showed that the factory cost of the upgraded fuel assemblies for VVER-1000 reactors increased by 18 %, which is one of the reasons why such fuel elements have not yet found practical application.
Сущность изобретенияSUMMARY OF THE INVENTION
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание новых стержневых тепловыделяющих элементов водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000, обладающих улучшенными характеристиками, в частности повышенной безопасностью и надежностью эксплуатации вновь проектируемых и действующих реакторов, позволяющими скомпенстровать увеличенную себестоимость модернизированной ТВС и получить в целом повышение экономической эффективности ВВЭР.The objective of the present invention is the development and creation of new rod fuel elements of a water-water power reactor VVER-1000, with improved characteristics, in particular increased safety and reliability of operation of newly designed and operating reactors, allowing to compensate for the increased cost of the upgraded fuel assemblies and to obtain an overall increase in economic efficiency VVER.
В результате решения данной задачи при реализации изобретения могут быть получены технические результаты, заключающиеся в снижении линейных тепловых нагрузок тепловыделяющих элементов, уменьшении вероятности разгерметизации оболочек твэлов, снижении неравномерности энерговыделения, расширении диапазона маневрирования мощностью реактора и улучшении характеристик топливоиспользования за счет повышения допустимой 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 linear thermal loads of the fuel elements, reducing the likelihood of depressurization of the cladding 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 allowable burnup depth of nuclear fuel .
Данные технические результаты достигаются тем, что в стержневом тепловыделяющем элементе для тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора, содержащем топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, наружный диаметр оболочки выбран от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5.82·10-3 м до 7.32·10-3 м, соответственно, и массу от 0.93 кг до 1.52 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9145 до 0.9483.These technical results are achieved by the fact that in the core fuel element for the fuel assemblies of a pressurized water reactor containing a fuel core placed in a cylindrical shell, the outer diameter of the shell is selected from 7.00 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m, the fuel core has a diameter of 5.82 · 10 -3 m to 7.32 · 10 -3 m, respectively, and a mass of 0.93 kg to 1.52 kg, and the ratio of the length of the fuel core to the length of the fuel element is from 0.9145 to 0.9483.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что наружный диаметр оболочки выбран от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5.82·10-3 м до 7.32·10-3 м, соответственно, и массу от 0.93 кг до 1.52 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9145 до 0.9483, что характеризует новую концепцию твэлов реактора ВВЭР-1000, и, соответственно, тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000, обладающих повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку топливный сердечник размещен в оболочке, выполненной с наружным диаметром от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5.82·10-3 м до 7.32·10-3 м, соответственно, и массу от 0.93 кг до 1.52 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9145 до 0.9483, то средняя линейная нагрузка на твэлы ВВЭР-1000 может быть уменьшена в (1.19-1.42) раза, при условии сохранения номинальной мощности реактора и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-1000. Или наоборот, можно повысить тепловую мощность активной зоны, при условии сохранения требуемой безопасности эксплуатации реактора, на величину до 2.9%, что может быть необходимо для компенсации повышенной стоимости модернизированых ТВС.A distinctive feature of the present invention is that the outer diameter of the shell is selected from 7.00 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m, the fuel core has a diameter from 5.82 · 10 -3 m to 7.32 · 10 -3 m, respectively, and the mass from 0.93 kg to 1.52 kg, and the ratio of the length of the fuel core to the length of the fuel element is from 0.9145 to 0.9483, which characterizes the new concept of VVER-1000 fuel rods, and, accordingly, the VVER-1000 fuel assemblies, which have increased efficiency, as in normal conditions operation, and in emergency conditions and due to the following. Since the fuel core is placed in a shell made with an outer diameter from 7.00 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m, the fuel core has a diameter from 5.82 · 10 -3 m to 7.32 · 10 -3 m, respectively, and a mass of 0.93 kg to 1.52 kg, and the ratio of the length of the fuel core to the length of the fuel element is from 0.9145 to 0.9483, the average linear load on VVER-1000 fuel rods can be reduced by (1.19-1.42) times, provided that the rated power of the reactor is maintained and neutron -physical and thermohydraulic characteristics close to standard characteristics ticks of the VVER-1000 reactor. Or vice versa, it is possible to increase the thermal power of the core, provided that the required reactor operation safety is maintained by up to 2.9%, which may be necessary to compensate for the increased cost of upgraded fuel assemblies.
Наружный диаметр оболочки целесообразно выбрать от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 5.82-10-3 м до 6.24·10-3 м, соответственно, и массу от 0.93 кг до 1.11 кг или наружный диаметр оболочки следует выбрать от 7.60·10-3 м до 8.30·10-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 6.32·10-3 м до 6.91·10-3 м, соответственно, и массу от 1.10 кг до 1.36 кг или наружный диаметр оболочки следует выбрать от 8.55·10-3 м до 8.79·10-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 7.11·10-3 м до 7.32·10-3 м, соответственно, и массу от 1.39 кг до 1.52 кг. Причем радиальный зазор между топливным сердечником и оболочкой выполнен не менее 0.05·10-3 м.The outer diameter of the shell is advisable to choose from 7.00 · 10 -3 m to 7.50 · 10 -3 m, and the fuel core should have a diameter of 5.82-10 -3 m to 6.24 · 10 -3 m, respectively, and a mass of from 0.93 kg to 1.11 kg or the outer diameter of the shell should be selected from 7.60 · 10 -3 m to 8.30 · 10 -3 m, and the fuel core should have a diameter of 6.32 · 10 -3 m to 6.91 · 10 -3 m, respectively, and a mass of 1.10 kg to 1.36 kg or the outer diameter of the shell should be selected from 8.55 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m, and the fuel core should have a diameter of 7.11 · 10 -3 m to 7.32 · 10 -3 m, respectively, and a mass of 1.39 kg to 1.52 kg. Moreover, the radial clearance between the fuel core and the shell is made not less than 0.05 · 10 -3 m
Наиболее целесообразно выполнить тепловыделяющий элемент, у которого наружный диаметр оболочки выбран 7.50·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 6.24·10-3 м и массу от 1.07 кг до 1.11 кг, соответственно, или наружный диаметр оболочки выбран 8.30·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 6.91·10-3 м и массу от 1.31 кг до 1.36 кг, соответственно, или наружный диаметр оболочки выбран 8.70·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 7.24·10-3 м и массу от 1.44 кг до 1.49 кг, соответственно.It is most expedient to carry out a fuel element for which the outer diameter of the shell is 7.50 · 10 -3 m and the fuel core has a diameter of 6.24 · 10 -3 m and a mass of 1.07 kg to 1.11 kg, respectively, or the outer diameter of the shell is 8.30 · 10 - 3 m, and the fuel core has a diameter of 6.91 · 10 -3 m and a mass of 1.31 kg to 1.36 kg, respectively, or the outer diameter of the shell is 8.70 · 10 -3 m, and the fuel core has a diameter of 7.24 · 10 -3 m and weight from 1.44 kg to 1.49 kg, respectively.
Кроме того, топливный сердечник может быть набран из таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10.4·10 кг/м3 до 10.8·103 кг/м3. Причем длина каждой таблетки выбрана от 6.90·10-3 м до 12.00·10-3 м, а в самих таблетках могут быть выполнены центральные отверстия диаметром от 1.07·10-3 м до 1.45·10-3 м.In addition, the fuel core can be composed of tablets with an average density of uranium dioxide from 10.4 · 10 kg / m 3 to 10.8 · 10 3 kg / m 3 . Moreover, the length of each tablet is selected from 6.90 · 10 -3 m to 12.00 · 10 -3 m, and in the tablets themselves, central holes with a diameter of 1.07 · 10 -3 m to 1.45 · 10 -3 m can be made.
Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение вышеуказанных новых технических результатов.It should be emphasized that only the totality of the essential features provides a solution to the problem of the invention and obtaining the above new technical results.
Действительно, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6.0·10-3 м или 6.8·10-3 м для ТВС реактора ВВЭР-1000. Однако, выбор лишь значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений диаметров топливного сердечника и его массы и их взаимосвязи, а также без указания диапазона значений отношения длины топливного сердечника к длине твэла (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинации величин, составляющих отмеченные диапазоны наружного диаметра оболочки, отношения длины топливного сердечника к длине твэла и диаметра сердечника без выбора величины массы топливного сердечника (диоксида урана), приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значений водоуранового отношения топливной решетки и/или греющей поверхности твэлов, которые позволяют принципиально решить поставленную задачу.Indeed, fuel rods with an outer sheath diameter of 6.0 · 10 -3 m or 6.8 · 10 -3 m are known for fuel assemblies of the VVER-1000 reactor. However, the choice of only the value of the outer diameter of the cladding of a fuel rod without specifying the ranges of the required diameters of the fuel core and its mass and their relationship, as well as without specifying the range of values of the ratio of the length of the fuel core to the length of the fuel rod (which involves a combination of the specific values included in them) new technical results. In addition, the combination of values that make up the marked ranges of the outer diameter of the shell, the ratio of the length of the fuel core to the length of the fuel rod and the diameter of the core without choosing the mass of the fuel core (uranium dioxide) leads to the possibility of non-compliance with the permissible changes in the values of the water-uranium ratio of the fuel grate and / or heating surface fuel elements that allow you to fundamentally solve the problem.
Перечень чертежейList of drawings
На фиг.1 изображен вариант продольного разреза описываемого твэла для реактора ВВЭР-1000, на фиг.2 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и описываемого твэлов для реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850, на фиг.3 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки средненапряженного штатного и описываемого твэла ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850.Figure 1 shows a variant of the longitudinal section of the described fuel rod for the VVER-1000 reactor, figure 2 presents curves characterizing the change in the maximum sheath temperature of the most energy-intensive standard and described fuel elements for the VVER-1000 reactor in case of an accident with pipeline rupture DN 850, Fig. Figure 3 shows the curves characterizing the change in the maximum cladding temperature of a medium-voltage standard and described VVER-1000 fuel element in an accident with a pipeline rupture DN 850.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретенияInformation confirming the possibility of carrying out the invention
Тепловыделяющий элемент 1 включает топливный сердечник, выполненный диаметром от 5.82·10-3 м до 7.32·10-3 м в виде таблеток 2 с центральным отверстием 3 (или сплошных) диаметром от 1.07·10-3 м до 1.45·10-3 м (или стерженьков) и длиной от 6.90·10-3 м до 12.00·10-3 м, размещенных в оболочке 4, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 5 (см. фиг.1). Отношение длины топливного сердечника (столба топливных таблеток 2 или стерженьков) к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9145 до 0.9483. Оболочка 4 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 2 (или стерженьков), в частности путем выполнения их торцов вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).The fuel element 1 includes a fuel core made with a diameter of 5.82 · 10 -3 m to 7.32 · 10 -3 m in the form of tablets 2 with a central hole 3 (or solid) with a diameter of 1.07 · 10 -3 m to 1.45 · 10 -3 m (or rods) and a length of 6.90 · 10 -3 m to 12.00 · 10 -3 m, placed in the shell 4, which is a structural bearing element and to which end parts 5 are attached (see figure 1). The ratio of the length of the fuel core (column of fuel pellets 2 or rods) to the length of the fuel element is from 0.9145 to 0.9483. The shell 4 during operation experiences stresses due to expansion and swelling of the fuel, as well as due to gas evolution from the fuel, especially in places corresponding to the interface of tablets or rods. The elimination of these negative moments is carried out by profiling the shape of tablets 2 (or rods), in particular by making their ends concave or with a conical shape of the side surface in the region of the ends (not shown in the drawing).
В качестве материала таблеток 2 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана и/или диоксид плутония со средней плотностью (10.4·103-10.8·103) кг/м3 но могут использоваться также окись тория и карбиды урана, а также смеси указанных делящихся материалов. Масса урана в твэлах составляет (0.82-1.34) кг.As the material of tablets 2, it is most expedient to use compressed and sintered uranium dioxide and / or plutonium dioxide with an average density (10.4 · 10 3 -10.8 · 10 3 ) kg / m 3 but thorium oxide and uranium carbides can also be used, as well as mixtures of these fissile materials. The mass of uranium in the fuel rods is (0.82-1.34) kg.
При выборе толщины оболочки твэла модернизированной активной зоны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-1000, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 2.0 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек модернизированной активной зоны не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между таблетками 2 топливного сердечника и оболочкой 4 в описываемых твэлах должен быть не менее 0.05·10-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.When choosing the thickness of the cladding of a fuel rod of a modernized active zone, it is most expedient to keep the ratio of the cladding thickness to the outer diameter of the described fuel element the same as in standard VVER-1000 fuel rods, which, taking into account the preservation of a filling pressure of 2.0 MPa with helium, can guarantee the stability of the cladding of a modernized core less than for regular fuel elements. In addition, it is also necessary to take into account the condition that the radial clearance between the tablets 2 of the fuel core and the cladding 4 in the described fuel rods should be at least 0.05 · 10 -3 m. This condition is due to technological difficulties in the assembly of fuel rods.
Вследствие низкой теплопроводности материала таблеток 2 топливного сердечника, а также с учетом вышеприведенных условий, оболочка 4 стержневого твэла должна иметь наружный диаметр от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м. Дело в том, что из первых трех вышеуказанных условий следует, что относительный шаг между твэлами должен обеспечить водоурановое отношение для модернизированной активной зоны, близкое к водоурановому отношению решеток действующих ВВЭР-1000. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и, прежде всего, результаты анализов аварий ВВЭР-1000 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, а именнно:Due to the low thermal conductivity of the material of the tablets 2 of the fuel core, and also taking into account the above conditions, the cladding 4 of the rod fuel rod must have an outer diameter of 7.00 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m. The fact is that the first three of the above conditions that the relative step between the fuel rods should provide a water-uranium ratio for the modernized core, close to the water-uranium ratio of the grids of the existing VVER-1000. Taking into account all the above conditions, as well as the results of neutron-physical, thermohydraulic, thermomechanical calculations and, first of all, the results of analyzes of VVER-1000 accidents with coolant leaks from the primary circuit, the boundaries of the ranges of the main characteristics of the described fuel element for the modernized VVER reactor core were determined -440, and specifically:
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м;- the outer diameter of the shell of the described fuel rod is selected from 7.00 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 5.82·10-3 м до 7.32-10-3 м;- the diameter of the fuel core of the described fuel rod is selected from 5.82 · 10 -3 m to 7.32-10 -3 m;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.93 кг до 1.52 кг;- the mass of the fuel core of the described fuel rod is selected from 0.93 kg to 1.52 kg;
- отношение длины топливного сердечника к длине твэла составляет от 0.9145 до 0.9483.- the ratio of the length of the fuel core to the length of the fuel rod is from 0.9145 to 0.9483.
Действительно, выполнение описываемого твэла реактора ВВЭР-1000 наружным диаметром менее 7.00·10-3 м, например 6.9·10-3 м, и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой менее 5.82·10-3 м и 0.93 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона отношения длины топливного сердечника к длине твэла (0.9145-0.9483) приводит к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к штатной ТВС), а выполнение твэла наружным диаметром более 8.79·10-3 м, например 8.90·10-3 м, и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой урана более 7.32·10-3 м и 1.52 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона отношения длины топливного сердечника к длине твэла (0.9145-0.9483) приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000.Indeed, the implementation of the described fuel rod of the VVER-1000 reactor with an outer diameter of less than 7.00 · 10 -3 m, for example 6.9 · 10 -3 m, and, accordingly, the implementation of the fuel core with a diameter and mass of less than 5.82 · 10 -3 m and 0.93 kg, and non-observance of the above range of the ratio of the length of the fuel core to the length of the fuel rod (0.9145-0.9483) leads to non-fulfillment of the condition regarding the design duration of the fuel load in connection with a decrease in fuel load in the upgraded fuel assembly compared to the standard design of the fuel assembly (which e must be compensated by an increase in the burnup depth in the upgraded fuel assembly relative to the standard fuel assembly), and the fulfillment of a fuel rod with an outer diameter of more than 8.79 · 10 -3 m, for example, 8.90 · 10 -3 m, and, accordingly, the execution of a fuel core with a diameter and mass of uranium of more 7.32 · 10 -3 m and 1.52 kg, as well as non-observance of the above range of the ratio of the length of the fuel core to the length of the fuel rod (0.9145-0.9483) leads to non-fulfillment of the condition regarding the possible increase in hydraulic friction losses in the modernized fuel assemblies of the VVER-1000 reactor compared to with the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies.
Следует отметить, что первые четыре вышеуказанные условия позволяют уточнить предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000, а именно:It should be noted that the first four of the above conditions allow us to clarify the preferred boundaries of the ranges of the main characteristics of the described fuel element for the modernized core of the VVER-1000 reactor, namely:
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3 м или от 7.60·10-3 м до 8.30·10-3 м или от 8.55·10-3 м до 8.79·10-3 м;- the outer diameter of the cladding of the described fuel rod is selected from 7.00 · 10 -3 m to 7.50 · 10 -3 m or from 7.60 · 10 -3 m to 8.30 · 10 -3 m or from 8.55 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 5.82·10-3 м до 6.24·10-3 м или от 6.32·10-3 м до 6.91·10-3 м или от 7.11·10-3 м до 7.32·10-3 м;- the diameter of the fuel core of the described fuel rod is selected from 5.82 · 10 -3 m to 6.24 · 10 -3 m or from 6.32 · 10 -3 m to 6.91 · 10 -3 m or from 7.11 · 10 -3 m to 7.32 · 10 -3 m;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.93 кг до 1.11 кг или от 1.10 кг до 1.36 кг или от 1.39 кг до 1.52 кг.- the mass of the fuel core of the described fuel rod is selected from 0.93 kg to 1.11 kg or from 1.10 kg to 1.36 kg or from 1.39 kg to 1.52 kg.
Кроме того, из первых двух и последних двух вышеуказанных условий следует, что для модернизированной активной зоны ВВЭР-1000 наиболее целесообразным является выполнение твэлов со следующими характеристиками:In addition, from the first two and last two of the above conditions it follows that for the modernized VVER-1000 active zone, the most appropriate is the implementation of fuel rods with the following characteristics:
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран 7.50·10-3 м или 8.30·10-3 м или 8.70·10-3 м;- the outer diameter of the shell of the described fuel rod is selected 7.50 · 10 -3 m or 8.30 · 10 -3 m or 8.70 · 10 -3 m;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран 6.24·10-3 м или 6.91·10-3 м или 7.24·10-3 м;- the diameter of the fuel core of the described fuel rod is selected 6.24 · 10 -3 m or 6.91 · 10 -3 m or 7.24 · 10 -3 m;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 1.07 кг до 1.11 кг или от 1.31 кг до 1.36 кг или от 1.44 кг до 1.49 кг.- the mass of the fuel core of the described fuel rod is selected from 1.07 kg to 1.11 kg or from 1.31 kg to 1.36 kg or from 1.44 kg to 1.49 kg.
При эксплуатации рабочее тело (теплоноситель первого контура) омывает наружную поверхность оболочки 4 твэла 1 и, тем самым, осуществляет теплоотвод от таблеток 2 топливного сердечника.During operation, the working fluid (primary coolant) washes the outer surface of the cladding 4 of the fuel rod 1 and, thereby, carries out heat removal from the tablets 2 of the fuel core.
На фиг.2 и фиг.3, в качестве примера, представлены кривые. характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (MПА) температуры оболочек твэлов с максимальной и средней линейной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.10·10-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 7.00·10-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-1000. Анализ состояния твэлов показывает, что для "горячего" твэла (твэла, имеющего максимальную тепловую линейную нагрузку) снижение максимальной температуры составляет 278°С, а для твэлов со средней нагрузкой 142°С. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности реактора ВВЭР-1000. В первую очередь, это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области 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 2 and figure 3, as an example, presents the curves. characterizing the change at the maximum design basis accident (MPA) of the temperature of the cladding of the fuel rods with maximum and average linear load for the regular (the outer diameter of the cladding of the standard fuel rods 9.10 · 10 -3 m) and modernized (the outer diameter of the cladding of the described fuel rods 7.00 · 10 -3 m) core VVER-1000 reactor. Analysis of the state of the fuel elements shows that for a “hot” fuel element (a fuel element having a maximum linear thermal load) the decrease in the maximum temperature is 278 ° C, and for fuel elements with an average load of 142 ° C. Such values of decreasing the temperature of the cladding of the fuel elements fundamentally change the level of operability of the fuel elements and the predicted degree of safety of the VVER-1000 reactor. 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 модернизированной активной зоны, вследствие снижения линейных тепловых нагрузок, имеют значительно более низкие температуры топлива и обладают повышенной работоспособностью из-за уменьшения воздействия на оболочку давления газообразных продуктов деления. Пониженный выход их в твэлах модернизированной активной зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основание полагать (расчетное обоснование), что в описываемых твэлах модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 реально достижение среднего выгорания топлива (55-60) МВт·сут/кг.It should also be noted that fuel rods of the modernized core, due to a decrease in linear thermal loads, have significantly lower fuel temperatures and have increased efficiency due to a decrease in the effect of gaseous fission products on the pressure sheath. 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 described fuel rods of the modernized VVER-1000 reactor core, the average burnup of fuel (55-60) MW · day / kg is real.
Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с маневрированием мощностью, обусловлена многими факторами: уровнем тепловых нагрузок, предысторией работы, скоростью и величиной изменения мощности, коррозионным воздействием на оболочку со стороны топливного сердечника и др. Для избежания разгерметизации твэлов в маневренных режимах вводятся ограничения по скорости и диапазону подъема мощности штатного реактора, что приводит к экономическим потерям. Значения допустимой "ступеньки" подъема мощности наиболее резко снижаются с увеличением как выгорания топлива, так и исходной линейной нагрузки. Поэтому снижение линейных тепловых нагрузок твэлов является одним из самых эффективных путей в решении этой проблемы. Уменьшение максимальных тепловых линейных нагрузок от 40 кВт/м до 20 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для модернизированных конструкций ТВС с описываемыми твэлами. Средняя линейная нагрузка описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 с наружным диаметром от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3 м составляет (10.81-11.12) кВт/м и (12.77-13.13) кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 7.60·10-3 м до 8.30·10-3 м (для штатного твэла диаметром 9.10·10-3 м средняя линейная нагрузка равна 16.71 Вт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в описываемых твэлах модернизированной активной зоны ВВЭР-1000 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.The operability of fuel rods in transient modes of operation associated with power maneuvering is due to many factors: the level of thermal loads, the history of operation, the speed and magnitude of the power change, the corrosion effect on the cladding from the side of the fuel core, and others. To avoid depressurization of fuel rods in maneuvering modes, restrictions are introduced on the speed and range of power rise of a standard reactor, which leads to economic losses. Values of the permissible "step" of power increase most sharply decrease with increasing both fuel burnup and the initial linear load. Therefore, reducing the linear thermal loads of the fuel rods is one of the most effective ways to solve this problem. Reducing the maximum thermal linear loads from 40 kW / m to 20 kW / m gives virtually unlimited possibilities in changing the power for modernized fuel assemblies with the described fuel rods. The average linear load of the described fuel element for the modernized VVER-1000 reactor core with an outer diameter from 7.00 · 10 -3 m to 7.50 · 10 -3 m is (10.81-11.12) kW / m and (12.77-13.13) kW / m for fuel elements with a cladding diameter from 7.60 · 10 -3 m to 8.30 · 10 -3 m (for a standard fuel element with a diameter of 9.10 · 10 -3 m, the average linear load is 16.71 W / m). Therefore, the transition to reduced thermal loads in the described fuel rods of the modernized VVER-1000 core fundamentally expands the range of maneuvering with reactor power.
Следует также отметить, что согласно экономическим расчетам для компенсации повышенной себестоимости модернизированной ТВС достаточно или продление топливного цикла максимум на (25-30) эф.суток, или повышение мощности энергоблока на 2.9%. Оценки потенциальной возможности модернизированной активной зоны показывают, что увеличение продолжительности топливных циклов на 30 эф.суток достигается, при реализации схемы перегрузок модернизированных ТВС с более глубоким уменьшением утечки нейтронов, что выполнимо на реакторах ВВЭР-1000 с учетом роста теплотехнических запасов при переходе на уменьшенный диаметтр твэлов. Теплогидравлические расчеты модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 подтверждают потенциальную возможность увеличения тепловой мощности активной зоны при использовании твэлов уменьшенного диаметра на величину (до 15%) существенно больше требуемой (2.9%) для компенсации повышенной стоимости модернизированной ТВС. Таким образом описанная выше конструкция модернизированной ТВС для реактора ВВЭР-1000 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 upgraded fuel assemblies, it is sufficient to either extend the fuel cycle by a maximum of (25-30) ef. Day, or increase the power unit by 2.9%. 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 the overload scheme of upgraded fuel assemblies with a deeper decrease in neutron leakage, which is feasible on VVER-1000 reactors, taking into account the growth of heat reserves during the transition to a reduced diameter fuel rods. Thermohydraulic calculations of the modernized core of the VVER-1000 reactor confirm the potential possibility of increasing the thermal power of the core when using fuel rods with a reduced diameter by up to (15%) significantly more than the required (2.9%) to compensate for the increased cost of the upgraded fuel assemblies. Thus, the design of the upgraded fuel assembly for the VVER-1000 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 твэлами в реакторах ВВЭР-1000 дает возможность понизить удельные тепловые нагрузки твэлов в (1.19-1.42) раз. Такое снижение линейных тепловых нагрузок в описываемых твэлах модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 позволяет:Based on the foregoing, it can be stated that the transition to a modernized core with the described fuel rods in VVER-1000 reactors makes it possible to reduce the specific thermal loads of fuel rods by (1.19-1.42) times. Such a decrease in linear thermal loads in the described fuel rods of the modernized VVER-1000 reactor core allows:
- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-1000;- increase the safety of power plants with a VVER-1000 reactor;
- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора ВВЭР-1000;- to provide an opportunity to solve the problem associated with maneuvering the power of the VVER-1000 reactor;
- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в ТВС (55-60) МВт·сут/кг;- to increase the operability of fuel rods under normal operating conditions, which gives reason to consider it realistic to achieve the average fuel burnup in a fuel assembly (55-60) MW · day / kg;
- повысить экономическую эффективность использования ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР-1000.- increase the economic efficiency of using nuclear fuel in VVER-1000 type reactors.
Следует отметить, что описываемые стержневые твэлы могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-1000, но и в реакторах тина ВВЭР-440 и РБМК, а также в иных водо-водяных реакторах с кипящей водой (BWR), в водо-водяных реакторах с водой под давлением (PWR) и в тяжеловодных реакторах.It should be noted that the described rod fuel elements can be used not only in VVER-1000 reactors, but also in VVER-440 and RBMK type reactors, as well as in other pressurized boiling water reactors (BWR), in pressurized water reactors water under pressure (PWR) and in heavy water reactors.
Claims (7)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002128470/06A RU2244347C2 (en) | 2002-10-24 | 2002-10-24 | Fuel rod for water-moderated water-cooled power reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002128470/06A RU2244347C2 (en) | 2002-10-24 | 2002-10-24 | Fuel rod for water-moderated water-cooled power reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2002128470A RU2002128470A (en) | 2004-05-20 |
| RU2244347C2 true RU2244347C2 (en) | 2005-01-10 |
Family
ID=34880771
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2002128470/06A RU2244347C2 (en) | 2002-10-24 | 2002-10-24 | Fuel rod for water-moderated water-cooled power reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2244347C2 (en) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2538952C2 (en) * | 2009-06-01 | 2015-01-10 | Эдвансд Риэктор Консептс Ллк | Particulate metal fuel used in electric power generation, processing systems, and small modular reactors |
| US9640283B2 (en) | 2010-01-29 | 2017-05-02 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US10424415B2 (en) | 2014-04-14 | 2019-09-24 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
| RU2748538C1 (en) * | 2020-11-02 | 2021-05-26 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel element of pressurized water-moderated nuclear power reactor |
| WO2022146160A1 (en) | 2020-12-29 | 2022-07-07 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel rod for a water-cooled water-moderated nuclear reactor |
| WO2022255899A1 (en) | 2021-05-31 | 2022-12-08 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor |
-
2002
- 2002-10-24 RU RU2002128470/06A patent/RU2244347C2/en not_active IP Right Cessation
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2538952C2 (en) * | 2009-06-01 | 2015-01-10 | Эдвансд Риэктор Консептс Ллк | Particulate metal fuel used in electric power generation, processing systems, and small modular reactors |
| US9640283B2 (en) | 2010-01-29 | 2017-05-02 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US10424415B2 (en) | 2014-04-14 | 2019-09-24 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
| RU2748538C1 (en) * | 2020-11-02 | 2021-05-26 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel element of pressurized water-moderated nuclear power reactor |
| WO2022093064A1 (en) * | 2020-11-02 | 2022-05-05 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel rod of a water-cooled water-moderated nuclear reactor |
| WO2022146160A1 (en) | 2020-12-29 | 2022-07-07 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel rod for a water-cooled water-moderated nuclear reactor |
| WO2022255899A1 (en) | 2021-05-31 | 2022-12-08 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Elsheikh | Safety assessment of molten salt reactors in comparison with light water reactors | |
| Schulenberg et al. | Super-critical water-cooled reactors | |
| Park et al. | Effect of SAMG entry condition on operator action time for severe accident mitigation | |
| RU2244347C2 (en) | Fuel rod for water-moderated water-cooled power reactor | |
| Blinkov et al. | Prospects for using annular fuel elements in nuclear power engineering | |
| RU2241265C2 (en) | Fuel rod primarily designed for canned fuel assemblies of water-moderated power reactors | |
| RU2143142C1 (en) | Fuel rod of water-cooled power reactor | |
| Yu et al. | Assessment of severe accident management for small IPWR under an ESBO scenario | |
| Oh et al. | Effectiveness of external reactor vessel cooling (ERVC) strategy for APR1400 and issues of phenomenological uncertainties | |
| RU2241262C2 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2126999C1 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2143141C1 (en) | Fuel rod of water-cooled power reactor | |
| Park et al. | Detailed evaluation of coolant injection into the reactor vessel with RCS depressurization for high pressure sequences | |
| RU2236712C2 (en) | Control fuel assembly of pressurized water reactors | |
| RU2242810C2 (en) | Fuel assembly for water-moderated water-cooled reactor | |
| RU2248630C2 (en) | Fuel assembly of water-moderated water-cooled reactor | |
| Park et al. | Evaluation of the RCS depressurization strategy for the high pressure sequences by using SCDAP/RELAP5 | |
| RU2136060C1 (en) | Core, fuel assembly, and fuel element of water- moderated power reactor | |
| Walters et al. | Observations of dilation and bowing in Experimental Breeder Reactor II ducts and cladding | |
| RU2248629C2 (en) | Water-moderated water cooled-reactor core | |
| RU2126180C1 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2143144C1 (en) | Fuel assembly of water-cooled power reactor | |
| Yamaji et al. | Scope of conceptual development of Resilient supercritical Light water-cooled reactor (SCWR-R) | |
| Hoang et al. | Conceptual design of a small-pressurized water reactor using the AP1000 fuel assembly design | |
| Davis et al. | Core power limits for a lead-bismuth natural circulation actinide burner reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20161025 |