RU2246142C1 - Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты) - Google Patents

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты) Download PDF

Info

Publication number
RU2246142C1
RU2246142C1 RU2003116108/06A RU2003116108A RU2246142C1 RU 2246142 C1 RU2246142 C1 RU 2246142C1 RU 2003116108/06 A RU2003116108/06 A RU 2003116108/06A RU 2003116108 A RU2003116108 A RU 2003116108A RU 2246142 C1 RU2246142 C1 RU 2246142C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
elements
assembly
fuel element
added
Prior art date
Application number
RU2003116108/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2003116108A (ru
Inventor
С.Б. Рыжов (RU)
С.Б. Рыжов
И.Н. Васильченко (RU)
И.Н. Васильченко
С.Н. Кобелев (RU)
С.Н. Кобелев
Г.Л. Пономаренко (RU)
Г.Л. Пономаренко
Е.Д. Демин (RU)
Е.Д. Демин
лицын В.В. Вь (RU)
В.В. Вьялицын
Original Assignee
Фгуп Окб "Гидропресс"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Фгуп Окб "Гидропресс" filed Critical Фгуп Окб "Гидропресс"
Priority to RU2003116108/06A priority Critical patent/RU2246142C1/ru
Publication of RU2003116108A publication Critical patent/RU2003116108A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2246142C1 publication Critical patent/RU2246142C1/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением. Техническим результатом изобретения является увеличение изгибной жесткости тепловыделяющих сборок, сохранение изгибной жесткости упомянутых сборок и, как следствие, стабильное термомеханическое поведение активной зоны при эксплуатации в перспективных топливных циклах, улучшение условий проведения транспортно-технологических операций, сохранение существующей технологии изготовления и разборности тепловыделяющих сборок. Предложена тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая пучок тепловыделяющих элементов, установленных в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках, головку и хвостовик, соединенные опорными элементами, элементы дополнительной жесткости, соединенные с дистанционирующими решетками и хвостовиком. Элементы дополнительной жесткости выполнены в виде труб или цилиндрических стержней и замещают как минимум один тепловыделяющий элемент в непериферийном ряду пучка тепловыделяющих элементов. Предложен также вариант тепловыделяющей сборки, отличающейся тем, что элементы дополнительной жесткости выполнены в виде труб или цилиндрических стержней и замещают один из тепловыделяющих элементов каждой грани периферийного ряда пучка тепловыделяющих элементов. По другому варианту элементы дополнительной жесткости замещают центральный тепловыделяющий элемент каждой несмежной грани пучка тепловыделяющих элементов. Элементы дополнительной жесткости могут иметь соединение с головкой с возможностью продольных перемещений. 3 с. и 3 з.п. ф-лы, 7 ил.

Description

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к тепловыделяющим сборкам для ядерных реакторов с водой под давлением.
Предшествующий уровень техники
Известна тепловыделяющая сборка [Патент РФ №2093906, кл. G 21 С 3/30, 1998], содержащая гексагональный пучок тепловыделяющих элементов, размещенный в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках, головную и хвостовую части, соединенные опорными элементами. Опорные элементы установлены по высоте от хвостовой части до верхней дистанционирующей решетки и выполнены в виде штампованных угловых пластин из циркониевого сплава, и соединены сваркой с дистанционирующими решетками и винтами с хвостовой частью. Недостатком данной конструкции является трудоемкость изготовления уголков и приварки их к дистанционирующим решеткам, а также возможность депланации уголков как при работе реактора, так и при проведении транспортно-технологических операций.
Известна тепловыделяющая сборка [Патент США №4285771, кл. G 21 С 3/30, 1981], содержащая гексагональный пучок тепловыделяющих элементов, размещенный в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках, головную и хвостовую части, соединенные опорными элементами, размещенными в углах сборки вместо части периферийных твэл. Недостатком данной конструкции является увеличенная металлоемкость и трудоемкость изготовления, а также неэффективное использование (исключение из процесса выработки энергии) пространства, занятого опорными элементами, в углах сборки.
Наиболее близким аналогом по совокупности существенных признаков с предлагаемым изобретением является тепловыделяющая сборка [Патент США №4285771, кл. G 21 С 3/30,1981], что и выбираем за прототип.
Раскрытие изобретения
Целью изобретения является повышение надежности тепловыделяющих сборок и безопасности ядерного реактора.
Задачей изобретения является увеличение и длительное сохранение изгибной жесткости и устойчивости тепловыделяющей сборки в активной зоне.
Техническим результатом является стабильное термомеханическое поведение активной зоны при эксплуатации, улучшение условий проведения транспортно-технологических операций по перегрузке тепловыделяющих сборок.
Указанный технический результат достигается тем, что в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей пучок тепловыделяющих элементов (1), установленных в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках (2), головку (3) и хвостовик (4), соединенные опорными элементами (5), элементы дополнительной жесткости (6), соединенные с дистанционирующими решетками (2) и хвостовиком (4), новым является то, что элементы дополнительной жесткости (6) выполнены в виде труб или цилиндрических стержней и замещают как минимум один тепловыделяющий элемент (1) в непериферийном ряду пучка тепловыделяющих элементов (1).
Указанный технический результат достигается тем, что в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей пучок тепловыделяющих элементов (1), установленных в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках (2), головку (3) и хвостовик (4), соединенные опорными элементами (5), элементы дополнительной жесткости (6), соединенные с дистанционирующими решетками (2) и хвостовиком (4), новым является то, что элементы дополнительной жесткости (6) выполнены в виде труб или цилиндрических стержней и замещают один из тепловыделяющих элементов (1) каждой грани периферийного ряда пучка тепловыделяющих элементов (1).
Указанный технический результат достигается тем, что в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей пучок тепловыделяющих элементов (1), установленных в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках (2), головку (3) и хвостовик (4), соединенные опорными элементами (5), элементы дополнительной жесткости (6), соединенные с дистанционирующими решетками (2) и хвостовиком (4), новым является то, что элементы дополнительной жесткости (6) замещают центральный тепловыделяющий элемент (1) каждой несмежной грани пучка тепловыделяющих элементов (1).
При этом элементы дополнительной жесткости (6) могут иметь соединение с головкой (3) с возможностью продольных перемещений, например при помощи направляющих элементов (7).
Такая конструкция обеспечивает увеличение и длительное сохранение изгибной жесткости и устойчивости тепловыделяющей сборки в активной зоне при эксплуатации в перспективных топливных циклах с повышением выгорания и времени облучения. Такая конструкция обеспечит также улучшение условий проведения транспортно-технологических операций.
Краткое описание чертежей
Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены
фиг.1 - тепловыделяющая сборка с элементами дополнительной жесткости в пучке тепловыделяющих элементов;
фиг.2 - сечение тепловыделяющей сборки с элементами дополнительной жесткости в пучке тепловыделяющих элементов;
фиг.3 - фрагмент тепловыделяющей сборки с элементами дополнительной жесткости и взаимодействующими с ними направляющими головки тепловыделяющей сборки;
фиг.4 - сечение тепловыделяющей сборки с элементами дополнительной жесткости, расположенными по оси симметрии несмежных граней пучка тепловыделяющих элементов;
фиг.5 - сечение тепловыделяющей сборки с элементами дополнительной жесткости, расположенными со смещением относительно оси симметрии каждой грани пучка тепловыделяющих элементов;
фиг.6 - вертикальный разрез фрагмента тепловыделяющей сборки, в которой направляющие элементы снабжены упорами, ограничивающими вертикальные перемещения направляющих элементов и элементов дополнительной жесткости относительно друг друга;
фиг.7 - вертикальный разрез фрагмента тепловыделяющей сборки, в которой элементы дополнительной жесткости снабжены упорами, ограничивающими вертикальные перемещения направляющих элементов и элементов дополнительной жесткости относительно друг друга.
Варианты осуществления изобретения
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая пучок тепловыделяющих элементов (1), установленных в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках (2), головку (3) и хвостовик (4), соединенные опорными элементами (5), например направляющими каналами или чехлом, элементы дополнительной жесткости (6), соединенные с дистанционирующими решетками (2) и хвостовиком (4). Элементы дополнительной жесткости (6) выполнены в виде труб или цилиндрических стержней и замещают как минимум один тепловыделяющий элемент (1) в непериферийном ряду пучка тепловыделяющих элементов (1).
По варианту элементы дополнительной жесткости (6) выполнены в виде труб или цилиндрических стержней и замещают один из тепловыделяющих элементов (1) каждой грани периферийного ряда пучка тепловыделяющих элементов (1).
По другому варианту элементы дополнительной жесткости (6) замещают центральный тепловыделяющий элемент (1) каждой несмежной грани пучка тепловыделяющих элементов (1).
По варианту элементы дополнительной жесткости (6) могут иметь соединение с головкой (3) с возможностью продольных перемещений, например при помощи направляющих элементов (7).
Предлагаемая тепловыделяющая сборка работает следующим образом.
При работе реактора сборка тепловыделяющая нагружается путем силового воздействия на головку (3). Кроме того, на дистанционирующие решетки (2) воздействует усилие от термомеханического расширения пучка тепловыделяющих элементов (1). Элементы дополнительной жесткости (6), установленные в пучке тепловыделяющих элементов (1), соединены с хвостовиком (4) и дистанционирующими решетками (2) и препятствуют совместно с опорными элементами (5) деформации тепловыделяющей сборки, а также депланации дистанционирующих решеток (2). Элементы дополнительной жесткости (6) при установке в периферийном ряду могут выступать направляющими, по которым скользят дистанционирующие решетки (2) смежных тепловыделяющих сборок при установке - извлечении тепловыделяющей сборки в реакторе. Тем самым улучшаются условия проведения транспортно-технологических операций.
Предлагаемое решение по совокупности существенных признаков сборки тепловыделяющей ядерного реактора обладает новизной по сравнению с прототипом.
Внедрением предлагаемого решения достигается сохранение изгибной жесткости тепловыделяющих сборок при эксплуатации в перспективных топливных циклах с повышенным временем облучения, улучшение условий проведения транспортно-технологических операций.
Экономическая эффективность применения предлагаемого изобретения определяется следующим:
- меньшим формоизменением активной зоны, что дает возможность эксплуатации активной зоны, состоящей из тепловыделяющих сборок предлагаемой конструкции в перспективных топливных циклах с повышенной эффективностью использования ядерного топлива;
- улучшением условий проведения транспортно-технологических операций, сокращением сроков проведения перегрузки и уменьшением дозозатрат.
Промышленная применимость
Наиболее целесообразно предложенные решения использовать для эксплуатации на водо-водяных ядерных энергетических реакторах.

Claims (6)

1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая пучок тепловыделяющих элементов (1), установленных в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках (2), головку (3) и хвостовик (4), соединенные опорными элементами (5), элементы дополнительной жесткости (6), соединенные с дистанционирующими решетками (2) и хвостовиком (4), отличающаяся тем, что элементы дополнительной жесткости (6) выполнены в виде труб или цилиндрических стержней и замещают, как минимум, один тепловыделяющий элемент (1) в непериферийном ряду пучка тепловыделяющих элементов (1).
2. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что элементы дополнительной жесткости (6) содержат соединение с головкой (3) с возможностью продольных перемещений.
3. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая пучок тепловыделяющих элементов (1), установленных в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках (2), головку (3) и хвостовик (4), соединенные опорными элементами (5), элементы дополнительной жесткости (6), соединенные с дистанционирующими решетками (2) и хвостовиком (4), отличающаяся тем, что элементы дополнительной жесткости (6) выполнены в виде труб или цилиндрических стержней, и замещают один из тепловыделяющих элементов (1) каждой грани периферийного ряда пучка тепловыделяющих элементов (1).
4. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п.3, отличающаяся тем, что элементы дополнительной жесткости (6) содержат соединение с головкой (3) с возможностью продольных перемещений.
5. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая пучок тепловыделяющих элементов (1), установленных в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках (2), головку (3) и хвостовик (4), соединенные опорными элементами (5), элементы дополнительной жесткости (6), соединенные с дистанционирующими решетками (2) и хвостовиком (4), отличающаяся тем, что элементы дополнительной жесткости (6) замещают центральный тепловыделяющий элемент (1) каждой несмежной грани пучка тепловыделяющих элементов (1).
6. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п.5, отличающаяся тем, что элементы дополнительной жесткости (6) содержат соединение с головкой (3) с возможностью продольных перемещений.
RU2003116108/06A 2003-05-30 2003-05-30 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты) RU2246142C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003116108/06A RU2246142C1 (ru) 2003-05-30 2003-05-30 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003116108/06A RU2246142C1 (ru) 2003-05-30 2003-05-30 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты)

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2003116108A RU2003116108A (ru) 2004-11-20
RU2246142C1 true RU2246142C1 (ru) 2005-02-10

Family

ID=35208866

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2003116108/06A RU2246142C1 (ru) 2003-05-30 2003-05-30 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты)

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2246142C1 (ru)

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009082254A1 (fr) * 2007-12-26 2009-07-02 Thorium Power Inc. Réacteur nucléaire (et variantes), assemblage de combustible constitué de modules d'allumage et de reproduction (et variantes) et crayon de combustible pour assemblage de combustible
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
US8594269B2 (en) * 2006-01-13 2013-11-26 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assemblies with structural support replacement rods
US9355747B2 (en) 2008-12-25 2016-05-31 Thorium Power, Inc. Light-water reactor fuel assembly (alternatives), a light-water reactor, and a fuel element of fuel assembly
CN103971758B (zh) * 2007-12-26 2017-06-23 钍能源股份有限公司 用于燃料组件的燃料元件
US10037823B2 (en) 2010-05-11 2018-07-31 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
RU2815174C2 (ru) * 2019-09-24 2024-03-12 Фраматом Ядерная топливная сборка, оснащенная усилительным устройством

Cited By (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8594269B2 (en) * 2006-01-13 2013-11-26 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assemblies with structural support replacement rods
WO2009082254A1 (fr) * 2007-12-26 2009-07-02 Thorium Power Inc. Réacteur nucléaire (et variantes), assemblage de combustible constitué de modules d'allumage et de reproduction (et variantes) et crayon de combustible pour assemblage de combustible
EA015019B1 (ru) * 2007-12-26 2011-04-29 Ториум Пауэр Инк. Ядерный реактор (варианты), топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) и топливный элемент топливной сборки
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
CN101911211B (zh) * 2007-12-26 2014-02-12 钍能源股份有限公司 核反应堆(可选的)、用于核反应堆(可选的)的点火区-再生区子组件的燃料组件和用于燃料组件的燃料元件
US8654917B2 (en) 2007-12-26 2014-02-18 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
CN103971758B (zh) * 2007-12-26 2017-06-23 钍能源股份有限公司 用于燃料组件的燃料元件
US9355747B2 (en) 2008-12-25 2016-05-31 Thorium Power, Inc. Light-water reactor fuel assembly (alternatives), a light-water reactor, and a fuel element of fuel assembly
US10037823B2 (en) 2010-05-11 2018-07-31 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
US10991473B2 (en) 2010-05-11 2021-04-27 Thorium Power, Inc. Method of manufacturing a nuclear fuel assembly
US11195629B2 (en) 2010-05-11 2021-12-07 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US11837371B2 (en) 2010-05-11 2023-12-05 Thorium Power, Inc. Method of manufacturing a nuclear fuel assembly
US11862353B2 (en) 2010-05-11 2024-01-02 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US11211174B2 (en) 2013-05-10 2021-12-28 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
RU2815174C2 (ru) * 2019-09-24 2024-03-12 Фраматом Ядерная топливная сборка, оснащенная усилительным устройством

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0283836B1 (en) Thin walled channel
US6421407B1 (en) Nuclear fuel spacer grid with dipper vanes
EP2270814B1 (en) Nuclear fuel assembly support grid
US6606369B1 (en) Nuclear reactor with improved grid
US8238511B2 (en) Nuclear fuel assembly protective bottom grid
EP0704858B1 (en) Nuclear fuel assembly with extruded active height for a pressurized water reactor
US11942230B2 (en) Spacer grid using tubular cells
EP2411984B1 (en) Nuclear fuel assembly with pivot dimpled grids
JPH07198884A (ja) スペーサ
US3719560A (en) Fuel assembly for a nuclear reactor using zirconium alloy clad fuel rods
RU2246142C1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты)
US4659541A (en) Nuclear fuel rod support grid with improved multiple dimple arrangement
US4631165A (en) Boiling water reactor control rod
US7804930B2 (en) Nuclear fuel assembly comprising a reinforcing mesh device and the use of one such device in a nuclear fuel assembly
JP2004509322A (ja) 加圧水型原子炉の燃料アセンブリ用スペーサ・グリッド
KR101749787B1 (ko) 핵연료 조립체 홀드 다운 스프링
US5859887A (en) Nuclear fuel assembly support grid
US4738819A (en) Boiling water nuclear reactor fuel assembly with cross-flow elimination at upper spacer locations
US3994779A (en) Nuclear reactor fuel rod spacer
US20120250814A1 (en) Nuclear fuel assembly support grid
US20110002435A1 (en) Nuclear fuel assembly support grid
KR20170067800A (ko) 핵연료 요소의 주름진 플레넘 누름 장치
US20170032853A1 (en) Nuclear fuel assembly with seismic/loca tolerance grid
KR20170015986A (ko) 내압궤성 핵연료 집합체 지지 그리드
JP6752072B2 (ja) 沸騰水型原子炉

Legal Events

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

Effective date: 20050531

NF4A Reinstatement of patent

Effective date: 20071110

HK4A Changes in a published invention
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20160531