RU2255384C2 - Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor - Google Patents

Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2255384C2
RU2255384C2 RU2003115890/06A RU2003115890A RU2255384C2 RU 2255384 C2 RU2255384 C2 RU 2255384C2 RU 2003115890/06 A RU2003115890/06 A RU 2003115890/06A RU 2003115890 A RU2003115890 A RU 2003115890A RU 2255384 C2 RU2255384 C2 RU 2255384C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel assemblies
profile
symmetrical
fuel
nuclear
Prior art date
Application number
RU2003115890/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2003115890A (en
Inventor
В.И. Батуев (RU)
В.И. Батуев
А.В. Чиннов (RU)
А.В. Чиннов
Н.А. Бычихин (RU)
Н.А. Бычихин
А.И. Кушманов (RU)
А.И. Кушманов
М.Г. Зарубин (RU)
М.Г. Зарубин
И.Г. Чапаев (RU)
И.Г. Чапаев
И.Н. Васильченко (RU)
И.Н. Васильченко
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" filed Critical Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов"
Priority to RU2003115890/06A priority Critical patent/RU2255384C2/en
Publication of RU2003115890A publication Critical patent/RU2003115890A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2255384C2 publication Critical patent/RU2255384C2/en

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

FIELD: nuclear power engineering; nuclear-reactor fuel assemblies.
SUBSTANCE: each spacer grid of fuel assemblies has shaped supporting ribs symmetrically rounded-off on its edges abutting against corners of spacer-grid rims. Such design makes it possible to reduce nonuniformity of heat transfer in reactor core, to decrease resisting forces during emergency insertion of control rods, and to space apart fuel assemblies in core.
EFFECT: enhanced operating reliability and safety of nuclear reactor.
3 cl, 4 dwg

Description

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано на предприятиях, занятых сборкой из тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок, преимущественно для ядерных водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000. В настоящее время идет широкое внедрение дистанционирующих решеток для тепловыделяющих сборок из циркониевых сплавов, перспективных по механическим свойствам, радиационному росту и релаксационным характеристикам для повышения выработки энергии (см. Атомная техника за рубежом, 1990 г., № 4, стр.3-5). В процессе изготовления дистанционирующих решеток осуществляют набор и точечную сварку фигурных ячеек из сплава циркония между собой с образованием поля фигурных ячеек, ввод набранного поля фигурных ячеек в шестигранный обод из сплава циркония и закрепления в нем (см. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1, под ред. Ф.Г.Решетникова, Энергоатомиздат, 1995 г., стр.198).The invention relates to nuclear energy and can be used at enterprises engaged in the assembly of fuel assemblies from fuel elements, mainly for nuclear water-cooled power reactors of the WWER-1000 type. At present, there is a widespread introduction of spacer grids for fuel assemblies made of zirconium alloys, promising in mechanical properties, radiation growth, and relaxation characteristics to increase energy production (see Nuclear Technology Abroad, 1990, No. 4, pp. 3-5) . In the process of manufacturing spacer grids, set and spot welding of curly cells from a zirconium alloy with each other with the formation of a field of curly cells, entering the typed field of curly cells into a hexagonal rim from a zirconium alloy and fixing it (see Development, production and operation of fuel elements of power reactors Book 1, edited by F.G. Reshetnikov, Energoatomizdat, 1995, p.198).

Согласно требованиям, предъявляемым к тепловыделяющим сборкам по геометрическим размерам дистанционирующие решетки, а их в тепловыделяющей сборке пятнадцать, расположенных по длине тепловыделяющей сборки через 250 мм каждая, должны быть выполнены по граням строго “под ключ”, т.е. 234 мм (см. там же стр.184-185).According to the requirements for the fuel assemblies in geometrical dimensions, the spacer grids, and there are fifteen of them in the fuel assembly located along the length of the fuel assembly through 250 mm each, must be made on strictly “turnkey” faces, i.e. 234 mm (see ibid., Pp. 184-185).

Известно, что активная зона ядерного реактора ВВЭР-1000 набирается из сравнительно плотно упакованных тепловыделяющих сборок, в которых размещены тепловыделяющие элементы с ядерным топливом с зазором в активной зоне ядерного реактора между тепловыделяющими сборками 2 мм, который необходим только для свободной установки и выемки их в процессе перегрузки (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.31).It is known that the core of a VVER-1000 nuclear reactor is composed of relatively tightly packed fuel assemblies that contain fuel elements with nuclear fuel with a gap of 2 mm between the fuel assemblies in the core of a nuclear reactor, which is necessary only for free installation and removal during the process overload (see B. A. Dementiev. Nuclear power reactors. M., Energoatomizdat, 1990, p. 31).

Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому эффекту является тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора (см. патент Российской Федерации RU 2163036, МПК 7 G 21C 3/34, 21/00, от 05.04.1999, опубл. 10.02.2001), включающая пучок тепловыделяющих элементов, установленных вертикально в каркасе из дистанционирующих решеток, закрепленных на трубчатых каналах, хвостовик и съемную головку, где каждая дистанционирующая решетка собрана из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках, скрепленных снаружи ободом из составных частей и образующих каналы для теплоносителя между тепловыделяющими элементами и стенками ячеек, между ячейками и между периферийными ячейками и ободом, снабженным отбойниками теплоносителя. Известно, что фигурные ячейки из сплава циркония, изготавливаемые из тонкостенных трубок, имеют колебания как по толщине стенок, так и по диаметру в соответствии с ТУ. Это приводит к тому, что набранное сваренное между собой поле ячеек при сварке периферийных ячеек к составным частям обода либо вогнет грань обода в сторону поля ячеек, либо выгнет грань обода во внешнюю сторону от поля ячеек, и то и другое нежелательно, так как вогнутая грань обода во внутрь поля ячеек увеличивает в активной зоне ядерного реактора зазор между соседними тепловыделяющими сборками, либо сужает этот зазор, но при этом грани обода в области углов практически не меняют свой размер при сборке дистанционирующей решетки и сварке обода к периферийным ячейкам.The closest in technical essence and the achieved effect is a fuel assembly of a nuclear water-water power reactor (see patent of the Russian Federation RU 2163036, IPC 7 G 21C 3/34, 21/00, from 05.04.1999, publ. 10.02.2001), including a bunch of fuel elements mounted vertically in the frame of the spacer grids mounted on tubular channels, a shank and a removable head, where each spacer grid is assembled from separate curly cells welded together at points fastened on the outside with a rim made of overt portions and forming channels for the coolant between the fuel elements and the walls of the cells, between cells and between cells and the peripheral rim provided with impingement coolant. It is known that curly cells made of zirconium alloy made of thin-walled tubes have fluctuations both in wall thickness and in diameter in accordance with TU. This leads to the fact that the collected field of cells welded together during welding of peripheral cells to the component parts of the rim either bends the rim face towards the field of cells, or bends the rim face to the outside of the cell field, both are undesirable, since the concave face the rim inside the cell field in the core of the nuclear reactor increases the gap between adjacent fuel assemblies, or narrows this gap, but the edges of the rim in the angle region practically do not change their size when assembling the spacer grid and welding an ode to the peripheral cells.

При работе ядерного реактора повышенный зазор между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора может вызвать деформацию тепловыделяющей сборки в этом направлении под воздействием температурных градиентов и других обстоятельств, характерных для ядерного реактора (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.151). Значительные отклонения от нормальных режимов работы приводят к дополнительным, иногда весьма большим динамическим нагрузкам, вследствие чего могут разрушиться отдельные элементы внутрикорпусных устройств и деформироваться пучки тепловыделяющих элементов (см. там же стр.281). Деформирование пучков тепловыделяющих элементов может распространиться и на каналы направляющие, что может вызвать заклинивание в них стержней управления и защиты (см. патент RU 2124238, раздел 3) и привести к аварийной ситуации.When a nuclear reactor is operating, an increased gap between the fuel assemblies in the core of a nuclear reactor can cause the fuel assembly to deform in this direction under the influence of temperature gradients and other circumstances characteristic of a nuclear reactor (see B. A. Dementyev. Nuclear power reactors. M., Energoatomizdat, 1990, p. 151). Significant deviations from normal operating conditions lead to additional, sometimes very large dynamic loads, as a result of which individual elements of the internals can be destroyed and bundles of fuel elements can be deformed (see also p. 281). The deformation of the bundles of fuel elements can also extend to the guide channels, which can cause jamming of the control and protection rods in them (see patent RU 2124238, section 3) and lead to an emergency.

В известной активной зоне ядерного водо-водяного энергетического реактора, содержащей нижнюю опорную решетку, на которую установлены тепловыделяющие сборки, образующие активную зону, дистанционированные сверху перфорированной обечайкой блока защитных труб, где каждая из тепловыделяющих сборок содержит головку, хвостовик, пучок тепловыделяющих элементов, размещенных в дистанционирующих решетках, стянутых ободами, размер “под ключ” по граням которых меньше шага размещения тепловыделяющих сборок в нижней опорной решетке на величину монтажного зазора (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы, 2-е издание. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.42, рис.2.11). Монтажный зазор между тепловыделяющими сборками составляет 2 мм (см. Б.А.Дементьев, стр.31). Дистанционирующие решетки тепловыделяющих сборок, устанавливаемых в активную зону ядерного водо-водяного энергетического реактора, имеют повторяющийся недостаток по вогнутости или выгнутости граней обода, что искажает размер “под ключ” при неизменяющемся размере граней, примыкающих к углам обода. Зазоры, образованные вогнутостью граней ободов, суммируясь и перераспределяясь при изгибах тепловыделяющих сборок в процессе эксплуатации, создают предпосылку повышенных прогибов тепловыделяющих сборок.In the well-known active zone of a nuclear water-water power reactor containing a lower support grid, on which fuel assemblies are installed that form an active zone spaced apart from above by a perforated shell of the protective tube unit, where each of the fuel assemblies contains a head, a shank, a bundle of fuel elements placed in spacing grids tightened by rims, the “turnkey” size along the edges of which is less than the step of placing fuel assemblies in the lower support grid by an amount mounting gap (see B. A. Dementyev. Nuclear power reactors, 2nd edition. M., Energoatomizdat, 1990, p. 42, Fig. 2.11). The mounting gap between the fuel assemblies is 2 mm (see B.A. Dementiev, p. 31). Remote lattices of fuel assemblies installed in the active zone of a nuclear water-water power reactor have a repeated lack of concavity or curvature of the rim faces, which distorts the “turn-key” size with an unchanged size of faces adjacent to the corners of the rim. The gaps formed by the concavity of the rim faces, summing up and redistributing during bending of the fuel assemblies during operation, create the prerequisite for increased deflections of the fuel assemblies.

Образование повышенных зазоров между тепловыделяющими сборками приводит к локальному повышению количества замедлителя (воды), в результате чего в ближайших тепловыделяющих элементах тепловыделяющих сборок энерговыделение повысится сверх значений, допустимых по условиям надежного охлаждения.The formation of increased gaps between the fuel assemblies leads to a local increase in the amount of moderator (water), as a result of which the energy release in the nearest fuel elements of the fuel assemblies will increase above the values allowed under reliable cooling conditions.

Как уже указывалось выше повышенный зазор между тепловыделяющими сборками может вызвать деформацию тепловыделяющей сборки в этом направлении и возможна деформация как пучков тепловыделяющих элементов, так и каналов направляющих с заклиниванием в них стержней управления и защиты.As already mentioned above, an increased gap between the fuel assemblies can cause deformation of the fuel assembly in this direction and deformation of both bundles of fuel elements and guide channels with jammed control and protection rods in them is possible.

Технической задачей изобретения является повышение надежности и безопасности работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и дистанционирования тепловыделяющих сборок в активной зоне относительно друг друга.An object of the invention is to increase the reliability and safety of a nuclear pressurized water reactor by reducing the unevenness of energy release in the core, reducing the resistance forces during emergency entry of the protection and control rods and spacing the fuel assemblies in the core relative to each other.

Эта техническая задача решается тем, что в тепловыделяющей сборке, содержащей головку, хвостовик и пучок тепловыделяющих элементов, размещенных в дистанционирующих решетках, стянутых ободами, согласно изобретению на дистанционирующих решетках тепловыделяющей сборки на каждой грани в местах, примыкающих к углам обода, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра с размером “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам, равным суммарному размеру “под ключ” по граням обода дистанционирующей решетки и суммарной высоте двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер, равной половине монтажного зазора между тепловыделяющими сборками, устанавливаемыми в активную зону ядерного водо-водяного энергетического реактора, определяемым по формулам:This technical problem is solved in that in a fuel assembly comprising a head, a shank and a bundle of fuel elements located in the spacer grids tightened by the rims, according to the invention, on the spacer grids of the fuel assembly on each face at the points adjacent to the corners of the rim, profile with symmetrical rounding support ribs with a “turnkey” dimension along the profile ribs with symmetrical rounding support ribs equal to the total “turnkey” size along the edges of the rim th grating and the total height profile with two symmetrical arcuate bearing ribs, equal to half the mounting gap between fuel assemblies to be installed in nuclear VVER active zone defined by the formulas:

2Н=

Figure 00000002
Lм.з.,2H =
Figure 00000002
L m .,

Крг+2Н,K p = K g + 2H,

где Кг - размер “под ключ” по граням обода дистанционирующей решетки,where K g - the size of "turnkey" along the faces of the rim of the spacer grid,

Lм.з. - величина монтажного зазора между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора,L M.Z. - the size of the mounting gap between the fuel assemblies in the active zone of a nuclear reactor,

Кр - размер “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам,To p - the size of the "turnkey" profile with symmetrical curvature of the support ribs,

2Н - суммарная высота двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер.2H - the total height of two profile with symmetrical curves of the supporting ribs.

Другими отличиями являются: выполнение на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток профильных с симметричными закруглениями опорных ребер, наклонными под углом к горизонтальной оси α=5-85°, образующих проекцию “X” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток, тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора; выполнение на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток профильных с симметричными закруглениями опорных ребер в виде чередующихся на каждой грани углов с раствором вверх и вниз, образующих проекцию “ХХ” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.Other differences are: the implementation on the faces adjacent to the corners of the rims of the spacing grids profile with symmetrical curves of the support ribs, inclined at an angle to the horizontal axis α = 5-85 °, forming a projection “X” on the vertical plane when combining two faces of the rims of the adjacent spacing grids fuel assemblies in the core of a nuclear reactor; the implementation on the faces adjacent to the corners of the rims of the spacing grids profile with symmetrical curves of the support ribs in the form of alternating angles on each face with the solution up and down, forming a projection “XX” on a vertical plane when combining two faces of the rims of adjacent spacing grids of fuel assemblies in the active zone nuclear reactor.

Такое выполнение профильных с симметричными закруглениями опорных ребер на гранях, примыкающих к углам обода дистанционирующей решетки позволит повысить надежность и безопасность работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и за счет дистанционирования тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора при сохранении каналов протока теплоносителя между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора, монтажного зазора между тепловыделяющими сборками и уменьшенного монтажного зазора между профильными с симметричными закруглениями опорными ребрами каждой грани дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.Such a design of support ribs profile with symmetrical curvatures on faces adjacent to the corners of the rim of the spacer grid will improve the reliability and safety of the nuclear water-water power reactor by reducing the unevenness of energy release in the core, reducing the resistance forces during emergency entry of protection and control rods and due to the spacing of fuel assemblies in the core of a nuclear reactor while maintaining the channels of the coolant flow between the fuel and assemblies in the core of a nuclear reactor, the mounting gap between the fuel assemblies and the reduced mounting gap between the profile with symmetrical curvature support ribs of each face of the spacer grids of the fuel assemblies in the core of the nuclear reactor.

На чертежах представлена тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора, где:The drawings show a fuel assembly of a nuclear pressurized water reactor, where:

на фиг.1 - тепловыделяющая сборка;figure 1 - fuel assembly;

на фиг.2 - продольный разрез реактора с тепловыделяющими сборками;figure 2 is a longitudinal section of a reactor with fuel assemblies;

на фиг.3 - поперечное сечение тепловыделяющих сборок в активной зоне;figure 3 is a cross section of fuel assemblies in the active zone;

на фиг.4 - проекция “X” профильных с симметричными закруглениями опорных ребер при стыковке двух граней ободов дистанционирующих решеток;figure 4 - projection “X” profile with symmetrical rounding of the support ribs when joining two faces of the rims of the spacing grids;

на фиг.5 - проекция “ХХ” профильных с симметричными закруглениями опорных ребер при стыковке двух граней ободов дистанционирующих решеток.figure 5 is a projection of "XX" profile with symmetrical curvature of the supporting ribs when joining two faces of the rims of the spacing grids.

Активная зона ядерного водо-водяного энергетического реактора включает нижнюю опорную решетку 1, на которую установлены тепловыделяющие сборки 2, образующие активную зону 3, дистанционируемые сверху перфорированной обечайкой блока защитных труб 4, где каждая из тепловыделяющих сборок 2 содержит головку 5, хвостовик 6, пучок тепловыделяющих элементов 7, установленных в дистанционирующих решетках 8, стянутых ободами 9. Размер “под ключ” по граням 10 ободов 9 “Кг” меньше шага L размещения тепловыделяющих сборок 2 в нижней опорной решетке 1 на величину Lм.з. монтажного зазораThe active zone of a nuclear water-water power reactor includes a lower support grid 1, on which fuel assemblies 2 are mounted, forming an active zone 3, spaced apart from above by a perforated shell of the protective tube unit 4, where each of the fuel assemblies 2 contains a head 5, a shank 6, a bundle of fuel elements 7 installed in the spacer grids 8, tightened by the rims 9. The “turnkey” size along the faces of 10 rims 9 “K g ” is less than the step L of the placement of fuel assemblies 2 in the lower support grid 1 by magnitude L m.z. mounting clearance

Кг=L-Lм.з. K g = LL m.s.

На дистанционирующих решетках 8 тепловыделяющих сборок 2 на каждой грани 10 в местах, примыкающих к углам 11, выполнены под углом 5-85° к горизонтальной оси профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12 с размером “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам 12 “Кр”, равным суммарному размеру “под ключ” по граням 10 обода 9 дистанционирующей решетки 8 “Кг” и суммарной высоте 2Н - двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер 12, равных половине монтажного зазора Lм.з. между тепловыделяющими сборками 2, устанавливаемыми в активную зону 3 ядерного водо-водяного энергетического реактора.On the spacer grids 8 of the fuel assemblies 2 on each face 10, in the places adjacent to the corners 11, support ribs 12 with a “turn-key” size along the support ribs 12 with profile with symmetrical curves are made at an angle of 5-85 ° to the horizontal axis “K p ” equal to the total “turnkey” size along the faces 10 of the rim 9 of the spacer grill 8 “K g ” and the total height of 2H - two profile support ribs 12 with symmetrical curvatures equal to half of the mounting gap L.m. between fuel assemblies 2 installed in the core 3 of a nuclear pressurized water reactor.

2Н=

Figure 00000003
Lм.з.,2H =
Figure 00000003
L M.Z. ,

Кр=Кг+2Н.K p = K g + 2H.

Выполненные на гранях 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 профильные с симметричными закруглениями ребра 12 позволят дистанционировать тепловыделяющие сборки по всей их высоте в активной зоне ядерного реактора и решить поставленную техническую задачу по повышению надежности и безопасности работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и за счет дистанционирования тепловыделяющих сборок по всей их высоте в активной зоне ядерного реактора при сохранении каналов протока теплоносителя между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора.Performed on the faces of 10 rims 9 spacing grids 8 profile with symmetrical rounding ribs 12 will allow you to distance the fuel assemblies over their entire height in the active zone of a nuclear reactor and to solve the technical task to improve the reliability and safety of a nuclear water-water power reactor by reducing the uneven energy in the active zone, reducing the resistance forces during emergency entry of the protection and control rods and due to the distance, the heat their assemblies over their entire height of the core of a nuclear reactor while maintaining coolant flow channels between the fuel assemblies in the core of a nuclear reactor.

Выполнение на гранях 10, примыкающих к углам 11 ободов 9, профильных с симметричными закруглениями опорных ребер 12 в виде чередующихся на каждой грани углов 13 с раствором вверх и вниз, образующих проекцию “ХХ” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней 10 ободов 9 соседних дистанционирующих решеток 8 тепловыделяющих сборок 2 в активной зоне 3 ядерного реактора, позволит при изготовлении дистанционирующих решеток 8 исключить ориентирование ободов 9 в зависимости от направления углов 13 опорных ребер 12, а при размещении тепловыделяющих сборок 2 в активной зоне 3 ядерного реактора надежно дистанционировать тепловыделяющие сборки 2 относительно друг друга без их разворота и смещения.The execution on the faces 10 adjacent to the corners 11 of the rims 9, profile with symmetrical rounding of the support ribs 12 in the form of angles 13 alternating on each face with the solution up and down, forming a projection “XX” on a vertical plane when two faces 10 of the adjacent rim 9 are aligned lattices 8 of fuel assemblies 2 in the core 3 of a nuclear reactor, will allow in the manufacture of spacer grids 8 to exclude the orientation of the rims 9 depending on the direction of the angles 13 of the support ribs 12, and when placing the fuel x assemblies 2 in the active zone 3 of a nuclear reactor reliably distance the fuel assemblies 2 relative to each other without their rotation and displacement.

Ядерный реактор включает подвешенные к приводам 14 стержни 15 управления и защиты, входящие в каналы 16 направляющие тепловыделяющих сборок 2, патрубки 17 ввода теплоносителя и патрубки 18 вывода теплоносителя из корпуса 19 ядерного реактора.The nuclear reactor includes control and protection rods 15 suspended from the drives 14, guides of the fuel assemblies 2 included in the channels 16, coolant inlet pipes 17 and coolant outlet pipes 18 from the nuclear reactor body 19.

Активная зона ядерного реактора работает следующим образом. При установке тепловыделяющих сборок 2 на нижнюю опорную решетку 1 в активной зоне 3 профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12, выполненные под углом 5-85° к горизонтальной оси, образуют проекцию “X” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 тепловыделяющих сборок 2, а профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12, выполненные в виде углов 13, чередующихся на каждой грани 10, примыкающей к углам 11 обода 9 с углами раствора вверх и вниз, образуют проекцию на вертикальную плоскость “ХХ” при совмещении двух граней 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 по всей высоте тепловыделяющих сборок 2 и исключают возможный прогиб тепловыделяющих сборок 2 до начала контакта со смежными тепловыделяющими сборками 2. При этом размер “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам 12The core of a nuclear reactor operates as follows. When the fuel assemblies 2 are installed on the lower support grid 1 in the core 3, the support ribs 12, formed with symmetrical curves, made at an angle of 5-85 ° to the horizontal axis, form a projection “X” on a vertical plane when two faces 10 rims 9 of the spacing grids are combined 8 fuel assemblies 2, and support ribs 12, profile with symmetrical curves, made in the form of angles 13, alternating on each face 10 adjacent to the corners 11 of the rim 9 with the solution angles up and down, form a projection onto the vertical the “XX” plane when combining two faces 10 of the rim 9 of the spacer grids 8 over the entire height of the fuel assemblies 2 and exclude the possible deflection of the fuel assemblies 2 before contact with adjacent fuel assemblies 2. In this case, the “turn-key” dimension is along the profile edges with symmetrical roundings 12

“Кр”=Кг+2Н, где“K p ” = K g + 2H, where

2Н=

Figure 00000004
Lм.з., а Кг=L-Lм.з., т.е.2H =
Figure 00000004
L M.Z. , and K g = LL m.s. , i.e.

2Н=

Figure 00000005
×2; Н=0,5, Кг=234 мм2H =
Figure 00000005
× 2; H = 0.5, K g = 234 mm

Кр=234+2×0,5; Кр=235 мм.K p = 234 + 2 × 0.5; To p = 235 mm.

Тепловыделяющие сборки 2 в активной зоне 3 дистанционируются сверху перфорированной обечайкой с блоком защитных труб 4, а тепловыделяющие сборки 2, содержащие головку 5, хвостовик 6, пучок тепловыделяющих элементов 7, дистанционируются между собой профильными с симметричными закруглениями опорными ребрами 12 или опорными ребрами в виде углов 13.The fuel assemblies 2 in the core 3 are spaced apart from above by a perforated shell with a protective tube block 4, and the fuel assemblies 2, containing a head 5, a shank 6, a bundle of fuel elements 7, are spaced apart by profile ribs 12 or supporting ribs in the form of angles thirteen.

Стержни 15 управления защиты с приводами 14, входящие в каналы 16 направляющие тепловыделяющих сборок 2, размещают в верхнем положении и через патрубки 17 подают теплоноситель, а через патрубки 18 из корпуса 19 теплоноситель выводят.The protection control rods 15 with actuators 14, which are included in the channels 16 of the guides of the fuel assemblies 2, are placed in the upper position and the coolant is supplied through the nozzles 17, and the coolant is discharged through the nozzles 18 from the housing 19.

Принято решение выполнения профильных с симметричными закруглениями опорных ребер на дистанционирующих решетках тепловыделяющих сборок и использования их в ядерном реакторе.A decision has been made to carry out support ribs with symmetrical curves on spacing grids of fuel assemblies and to use them in a nuclear reactor.

Claims (3)

1. Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора, содержащая головку, хвостовик, пучок тепловыделяющих элементов, размещенных в дистанционирующих решетках, стянутых ободами, отличающаяся тем, что на дистанционирующих решетках тепловыделяющей сборки на каждой грани в местах, примыкающих к углам обода, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра с размером "под ключ" по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам, равным суммарному размеру "под ключ" по граням обода дистанционирующей решетки и суммарной высоте двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер, равной половине монтажного зазора между тепловыделяющими сборками, устанавливаемыми в активную зону ядерного водо-водяного энергетического реактора, определяемым по формулам:1. The fuel assembly of a nuclear water-water power reactor, comprising a head, a shank, a bundle of fuel elements placed in the spacer grids tightened by rims, characterized in that on the spacer grids of the fuel assembly on each face in places adjacent to the corners of the rim are made profile with symmetrical roundings, support ribs with a turnkey size along profile support ribs with symmetrical roundings equal to the total turnkey size along the edges of the rim guide lattices and the total height profile with two symmetrical arcuate bearing ribs, equal to half the mounting gap between fuel assemblies to be installed in nuclear VVER active zone defined by the formulas:
Figure 00000006
Figure 00000006
Крг+2Н, гдеK p = K g + 2H, where Кг - размер "под ключ" по граням обода дистанционирующей решетки;To g - the size of the "turnkey" along the faces of the rim of the spacer grid; Lм.з. - величина монтажного зазора между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора;L M.Z. - the size of the mounting gap between the fuel assemblies in the active zone of a nuclear reactor; Кр - размер "под ключ" по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам;To p - the size of the "turnkey" profile with symmetrical rounding support ribs; 2Н - суммарная высота двух профильных с симметричными закругленными опорных ребер.2H is the total height of two profile with symmetrical rounded supporting ribs.
2. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра с наклоном под углом α=5-85° к горизонтальной оси, образующих проекцию X на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.2. The fuel assembly according to claim 1, characterized in that on the faces adjacent to the corners of the rims of the spacer grids, support ribs with profile with symmetrical curves are made with a slope at an angle α = 5-85 ° to the horizontal axis, forming a projection X on a vertical plane when combining two faces of the rims of adjacent spacer grids of fuel assemblies in the core of a nuclear reactor. 3. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра в виде чередующихся на каждой грани углов с раствором вверх и вниз, образующих проекцию XX на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.3. The fuel assembly according to claim 1, characterized in that on the faces adjacent to the corners of the rims of the spacing grids, profile ribs are made with symmetrical curvatures in the form of alternating angles on each face with the solution up and down, forming a projection XX on a vertical plane at combining two faces of the rims of adjacent spacer grids of fuel assemblies in the core of a nuclear reactor.
RU2003115890/06A 2003-05-27 2003-05-27 Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor RU2255384C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003115890/06A RU2255384C2 (en) 2003-05-27 2003-05-27 Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003115890/06A RU2255384C2 (en) 2003-05-27 2003-05-27 Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2003115890A RU2003115890A (en) 2004-11-20
RU2255384C2 true RU2255384C2 (en) 2005-06-27

Family

ID=35836912

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2003115890/06A RU2255384C2 (en) 2003-05-27 2003-05-27 Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2255384C2 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4749544A (en) Thin walled channel
KR101722267B1 (en) Split spring anti-fretting fuel rod support structure
WO2023087898A1 (en) Fuel assembly grid, fuel assembly, and pressurized water reactor core
RU2340019C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly
JP2004509322A (en) Spacer grid for pressurized water reactor fuel assembly
KR101002719B1 (en) Spacer grid spring having a hole in the contact area with fuel rod
US5787140A (en) Handle assembly and channel for a nuclear reactor fuel bundle assembly
RU2255384C2 (en) Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor
JP5713480B2 (en) Grid and spacer combinations used in nuclear fuel assemblies
JPH09504863A (en) Control rod for nuclear reactor
RU2462774C2 (en) Fuel assembly for fast neutron reactor
US8243872B2 (en) Spacer grid for close-spaced nuclear fuel rods
KR20080060801A (en) Improved fretting wear resistance spacer grid with w-type and m-type spring
US3798125A (en) Nuclear fuel subassembly
RU2728894C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly (versions)
RU2138861C1 (en) Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly
US4097331A (en) Coolant mass flow equalizer for nuclear fuel
USRE34246E (en) Thin walled channel
RU2410771C1 (en) Working holder for nuclear reactor with thermal power between 1150 mw and 1700 mw (versions)
RU2216056C2 (en) Fuel assembly and core of water-cooled nuclear reactor
RU2234752C2 (en) Nuclear reactor fuel assembly
RU2532261C1 (en) Apparatus for spacing fuel elements
RU6465U1 (en) FUEL ASSEMBLY
RU2554719C2 (en) Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly
RU2317600C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly