RU2303299C2 - Тепловыделяющий элемент ядерного реактора - Google Patents
Тепловыделяющий элемент ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2303299C2 RU2303299C2 RU2005126562/06A RU2005126562A RU2303299C2 RU 2303299 C2 RU2303299 C2 RU 2303299C2 RU 2005126562/06 A RU2005126562/06 A RU 2005126562/06A RU 2005126562 A RU2005126562 A RU 2005126562A RU 2303299 C2 RU2303299 C2 RU 2303299C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- shell
- hold
- ratio
- turns
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: тепловыделяющий элемент ядерного реактора содержит герметичную оболочку из сплава циркония, заглушки, топливный столб, имеет газосборник с размещенным в нем фиксатором для поджатия топливного столба, выполненным из железохромоникилиевого сплава, в виде цилиндрической пружины, имеющей фиксирующие и компенсирующие витки, соединенные буферным витком. При этом отношение высоты топливного столба к длине участка фиксатора, образованного компенсирующими витками, составляет от 20 до 45, при отношении величины натяга между наружным диаметром фиксирующих витков в свободном состоянии и внутренним диаметром оболочки к толщине стенки оболочки от 1,2 до 2. Преимущества изобретения заключаются в повышении надежности работы твэла и снижении затрат на его изготовление. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области создания тепловыделяющих элементов (твэл) активных зон ядерных реакторов, и может быть использовано при изготовлении стержневых твэлов.
Известен твэл стержневого типа с газосборником, состоящим из оболочки, концевых деталей, столба топлива в виде таблеток и расположенного в газосборнике устройства, выполненного в виде спиральной пружины, содержащей в удаленном от столба топлива конце, по крайней мере, два витка с диаметром в ненапряженном состоянии больше внутреннего диаметра оболочки твэла, и служащего для поджатая топливного столба (см. патент США №4871509, кл. G21С 3/00,1989 г.).
Недостатком данного твэла является проблематичность использования такого фиксатора при достаточно большой длине газосборника. Кроме этого, конструктивно не определены условия закрепления фиксатора в компенсационном объеме твэла, что может приводить либо к его сдвигу, либо, к недопустимой нагрузке оболочки радиальным усилием.
Наиболее близким к предлагаемому решению - прототипом является твэл по патенту РФ №2150150, МКИ G21C 3/18, 2000 г, содержащий герметичную оболочку, топливный столб, устройство - фиксатор, выполненный из специального железохромоникилиевого сплава, в виде цилиндрической пружины, имеющей фиксирующие, компенсирующие витки, соединенные буферным витком.
Недостатком данного твэла является достаточно жесткая ограниченность длины фиксатора по отношению к длине компенсационного объема. Конструкция фиксатора также не исключает возможность силового радиального воздействия на оболочку твэла при больших натягах между фиксирующими витками и внутренним диаметром оболочки, что может при определенных условиях способствовать развитию в ней коррозионных процессов. Применение в конструкции твэла фиксатора из специального железохромоникилиевого сплава не всегда оправдано из-за их высокой стоимости и низкой технологичности.
Технической задачей изобретения является повышение надежности работы твэла, повышение эффективности использования топлива и снижение затрат на его изготовление.
Решение технической задачи достигается тем, что в тепловыделяющем элементе ядерного реактора, содержащем герметичную оболочку из сплава циркония, заглушки, топливный столб, газосборник с размещенным в нем фиксатором для поджатия топливного столба, выполненным из железохромоникилиевого сплава, в виде цилиндрической пружины, имеющей фиксирующие и компенсирующие витки, соединенные буферным витком, согласно формуле изобретения отношение высоты топливного столба к длине участка фиксатора, образованного компенсирующими витками, составляет от 20 до 45, а отношение величины натяга между наружным диаметром фиксирующих витков в свободном состоянии и внутренним диаметром оболочки к толщине стенки оболочки от 1,2 до 2.
Задача решается также благодаря тому, что фиксатор выполнен из нержавеющей стали аустенитного класса типа 12Х18Н10Т.
Указанная совокупность признаков является новой не известной из уровня техники и решает поставленную задачу, так как:
- при отношении высоты топливного столба к длине участка, образованного компенсирующими витками, в пределах от 20 до 45 достигаются необходимые условия поджатия топливного столба и обеспечивается работоспособность фиксатора. Если величина этого отношения превышает 45, то, как правило, взаимодействие топливного столба с фиксатором представляет собой их жесткий упор друг в друга, что приводит к дополнительной нагрузке на оболочку и может способствовать ее преждевременному выходу из строя. Уменьшение этого соотношения меньше 20 приводит к недостаточному поджатию топливного столба и способствует возникновению между его таблетками зазоров, вызывающих перегрев оболочки в этом месте и снижение ее эксплуатационных характеристик;
- величина отношения натяга между наружным диаметром фиксирующих витков в свободном состоянии и внутренним диаметром оболочки к толщине стенки оболочки более 1,2 обеспечивает фиксацию фиксатора относительно оболочки твэла. При величине этого отношения менее 2 исключается чрезмерная нагрузка оболочки растягивающим ее радиальным усилием и исключается возможность возникновения в оболочке твэла повышенных растягивающих напряжений, которые могут способствовать развитию в ней коррозионных процессов,
- использование нержавеющей стали типа 12Х18Н10Т упрощает технологию изготовления фиксатора, снижает стоимость твэла и повышает надежность его работы в нестандарных ситуациях расположения топливных таблеток, вызывающих их повышенное взаимодействие с оболочкой.
На чертеже представлена конструкция твэла.
Твэл состоит из оболочки 1, загерметизированной по торцам заглушками 2 и 3, на одну из которых опирается топливный столб 4, а со стороны другой имеется компенсационный объем 5, длина которого достаточна для размещения в нем фиксатора 6. Длина фиксатора в свободном состоянии может быть больше длины компенсационного объема, а в сжатом состоянии меньше длины компенсационного объема твэла, по крайней мере, на величину запрессовки заглушки 3 в оболочку. Фиксатор 6 выполнен из железохромоникилиевого сплава, например из нержавеющей стали аустенитного класса типа 12Х18Н10Т и содержит компенсирующие витки 7, имеющие возможность свободного перемещения относительно стенки оболочки, и фиксирующие витки 8, установленные с натягом по внутреннему диаметру оболочки 1. Компенсирующие витки 7 и фиксирующие витки 8 соединяются через буферные витки 9. В зависимости от высоты топливного столба соотношение высоты топливного столба к длине участка, образованного компенсирующими витками, находится в пределах от 20 до 45, а величина натяга между наружным диаметром фиксирующих витков в свободном состоянии и внутренним диаметром оболочки к толщине ее стенки составляет соответственно от 1,2 до 2.
Предлагаемый твэл работает следующим образом.
После изготовления оболочки топливный столб твэла поджимается фиксатором, удерживающим топливный столб в таком состоянии в процессе его транспортировки вплоть до установки в реактор. При выходе реактора на мощность в результате разогрева длина топливного столба увеличивается. При этом компенсирующие витки фиксатора, поджимающего топливный столб, сжимаются, а фиксатор удерживается в неподвижном относительно оболочки состоянии за счет фиксирующих витков, установленных с натягом по внутреннему диаметру оболочки. Сжатие компенсирующих витков осуществляется без их жесткого упора в буферный виток, но с усилием, достаточным для гарантированного поджатия топливного столба. Фиксирующие витки удерживают фиксатор неподвижно относительно оболочки и в то же время не создают в ней за счет выбранной величины натяга относительно оболочки напряжений, достаточных для развития коррозионных процессов. Использование в качестве конструкционного материала фиксатора нержавеющей аустенитной стали типа 12Х18Н10Т способствует уменьшению усилия поджатия снижению столба топлива и вероятности возникновения храпового эффекта при взаимодействии топливных таблеток и оболочки, в том числе и при асимметричном расположении топливных таблеток, например из-за попадания частиц топлива между их торцевыми поверхностями.
Фиксатор в свободном состоянии имеет диаметр фиксирующих витков больше величины внутреннего диаметра оболочки, при этом остальная его часть имеет диаметр гарантированно меньше внутреннего диаметра оболочки, разница в величине этих диаметров обычно составляет порядка 0,5 мм.
Claims (2)
1. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, содержащий герметичную оболочку из сплава циркония, заглушки, топливный столб, газосборник с размещенным в нем фиксатором для поджатия топливного столба, выполненным из железохромоникилиевого сплава, в виде цилиндрической пружины, имеющей фиксирующие и компенсирующие витки, соединенные буферным витком, отличающийся тем, что отношение высоты топливного столба к длине участка фиксатора, образованного компенсирующими витками, составляет от 20 до 45, при отношении величины натяга между наружным диаметром фиксирующих витков в свободном состоянии и внутренним диаметром оболочки к толщине стенки оболочки от 1,2 до 2.
2. Тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что фиксатор выполнен из нержавеющей стали аустенитного класса типа 12Х18Н10Т.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005126562/06A RU2303299C2 (ru) | 2005-08-22 | 2005-08-22 | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005126562/06A RU2303299C2 (ru) | 2005-08-22 | 2005-08-22 | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2005126562A RU2005126562A (ru) | 2007-02-27 |
RU2303299C2 true RU2303299C2 (ru) | 2007-07-20 |
Family
ID=37990422
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2005126562/06A RU2303299C2 (ru) | 2005-08-22 | 2005-08-22 | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2303299C2 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2588609C1 (ru) * | 2015-03-17 | 2016-07-10 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора |
-
2005
- 2005-08-22 RU RU2005126562/06A patent/RU2303299C2/ru active
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2588609C1 (ru) * | 2015-03-17 | 2016-07-10 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2005126562A (ru) | 2007-02-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR101730058B1 (ko) | 핵연료봉 및 이러한 연료봉에 대한 펠렛을 제조하는 방법 | |
JP6188872B2 (ja) | 核制御棒およびその製造方法、ならびに核吸収集合体 | |
KR20130087488A (ko) | 개방 기공이 있는 핵연료봉용 고체 계면 조인트 | |
US2984613A (en) | Fuel element for nuclear reactors | |
US4355002A (en) | Nuclear fuel assembly | |
RU2303299C2 (ru) | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора | |
US4871509A (en) | Fuel column retainer using radially compressed spring | |
JP5839743B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用制御棒の製造方法 | |
KR100844882B1 (ko) | 핵연료집합체의 핵연료봉 내부 공간 증가 및 압축스프링지지를 위한 봉단마개를 구비한 핵연료봉 | |
Kjaerheim et al. | In-core study of the mechanical interaction between fuel and cladding | |
KR101349133B1 (ko) | 원자로 노심 상부 누름집합체 | |
KR100775575B1 (ko) | 이중 누름 스프링을 사용한 핵연료집합체용 상단고정체 | |
JP3083258B2 (ja) | 原子炉燃料棒及びそのプレナムスプリング装置 | |
RU2150152C1 (ru) | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора | |
RU2150150C1 (ru) | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора | |
KR100889033B1 (ko) | 핵연료집합체의 항아리형 핵연료봉 내부 공간 증가 스프링 | |
RU2150151C1 (ru) | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора | |
EP0361037A2 (en) | Self-locking plenum spring | |
RU18011U1 (ru) | Тепловыделяющий элемент канального уран-графитового реактора | |
US3989590A (en) | Pressurized fuel elements for nuclear reactors | |
JP2005091066A (ja) | 燃料集合体 | |
CN115132380A (zh) | 一种弥散微封装棒状燃料元件及燃烧其的热管反应堆 | |
JPS64675B2 (ru) | ||
WO2022146159A1 (ru) | Пружинный фиксатор топливного столба твэлов | |
JPH07209461A (ja) | 沸騰水型原子炉および燃料集合体 |