RU2358341C1 - Nuclear reactor fuel element - Google Patents
Nuclear reactor fuel element Download PDFInfo
- Publication number
- RU2358341C1 RU2358341C1 RU2008108385/06A RU2008108385A RU2358341C1 RU 2358341 C1 RU2358341 C1 RU 2358341C1 RU 2008108385/06 A RU2008108385/06 A RU 2008108385/06A RU 2008108385 A RU2008108385 A RU 2008108385A RU 2358341 C1 RU2358341 C1 RU 2358341C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel element
- fuel
- parts
- solder
- shell
- 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)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при создании тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов на быстрых нейтронах.The invention relates to nuclear energy and can be used to create fuel elements (fuel elements) of nuclear reactors with fast neutrons.
Известен твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах (БН-600), содержащий оболочку из легированной стали, внутри которой размещены топливный столб из таблеток делящегося материала, торцевые экраны, компенсационный объем и концевые детали [Ушаков Г.Н. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.: Энергоиздат, 1981. С.29, рис.1.6б и с.36].Known fuel rod of a fast neutron reactor (BN-600), containing a shell of alloy steel, inside which are placed a fuel column of pellets of fissile material, end screens, compensation volume and end parts [Ushakov G.N. Technological channels and fuel elements of nuclear reactors. M .: Energoizdat, 1981. P. 29, Fig. 1.6b and p. 36].
Недостатком твэла является относительно низкая максимальная рабочая температура оболочки (710°С).The disadvantage of a fuel rod is the relatively low maximum operating temperature of the cladding (710 ° C).
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является твэл ядерного энергетического реактора, содержащий низкотемпературную и высокотемпературную части твэла, соединенные между собой в осевом направлении, каждая из которых включает оболочку с топливным столбом, торцевой экран, компенсационный объем и концевую деталь. Оболочка низкотемпературной части выполнена из стали ферритного класса, а оболочка высокотемпературной части - из жаропрочной стали аустенитного класса. [Патент на изобретение РФ №1345917. Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах. МКИ6 G21C 3/07. Пр-т от 28.05.1985].The closest in technical essence to the claimed device is a fuel rod of a nuclear power reactor containing low-temperature and high-temperature parts of the fuel rod, connected to each other in the axial direction, each of which includes a shell with a fuel column, an end shield, a compensation volume and an end piece. The shell of the low temperature part is made of ferritic steel, and the shell of the high temperature part is made of heat-resistant austenitic steel. [Patent for the invention of the Russian Federation No. 1345917. The fuel element of a fast neutron nuclear power reactor. MKI 6 G21C 3/07. Ave from 05/28/1985].
Недостатком известного твэла является относительно низкий уровень максимальной температуры рабочего диапазона (до 710°С).A disadvantage of the known fuel rod is the relatively low level of the maximum temperature of the operating range (up to 710 ° C).
Перед авторами стояла задача устранения указанного недостатка, а именно повышение максимальной температуры рабочего диапазона (до 950°С).The authors were faced with the task of eliminating this drawback, namely, increasing the maximum temperature of the working range (up to 950 ° C).
Технический результат состоит в расширении функциональных возможностей твэла и повышении уровня безопасности работы ядерного реактора.The technical result consists in expanding the functionality of a fuel rod and increasing the level of safety of a nuclear reactor.
Для устранения указанного недостатка в тепловыделяющем элементе ядерного реактора, содержащем две соединенные между собой в осевом направлении части, каждая из которых включает оболочку с топливом, торцевым экраном и концевой деталью, причем одна из оболочек выполнена из стали аустенитного класса предлагается:To eliminate this drawback in a fuel element of a nuclear reactor containing two axially interconnected parts, each of which includes a shell with fuel, an end shield and an end piece, one of the shells made of austenitic steel is proposed:
- оболочки низкотемпературной и высокотемпературной частей выполнить соответственно из аустенитной стали и молибденового сплава;- shell low-temperature and high-temperature parts, respectively, of austenitic steel and molybdenum alloy;
- в каждой из оболочек установить по одной вставке, изготовленной из материала соответствующей оболочки;- in each of the shells, install one insert made of the material of the corresponding shell;
- вставки соединить между собой припоем.- Insert the interconnected solder.
В частных случаях исполнения тепловыделяющего элемента предлагается:In special cases, the performance of the fuel element is proposed:
- в обеих частях тепловыделяющих элементов выполнить компенсационные объемы;- in both parts of the fuel elements to perform compensation volumes;
- по меньшей мере, в одном компенсационном объеме установить компенсационную пружину;- install a compensation spring in at least one compensation volume;
- в качестве аустенитной стали использовать сталь марки 06Х16Н15М2Г2ТФР;- as austenitic steel use steel grade 06X16H15M2G2TFR;
- в качестве молибденового сплава использован сплав марки ЦМ-10;- as a molybdenum alloy used alloy grade TSM-10;
- в качестве припоя использован припой марки ПЖГ-20.- as solder used solder brand ПЖГ-20.
На чертеже схематически изображено продольное осевое сечение тепловыделяющего элемента. На чертеже приняты следующие обозначения: 1 - вставка; 2 - компенсационная пружина; 3 - компенсационный объем; 4 - концевая деталь; 5 - оболочка; 6 - припой; 7 - топливо; 8 - торцевой экран.The drawing schematically shows a longitudinal axial section of a fuel element. In the drawing, the following notation: 1 - insert; 2 - compensation spring; 3 - compensation volume; 4 - end piece; 5 - shell; 6 - solder; 7 - fuel; 8 - end screen.
Тепловыделяющий элемент ядерного реактора содержит две соединенные между собой в осевом направлении части. Каждая из частей включает оболочку 5 с топливом 7, торцевым экраном 8 и концевой деталью 4.The fuel element of a nuclear reactor contains two axially interconnected parts. Each of the parts includes a shell 5 with fuel 7, an end shield 8 and an end piece 4.
Оболочки 5 низкотемпературной и высокотемпературной частей выполнены соответственно из аустенитной стали и молибденового сплава.The shell 5 of the low and high temperature parts are respectively made of austenitic steel and a molybdenum alloy.
В качестве аустенитной стали использована, в частности, сталь марки 06Х16Н15М2Г2ТФР ТУ 14-3-1511-87, состоящей из сплава железа со следующими элементами (в % массы): С - 0,066; Mn - 1,36; Si - 0,44; Р - 0,01; S - 0,004; Cr - 15,15; Ni - 14,7; Mo - 2,45; N - 0,01; Ti - 0,37; В - 0,0041.As austenitic steel was used, in particular, steel grade 06X16H15M2G2TFR TU 14-3-1511-87, consisting of an alloy of iron with the following elements (in% by weight): C - 0.066; Mn 1.36; Si 0.44; P is 0.01; S is 0.004; Cr - 15.15; Ni - 14.7; Mo - 2.45; N is 0.01; Ti 0.37; B - 0.0041.
В качестве молибденового сплава использован, например, сплав марки ПЖГ-20, в состав которого входят следующие элементы (в % массы): Al - от 0,03 до 0,1; С - от 0,001 до 0,008; В - от 0,001 до 0,003 [см. Савицкий Е.М. и др. Тугоплавкие металлы и сплавы. М.: Металлургия, 1986, с.238]. Припой позволяет соединять разнородные металлы без их расплавления и получать их соединения с требуемым комплексом свойств.As a molybdenum alloy, for example, an alloy of the PZHG-20 brand was used, the composition of which includes the following elements (in% by mass): Al - from 0.03 to 0.1; C - from 0.001 to 0.008; B - from 0.001 to 0.003 [see Savitsky E.M. etc. Refractory metals and alloys. M .: Metallurgy, 1986, p.238]. Solder allows you to connect dissimilar metals without melting them and get their compounds with the desired set of properties.
В каждой из оболочек 5 установлено по одной вставке 1. Вставки 1 изготовлены из материалов, соответствующих материалам оболочек 5.In each of the shells 5, one insert 1 is installed. The inserts 1 are made of materials corresponding to the materials of the shells 5.
Выбор состава припоя и предложенная конструкция твэла обеспечивают равнопрочное соединение его частей при всех режимах работы активной зоны.The choice of the composition of the solder and the proposed design of the fuel rod provide an equal strength connection of its parts under all operating conditions of the active zone.
При соединении частей твэла через вставки 1 разрыв топлива между нижней и верхней частями твэла не превышает 15-20 мм.When connecting the parts of the fuel element through the insert 1, the fuel gap between the lower and upper parts of the fuel element does not exceed 15-20 mm.
Вставки 1 соединены между собой припоем 6. В качестве припоя использован припой марки ПЖГ-20 [см. Справочник по пайке. Под ред. Петрунина И.Е. М.: Машиностроение, с.78].Inserts 1 are interconnected by solder 6. As solder, solder of the ПЖГ-20 grade was used [see Soldering reference. Ed. Petrunina I.E. M .: Engineering, p.78].
В частных случаях исполнения тепловыделяющего твэла предусмотрено следующее.In particular cases of the execution of a fuel rod, the following is provided.
Первое, в обеих частях тепловыделяющих элементов выполнены компенсационные объемы 3.First, in both parts of the fuel elements made compensation volume 3.
Второе, по меньшей мере, в одном компенсационном объеме 3 установлена компенсационная пружина 2.The second, at least one compensation volume 3 has a compensation spring 2.
Пример работы активной зоны реактора с заявленным тепловыделяющим элементом.An example of the operation of the reactor core with the claimed fuel element.
В каналах активной зоны ядерного реактора жидкометаллический теплоноситель, имеющий начальную температуру около 650°С, движется вдоль оболочек твэла в направлении от низкотемпературной части твэла к высокотемпературной части, нагревается при движении за счет энергии, выделяемой топливом. При этом температура оболочки 5 низкотемпературной части твэла, выполненной из аустенитной стали марки 06Х16Н15М2Г2ТФР, составляет 650-710°С, а температура оболочки высокотемпературной части твэла, выполненной из молибденового сплава марки ЦМ-10, составляет - 710-950°С.Температура теплоносителя на выходе из активной зоны составляет 950°С.In the channels of the core of a nuclear reactor, a liquid metal coolant having an initial temperature of about 650 ° C moves along the claddings of the fuel rod in the direction from the low-temperature part of the fuel element to the high-temperature part, and is heated by movement due to the energy released by the fuel. The temperature of the cladding 5 of the low-temperature part of the fuel rod made of austenitic steel 06Х16Н15М2Г2ТФР is 650-710 ° С, and the temperature of the cladding of the high-temperature part of the fuel rod made of molybdenum alloy ЦМ-10 is 710-950 ° С. exit from the core is 950 ° C.
Claims (6)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008108385/06A RU2358341C1 (en) | 2008-03-06 | 2008-03-06 | Nuclear reactor fuel element |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008108385/06A RU2358341C1 (en) | 2008-03-06 | 2008-03-06 | Nuclear reactor fuel element |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2358341C1 true RU2358341C1 (en) | 2009-06-10 |
Family
ID=41024837
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2008108385/06A RU2358341C1 (en) | 2008-03-06 | 2008-03-06 | Nuclear reactor fuel element |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2358341C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2724919C1 (en) * | 2019-12-18 | 2020-06-26 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Reactor-converter |
-
2008
- 2008-03-06 RU RU2008108385/06A patent/RU2358341C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2724919C1 (en) * | 2019-12-18 | 2020-06-26 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Reactor-converter |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5759465B2 (en) | Nuclear fuel assembly body and nuclear fuel assembly having nuclear fuel assembly body | |
| JP2013507605A5 (en) | ||
| Cheng et al. | Evaluations of Mo-alloy for light water reactor fuel cladding to enhance accident tolerance | |
| Grossbeck et al. | Fatigue behavior of type 316 stainless steel irradiated in a mixed spectrum fission reactor forming helium | |
| RU2358341C1 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
| Yan et al. | Post-quench ductility evaluation of Zircaloy-4 and select iron alloys under design basis and extended LOCA conditions | |
| Alam et al. | Neutronic assessment of accident-tolerant cladding concepts for civil nuclear marine propulsion cores. Part I: Reactivity and spectral hardening | |
| Zabiego et al. | Overview of CEA’s R&D on GFR fuel element design: from challenges to solutions | |
| Fissolo et al. | Influence of swelling on irradiated CW titanium modified 316 embrittlement | |
| Savchenko et al. | Main results of the development of dispersion type IMF at AA Bochvar Institute | |
| Savchenko et al. | Zirconium Matrix Alloys for Uranium-Intensive Dispersion Fuel Compositions. | |
| Savchenko et al. | Zirconium alloys matrix as innovative material for composite fuel | |
| Xu et al. | Uranium mononitride as a potential commercial LWR fuel | |
| Savchenko et al. | Inert matrix fuel in dispersion type fuel elements | |
| Brown et al. | Reactor Performance Screening of Accident Tolerant Fuel and Cladding Candidate Systems | |
| Donaldson et al. | A transition stress in the creep of an alpha phase zirconium alloy at high temperature | |
| Porter et al. | Extending sodium fast reactor driver fuel use to higher temperatures | |
| Goodwin | Welding process selection for fabrication of a superconducting magnet structure | |
| Yu et al. | Investigation of Zr-based alloy cladding burst mechanisms under Station Blackout using Bison | |
| Leitz et al. | Development of reactor pressure vessel design, neutron fluence calculation, and material specification to Minimize Irradiation Effects | |
| Kim et al. | Carbide and nitride fuels for advanced burner reactor | |
| JPS6017058A (en) | Alloy for apparatus in high irradiation region | |
| Songa et al. | Core Performance Investigation for Conversion Ratio Changes | |
| Mwamba et al. | Self-propagating high-temperature synthesis of a nuclear reactor core melt for safety experiments | |
| Johnson et al. | Vanadium alloys for fusion applications |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20160315 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20190307 |