RU2360305C2 - Тепловыделяющий элемент реактора - Google Patents

Тепловыделяющий элемент реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2360305C2
RU2360305C2 RU2007119235/06A RU2007119235A RU2360305C2 RU 2360305 C2 RU2360305 C2 RU 2360305C2 RU 2007119235/06 A RU2007119235/06 A RU 2007119235/06A RU 2007119235 A RU2007119235 A RU 2007119235A RU 2360305 C2 RU2360305 C2 RU 2360305C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
fuel element
cross
fuel rod
rod
Prior art date
Application number
RU2007119235/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2007119235A (ru
Inventor
Алексей Николаевич Ерыкалов (RU)
Алексей Николаевич Ерыкалов
Original Assignee
Петербургский ин-т ядерной физики им. Б.П. Константинова РАН
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 Петербургский ин-т ядерной физики им. Б.П. Константинова РАН filed Critical Петербургский ин-т ядерной физики им. Б.П. Константинова РАН
Priority to RU2007119235/06A priority Critical patent/RU2360305C2/ru
Publication of RU2007119235A publication Critical patent/RU2007119235A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2360305C2 publication Critical patent/RU2360305C2/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

  • Catalysts (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции тепловыделяющих элементов (твэлов), используемых для формирования активных зон ядерных реакторов, в частности для высоко энергонапряженных активных зон исследовательских реакторов. Тепловыделяющий элемент имеет поперечное сечение крестообразной формы. Лопасти твэла у основания сужены и расширены в центральной части. На конце лопасти может быть выполнен дистанционирующий выступ. Изобретение позволяет увеличить теплопередающую поверхность твэла и выровнять температуру по его периметру. Благодаря этому возможно форсирование удельной мощности реактора. 1 з.п. ф-лы, 8 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике, к конструкции тепловыделяющих элементов (твэлов), используемых для формирования активных зон ядерных реакторов, в частности для высоко энергонапряженных активных зон исследовательских реакторов.
К настоящему времени известно множество конструкций твэлов, в частности стерженьковых твэлов. Одной из важнейших задач при конструировании твэлов является обеспечение возможно большего удельного энерговыделения в активной зоне реактора. При охлаждении водой обычно величина теплосъема ограничивается температурой поверхности твэла.
Известен, например, стерженьковый твэл водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000, описанный в патенте RU №2244347, кл. G21C 3/02) [1]. Стерженьковый твэл содержит топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке. Теплопередающая поверхность такого твэла минимальна.
Известен стерженьковый твэл для исследовательских реакторов, описанный в патенте RU №2267175, кл. G21C 3/02 [2].
Твэл выполнен в виде трубчатой, герметизированной по торцам заглушками оболочки из сплава алюминия толщиной от 0,30 до 0,45 мм, с четырьмя дистанционирующими винтовыми ребрами на наружной поверхности. Каждое ребро выступает над оболочкой на высоту от 0,4 до 1,0 мм, расположено в плоскости поперечного сечения под углом 90° к соседнему ребру и закручено по спирали с шагом от 100 до 400 мм, преимущественно от 300 до 340 мм. Внутри оболочки размещен топливный сердечник из дисперсионной композиции ураносодержащих частиц и сплава алюминия, в котором объемное содержание ураносодержащих частиц составляет до 45%.
В описываемом стерженьковом твэле для исследовательских реакторов за счет дистанционирующих ребер внешняя поверхность хотя и увеличена, но развита недостаточно эффективно, а температура по периметру твэла не выровнена.
Наиболее близким к заявляемому изобретению является твэл типа СМ. Он хорошо зарекомендовал себя в работе и подробно описан в литературе [3] (Цыканов В.А. Тепловыделяющие элементы для исследовательских реакторов. Монография. Димитровград, 2001, с.250 - прототип). Этот твэл планируется использовать в строящемся реакторе ПИК [4] (Агеенков В.И., Волков B.C., Солонин М.И., Гарусов Е.А., Звездкин B.C., Коноплев К.А., Бек Е.Г., Ильяшик М.И., Потоскаль Г.Г., Самохин М.Г., Цибуля В.А. Параметры и технология изготовления твэлов реактора ПИК. Атомная Энергия, 2002, т.92, вып.6, с.438-444).
Твэл типа СМ (штатный твэл реактора ПИК) имеет поперечное сечение крестообразной формы (фиг.1). Размер внешне описанной окружности составляет 5.15 мм; радиус впадины 1 мм; радиус лопасти 0.5 мм; толщина стальной оболочки 0.15 мм. По длине лопасти твэла закручены и образуют винтовую линию с шагом 30 см. Этим обеспечивается дистанционирование твэлов в треугольной решетке кассеты с шагом 5.23 мм.
На фиг.1а приведено поперечное сечение этого твэла, поперечное сечение топливного сердечника Sc=7.23 мм2, поперечное сечение оболочки So=2.50 мм2, смачиваемый периметр Рш=17.17 мм, поперечное сечение ячейки в топливной сборке S=23.69 мм, развитая поверхность теплопередачи в ячейке Pш/S=7.25 1/см.
На фиг.2 приведено расчетное распределение температуры по сечению твэла при плотности энерговыделения в топливном сердечнике из урана и бериллиевой бронзы q=19.48 кВт/см3 и коэффициенте теплосъема с поверхности твэла, нагретой до 100°С водой, α=79000 Вт/м2К. Такие параметры соответствуют наиболее энергонапряженному твэлу реактора ПИК. Расчет выполнен при значениях теплопроводности сердечника λс=109 Вт/мК и теплопроводности оболочки λ0=17.4 Вт/мК. Как следует из приведенного расчетного распределения температуры, неравномерность энергосъема по периметру твэла составляет
Figure 00000001
, где tmax - максимальная, а
Figure 00000002
- средняя температура поверхности твэла.
Расчеты выполнены методом конечных элементов по программе ANSYS, позволяющей решать тепловые и прочностные задачи в трехмерной геометрии [5] (www.femdoc.by.ru.).
Наличие неравномерности теплосъема по периметру твэла является недостатком.
По сравнению с цилиндрическим стерженьковым твэлом с эквивалентной площадью поперечного сечения топливного сердечника развитая поверхность теплопередачи твэла СМ в 1.64 раза больше. Расчетное увеличение максимального температурного перепада между поверхностью твэла и водой на цилиндрическом стерженьковом твэле по сравнению с максимальным температурным перепадом на штатном крестообразном твэле СМ составляет всего 1.16 раза. Место во впадине твэла ограничивает теплосъем с твэла, и, следовательно, возможную мощность реактора. Известно предложение для устранения данного недостатка изъять центральную часть уранового сердечника, разместив в ней вытеснитель [6] (Федосеев В.Е., Цыканов В.А., Старков В.А. Совершенствование конструкции крестообразного твэла для повышения его теплотехнических характеристик. Атомная Энергия, 2005, т.98, вып.4, с.274-280). Этим самым исключается полезный объем активной зоны, что приводит как к технологическим трудностям изготовления твэла, так и к ухудшению нейтронных характеристик реактора, т.к. нейтронные потоки пропорциональны удельной объемной мощности в активной зоне реактора.
Задачей данного изобретения является обеспечение выравнивания теплосъема по периметру твэла и снижения температуры на его поверхности, что приведет к более эффективному использованию твэла и позволит улучшить нейтронные характеристики.
Поставленная задача достигается тем, что в известном тепловыделяющем элементе реактора, имеющем поперечное сечение крестообразной формы, новым является то, что лопасти теловыделяющего элемента у основания сужены и расширены в центральной части. На конце лопасти твэла выполнен дистанционирующий выступ.
Неочевидность подхода к решаемой задаче заключается в том, что в предлагаемом техническом решении использован не известный путь изъятия центральной части уранового сердечника, заменив его на вытеснитель, как это описано в работе [6], а разработана такая конфигурация поперечного сечения лопасти крестообразного твэла, которая обеспечивает снижение температуры по периметру твэла и тем самым дает возможность увеличить величину теплосъема с твэла и улучшить нейтронные характеристики реактора.
На фиг.1 представлен штатный твэл реактора ПИК [4] (Агеенков В.И., Волков B.C., Солонин М.И., Гарусов Е.А., Звездкин B.C., Коноплев К.А., Бек Е.Г., Ильяшик М.И., Потоскаль Г.Г., Самохин М.Г., Цибуля В.А. Параметры и технология изготовления твэлов реактора ПИК. Атомная Энергия, 2002, т.92, вып.6, с.438-444) крестообразного сечения (прототип - твэл типа СМ).
На фиг.1а представлено поперечное сечение штатного твэла крестообразной формы реактора ПИК, где: 1 - лопасть твэла, 2 - впадина между лопастями, 3 - топливный сердечник твэла, 4 - оболочка твэла.
На фиг.2 представлено расчетное распределение температуры (в градусах Цельсия) по поперечному сечению наиболее энергонапряженного твэла типа СМ в реакторе ПИК.
На фиг.3 представлено поперечное сечение заявляемого твэла, где: 1 - лопасть твэла, 2 - впадина между лопастями, 3 - топливный сердечник твэла, 4 - металлическая оболочка твэла. Лопасти твэла у основания сужены и расширены в центральной части.
На фиг.4 представлено поперечное сечение заявляемого твэла с дистанционирующим выступом 5 на концах лопасти 1.
На фиг.5 представлено расчетное распределение температуры (в градусах Цельсия) по поперечному сечению заявляемого твэла.
На фиг.6 представлено расчетное распределение температуры (в градусах Цельсия) по поперечному сечению заявляемого твэла с дистанционирующими выступами на концах лопастей.
На фиг.7 показана расчетная интенсивность температурных напряжения Sш в штатном твэле реактора ПИК в кг/мм2.
На фиг.8 показана расчетная интенсивность температурных напряжений в заявляемом твэле Sm в кг/мм2.
На фиг.3 площадь сердечника равна 7.15 мм2, площадь оболочки 3.4 мм2, смачиваемый периметр 23.2 мм, развитая поверхность теплосъема в ячейке 9.8 1/см. Для исключения из рассмотрения физики реактора здесь соотношение металл-вода практически сохранено таким как в штатной ячейке твэла. Внешний диаметр описанной окружности твэла сохранен как у штатного (5.15 мм), толщина стальной оболочки также составляет 0.15 мм. Поскольку поперечное сечение сердечника составило 0.99 от штатного, то для сохранения мощности ячейки значение q=19.68 кВт/см3 в расчете температуры, приведенной на фиг.5. Здесь значения коэффициента теплосъема с поверхности твэла водой, нагретой до 100°, принято таким же, как и у штатного твэла (α=79 кВт/м2К). Теплопроводность сердечника и оболочки принята как у штатного твэла (λс=109 Вт/мК, λo=17.4 Вт/мК). Очевидно, что температура по поверхности твэла практически выровнена:
Figure 00000003
. Из приведенных данных на фиг.2 и 3 следует, что температурный перепад между поверхностью штатного твэла и водой оказывается в 146/81=1.8 раза больше, чем для перепада температуры между поверхностью заявляемого твэла и водой. Это произошло как за счет практически полного выравнивания температуры, так и за счет увеличения теплопередающей поверхности.
В тепловыделяющих сборках твэлы устанавливаются в треугольной решетке и возможно точечное касание концами лопастей соседних твэлов. Для исключения перегрева твэлов в месте касания лопасти твэлов заканчиваются дистанционирующим выступом, как это показано на фиг.4 (пункт 2 формулы изобретения). Здесь площадь поперечного сечения топливного сердечника оказалась равна 6.5 мм2, площадь поперечного сечения оболочки 3.5 мм2, смачиваемый периметр твэла 23.6 мм, развитая поверхность теплосъема в ячейке равна 10 1/см. Оказалось, что у заявляемого твэла поперечное сечение оболочки превышает поперечное сечение оболочки штатного твэла в 1.4 раза, а поперечное сечение сердечника составляет 0.91 от штатного. Поэтому для сохранения мощности в ячейке расчет температуры был выполнен для q=21.50 кВт/см3. Значения α, λс и λo сохранены как у штатного твэла (α=79 кВт/м2К, λс=109 Вт/мК и λo=17.4 Вт/мК). Данные расчета приведены на фиг.6. Неравномерность энергосъема по периметру твэла составляет
Figure 00000004
(tmax - максимальная, а
Figure 00000005
- средняя по периметру температура твэла). Из сравнения данных на фиг.2 и 6 следует, что максимальный перепад температуры между поверхностью штатного твэла и водой превышает таковой для твэла, изображенного на фиг.6, в 146/81=1.8 раза.
Перепад температуры между максимальным значением в топливном сердечнике и водой для штатного твэла превышает таковой для заявляемого твэла (у которого лопасти у основания сужены и расширены в центральной части) в 290/145=2 раза. Это обстоятельство приводит к меньшему значению температурных напряжений в твэле предложенной формы. На фиг.7 приведена интенсивность температурных напряжений в штатном твэле Sш и на фиг.8 в твэле с заявляемым профилем поперечного сечения Sm. По определению, интенсивность напряжений S=max(|S1-S2|,|S2-S3|,|S3-S1|), где S1, S2 и S3 - главные напряжения. В расчете принят модуль Юнга сердечника равным 1.36·104 кг/мм2, оболочки - 2.11·104 кг/мм2. Коэффициент линейного расширения топливного сердечника λс=1.66·10-5 1/К, оболочки - λo=1.3·10-5 1/К. Как следует из сравнения расчетных значений интенсивности температурных напряжений, приведенных на фиг.7 и фиг.8, максимальное температурное напряжение в оболочке штатного твэла превышает максимальное температурное напряжение в оболочке заявляемого твэла в 80/53=1.5 раза.
Снижение максимальной температуры поверхности твэла полезно, т.к. позволяет форсировать удельную мощность активной зоны реактора и увеличить нейтронные потоки или увеличивает запас до разрушения при неконтролируемом выбеге мощности реактора.
Существенное отличие заявляемого твэла от штатного (прототипа) заключается в форме лопастей твэла, у которого лопасти у основания сужены и расширены в центральной части. Винтовая закрутка лопастей по длине твэла для обеспечения дистанционирования и концевые элементы выполнены как у штатного твэла. Как и штатные, предлагаемые твэлы собираются в тепловыделяющие сборки, из которых формируется активная зона реактора.

Claims (2)

1. Тепловыделяющий элемент реактора, имеющий поперечное сечение крестообразной формы, отличающийся тем, что лопасти тепловыделяющего элемента у основания сужены и расширены в центральной части.
2. Тепловыделяющий элемент реактора по п.1, отличающийся тем, что на конце лопасти тепловыделяющего элемента выполнен дистанционирующий выступ.
RU2007119235/06A 2007-05-23 2007-05-23 Тепловыделяющий элемент реактора RU2360305C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007119235/06A RU2360305C2 (ru) 2007-05-23 2007-05-23 Тепловыделяющий элемент реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007119235/06A RU2360305C2 (ru) 2007-05-23 2007-05-23 Тепловыделяющий элемент реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2007119235A RU2007119235A (ru) 2008-11-27
RU2360305C2 true RU2360305C2 (ru) 2009-06-27

Family

ID=41027409

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2007119235/06A RU2360305C2 (ru) 2007-05-23 2007-05-23 Тепловыделяющий элемент реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2360305C2 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2543090C1 (ru) * 2013-09-03 2015-02-27 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2543090C1 (ru) * 2013-09-03 2015-02-27 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" Тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
RU2007119235A (ru) 2008-11-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2551432C1 (ru) Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка
RU2546971C2 (ru) Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня
CN106782681B (zh) 三冷式燃料棒及燃料组件
RU2389089C1 (ru) Тепловыделяющий элемент для ядерных реакторов (варианты) и способ его изготовления (варианты)
KR102509247B1 (ko) 다중 스미어 밀도 연료를 갖는 연료 요소
JP5769981B2 (ja) 割りばねによる耐フレッチング性燃料棒支持構造
RU2691628C1 (ru) Твэл ядерного реактора
RU2360305C2 (ru) Тепловыделяющий элемент реактора
Sambuu et al. Possible Design of Long-Life Small Prismatic HTGR for Passive Decay Heat Removal
EP3503119B1 (en) Nuclear fuel rod comprising high density fuel units
RU2267175C2 (ru) Тепловыделяющий элемент для исследовательских реакторов и тепловыделяющая сборка на его основе (варианты)
TWI755780B (zh) 長形碳化矽燃料元件
JP6695804B2 (ja) 鉛冷却形式の高速原子炉の炉心
RU142942U1 (ru) Твэл ядерного реактора
CN109559835B (zh) 一种六角形加速器驱动次临界反应堆燃料组件设计方法
Rahman et al. A Study on Effective Temperature of CSBA-loaded UO2 Fuel Pellet
US20140307845A1 (en) Composite Fuel Rod Cladding
Zarifi et al. Neutronic analysis of nanofluids as a coolant in the Bushehr VVER-1000 reactor
RU2755683C1 (ru) Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора
Horhoianu et al. Irradiation Behaviour of PHWR Type Fuel Elements Containing UO2 and (Th, U) O2 Pellets
JP2009133853A (ja) 内部スペーサエレメントを使用する燃料棒の設計、およびそれを使用する方法
EA042938B1 (ru) Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора
Conboy et al. Thermal-hydraulic performance of cross-shaped spiral fuel in high-power-density BWRs
WO2014081333A1 (ru) Ядерный реактор
RU2597875C1 (ru) Многоэлементный электрогенерирующий канал термоэмиссионного реактора-преобразователя

Legal Events

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

Effective date: 20090524