RU2381576C2 - Fuel element, working holder and water-cooled power reactor with heat power ranging from 1150 mw to 1700 mw - Google Patents

Fuel element, working holder and water-cooled power reactor with heat power ranging from 1150 mw to 1700 mw Download PDF

Info

Publication number
RU2381576C2
RU2381576C2 RU2007100365/06A RU2007100365A RU2381576C2 RU 2381576 C2 RU2381576 C2 RU 2381576C2 RU 2007100365/06 A RU2007100365/06 A RU 2007100365/06A RU 2007100365 A RU2007100365 A RU 2007100365A RU 2381576 C2 RU2381576 C2 RU 2381576C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
working
length
water
head
Prior art date
Application number
RU2007100365/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2007100365A (en
Inventor
Альберт Константинович Панюшкин (RU)
Альберт Константинович Панюшкин
Original Assignee
Альберт Константинович Панюшкин
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 Альберт Константинович Панюшкин filed Critical Альберт Константинович Панюшкин
Priority to RU2007100365/06A priority Critical patent/RU2381576C2/en
Publication of RU2007100365A publication Critical patent/RU2007100365A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2381576C2 publication Critical patent/RU2381576C2/en

Links

Images

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

FIELD: nuclear physics. ^ SUBSTANCE: invention relates to nuclear engineering, particularly to design of fuel elements and working holders assembled from the said fuel elements, used in water-cooled nuclear power reactors with heat power ranging from 1150 MW to 1700 MW. The fuel element of a water-cooled power reactor has cylindrical shell with end caps and a fuel column made from nuclear fuel tablets inside the shell. The length LFC of the fuel column ranges from 2.480 m to 2.700 m. Total length Lcap of parts of the end caps protruding from the cylindrical shell is not less than 510-3 m. The working holder of such a reactor has a head, a tail and a bundle of fuel elements with a fuel column. The ratio of the length LFC of the fuel column to the dimension LT between the upper end of the head and the lower end of the spherical surface of the tail ranges from 0.8276 to 0.9000. The length LH of the head ranges from 120 10-3 m to 163 10-3 m. The distance LT from the lower end of the spherical surface to the upper end of the tail ranges from 90 10-3 m to 238 10-3 m. The water-cooled power reactor with heating power ranging from 1150 MW to 1700 MW has a core made from the working holders, a moving plate and a bottom plate of the core barrel with mounting sockets for tails of the working holders. At least one working holder with the design given above is fitted in the core. ^ EFFECT: invention enables reduction of heat loads, reduction of probability of pressure loss in fuel elements and non-uniformity of energy release, and improves fuel use.

Description

Область техники, к которой относится изобретениеFIELD OF THE INVENTION

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих элементов (твэлов) и набранных из них рабочих кассет (РК), используемых в водо-водяных ядерных энергетических реакторах тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, особенно в ядерных реакторах с водой под давлением типа ВВЭР-440, и может быть применено в разрабатываемых реакторах для атомных электростанций (АЭС) средней мощности, а также при модернизации действующих реакторов.The invention relates to nuclear engineering, in particular to the designs of fuel elements (fuel elements) and working cassettes (RK) assembled from them, used in water-cooled nuclear power reactors with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW, especially in nuclear reactors with pressurized water type VVER-440, and can be used in the developed reactors for nuclear power plants (NPPs) of medium power, as well as in the modernization of existing reactors.

Уровень техникиState of the art

Условия, в которых эксплуатируются тепловыделяющие элементы и рабочие кассеты ядерного реактора, определяются сложным комплексом взаимосвязанных факторов, протекающих в активной зоне ядерного реактора. Большое тепловыделение в активной зоне приводит к высоким тепловым потокам в поперечном сечении твэлов и РК. Следствием высокой плотности тепловых потоков являются большие температурные перепады по поперечному сечению твэлов. В свою очередь значительные температурные перепады вызывают весьма заметные термические напряжения, которые особенно значительны при маневрировании мощностью реактора. Тепловыделение в активной зоне ядерного реактора характеризуется неравномерностью распределения по объему активной зоны. Следствием этого является различная тепловая нагруженность твэлов и РК, расположенных в различных областях активной зоны, и разных участках одного твэла и одной РК, а также неравномерное распределение температуры. Неравномерное распределение температуры приводит к дополнительным термическим напряжениям. С неравномерностью тепловыделения связана неравномерность выгорания ядерного топлива.The conditions under which fuel elements and working cartridges of a nuclear reactor are operated are determined by a complex set of interrelated factors flowing in the core of a nuclear reactor. Large heat release in the core leads to high heat fluxes in the cross section of the fuel rods and RC. The consequence of the high heat flux density is large temperature differences over the cross section of the fuel rods. In turn, significant temperature differences cause very noticeable thermal stresses, which are especially significant when maneuvering the power of the reactor. The heat in the core of a nuclear reactor is characterized by uneven distribution over the volume of the core. The consequence of this is the different thermal loading of the fuel rods and the RC located in different regions of the core, and different parts of the same fuel rod and one RC, as well as an uneven temperature distribution. Uneven temperature distribution leads to additional thermal stresses. The uneven heat release is associated with the uneven burning of nuclear fuel.

При конструировании твэлов и рабочих кассет особое внимание следует уделить обеспечению надежных условий теплосьема. С этой целью увеличивают теплоотдающую поверхность, например, за счет выполнения твэлов кольцевой формы (см. US 4059484, G21C 3/30, 1977 г.), а также путем выполнения оболочки твэла с ребрами (см. US 4324618, G21C 3/08, 1982 г.).When designing fuel rods and working cassettes, special attention should be paid to ensuring reliable conditions of the heat. For this purpose, the heat transfer surface is increased, for example, by making annular fuel rods (see US 4059484, G21C 3/30, 1977), as well as by making the fuel cladding with ribs (see US 4324618, G21C 3/08, 1982).

Несмотря на довольно развитую поверхность теплоотвода в известных вышеприведенных конструкциях степень неоднородности энерговыделения в них достаточно велика.Despite the rather developed surface of the heat sink in the known above constructions, the degree of heterogeneity of energy release in them is quite large.

Увеличение суммарной поверхности подогрева теплоносителя возможно, в частности, при использовании гибридных тепловыделяющих сборок (ТВС), в которых часть тепловыделяющих элементов выполнена кольцевой формы, а другие тепловыделяющие элементы выполнены кольцевой формы и установлены коаксиально (см. US 4059484, G21C 3/30, 1977 г.).An increase in the total heating surface of the coolant is possible, in particular, when using hybrid fuel assemblies (FAs), in which part of the fuel elements are made in a ring shape, and other fuel elements are made in a ring shape and installed coaxially (see US 4059484, G21C 3/30, 1977 g.).

Однако гибридные ТВС конструктивно сложны и не технологичны при изготовлении.However, hybrid fuel assemblies are structurally complex and not technologically advanced in production.

Известно также, что оптимизировать распределение тепловыделения в тепловыделяющей сборке, а следовательно, уменьшить линейные тепловые нагрузки тепловыделяющих элементов можно за счет установки тепловыделяющих элементов с переменным по поперечному сечению тепловыделяющей сборки шагом (см. US 4863680, G21C 3/32, 1989 г.).It is also known that it is possible to optimize the heat distribution in the fuel assembly and, therefore, to reduce the linear heat loads of the fuel elements by installing heat elements with a step that is variable over the cross section of the fuel assembly (see US 4863680, G21C 3/32, 1989).

Данная конструкция достаточно сложна при изготовлении, а изменение шага тепловыделяющих элементов может дать ощутимые результаты лишь в случае, если шаг меняется не только по поперечному сечению тепловыделяющей сборки, но и по поперечному сечению собственно активной зоны.This design is quite complicated in manufacturing, and a change in the step of the fuel elements can give tangible results only if the step changes not only in the cross section of the fuel assembly, but also in the cross section of the active zone itself.

Изменение шага расположения тепловыделяющих элементов приводит к изменению водо-уранового отношения по сечению, которое должно быть определено в соответствии с нейтронно-физическим расчетом (см. US 4522781, G21C 3/30, 1985 г.). При этом для обеспечения требуемого значения водо-уранового отношения зачастую следует варьировать не только шаг, но и диаметр тепловыделяющих элементов (см. US 5383229, G21C 3/32, 1995 г.).Changing the pitch of the fuel elements leads to a change in the water-uranium ratio over the cross section, which must be determined in accordance with the neutron-physical calculation (see US 4522781, G21C 3/30, 1985). Moreover, to ensure the required value of the water-uranium ratio, it is often necessary to vary not only the pitch, but also the diameter of the fuel elements (see US 5383229, G21C 3/32, 1995).

Наиболее близким к описываемому тепловыделяющему элементу является тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, содержащий цилиндрическую оболочку с торцевыми заглушками и топливный столб, размещенный в цилиндрической оболочке и набранный из таблеток ядерного топлива (см. Г.Г.Бессалов, В.П.Денисов, Н.Ф.Мельников и Ю.Г.Драгунов. Реакторы ВВЭР для АЭС средней мощности. М.: ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2004, с.8-25).Closest to the described fuel element is a fuel element of a pressurized water reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW, containing a cylindrical shell with end caps and a fuel column placed in a cylindrical shell and composed of nuclear fuel pellets (see G.G. Bessalov, V.P. Denisov, N.F. Melnikov and Yu.G. Dragunov. VVER reactors for medium-sized nuclear power plants. M .: FSUE OKB GIDROPRESS, 2004, pp. 8-25).

Наиболее близкой к описываемой рабочей кассете является рабочая кассета водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, содержащая головку, хвостовик и пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по гексагональной решетке, каждый из которых включает размещенный в цилиндрической оболочке и набранный из таблеток ядерного топлива топливный столб (см. Г.Г.Бессалов, В.П.Денисов, Н.Ф.Мельников и Ю.Г.Драгунов. Реакторы ВВЭР для АЭС средней мощности. М.: ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2004, с.8-25, 82-83).Closest to the described working cassette is the working cassette of a pressurized-water power reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW, containing a head, a shank and a bundle of fuel elements located along a hexagonal lattice, each of which includes a nuclear tablet fuel column (see G.G. Bessalov, V.P. Denisov, N.F. Melnikov and Yu.G. Dragunov. VVER reactors for medium-sized nuclear power plants. M .: FSUE OKB GIDROPRESS, 2004, p. 8-25, 82-83).

Наиболее близким к описываемому ядерному реактору является водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, содержащий активную зону, сформированную из рабочих кассет с шестигранной головкой и внутрикорпусные устройства, включающие подвижную плиту и нижнюю плиту корзины активной зоны с посадочными гнездами для хвостовиков рабочих кассет, с гексагональной топливной решеткой (см. Г.Г.Бессалов, В.П.Денисов, Н.Ф.Мельников и Ю.Г.Драгунов. Реакторы ВВЭР для АЭС средней мощности. М.: ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2004, с.8-25, 82-83, 108-123).Closest to the described nuclear reactor is a water-water power reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW, containing an active zone formed from working cassettes with a hex head and internal units including a moving plate and a lower plate of the core basket with landing slots for shanks working cassettes, with a hexagonal fuel grid (see G.G. Bessalov, V.P. Denisov, N.F. Melnikov and Yu.G. Dragunov. VVER reactors for medium-sized nuclear power plants. M .: FSUE OKB GIDROPRESS, 2004, pp. 8-25, 82-83, 108 -123).

Известные конструкции достаточно длительное время эксплуатируются в составе АЭС средней мощности с серийными реакторами ВВЭР-440. Однако тепловыделяющие элементы, рабочие кассеты и сформированные из них активные зоны функционируют в условиях существенных тепловых потоков. Проходя через активную зону реактора по рабочей кассете между тепловыделяющими элементами, теплоноситель должен быть нагрет до заданной температуры. При этом очевидно, что чем больший путь теплоноситель будет проходить, омывая греющую поверхность, тем больше он нагреется. Существенным фактором является также неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны и рабочих кассет. Энерговыделение по высоте активной зоны подчиняется синусоидальному закону. Поэтому у активной зоны с меньшей высотой неравномерность по высоте будет выше, что увеличивает линейные тепловые потоки на тепловыделяющие элементы рабочих кассет.Known designs have been used for quite a long time as part of medium-sized nuclear power plants with VVER-440 series reactors. However, the fuel elements, working cassettes and the active zones formed from them function in conditions of significant heat fluxes. Passing through the reactor core along the working cartridge between the fuel elements, the coolant must be heated to a predetermined temperature. At the same time, it is obvious that the greater the path the heat carrier will pass, washing the heating surface, the more it will heat up. A significant factor is the uneven energy release along the height of the core and working cassettes. The energy release along the height of the active zone obeys a sinusoidal law. Therefore, in the active zone with a lower height, the unevenness in height will be higher, which increases the linear heat fluxes to the fuel elements of the working cassettes.

Сущность изобретенияSUMMARY OF THE INVENTION

Задачей настоящего изобретения является разработка и создание тепловыделяющего элемента, рабочей кассеты и водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, обладающих улучшенными характеристиками, в частности повышенной безопасностью и надежностью при эксплуатации вновь проектируемых и действующих реакторов для АЭС средней мощности.The objective of the present invention is the development and creation of a fuel element, cassette and water-cooled power reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW, which have improved characteristics, in particular, increased safety and reliability in the operation of newly designed and existing reactors for medium-sized nuclear power plants.

В результате решения данной задачи при реализации изобретения могут быть получены новые технические результаты, заключающиеся в снижении тепловых нагрузок тепловыделяющих элементов, уменьшении вероятности разгерметизации оболочек твэлов, снижении неравномерности энерговыделения, расширении диапазона маневрирования мощностью реактора и улучшении характеристик топливоиспользования за счет повышения глубины выгорания ядерного топлива.As a result of solving this problem, when implementing the invention, new technical results can be obtained, consisting in reducing the thermal loads of the fuel elements, reducing the likelihood of depressurization of the cladding of the fuel rods, reducing the unevenness of energy release, expanding the range of maneuvering of the reactor power and improving fuel consumption by increasing the burnup depth of nuclear fuel.

Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющем элементе водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, содержащем цилиндрическую оболочку с торцевыми заглушками и топливный столб, размещенный в цилиндрической оболочке и набранный из таблеток ядерного топлива, длина LCT топливного столба выбрана от 2,480 м до 2,700 м, а суммарная длина LЗАГ частей торцевых заглушек, выступающих из цилиндрической оболочки, выполнена не менее 5·10-3 м.These technical results are achieved in that in a fuel element of a pressurized water reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW containing a cylindrical shell with end caps and a fuel column placed in a cylindrical shell and composed of nuclear fuel pellets, the length of the fuel column is L CT selected from 2,480 m to 2,700 m, and the total length L ZAG parts of the end caps protruding from the cylindrical shell, made at least 5 · 10 -3 m

В этих же целях в рабочей кассете водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, содержащей головку, хвостовик и пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по гексагональной решетке, каждый из которых включает размещенный в цилиндрической оболочке и набранный из таблеток ядерного топлива топливный столб, длина LCT топливного столба выбрана от 2,480 м до 2,700 м, отношение длины LCT топливного столба к размеру LPK между верхним торцом головки и нижним торцом шаровой поверхности хвостовика составляет от 0,8276 до 0,9000, а длина LГОЛ головки и длина LXB хвостовика от нижнего торца шаровой поверхности до верхнего торца хвостовика выбраны соответственно от 120·10-3 м до 163·10-3 м и от 90·10-3 м до 238·10-3 м.For the same purposes, in the working cassette of a water-water power reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW, containing a head, a shank and a bundle of fuel elements located along a hexagonal lattice, each of which includes fuel fuel placed in a cylindrical shell and collected from tablets of nuclear fuel column, length L CT of the fuel column selected from 2,480 m to 2,700 m, the ratio of the length L CT of the fuel column to the size L PK between the upper end of the head and the lower end of the ball surface of the shank is from 0.8276 to 0 , 9000, and the length L of the GOL of the head and the length L XB of the shank from the lower end of the ball surface to the upper end of the shaft are selected from 120 · 10 -3 m to 163 · 10 -3 m and from 90 · 10 -3 m to 238 · 10, respectively -3 m.

С теми же целями в водо-водяном энергетическом реакторе тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, содержащем активную зону, сформированную из рабочих кассет с шестигранной головкой и внутрикорпусные устройства, включающие подвижную плиту и нижнюю плиту корзины активной зоны с посадочными гнездами для хвостовиков рабочих кассет, с гексагональной топливной решеткой, в активной зоне установлена, по крайней мере, одна рабочая кассета в которой длина LГОЛ и длина LXB хвостовика от нижнего торца шаровой поверхности до верхнего торца хвостовика выбраны соответственно от 120·10-3 м до 163·10-3 м и от 90·10-3 м до 238·10-3 м, а высота HAЗ активной зоны выбрана от 2,480 м до 2,700 м, причем отношение высоты НAЗ активной зоны к размеру L между нижним торцом подвижной плиты и нижней кромкой посадочного гнезда нижней плиты корзины активной зоны составляет от 0,8262 до 0,9000.For the same purposes, in a water-water power reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW, containing an active zone formed from working cassettes with a hexagonal head and internals, including a movable plate and a lower plate of the core basket with landing slots for shanks of working cassettes , with a hexagonal fuel grid, at least one working cassette is installed in the core in which the length L GOL and the length L XB of the shank from the lower end of the ball surface to the upper end of the shank in From 120 · 10 -3 m to 163 · 10 -3 m and from 90 · 10 -3 m to 238 · 10 -3 m, respectively , the height H AZ of the active zone was selected from 2,480 m to 2,700 m, and the ratio of the height H AZ of the active zone to size L between the lower end of the movable plate and the lower edge of the seat socket of the lower plate of the basket of the active zone is from 0.8262 to 0.9000.

Отличительная особенность описываемого тепловыделяющего элемента состоит в том, что длина LCT топливного столба выбрана от 2,480 м до 2,700 м, а суммарная длина LЗАГ частей торцевых заглушек, выступающих из цилиндрической оболочки, выполнена не менее 5·10-3 м. Увеличение длины топливного столба приведет к возможности формирования активной зоны с большей высотой, что уменьшит неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны, а следовательно, и по высоте тепловыделяющих сборок, длина которых не меняется и составляет 3,217 м. Если длина топливного столба будет менее 2,480 м, то при существующей величине суммарной длины LЗАГ частей торцевых заглушек, выступающих из цилиндрической оболочки, равной 0,03 м, или при величине суммарной длины указанных частей торцевых заглушек более 0,03 м существенно увеличивается длина твэла (незанятая ядерным топливом) и возрастает паразитный захват нейтронов, что обусловлено увеличением массы конструкционных материалов. Действительно, при уменьшении отношения массы топлива к массе конструкционных материалов резко снижается коэффициент топливоиспользования. Если длина топливного столба будет выше 2,700 м, то линейного размера тепловыделяющего элемента будет недостаточно для размещения газосборника и/или пружинного фиксатора, а при величине суммарной длины LЗАГ частей торцевых заглушек, выступающих из цилиндрической оболочки, менее 0,005 м будет невозможно осуществлять ремонт рабочих кассет и/или фиксацию нижних концов твэлов в нижней решетке. Таким образом, из вышеприведенного следует, что новые технические результаты могут быть получены при реализации всех существенных признаков, характеризующих описываемый тепловыделяющий элемент.A distinctive feature of the described fuel element is that the length L CT of the fuel column is selected from 2,480 m to 2,700 m, and the total length L ZAG of the parts of the end caps protruding from the cylindrical shell is made not less than 5 · 10 -3 m. the column will lead to the possibility of the formation of an active zone with a greater height, which will reduce the unevenness of energy release along the height of the active zone, and therefore on the height of the fuel assemblies, the length of which does not change and is 3.217 m. If the fuel length The leg post will be less than 2,480 m, then the current value of the total length L CUG parts end plugs protruding from the cylindrical shell, equal to 0.03 m, or if the value of the total length of said parts of the end caps significantly more than 0.03 m, the length of the fuel element (unoccupied nuclear fuel) and spurious neutron capture increases, due to an increase in the mass of structural materials. Indeed, with a decrease in the ratio of the mass of fuel to the mass of structural materials, the fuel efficiency coefficient sharply decreases. If the length of the fuel column is more than 2,700 m, then the linear size of the fuel element will not be enough to accommodate the gas collector and / or spring clip, and if the total length L ZAG of the parts of the end caps protruding from the cylindrical shell is less than 0.005 m, it will be impossible to repair working cassettes and / or fixing the lower ends of the fuel rods in the lower lattice. Thus, from the above it follows that new technical results can be obtained by implementing all the essential features characterizing the described fuel element.

Отличительная особенность описываемой рабочей кассеты заключатся в том, что длина LCT топливного столба выбрана от 2,480 м до 2, 700 м, отношение длины LCT топливного столба к размеру LPK между верхним торцом головки и нижним торцом шаровой поверхности хвостовика составляет от 0,8276 до 0,9000, а длина LГОЛ головки и длина LXB хвостовика от нижнего торца шаровой поверхности до верхнего торца хвостовика выбраны соответственно от 120·10-3 м до 163·10-3 м и от 90·10-3 м до 238·10-3 м. Эмпирическим путем было установлено, что выбранный диапазон отношения длины топливного столба к размеру между верхним торцом головки и нижним торцом шаровой поверхности хвостовика обеспечивает увеличение глубины выгорания ядерного топлива при выполнении длины топливного столба твэлов от 2,480 м до 2,700 м, а также при выполнении длины головки рабочей кассеты от 0,12 м до 0,163 м и длины хвостовика от нижнего торца шаровой поверхности до верхнего торца хвостовика от 0,09 м до 0,238 м.A distinctive feature of the described working cartridge is that the length L CT of the fuel column is selected from 2,480 m to 2, 700 m, the ratio of the length L CT of the fuel column to the size L PK between the upper end of the head and the lower end of the ball surface of the shank is from 0.8276 to 0.9000, and the length L GOL head and the shank length L XB from the lower end surface of the ball to the upper end of the shank, respectively, selected from 120 x 10 -3 m to 163 x 10 -3 m and from 90 · 10 -3 to 238 m · 10 -3 m. Empirically it has been found that a selected range of fuel ratio of length about the column to the size between the upper end of the head and the lower end of the ball surface of the shank provides an increase in the burnup depth of nuclear fuel when performing the fuel column length of the fuel rods from 2,480 m to 2,700 m, as well as when performing the head length of the working cassette from 0.12 m to 0.163 m and the length of the shank from the lower end of the ball surface to the upper end of the shaft from 0.09 m to 0.238 m

Таким образом, только при реализации всей совокупности существенных признаков, характеризующих описываемую рабочую кассету, возможно получение новых технических результатов.Thus, only when implementing the entire set of essential features characterizing the described working cartridge, it is possible to obtain new technical results.

Отличительная особенность описываемого водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт заключатся дополнительно в том, что в активной зоне реактора установлена, по крайней мере, одна рабочая кассета, а отношение высоты НAЗ активной зоны к размеру L между нижним торцом подвижной плиты и нижней кромкой посадочного гнезда нижней плиты корзины активной зоны составляет от 0,8262 до 0,9000. В результате расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора и улучшение характеристик топливоиспользования. Причем эмпирически было установлено, что выбранный диапазон отношения высоты активной зоны к размеру между нижним торцом подвижной плиты и нижней кромкой посадочного гнезда нижней плиты корзины активной зоны обеспечивает расширение диапазона маневрирования мощностью реактора и улучшение характеристик топливоиспользования лишь при выполнении высоты активной зоны водо-водяного энергетического реактора (длина топливного столба твэлов рабочей кассеты) от 2,480 м до 2,700 м, а также при выполнении длины головки рабочей кассеты от 0,12 м до 0,163 м и длины хвостовика от нижнего торца шаровой поверхности до верхнего торца хвостовика от 0,09 м до 0,238 м.A distinctive feature of the described water-water power reactor with a thermal power from 1150 MW to 1700 MW consists in the fact that at least one working cassette is installed in the reactor core, and the ratio of the height H AZ of the active zone to the size L between the lower end of the movable plate and the lower edge of the landing nest of the lower plate of the basket of the active zone is from 0.8262 to 0.9000. As a result, the range of maneuvering with the reactor power and the improvement of fuel consumption characteristics are expanding. Moreover, it was empirically established that the selected range of the ratio of the height of the active zone to the size between the lower end of the movable plate and the lower edge of the landing socket of the lower plate of the basket of the active zone provides an extension of the maneuvering range of reactor power and improved fuel consumption characteristics only when the height of the active zone of a water-cooled power reactor is fulfilled (length of the fuel column of the fuel cassettes of the working cartridge) from 2,480 m to 2,700 m, as well as when performing the head length of the working cartridge from 0.12 m to 0.163 m and the length of the shank from the lower end of the ball surface to the upper end of the shaft from 0.09 m to 0.238 m

Следовательно, только при реализации всей совокупности существенных признаков, характеризующих описываемый водо-водяной энергетический реактор, можно получить новые технические результаты.Therefore, only with the implementation of the entire set of essential features characterizing the described water-water power reactor, it is possible to obtain new technical results.

Кроме того, масса mU топлива в тепловыделяющем элементе и масса MU топлива в рабочей кассете выбраны соответственно от 1,124 кг до 1,435 кг и от 134,88 кг до 180,81 кг, а отношение длины LCT топливного столба к размеру Н «под ключ» рабочей кассеты составляет от 17,000 до 18,700.In addition, the mass m U of fuel in the fuel element and the mass M U of fuel in the cassette are selected from 1.124 kg to 1.435 kg and 134.88 kg to 180.81 kg, respectively, and the ratio of the length L CT of the fuel column to the size H ’under the key ”of the working cartridge is from 17,000 to 18,700.

Перечень чертежейList of drawings

На фиг.1 показан фрагмент водо-водяного энергетического реактора средней мощности, на фиг.2 показан фрагмент корзины активной зоны, на фиг.3 изображен общий вид рабочей кассеты, а на фиг.4 приведен общий вид тепловыделяющего элемента.Figure 1 shows a fragment of a medium-sized water-water power reactor, figure 2 shows a fragment of the core basket, figure 3 shows a general view of the working cassette, and figure 4 shows a general view of a fuel element.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретенияInformation confirming the possibility of carrying out the invention

Водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт содержит корпус реактора 1 внутри которого размещены внутрикорпусные устройства, включающие шахту 2, которая является основным несущим элементом внутрикорпусных устройств, корзину 3, предназначенную для размещения в ней активной зоны 4, и подвижную плиту 5, предназначенную для удержания рабочих кассет 6 от всплытия (фиг.1). Корзина 3 активной зоны содержит нижнюю плиту 7, в которой выполнены посадочные гнезда 8 для установки в них хвостовиков 9 рабочих кассет 6 (фиг.2). Активная зона 4 сформирована из 331 или 349 кассет, установленных с шагом 0,147 м, из которых 37 кассет относятся к аварийным, регулирующим и компенсирующим кассетам (не показаны), а остальными кассетами в количестве 276 или 312 штук соответственно являются рабочие кассеты 6. Отношение высоты НAЗ активной зоны 4 к размеру L между нижним торцом подвижной плиты 5 и нижней кромкой посадочного гнезда 8 нижней плиты 7 корзины 3 активной зоны составляет от 0,8262 до 0,9000.The water-to-water power reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW contains a reactor vessel 1 inside of which there are internals, including a shaft 2, which is the main supporting element of the internals, a basket 3, designed to contain an active zone 4, and a movable plate 5, designed to hold the working cassettes 6 from the ascent (figure 1). The basket 3 of the active zone contains a bottom plate 7, in which the seat slots 8 are made for installing the shanks 9 of the working cassettes 6 in them (Fig. 2). The active zone 4 is formed of 331 or 349 cassettes installed in increments of 0.147 m, of which 37 cassettes are emergency, regulating and compensating cassettes (not shown), and the remaining cassettes in the amount of 276 or 312 pieces, respectively, are working cassettes 6. Height ratio N AZ of the active zone 4 to the size L between the lower end of the movable plate 5 and the lower edge of the seat socket 8 of the lower plate 7 of the basket 3 of the active zone is from 0.8262 to 0.9000.

Рабочая кассета 6 содержит головку 10, хвостовик 9, чехол 11, жестко соединяющий головку 10 и хвостовик 9, внутри которого расположен пучок тепловыделяющих элементов 12, установленных в дистанционирующих решетках 13 по гексагональной сетке с шагом t от 12,1·10-3 м до 12,75·10-3 м (фиг.3). В случае бесчехлового исполнения рабочей кассеты головка 10 и хвостовик 9 жестко соединены посредством шести уголков 14. Длина LГОЛ головки 10 и длина LXB хвостовика 9 от нижнего торца шаровой поверхности до верхнего торца хвостовика выбраны соответственно от 120·10-3 м до 163·10-3 м и от 90·10-3 м до 238·10-3 м. Отношение длины LCT топливного столба к размеру LPK между верхним торцом головки 10 и нижним торцом шаровой поверхности хвостовика 9 составляет от 0,8276 до 0,9000, а отношение длины LCT топливного столба к размеру Н «под ключ» рабочей кассеты 6 составляет от 17,000 до 18,700.The working cassette 6 contains a head 10, a shank 9, a cover 11 rigidly connecting the head 10 and a shank 9, inside of which there is a bundle of fuel elements 12 installed in the spacer grids 13 along a hexagonal grid with a step t from 12.1 · 10 -3 m to 12.75 · 10 -3 m (figure 3). In the case of a case-free execution of the working cartridge, the head 10 and the shank 9 are rigidly connected by means of six angles 14. The length L of the GOL of the head 10 and the length L XB of the shank 9 from the lower end of the ball surface to the upper end of the shank are selected from 120 · 10 -3 m to 163 ·, respectively 10 -3 m and from 90 · 10 -3 m to 238 · 10 -3 m. The ratio of the length L CT of the fuel column to the size L PK between the upper end of the head 10 and the lower end of the ball surface of the shank 9 is from 0.8276 to 0, 9000, and the ratio of the length L CT of the fuel column to the size N "turnkey" of the working cassette 6 is from 17,000 to 18,700.

Каждый тепловыделяющий элемент 12 включает заглушку верхнюю 15, заглушку нижнюю 16, цилиндрическую оболочку 17, внутри которой размещен топливный столб 18, набранный из таблеток 19 ядерного топлива, и пружинный фиксатор 20. Наружный и внутренний диаметры цилиндрической оболочки 17 выбраны соответственно от 9,06·10-3 м до 9,14·10-3 м и от 7,87·10-3 м до 7,96·10-3 м. Диаметр и длина каждой таблетки ядерного топлива выбраны соответственно от 7,60·10-3 м до 7,80·10-3 м и от 10·10-3 м до 12·10-3 м. Масса mU топлива в тепловыделяющем элементе (загрузка твэла по сумме изотопов урана) выбрана от 1,124 кг до 1,435 кг, а масса MU топлива в рабочей кассете (загрузка рабочей кассеты по сумме изотопов урана) выбрана от 134,88 кг до 180,81 кг. Длина LCT топливного столба 18 выбрана от 2,480 м до 2,700 м, а суммарная длина LЗАГ частей верхней 15 и нижней 16 торцевых заглушек, выступающих из цилиндрической оболочки, выполнена не менее 5·10-3 м (фиг.4).Each fuel element 12 includes a top plug 15, a bottom plug 16, a cylindrical shell 17, inside which there is a fuel column 18 assembled from nuclear fuel pellets 19, and a spring clip 20. The outer and inner diameters of the cylindrical shell 17 are selected from 9.06, respectively 10 -3 m to 9.14 · 10 -3 m and from 7.87 · 10 -3 m to 7.96 · 10 -3 m. The diameter and length of each tablet of nuclear fuel are selected from 7.60 · 10 -3 , respectively m to 7.80 · 10 -3 m and 10 m x 10 -3 to 12 · 10 -3 m. Mass m U fuel in a fuel cell (fuel rod loading amount of uranium isotopes ) Is chosen from 1,124 kg to 1,435 kg, and the fuel mass M U in the working cassette (loading the working cassette on the amount of uranium isotopes) selected from 134.88 kg to 180.81 kg. The length L CT of the fuel column 18 is selected from 2,480 m to 2,700 m, and the total length L ZAG of the parts of the upper 15 and lower 16 end caps protruding from the cylindrical shell is made at least 5 · 10 -3 m (figure 4).

Тепловыделяющие элементы 12 и рабочие кассеты 6 водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт работают следующим образом. Холодный теплоноситель подается в нижнюю часть активной зоны 4, протекая снизу вверх внутри чехлов 11 рабочих кассет 6, омывает поверхность твэлов 12 и таким образом осуществляет теплосъем с таблеток 19 ядерного топлива.The fuel elements 12 and the working cassettes 6 of the pressurized water power reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW operate as follows. Cold coolant is supplied to the lower part of the core 4, flowing from bottom to top inside the covers 11 of the working cassettes 6, washes the surface of the fuel rods 12 and thus carries out heat removal from the nuclear fuel pellets 19.

Технология изготовления описываемых конструкций тепловыделяющего элемента и рабочей кассеты производится на известном штатном оборудовании и не имеет отличий с точки зрения производства аналогичных устройств. Количество тепловыделяющих элементов в сборке составляет 120 или 126, а размер «под ключ» шестигранного чехла равен 145·10-3 м (без учета допусков на изготовление) при толщине стенки чехла 1,5·10-3 м.The manufacturing technology of the described designs of the fuel element and the working cartridge is made using well-known standard equipment and has no differences in terms of production of similar devices. The number of fuel elements in the assembly is 120 or 126, and the “turnkey” size of the hexagonal cover is 145 · 10 -3 m (excluding manufacturing tolerances) with a cover wall thickness of 1.5 · 10 -3 m.

Таким образом, тепловыделяющий элемент и рабочая кассета водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, имеющие определенные величины размеров и иные вышеуказанные параметры, будут иметь более низкие значения тепловых нагрузок, пониженную вероятность разгерметизации тепловыделяющих элементов, а также возможность эксплуатации в более широком диапазоне маневрирования мощностью при одновременном улучшении параметров топливоиспользования.Thus, a fuel element and a working cassette of a pressurized-water power reactor with a thermal power of 1150 MW to 1700 MW, having certain sizes and the other above parameters, will have lower values of heat loads, a reduced likelihood of depressurization of the fuel elements, as well as the possibility of operation in a wider range of maneuvering power while improving fuel economy.

Claims (6)

1. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 до 1700 МВт, содержащий цилиндрическую оболочку с торцевыми заглушками и топливный столб, размещенный в цилиндрической оболочке и набранный из таблеток ядерного топлива, отличающийся тем, что длина LCT топливного столба выбрана от 2,480 до 2,700 м, а суммарная длина LЗАГ частей торцевых заглушек, выступающих из цилиндрической оболочки, выполнена не менее 5·10-3 м.1. The fuel element of a water-water power reactor with a thermal power of 1150 to 1700 MW, containing a cylindrical shell with end caps and a fuel column placed in a cylindrical shell and composed of nuclear fuel pellets, characterized in that the length L CT of the fuel column is selected from 2,480 up to 2,700 m, and the total length L ZAG of the parts of the end caps protruding from the cylindrical shell is made not less than 5 · 10 -3 m 2. Тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что масса mu топлива в тепловыделяющем элементе выбрана от 1,124 до 1,435 кг.2. The fuel element according to claim 1, characterized in that the mass m u of fuel in the fuel element is selected from 1.124 to 1.435 kg. 3. Рабочая кассета водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 до 1700 МВт, содержащая головку, хвостовик и пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по гексагональной решетке, каждый из которых включает размещенный в цилиндрической оболочке и набранный из таблеток ядерного топлива топливный столб, отличающаяся тем, что длина LCT топливного столба выбрана от 2,480 до 2,700 м, отношение длины LCT топливного столба к размеру LPK между верхним торцом головки и нижним торцом шаровой поверхности хвостовика составляет от 0,8276 до 0,9000, а длина Lгол головки и длина Lхв от нижнего торца шаровой поверхности до верхнего торца хвостовика выбраны соответственно от 120·10-3 до 163·10-3 м и от 90·10-3 до 238·10-3 м.3. A working cassette of a water-water power reactor with a thermal power of 1150 to 1700 MW, containing a head, a shank and a bundle of fuel elements located along the hexagonal grid, each of which includes a fuel column located in a cylindrical shell and composed of nuclear fuel pellets, characterized in that the length L CT of the fuel column is selected from 2.480 to 2.700 m, the ratio of the length L CT of the fuel column to the size L PK between the upper end of the head and the lower end of the ball surface of the shank is from 0.8276 to 0.9000, and the length L of the goal head and the length L xv from the lower end of the ball surface to the upper end of the shank were selected from 120 · 10 -3 to 163 · 10 -3 m and from 90 · 10 -3 to 238 · 10 -3 , respectively m 4. Рабочая кассета по п.3, отличающаяся тем, что масса MU топлива в рабочей кассете выбрана от 134,88 до 180,81 кг.4. The working cartridge according to claim 3, characterized in that the mass M U of fuel in the working cartridge is selected from 134.88 to 180.81 kg. 5. Рабочая кассета по п.3 и/или 4, отличающаяся тем, что отношение длины LCT топливного столба к размеру Н «под ключ» рабочей кассеты составляет от 17,000 до 18,700.5. The working cassette according to claim 3 and / or 4, characterized in that the ratio of the length L CT of the fuel column to the turnkey size H of the working cassette is from 17,000 to 18,700. 6. Водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью от 1150 до 1700 МВт, содержащий активную зону, сформированную из рабочих кассет с шестигранной головкой, и внутрикорпусные устройства, включающие подвижную плиту и нижнюю плиту корзины активной зоны с посадочными гнездами для хвостовиков рабочих кассет, с гексагональной топливной решеткой, отличающаяся тем, что в активной зоне установлена, по крайней мере, одна рабочая кассета, в которой длина Lгол головки и длина Lхв хвостовика от нижнего торца шаровой поверхности до верхнего торца хвостовика выбраны соответственно от 120·10-3 до 163·10-3 м и от 90·10-3 до 238·10-3 м, а высота НАЗ активной зоны выбрана от 2,480 до 2,700 м, причем отношение высоты НАЗ активной зоны к размеру L между нижним торцом подвижной плиты и нижней кромкой посадочного гнезда нижней плиты корзины активной зоны составляет от 0,8262 до 0,9000. 6. Water-to-water power reactor with a thermal power of 1150 to 1700 MW, containing an active zone formed from working cassettes with a hexagonal head and inner shell devices, including a movable plate and a lower plate of the core basket with landing slots for the shanks of working cassettes, with a hexagonal fuel lattice, characterized in that the core is set, at least one working cassette, wherein a length L finish head and the shank length L hv from the lower end surface of the ball to the upper end x ostovika selected respectively from 120 * 10 -3 to 163 x 10 -3 m and from 90 · 10 -3 to 238 × 10 -3 m, and the height H of the PP of the core is selected from 2,480 to 2,700 m, wherein the ratio of the height H of the active AZ zone to size L between the lower end of the movable plate and the lower edge of the landing socket of the lower plate of the basket of the active zone is from 0.8262 to 0.9000.
RU2007100365/06A 2007-01-12 2007-01-12 Fuel element, working holder and water-cooled power reactor with heat power ranging from 1150 mw to 1700 mw RU2381576C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007100365/06A RU2381576C2 (en) 2007-01-12 2007-01-12 Fuel element, working holder and water-cooled power reactor with heat power ranging from 1150 mw to 1700 mw

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007100365/06A RU2381576C2 (en) 2007-01-12 2007-01-12 Fuel element, working holder and water-cooled power reactor with heat power ranging from 1150 mw to 1700 mw

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2007100365A RU2007100365A (en) 2008-07-20
RU2381576C2 true RU2381576C2 (en) 2010-02-10

Family

ID=42123952

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2007100365/06A RU2381576C2 (en) 2007-01-12 2007-01-12 Fuel element, working holder and water-cooled power reactor with heat power ranging from 1150 mw to 1700 mw

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2381576C2 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2573582C2 (en) * 2011-01-06 2016-01-20 Вестингхаус Электрик Компани Ллс Fuel rod and pressure chamber spring assembly

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2573582C2 (en) * 2011-01-06 2016-01-20 Вестингхаус Электрик Компани Ллс Fuel rod and pressure chamber spring assembly

Also Published As

Publication number Publication date
RU2007100365A (en) 2008-07-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5755568B2 (en) Light water reactor nuclear fuel assembly and light water reactor
US8116423B2 (en) Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
JP5585883B2 (en) Nuclear fuel assembly, light water reactor including nuclear fuel assembly, and method of using nuclear fuel assembly
US10242758B2 (en) Method of operating a pressurized-water nuclear reactor allowing same to pass from a plutonium equilibrium cycle to a uranium equilibrium cycle and corresponding nuclear fuel assembly
US11367537B2 (en) Annular nuclear fuel pellets with central burnable absorber
JPS5844237B2 (en) Nuclear reactor core fuel loading and operation method
Handwerk et al. Optimized core design of a supercritical carbon dioxide-cooled fast reactor
Jagannathan Thorium breeder reactors as a power source for 21st century and beyond
Wei et al. Neutronic/thermal‐hydraulic design features of an improved lead‐bismuth cooled small modular fast reactor
RU2381576C2 (en) Fuel element, working holder and water-cooled power reactor with heat power ranging from 1150 mw to 1700 mw
JP3847701B2 (en) Light water reactor core and fuel assembly and control rod
JP3828345B2 (en) Light water reactor core and fuel assembly
CN107967949A (en) Lead base fast reactor quadrangle fuel assembly and its fast neutron reactor being used for
Hino et al. Application of the resource-renewable boiling water reactor for TRU management and long-term energy supply
RU2242810C2 (en) Fuel assembly for water-moderated water-cooled reactor
JP5921046B2 (en) FUEL ELEMENT, FUEL ASSEMBLY, AND METHOD FOR PRODUCING FUEL ELEMENT
Ponomarev-Stepnoi et al. Development of fast helium cooled reactors in Russia
Khan et al. IAEA CRP Benchmark of Kalinin VVER-1000 NPP: An Analysis Using EXCEL-TRIHEX-FA Code System
Pearson et al. ESBWR enhanced flow distribution with optimized orificing and related fuel cycle performance
Song et al. Reconstruction of Pin Power for KALIMER-600 Core of a Single Enrichment
Akie et al. CORE DESIGN STUDY ON REDUCED-MODERATION WATER REACTORS
AU2014202305A1 (en) Nuclear reactor (variants), fuel assembly consisting of driver- breeding modules for a nuclear reactor (variants) and a fuel cell for a fuel assembly

Legal Events

Date Code Title Description
RZ4A Other changes in the information about an invention