RU2473987C1 - Сборка тепловыделяющая ядерного реактора - Google Patents
Сборка тепловыделяющая ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2473987C1 RU2473987C1 RU2011138731/07A RU2011138731A RU2473987C1 RU 2473987 C1 RU2473987 C1 RU 2473987C1 RU 2011138731/07 A RU2011138731/07 A RU 2011138731/07A RU 2011138731 A RU2011138731 A RU 2011138731A RU 2473987 C1 RU2473987 C1 RU 2473987C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- rod
- fuel elements
- assembly
- elements
- Prior art date
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
Изобретение относится к конструкциям тепловыделяющих сборок ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка содержит пучок тепловыделяющих элементов, установленных в расположенных по высоте сборки с шагом дистанционирующих решетках, выполненных из многогранных ячеек, головку, хвостовик, соединенные направляющими каналами. При этом между, как минимум, тремя смежными тепловыделяющими элементами установлен стержень, равноудаление которого от тепловыделяющих элементов обеспечивается ячейками. Технический результат - обеспечение требуемого водо-уранового отношения, интенсификация теплообмена в пучке тепловыделяющих элементов. 2 з.п. ф-лы, 6 ил.
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных энергетических реакторов с водой сверхкритического давления.
Известна сборка тепловыделяющая ядерного реактора, содержащая пучок тепловыделяющих элементов, установленных в расположенных дистанционирующих решетках сотового типа по высоте сборки с шагом (водо-урановое отношение 2÷2,2), выполненных из многогранных ячеек, головку, хвостовик, соединенных опорными элементами (Б.А.Дементьев, «Ядерные энергетические реакторы», Москва ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ. 1990, стр.44).
Недостатком известной тепловыделяющей сборки ядерного реактора является невозможность применения в ядерных энергетических реакторах с водой сверхкритического давления с быстрорезонансным спектром нейтронов из-за локального по периметру перегрева оболочек при обеспечении требуемого водо-уранового отношения (0,5÷1,0), путем применения тесных топливных решеток.
Задачей изобретения является создание сборки тепловыделяющей ядерного энергетического реактора с водой сверхкритического давления.
Техническим результатом изобретения является:
- обеспечение требуемого водо-уранового отношения;
- интенсификация теплообмена в тесных решетках путем азимутального перемешивания теплоносителя.
Достижение задачи изобретения и технического результата обеспечивается тем, что сборка тепловыделяющая ядерного реактора содержит: головку, хвостовик, соединяющие их направляющие каналы, пучок твэлов, собранный дистанционирующими решетками, расположенными с шагом по высоте сборки тепловыделяющей и состоящими из многогранных ячеек. Новым является то, что между тремя смежными тепловыделяющими элементами установлен стержень, равноудаление которого от тепловыделяющих элементов обеспечивается многогранными ячейками. Размещение стержней в пучке сборки тепловыделяющей обеспечивает требуемое водо-урановое отношение.
Стержень может быть выполнен в виде цилиндра, имеющего на наружной поверхности, как минимум, одно ребро, которое выполняет роль дистанционатора и интенсификатора теплообмена и располагается по спирали вдоль стержня. А также стержень может быть выполнен в виде твэла с одним или несколькими ребрами, который имеет центральную часть из делящихся и воспроизводящих элементов с дисперсионным или оксидным топливом, например, U-235, U-238 или Pu-239.
Таким образом обеспечивается требуемое водо-урановое отношение (0,5÷1,0) и осуществляется интенсификация теплообмена в пучке тепловыделяющих элементов путем перемешивания теплоносителя между соседними ячейками.
Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены:
Фиг.1 - Сборка тепловыделяющая ядерного реактора;
Фиг.2 - Поперечное сечение сборки тепловыделяющей ядерного реактора;
Фиг.3 - Фрагмент дистанционирующей решетки (2) со стержнями (7);
Фиг.4 - Фрагмент дистанционирующей решетки (2) со стержнями (7), имеющими ребра (8);
Фиг.5 - Фрагмент дистанционирующей решетки (2) со стержнями (7), выполненными в виде тепловыделяющих элементов;
Фиг.6 - Стержень (7), выполненный в виде тепловыделяющего элемента.
Сборка тепловыделяющая ядерного реактора содержит пучок тепловыделяющих элементов (1), установленных в дистанционирующих решетках (2), которые выполнены из многогранных ячеек (3) и расположены с шагом по высоте тепловыделяющей сборки, а также головку (4) и хвостовик (5), соединенные направляющими каналами (6). Между, минимум, тремя смежными тепловыделяющими элементами (1) установлен стержень (7), равноудаление которого от тепловыделяющих элементов (1) обеспечивается многогранными ячейками (3). В качестве варианта стержень (7) выполнен в виде цилиндра и имеет на наружной поверхности, как минимум, одно ребро (8), которое выполняет роль дистанционатора и интенсификатора теплообмена и располагается по спирали вдоль стержня (7). В качестве варианта стержень (7) выполнен в виде твэла с ребрами (8), который имеет центральную часть из делящихся и воспроизводящих элементов с дисперсионным или оксидным топливом (9), например, U-235, U-238 или Pu-239.
Таким образом, конструкция сборки тепловыделяющей ядерного реактора обеспечивает требуемое водо-урановое отношение, а интенсификация теплообмена в пучке тепловыделяющих элементов осуществляется путем перемешивания теплоносителя между соседними многогранными ячейками.
Claims (3)
1. Сборка тепловыделяющая ядерного реактора, содержащая пучок тепловыделяющих элементов, установленный в дистанционирующих решетках, которые выполнены из многогранных ячеек и расположены с шагом по высоте сборки, головку, хвостовик, соединенные направляющими каналами, отличающаяся тем, что между как минимум тремя смежными тепловыделяющими элементами установлен стержень, равноудаление которого от тепловыделяющих элементов обеспечивается многогранными ячейками.
2. Сборка тепловыделяющая по п.1, отличающаяся тем, что стержень выполнен в виде цилиндра и имеет на наружной поверхности как минимум одно ребро, которое выполняет роль дистанционатора и интенсификатора теплообмена и располагается по спирали вдоль стержня.
3. Сборка тепловыделяющая по п.1 или 2, отличающаяся тем, что центральная часть стержня заполнена делящимися и воспроизводящими элементами, например U-235, U-238 или Pu-239.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011138731/07A RU2473987C1 (ru) | 2011-09-22 | 2011-09-22 | Сборка тепловыделяющая ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011138731/07A RU2473987C1 (ru) | 2011-09-22 | 2011-09-22 | Сборка тепловыделяющая ядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2473987C1 true RU2473987C1 (ru) | 2013-01-27 |
Family
ID=48807139
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011138731/07A RU2473987C1 (ru) | 2011-09-22 | 2011-09-22 | Сборка тепловыделяющая ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2473987C1 (ru) |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03107793A (ja) * | 1989-09-20 | 1991-05-08 | Toshiba Corp | 燃料集合体 |
| RU2066486C1 (ru) * | 1993-10-19 | 1996-09-10 | Отделение "Высокотемпературные технологии и конструкции" Научно-исследовательского института Научно-производственного объединения "Луч" | Нагревная секция |
-
2011
- 2011-09-22 RU RU2011138731/07A patent/RU2473987C1/ru active
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03107793A (ja) * | 1989-09-20 | 1991-05-08 | Toshiba Corp | 燃料集合体 |
| RU2066486C1 (ru) * | 1993-10-19 | 1996-09-10 | Отделение "Высокотемпературные технологии и конструкции" Научно-исследовательского института Научно-производственного объединения "Луч" | Нагревная секция |
Non-Patent Citations (3)
| Title |
|---|
| Деменьтьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. - М.: Энергоатомиздат, с.44. * |
| Деменьтьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. - М.: Энергоатомиздат, с.44. Самойлов А.Г. и др. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1996, с.177, рис.4.21. * |
| Самойлов А.Г. и др. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1996, с.177, рис.4.21. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| ES2715529T3 (es) | Un elemento combustible y un método para fabricar un elemento combustible para un conjunto combustible de un reactor nuclear | |
| CN110603602A (zh) | 具有离散可燃吸收剂销的环形核燃料芯块 | |
| EP2887357B1 (en) | Nuclear reactor fluence reduction systems and methods | |
| JP6503188B2 (ja) | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 | |
| RU2473987C1 (ru) | Сборка тепловыделяющая ядерного реактора | |
| WO2015059737A1 (ja) | 原子炉炉心 | |
| RU2428756C1 (ru) | Бесчехловая тепловыделяющая сборка с гексагональной топливной решеткой водо-водяного энергетического реактора (варианты) | |
| RU2410771C1 (ru) | РАБОЧАЯ КАССЕТА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТЬЮ ОТ 1150 МВт ДО 1700 МВт (ВАРИАНТЫ) | |
| AU2015317816B2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
| KR100927133B1 (ko) | 원통모양의 딤플을 갖는 이물질여과용 지지격자 | |
| KR100898114B1 (ko) | 유로구멍에 삽입되는 돌출형 이물질여과용 지지격자 | |
| KR20110134271A (ko) | 금속토륨을 이용한 증식용 혼합 핵연료 | |
| KR101017318B1 (ko) | 수력적 균형을 이루는 혼합날개 패턴을 가진 지지격자 | |
| KR100918486B1 (ko) | 원통모양의 딤플을 갖는 이물질여과용 지지격자 | |
| EP3457414B1 (en) | Fuel assembly and nuclear reactor core loaded with same | |
| RU2558656C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка стержневых твэлов (варианты) и способ ее работы | |
| US3330734A (en) | Nuclear reactor | |
| RU2428755C1 (ru) | Бесчехловая тепловыделяющая сборка с гексагональной топливной решеткой водо-водяного энергетического реактора (варианты) | |
| US9922732B2 (en) | Moderating fuel rods including metal hydride and methods of moderating fuel bundles of boiling water reactors using the same | |
| JP3036129B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| US10957457B2 (en) | MOX fuel assembly | |
| JP6466206B2 (ja) | 初装荷炉心および燃料交換方法 | |
| RU2630893C1 (ru) | Реакторная установка с изменяемым спектром нейтронов | |
| JP6430141B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
| JP5921046B2 (ja) | 燃料要素、燃料集合体、及び燃料要素を製造する方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner |