RU2527426C1 - Твэл ядерного реактора - Google Patents
Твэл ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2527426C1 RU2527426C1 RU2013129731/07A RU2013129731A RU2527426C1 RU 2527426 C1 RU2527426 C1 RU 2527426C1 RU 2013129731/07 A RU2013129731/07 A RU 2013129731/07A RU 2013129731 A RU2013129731 A RU 2013129731A RU 2527426 C1 RU2527426 C1 RU 2527426C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- shell
- fuel
- tubular shell
- diameter
- alloy
- 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
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к области твэлостроения для энергетических реакторов на тепловых нейтронах. Техническим результатом изобретения является снижение уровня действующих напряжений в материале оболочки твэла и отсутствие дистанционирующих решеток при сборке твэлов в кассеты. Твэл ядерного реактора состоит из трубчатой оболочки герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, изготовленной из циркониевого сплава. Внутри трубчатой оболочки размещены топливные таблетки из диоксида урана. Трубчатая оболочка выполнена с овальным сечением и витой. Объем между внутренней поверхностью трубчатой оболочки и топливными таблетками заполнен с виброуплотнением шариками из алюминиевого сплава, например из сплава С-80. Толщина трубчатой оболочки составляет не менее 0,3 мм, диаметр шариков составляет 1,5-2 мм. При этом выполняется математическое соотношение диаметра ребра оболочки к диаметру полочки оболочки. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к области твэлостроения для энергетических реакторов на тепловых нейтронах.
Тепловыделяющие элементы (твэлы) являются наиболее ответственными и самыми напряженными конструкциями активной зоны современного ядерного энергетического реактора. В общем виде твэл состоит из герметичной оболочки, внутри которой размещается ядерное топливо, и локализуются радиоактивные продукты деления. Оболочка твэла обеспечивает требуемую механическую прочность конструкции, ее размерную стабильность, а также защищает ядерное топливо и продукты деления от коррозионно-эрозионного воздействия теплоносителя. Выход твэла из строя приводит к наиболее опасным последствиям - попаданию ядерного топлива и продуктов деления в контур теплоносителя. Твэл считается работоспособным, если он в течение всего времени эксплуатации герметичен и его геометрические размеры не изменились настолько, чтобы заметным образом ухудшились внешнее охлаждение и объемное распределение температур в активной зоне. Поэтому одна из главных задач при разработке активной зоны любого ядерного реактора гетерогенного типа заключается в создании надежных конструкций твэлов. (Ф.Г. Решетников, Ю.К. Бибилашвили, И.С. Головнин и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1, М.: Энергоатомиздат, 1995, [1] с.40).
Основной причиной разгерметизации оболочек твэлов является коррозионное растрескивание под действием растягивающих напряжений и очаговая коррозия. При расчете напряженного и деформированного состояний материала оболочки в зависимости от состояния контакта топливо - оболочка используются две модели - газовый зазор (раздельная работа топливной таблетки и оболочки, когда на материал оболочки действуют температурные напряжения, давление теплоносителя и газообразных продуктов деления) и твердый контакт (совместная работа оболочки и топлива).
На первом этапе облучения твэлов материал оболочки работает в области упругих деформаций без растрескивания, как в трубе под внутренним давлением. При совместной работе топливной таблетки оболочки происходит возникновение контактных напряжений на границе раздела. При этом изменяется тип напряженного состояния материала оболочки и соотношение осевых напряжений σz и окружных σy:
σz/σу=1/2 - для первой модели;
σz/σy=1 - для второй модели.
На втором этапе облучения материал оболочки работает в условиях вязко-упруго-пластических деформаций. При достижении предельных напряжений в материале оболочки происходит коррозионное растрескивание по одному из возможных механизмов.
Для твэлов ВВЭР наиболее широкое распространение в России и за рубежом получили стержневые твэлы, состоящие из цилиндрической металлической оболочки, внутри которой размещается ядерное топливо в виде диоксида обогащенного урана (топливная таблетка), концевых деталей, необходимых для герметизации оболочки, фиксирующего элемента, обеспечивающего размещение ядерного топлива в требуемом положении, свободного объема (газосборника), снижающего давление газов на оболочку, возникающее при накоплении газообразных продуктов деления (Хе, Kr) ([1] с.45-46, рис.2.1).
Сам же твэл ядерного реактора, например ВВЭР-1000, представляет собой трубчатую оболочку круглого сечения, заполненную таблетками из диоксида урана UO2 (топливные таблетки) и герметично уплотненную концевыми деталями посредством сварки. Трубчатая оболочка твэла изготовлена из циркониевого сплава. Наружный диаметр трубки твэла 9,1±0,05 мм, ее толщина 0,65±0,03 мм, а внутренний диаметр - 7,72+0,08 мм. В эту трубку с зазором 0,19-0,32 мм помещены таблетки диоксида урана высотой 20 мм и диаметром 7,53-0,05 мм. Данная конструкция твэла принята в качестве прототипа. (Мирный атом. Развитие ВВЭР. Ядерное топливо. URL: http://www.mimyiatom.ru/nuclear_fuel.htm) [2].
Однако такая конструкция твэла имеет существенный недостаток, так как максимальная деформация растяжения при распухании топливной таблетки на наружном слое оболочки находится на уровне 4-5%.
Основной задачей предлагаемого изобретения является создание такой конструкции твэла, которая позволяет резко снизить максимальную деформацию растяжения при распухании топливной таблетки на наружном слое.
Техническим результатом предлагаемого изобретения является снижение уровня действующих напряжений в материале оболочки твэла за счет изменения схемы нагружения, вместо плоского напряженного состояния используется схема изгиба в овальной витой оболочке, а также отсутствие дистанционирующих решеток при сборке твэлов в кассеты.
Технический результат достигается тем, что твэл ядерного реактора состоит из трубчатой оболочки герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, изготовленной из циркониевого сплава, внутри которой размещены топливные таблетки из диоксида урана, при этом трубчатая оболочка выполнена с овальным сечением и витой, объем между внутренней поверхностью трубчатой оболочки и топливными таблетками заполнен с виброуплотнением шариками из алюминиевого сплава, толщина трубчатой оболочки составляет не менее 0,3 мм, диаметр шариков составляет 1,5-2 мм и выполняется следующее соотношение:
где dp - диаметр ребра оболочки, мм;
dп - диаметр полочки оболочки, мм.
Сплав алюминия представляет собой сплав С-80.
На фиг.1 изображен поперечный разрез предлагаемого твэла ядерного реактора.
Элементы, изображенные на фигуре, обозначены следующим образом:
1 - топливная таблетка;
2 - трубчатая оболочка;
3 - шарики из алюминиевого сплава;
dp - диаметр ребра оболочки, мм;
dш - диаметр шариков, мм;
dт - диаметр топливных таблеток, мм;
rп=dп/2 - радиус полочки оболочки, мм;
δ - толщина трубчатой оболочки, мм;
Твэл ядерного реактора состоит трубчатой оболочки 2, герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки. Трубчатая оболочка 2 изготовлена из циркониевого сплава. Внутри трубчатой оболочки 2 размещены топливные таблетки 1 из диоксида урана с диаметром dт.
Трубчатая оболочка 2 выполнена с овальным сечением и витой. Выполнение трубчатой оболочки 2 с овальным сечением приводит к резкому снижению действующих напряжений в материале оболочки 2 при радиационном распухании топливной таблетки 1. А выполнение трубчатой оболочки 2 витой позволяет при сборке твэлов в кассету обходиться без дистанционирующих решеток.
Для уменьшения угловой зависимости температуры трубчатой оболочки 2 объем между внутренней поверхностью трубчатой оболочки 2 и топливными таблетками 1 заполнен шариками 3 из алюминиевого сплава. В качестве алюминиевого сплава может быть использован сплав С-80. При этом заполнение шариками 3 вышеуказанного объема произведено с виброуплотнением, что позволяет полностью заполнить этот объем шариками 3. Диаметр шариков dш составляет 1,5-2 мм. Толщина δ трубчатой оболочки 2 составляет не менее 0,3 мм. При этом выполняется соотношение:
где dp - диаметр ребра оболочки, мм;
dп - диаметр полочки оболочки, мм.
Данное соотношение диаметров выбрано именно таким, потому что при
уменьшается преимущество предлагаемой конструкции твэла. Это происходит из-за того, что dp=>dт, т.е. овальное сечение стремится к круглому сечению.
Для экспериментальной проверки преимуществ предлагаемой конструкции твэла было проведено механическое испытание овальных колец, где процесс радиационного распухания топливной таблетки имитировался специальными дорнами. Максимальные окружные деформации определялись по изменению радиуса кривизны поверхности оболочки. Для изготовления образцов профильной оболочки использовалась трубка из сплава Э110, диаметром 9,1 мм и толщиной стенки 0,56 мм. Дорнование проводилось до диаметра 11,0 мм. Затем проводилось профилерование до получения значения описанного диаметра 12,8 мм.
Результаты проведенных сравнительных механических испытаний показывают, что при радиальном увеличении диаметра топливной таблетки при радиационном распухании на 0,2 мм максимальные деформации растяжения оболочки будут равны
- для предлагаемого твэла,
- для прототипа, т.е. более в 60 раз меньше. Таким образом, видно, что решена задача предлагаемого изобретения - резкое снижение максимальной деформации растяжения при распухании топливной таблетки на наружном слое.
Отсюда следуют следующие преимущества предлагаемого изобретения: снижение уровня действующих напряжений в материале оболочки твэла за счет изменения схемы нагружения, вместо плоского напряженного состояния используется схема изгиба в овальной витой оболочке; снижение скорости распространения трещины по толщине оболочки из-за сопротивления упругого ядра между областями растягивающих сжимающих деформаций за счет использования овальной витой оболочки; а также отсутствие необходимости в дистанционирующих решетках при сборке твэлов в кассеты.
Claims (2)
1. Твэл ядерного реактора, состоящий из трубчатой оболочки герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, изготовленной из циркониевого сплава, внутри которой размещены топливные таблетки из диоксида урана, отличающийся тем, что трубчатая оболочка выполнена с овальным сечением и витой, объем между внутренней поверхностью трубчатой оболочки и топливными таблетками заполнен с виброуплотнением шариками из алюминиевого сплава, при этом толщина трубчатой оболочки составляет не менее 0,3 мм, диаметр шариков составляет 1,5-2 мм и выполняется следующее соотношение:
где dp - диаметр ребра оболочки, мм;
dп - диаметр полочки оболочки, мм.
где dp - диаметр ребра оболочки, мм;
dп - диаметр полочки оболочки, мм.
2. Твэл ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что алюминиевый сплав представляет собой сплав С-80.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013129731/07A RU2527426C1 (ru) | 2013-06-28 | 2013-06-28 | Твэл ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013129731/07A RU2527426C1 (ru) | 2013-06-28 | 2013-06-28 | Твэл ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2527426C1 true RU2527426C1 (ru) | 2014-08-27 |
Family
ID=51456519
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2013129731/07A RU2527426C1 (ru) | 2013-06-28 | 2013-06-28 | Твэл ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2527426C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU182709U1 (ru) * | 2017-03-28 | 2018-08-29 | Андрей Александрович Виноградов | Шаровой твэл |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2066486C1 (ru) * | 1993-10-19 | 1996-09-10 | Отделение "Высокотемпературные технологии и конструкции" Научно-исследовательского института Научно-производственного объединения "Луч" | Нагревная секция |
RU2124767C1 (ru) * | 1997-08-26 | 1999-01-10 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад. А.А.Бочвара | Твэл ядерного реактора |
US20120321031A1 (en) * | 2009-12-04 | 2012-12-20 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Nuclear fuel rod and method of manufacturing pellets for such a rod |
-
2013
- 2013-06-28 RU RU2013129731/07A patent/RU2527426C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2066486C1 (ru) * | 1993-10-19 | 1996-09-10 | Отделение "Высокотемпературные технологии и конструкции" Научно-исследовательского института Научно-производственного объединения "Луч" | Нагревная секция |
RU2124767C1 (ru) * | 1997-08-26 | 1999-01-10 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад. А.А.Бочвара | Твэл ядерного реактора |
US20120321031A1 (en) * | 2009-12-04 | 2012-12-20 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Nuclear fuel rod and method of manufacturing pellets for such a rod |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
САМОЙЛОВ А.Г. и др. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. Москва, Энергоатомиздат, 1996, с. 222-223 * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU182709U1 (ru) * | 2017-03-28 | 2018-08-29 | Андрей Александрович Виноградов | Шаровой твэл |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Marchal et al. | Finite element simulation of Pellet-Cladding Interaction (PCI) in nuclear fuel rods | |
Aybar et al. | A review of nuclear fuel performance codes | |
Deng et al. | Utilization of 3D fuel modeling capability of BISON to derive new insights in performance of advanced PWR fuel concepts | |
RU2527426C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
RU2691628C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
Lu et al. | Development of stress intensity factors for subsurface flaws in plates subjected to polynomial stress distributions | |
Asada | Japanese Activities Concerning Nuclear Codes and Standards—Part II | |
RU142942U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
CN114999688A (zh) | 一种缩比模拟燃料组件 | |
Marino et al. | High power ramping in commercial PHWR fuel at extended burnup | |
Gonnier et al. | Experimental devices in Jules Horowitz reactor and first orientations for the experimental programs | |
Khizer et al. | Seismic and stress qualification of LMFR fuel rod and simple method for the determination of LBE added mass effect | |
Dallongeville et al. | Finite elements analysis of intergrid bending tests on used fuel rods samples | |
Bell et al. | A thoria and thorium uranium dioxide nuclear fuel performance model prototype and knowledge gap assessment | |
Bernaudat et al. | Consequences of leaking fuel rod failure during RIA transients | |
Lo Frano et al. | Buckling of imperfect thin cylindrical shell under lateral pressure | |
Manngård et al. | Evaluation of the Halden IFA-650 loss-of-coolant accident experiments 2, 3 and 4 | |
Zhang et al. | A Bi-layered three-dimensional mechanical modeling of the cladding and its creep deformation analysis | |
Ruan et al. | An investigation of the structural integrity of a reactor pressure vessel using three-dimensional computational fluid dynamics and finite element method based probabilistic pressurized thermal shock analysis for optimizing maintenance strategy | |
Tallavo et al. | A Comparative Evaluation of Finite Element Modeling of Creep Deformation of Fuel Channels in CANDU® Nuclear Reactors | |
Zhang et al. | 3-Dimensional Multiphysics modeling of behaviors of pressurized water reactor fuel rods with missing pellet surface | |
Lüley et al. | Fuel Performance Modeling at High Burn-Up by FEMAXI-6 Code | |
Mao et al. | The Influence of Crust Layer on Reactor Pressure Vessel Failure Under Pressurized Core Meltdown Accident | |
Francisco et al. | Simulating the thermomechanical evolution of SFR fuel subassemblies with a coupled approach | |
Goldberg et al. | Modeling of Formation and Evolution of Cracks in Zirconium-Based Claddings of Nuclear Fuel Rods Within DIONISIO 3.0 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170629 |