RU2588609C1 - Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора - Google Patents
Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2588609C1 RU2588609C1 RU2015109107/07A RU2015109107A RU2588609C1 RU 2588609 C1 RU2588609 C1 RU 2588609C1 RU 2015109107/07 A RU2015109107/07 A RU 2015109107/07A RU 2015109107 A RU2015109107 A RU 2015109107A RU 2588609 C1 RU2588609 C1 RU 2588609C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- rod
- column
- length
- cladding
- 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 ядерной технике, в частности к сборке стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), и может быть использовано в ядерных реакторах разного типа. Пружинный фиксатор топливного столба, располагаемый в компенсационном объеме твэла, имеет последовательно расположенные от торца топливного столба компенсирующую, буферную и фиксирующую группы витков. Фиксатор устанавливается в оболочку твэла цилиндрическим трехступенчатым штоком, имеющим длину ступени наименьшего диаметра, обеспечивающую требуемое усилие поджатия топливного столба, а общую длину ступеней с наименьшим и средним диаметрами менее длины компенсационного объема на 1,5…2,0 диаметра твэла. Перемещение штока продолжается до упора компенсирующей части фиксатора в топливный столб и сжатия ее до момента касания штоком торца топливного столба. Далее шток извлекается из твэла, а открытый торец оболочки герметизируется с помощью заглушки. Технический результат - уменьшение разброса и длины пружинного фиксатора топливного столба после установки, что обеспечивает возможность увеличения загрузки топлива в твэл, повышения его энерговыработки. 8 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к процессу сборки стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), предполагающих наличие в своем составе пружинных фиксаторов для фиксации ядерного топлива в виде таблеток, при транспортно-технологических операциях в процессе изготовления ТВС, перевозки их на АЭС, установки в реактор и пр., и может быть использовано как в ядерных реакторах с водой под давлением, например ВВЭР-440, ВВЭР-1000, АЭС-2006, так и в кипящих, например РБМК-1000, а также реакторах на быстрых нейтронах типа БН, БРЕСТ и др.
Конструкция стержневого твэла (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990., рис. П 8.6., стр. 319) содержит оболочку 1 в виде трубы, топливный столб 2 в виде таблеток 3 и таблетки-бланкета (при наличии) 4, две заглушки 5 для герметизации твэла и пружинного фиксатора 6 для фиксации таблеток от осевого перемещения, располагаемого в компенсационном объеме 7 (см. фиг. 1).
Пружинные фиксаторы топливного столба в отечественных стержневых твэлах (см патент RU 2150151 С1 опубл. 27.05.2000) изготавливаются из сплава ЭК 173-ИД или нержавеющей стали 12Х18Н10Т и содержат фиксирующую 8, буферную 9 и компенсирующую 10 группы витков (см. фиг. 2).
Сборка стержневого твэла содержит следующие операции: подготовка оболочки в виде трубы, герметизация ее с одного торца с помощью первой заглушки, загрузка оболочки топливом в виде таблеток, фиксация топлива от осевого перемещения посредством установки пружинного фиксатора и герметизация оболочки с помощью второй заглушки.
Установка фиксатора должна производится таким образом, чтобы при вставке фиксатора с контролируемым поджатием компенсирующей группы максимальное усилие поджатия топливного столба не превышало 150 H из условия прочности топливных таблеток, а остаточное усилие поджатия топливного столба после извлечения штока было не менее 1,2 от веса топливного столба, что обеспечивает сохранность топливных таблеток при транспортно-технологических операциях.
При существующем способе сборки стержневого твэла на примере твэла реактора ВВЭР-440 (см. патент RU 2389088 C1 опубл. 10.05.2010) фиксатор из проволоки диаметром 0,91 мм, имеющий наружный диаметр фиксирующей группы 8,2 мм, наружный диаметр буферной группы 6,5 мм и наружный диаметр компенсирующей группы 7,25 мм, с помощью двухступенчатого штока 11, упирающегося уступом на стыке ступеней в буферную группу витков, втягивает фиксирующую группу витков в оболочку твэла с натягом (см. фиг. 7) до момента упора конца штока в торец топливного столба.
Шток 11 представляет собой двухступенчатый цилиндрический стержень с определенной длиной и диаметром ступеней 13, 14 (см. фиг. 5). Кроме этих ступеней шток может иметь промежуточную часть и рукоятку.
Существенным недостатком известного способа установки фиксатора является неконтролируемое растяжение фиксирующей части фиксатора при втягивании в оболочку.
Из приведенной рентгенограммы (см. фиг. 3) видно, что после установки фиксаторов известным способом имеет место существенный разброс длины фиксирующей части, а также неравномерность ее растяжения по виткам.
Проведенные эксперименты показали, что в силу технологических допусков на диаметр и шаг фиксирующей части, а также качества обработки ее торца и состояния внутренней поверхности оболочки твэла, разброс длины фиксирующей части после ее установки может достигать 7-10 мм.
При этом в твэле ТВС ВВЭР-440 при ограниченной длине компенсационного объема крайние витки фиксирующей части фиксатора из нержавеющей стали приближаются к сварному соединению верхней заглушки и оболочки твэла, что приводит в силу краевого эффекта к повышению уровня НДС этого соединения и снижению его надежности. Принятое при проектировании фиксаторов расстояние фиксирующей части его до заглушки по условиям прочности не должно быть меньше 5 мм.
Для надежного контроля внутритвэльной среды существующими методами в условиях серийного производства твэлов на автоматизированных линиях это расстояние должно быть не менее 15-20 мм для твэлов ВВЭР-440, т.е. 1,5…2,0 диаметров твэла. Уменьшение расстояния между заглушкой и фиксатором меньше указанного значения может привести к перебраковке твэлов при контроле.
Аналогичная проблема имеет место в твэлах зоны воспроизводства реактора БН-600, где компенсационный объем составляет всего 45 мм.
Более того уменьшение разброса длины фиксирующей части и длины фиксатора после установки в твэл позволяет увеличить длину топливного столба, а следовательно, загрузку и энерговыработку твэлов.
Задачей изобретения является разработка способа установки фиксатора в стержневые твэлы, обеспечивающего возможность увеличения загрузки топлива в твэл, повышение его энерговыработки и надежности.
Задача решается тем, что пружинный фиксатор топливного столба твэлов ТВС, выполненный в виде цилиндрической пружины, имеющей последовательно расположенные от топливного столба компенсирующую, буферную и фиксирующую группу витков, устанавливается в оболочку твэла цилиндрическим трехступенчатым штоком, имеющим длину ступени наименьшего диаметра, обеспечивающую требуемое усилие поджатая топливного столба, а общую длину ступеней с наименьшим и средним диаметрами не более длины компенсационного объема с резервом 5…10 мм, ориентированным тонким концом и перемещающимся в осевом направлении к торцу топливного столба, упирающимся первоначально уступом на стыке частей наименьшего и среднего диаметров в буферную группу витков и втягивающим фиксирующую часть в оболочку твэла с натягом, в процессе чего шток в определенный момент упирается уступом на стыке частей среднего и наибольшего диаметров в торец фиксирующей части фиксатора, при этом перемещение штока продолжается до упора компенсирующей части фиксатора в топливный столб и сжатия ее до момента касания штоком торца топливного столба (см. фиг. 8), после чего шток перемещением в противоположном направлении извлекается из твэла.
На фиг. 6 приведена конструкция предлагаемого штока 12 для установки фиксатора, а на фиг. 8 - схема его работы при установке. Предлагаемый шток имеет форму трехступенчатого цилиндра. Для обеспечения его работоспособности наименьший диаметр 13 штока должен быть меньше минимального внутреннего диаметра буферной части фиксатора, диаметр средней ступени 14 должен быть меньше минимального внутреннего диаметра фиксирующей части после установки в оболочку твэла, а наибольший диаметр 15 штока должен быть меньше минимального внутреннего диаметра оболочки твэла.
На фиг. 4 приведена рентгенограмма фиксаторов послу установки предлагаемым способом. Видна стабильность размеров фиксаторов и равномерность деформации витков всех частей, а также его меньшая длина после установки трехступенчатым штоком.
Указанное изменение способа сборки стержневого твэла с пружинным фиксатором позволяет достичь технический результат - уменьшение разброса и длины пружинного фиксатора топливного столба после установки, что обеспечивает возможность увеличения загрузки топлива в твэл, повышения его энерговыработки и надежности.
На фиг. 3 приведена рентгенограмма установленных фиксаторов твэлов, собранных известным способом.
На фиг. 4 приведена рентгенограмма установленных фиксаторов твэлов, собранных предлагаемым способом.
На фиг. 5 изображен известный шток.
На фиг. 6 изображен предлагаемый шток.
На фиг. 7 изображен момент упора известного штока в таблетку при сборке твэла.
На фиг. 8 изображен момент упора предлагаемого штока в таблетку при сборке твэла.
Claims (1)
- Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора, включающий подготовку оболочки в виде трубы, герметизацию ее с одного торца с помощью первой заглушки, загрузку оболочки топливом в виде таблеток, фиксацию топлива от осевого перемещения с помощью пружинного фиксатора, располагаемого в компенсационном объеме твэла и имеющего последовательно расположенные от торца топливного столба компенсирующую, буферную и фиксирующую группы витков, отличающийся тем, что фиксатор устанавливается в оболочку твэла цилиндрическим трехступенчатым штоком, имеющим длину ступени наименьшего диаметра, обеспечивающую требуемое усилие поджатия топливного столба, а общую длину ступеней с наименьшим и средним диаметрами менее длины компенсационного объема на 1,5…2,0 диаметра твэла, ориентированным тонким концом и перемещающимся в осевом направлении к торцу топливного столба, упирающимся первоначально уступом на стыке частей наименьшего и среднего диаметров в буферную группу витков и втягивающим фиксирующую часть в оболочку твэла с натягом, в процессе чего шток в определенный момент упирается уступом на стыке частей среднего и наибольшего диаметров в торец фиксирующей части фиксатора, при этом перемещение штока продолжается до упора компенсирующей части фиксатора в топливный столб и сжатия ее до момента касания штоком торца топливного столба, после чего шток перемещением в противоположном направлении извлекается из твэла, а открытый торец оболочки герметизируется с помощью второй заглушки.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015109107/07A RU2588609C1 (ru) | 2015-03-17 | 2015-03-17 | Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015109107/07A RU2588609C1 (ru) | 2015-03-17 | 2015-03-17 | Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2588609C1 true RU2588609C1 (ru) | 2016-07-10 |
Family
ID=56370598
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2015109107/07A RU2588609C1 (ru) | 2015-03-17 | 2015-03-17 | Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2588609C1 (ru) |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2732812A1 (fr) * | 1995-04-04 | 1996-10-11 | Framatome Sa | Crayon de combustible pour un reacteur nucleaire |
RU2150152C1 (ru) * | 1998-11-03 | 2000-05-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
RU2303299C2 (ru) * | 2005-08-22 | 2007-07-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
-
2015
- 2015-03-17 RU RU2015109107/07A patent/RU2588609C1/ru active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2732812A1 (fr) * | 1995-04-04 | 1996-10-11 | Framatome Sa | Crayon de combustible pour un reacteur nucleaire |
RU2150152C1 (ru) * | 1998-11-03 | 2000-05-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
RU2303299C2 (ru) * | 2005-08-22 | 2007-07-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR101072381B1 (ko) | 누름 성능이 개선된 핵연료 집합체 상단고정체용 누름스프링유닛 및 핵연료집합체용 상단고정체 | |
US8811566B2 (en) | Guide thimble plug for nuclear fuel assembly | |
CN1086340A (zh) | 更换穿过核反应堆压力容器外壳的喷嘴的方法 | |
RU2588609C1 (ru) | Способ сборки тепловыделяющего элемента ядерного реактора | |
US6343107B1 (en) | Shroud repair apparatus | |
KR100892638B1 (ko) | 온-오프 작동형 누름스프링을 사용한 핵연료집합체용상단고정체 | |
JP6666072B2 (ja) | 燃料棒および燃料集合体 | |
US20110261920A1 (en) | Connecting device for connecting a guide tube to a lower end nozzle in a nuclear fuel assembly | |
US20110002433A1 (en) | Water Reactor Fuel Cladding Tube | |
CN104335287B (zh) | 带有弯曲连结部的核控制棒 | |
KR100844882B1 (ko) | 핵연료집합체의 핵연료봉 내부 공간 증가 및 압축스프링지지를 위한 봉단마개를 구비한 핵연료봉 | |
RU2389088C2 (ru) | Пружинный фиксатор топливного столба твэлов твс | |
EP4141889A1 (en) | Fuel rod of a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
KR20190005777A (ko) | 조립 케이싱과 케이싱에 삽입된 조립 요소 사이의 가역성 무용접 연결부를 가진 sfr 유형의 원자로용 조립체 | |
KR102059460B1 (ko) | 핵연료 집합체의 인서트 | |
Jhung et al. | Stress analysis of surge line due to thermal stratification | |
Park et al. | Evaluation of piping integrity in thinned main feedwater pipes | |
US20190326024A1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly and method for producing same | |
CN111477357A (zh) | 一种上端限位的燃料组件 | |
Choi et al. | Plastic Collapse Evaluation of Fuel Channel Assembly in Pressurized Heavy Water Reactor | |
US7997471B2 (en) | Method for production of spacers for a nuclear reactor | |
RU2417462C2 (ru) | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора | |
RU2303299C2 (ru) | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора | |
RU2256242C2 (ru) | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора | |
RU2239891C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |