RU2760492C1 - Тепловыделяющий элемент ядерного реактора - Google Patents
Тепловыделяющий элемент ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2760492C1 RU2760492C1 RU2020144158A RU2020144158A RU2760492C1 RU 2760492 C1 RU2760492 C1 RU 2760492C1 RU 2020144158 A RU2020144158 A RU 2020144158A RU 2020144158 A RU2020144158 A RU 2020144158A RU 2760492 C1 RU2760492 C1 RU 2760492C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- fuel element
- fes
- shell
- helium
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) для ядерных реакторов и может найти применение на предприятиях, изготавливающих твэлы. Тепловыделяющий элемент (твэл) ядерного реактора содержит трубчатую оболочку 1 с заглушками 2, 3 на ее торцах. Внутри оболочки 1 расположены фиксаторы 4, между которыми размещен топливный сердечник 5. Свободный от топливного сердечника 5 и фиксаторов 4 объем 6 заполнен газом. При этом по меньшей мере на одной заглушке 2 образован цилиндрический выступ 7, расположенный в свободном объеме 6. Техническим результатом является повышение точности измерения концентрации газа внутри оболочки тепловыделяющего элемента неразрушающим тепловым методом, повышение качества твэлов, снижение вероятности пропуска твэлов в эксплуатацию с недопустимо низкой концентрацией гелия, снижение вероятности отбраковки твэлов, имеющих допустимую концентрацию гелия, повышение надежности эксплуатации твэлов в реакторе без изменения нейтронно-физических характеристик активных зон, собранных из таких твэлов. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) для ядерных реакторов и может найти применение на предприятиях, изготавливающих твэлы.
Из уровня техники широко известны тепловыделяющие элементы различных конструкций. Общими элементами большинства конструкций твэлов является наличие герметичной оболочки, выполненной на основе металлической трубки, загерметизированной по торцам заглушками. Внутри герметичной оболочки размещен топливный сердечник, удерживаемый по высоте оболочки фиксаторами. Свободный от топливного сердечника и его фиксаторов объем заполнен газом определенного состава и давления.
Наличие под оболочкой твэла атмосферы определенного состава (гелия) и давления (атмосферного) является одним из требований к конструкции твэла. Необходимая атмосфера под оболочкой твэла создается при их изготовлении. Однако, возможные технические сбои при заполнении свободного объема твэла приводят к загрязнению атмосферы под оболочкой твэла, что снижает эксплуатационные характеристики твэла. В связи с этим контроль атмосферы под оболочкой твэла после его герметизации, включающий измерения концентрации гелия под оболочкой твэла, приобретает важное значение.
Так, из уровня техники известен тепловыделяющий элемент, содержащий цилиндрическую оболочку, в которую помещен топливный сердечник в виде таблеток, последовательно состыкованных между собой и выполненных с торцевыми фасками с образованием поперечных канавок сердечника, оболочка выполнена с поперечными гофрами, расположенными в канавках сердечника (см. Патент RU 2393559, опубликован 27.06.2010).
Также из уровня техники известна конструкция тепловыделяющего элемента, содержащая трубчатую оболочку с заглушками на ее торцах, внутри оболочки размещен сердечник из таблеток делящегося материала, а также образован компенсационный объем, заполненный гелием (см. Патент RU 2636931, опубликован 29.11.2017).
Наиболее близким к предложенному решению является тепловыделяющий элемент с топливным сердечником, заключенным в герметичную оболочку, имеющий свободный от топливной композиции заполненный газом объем, верхняя и/или нижняя заглушка снабжена плавким предохранительным клапаном, выполненным из металла, температура плавления которого ниже температуры плавления оболочки твэла и выбранного из условий эксплуатации и анализа аварийных ситуаций реакторной установки (см. Патент RU 2179751, опубликован 20.02.2002).
Общим недостатком известных твэлов является невысокая точность осуществления измерений концентрации газа внутри твэлов такой конструкции, которая при всем этом требует использования сложных устройств контроля и разбраковки тепловыделяющих элементов.
Технической проблемой, решаемой изобретением, является повышение качества тепловыделяющих элементов, а также снижение издержек на их производство.
Техническим результатом изобретения является повышение точности измерения концентрации газа внутри оболочки тепловыделяющего элемента неразрушающим тепловым методом.
Технический результат изобретения достигается благодаря тому, что тепловыделяющий элемент (твэл) ядерного реактора, содержащий трубчатую оболочку с заглушками на ее торцах, внутри оболочки расположены фиксаторы, между которыми размещен топливный сердечник, свободный от топливного сердечника и фиксаторов объем заполнен газом, по меньшей мере на одной заглушке образован цилиндрический выступ, расположенный в свободном объеме, при этом внешний диаметр цилиндрического выступа меньше внутреннего диаметра трубчатой оболочки на 0,3 – 1,5 миллиметра, а длина цилиндрического выступа составляет от полутора до трех с половиной внешних диаметров трубчатой оболочки.
Кроме того, цилиндрический выступ расположен, преимущественно, соосно трубчатой оболочке и выполнен металлическим.
Кроме того, цилиндрический выступ может быть выполнен за одно целое со своей заглушкой.
Изобретение поясняется чертежом, на фигуре которого схематично показана конструкция предложенного тепловыделяющего элемента ядерного реактора.
Тепловыделяющий элемент (твэл) ядерного реактора содержит герметичную оболочку, выполненную из металлической трубки 1 (трубчатая оболочка 1), на концах (на противоположных торцах) которой герметично установлены заглушки 2 и 3. Внутри трубчатой оболочки 1 расположены фиксаторы 4, а между фиксаторами 4 размещен топливный сердечник 5, удерживаемый по высоте трубчатой оболочки фиксаторами 4. Топливный сердечник представляет собой стержень (или набор топливных таблеток). Свободный от топливного сердечника 5 и фиксаторов 4 объем 6 заполнен под атмосферным давлением газом, представляющим собой смесь гелия и загрязняющим его газом (азотом).
На одной из заглушек (например, на заглушке 2) образован металлический цилиндрический выступ 7, расположенный в свободном объеме 6 и направленный в сторону топливного сердечника 5. Такой цилиндрический выступ 7 также может быть одновременно образован и на заглушке 3 (при необходимости). Выступ 7 представляет собой своего рода адаптер, перераспределяющий тепловую энергию в процессе измерения концентрации газа под оболочкой твэл.
Один торец цилиндрического выступа 7 жестко соединен с заглушкой 2 (и/или с заглушкой 3), причем выступ 7 расположен соосно заглушке 2 и, соответственно, соосно трубчатой оболочке 1. Выступ 7 может быть выполнен за одно целое с заглушкой 2, т.е. представлять собой единый конструктивный элемент.
Внешний диаметр цилиндрического выступа 7 может быть меньше внутреннего диаметра трубчатой оболочки 1 на любую величину из диапазона 0,3 – 1,5 миллиметра, а длина цилиндрического выступа 7 может иметь любое значение из диапазона от полутора до трех с половиной внешних диаметров трубчатой оболочки 1.
При этом оптимальным экспериментально выбранным диапазоном значений величины кольцевого зазора между внутренним диаметром трубчатой оболочки 1 и внешним диаметром выступа 7 является такой диапазон, когда внешний диаметр выступа 7 меньше внутреннего диаметра трубчатой оболочки 1 на величину от 0,5 до 1 мм. Такие значения обеспечивают лучшие показатели точности результатов измерения концентрации гелия под оболочкой 1 твэла. А оптимальная экспериментально выбранная длина выступа 7 составляет от двух до трех внешних диаметров трубчатой оболочки 1. При этом длина выступа 7 соответствует длине участка трубки 1, на который воздействуют тепловым потоком при использовании теплового метода контроля параметров газовой среды под оболочкой твэла.
Осуществление контроля концентрации газа (гелия) внутри герметичной оболочки 1 твэл осуществляют следующим образом.
Твэл устанавливают на позицию измерения концентрации гелия под его оболочкой. После измерения начальной температуры оболочки 1 твэла, на участок оболочки 1, соответствующий длине выступа 7, воздействуют импульсным (кратковременным) тепловым потоком и в течение необходимого временного промежутка измеряют его температуру (с фиксацией значений измеренной температуры). Полученную зависимость сравнивают с эталонной зависимостью, полученной ранее при измерении температуры оболочки 1, внутри которой имелась известная концентрация гелия. По результатам сравнения определяют концентрацию гелия в контролируемом твэле. Функция выступа 7 (адаптера) в измерениях концентрации гелия тепловым методом заключается в том, что после нагрева участка оболочки 1 тепловая энергия рассеивается не только непосредственно с поверхности нагретого участка оболочки 1 в окружающую среду, но часть ее передается от оболочки 1 через газовый кольцевой зазор (между выступом 7 и внутренним диаметром трубки 1) к менее нагретому выступу 7 (адаптеру), и далее к заглушке 2, которая имеет еще меньшую температуру, что увеличивает время выступу 7 быть более холодным по сравнению с оболочкой 1. С учетом того, что коэффициенты теплопроводности гелия и загрязняющего его газа (азота) значительно различаются (для гелия он в 5,5 раз больше при температуре от 0 до 200оС), то тепловое сопротивление газового зазора между оболочкой 1 и выступом 7 изменяется в зависимости от концентрации гелия, что, в свою очередь, приводит к изменению температуры оболочки во времени. Сформированные тепловые потоки на участке нагрева оболочки 1 с использованием выступа 7 существенно повышает величину изменения температуры оболочки 1 твэла от замены в нем гелия на азот. Это обстоятельство является основой повышения чувствительности теплового метода. Эксперименты с использованием имитатора твэла БН-800, в составе которого находился выступ 7 (адаптер), выполненный в едином исполнении с заглушкой 2, показали, что в диапазоне концентрации гелия под оболочкой 1 твэла от 90 до 100 % не исключенная случайная составляющая абсолютной погрешности измерения концентрации гелия под оболочкой 1 твэла не превышала ±2 %.
Полученная оценка точности определения концентрации гелия под оболочкой 1 твэла удовлетворяет требованиям, предъявляемым к твэлам перспективных ядерных реакторов.
Таким образом, благодаря наличию цилиндрического выступа 7 внутри оболочки 1 твэла и образованию кольцевого зазора между поверхностью выступа 7 и внутренним диаметром трубчатой оболочки 1, существенно повышается точность результатов измерения концентрации газа (гелия) внутри оболочки 1. А высокая точность измерения концентрации газа внутри оболочки твэл позволяет:
- повысить качество твэлов;
- снизить трудовые и экономические издержки на производство твэлов;
- снизить вероятность пропуска твэлов в эксплуатацию с недопустимо низкой концентрацией гелия;
- повысить надежность эксплуатации твэлов в реакторе;
- снизить вероятность отбраковки твэлов, имеющих допустимую концентрацию гелия.
Кроме того, предложенная конструкция твэла не изменяет нейтронно-физические характеристики активных зон, собранных из таких твэлов.
Claims (4)
1. Тепловыделяющий элемент (твэл) ядерного реактора, содержащий трубчатую оболочку с заглушками на ее торцах, внутри оболочки расположены фиксаторы, между которыми размещен топливный сердечник, свободный от топливного сердечника и фиксаторов объем заполнен газом, по меньшей мере на одной заглушке образован цилиндрический выступ, расположенный в свободном объеме, при этом внешний диаметр цилиндрического выступа меньше внутреннего диаметра трубчатой оболочки на 0,3–1,5 миллиметра, а длина цилиндрического выступа составляет от полутора до трех с половиной внешних диаметров трубчатой оболочки.
2. Твэл по п.1, в котором цилиндрический выступ расположен соосно трубчатой оболочке.
3. Твэл по п.1, в котором цилиндрический выступ выполнен металлическим.
4. Твэл по п.1, в котором цилиндрический выступ выполнен за одно целое со своей заглушкой.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2020144158A RU2760492C1 (ru) | 2020-12-31 | 2020-12-31 | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2020144158A RU2760492C1 (ru) | 2020-12-31 | 2020-12-31 | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2760492C1 true RU2760492C1 (ru) | 2021-11-25 |
Family
ID=78719444
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2020144158A RU2760492C1 (ru) | 2020-12-31 | 2020-12-31 | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2760492C1 (ru) |
Citations (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2143141C1 (ru) * | 1997-05-30 | 1999-12-20 | ОАО "Машиностроительный завод" | Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора |
RU2179751C1 (ru) * | 2000-08-15 | 2002-02-20 | Государственное унитарное предприятие Государственный научный центр РФ - Физико-энергетический институт им. академика А.И. Лейпунского | Тепловыделяющий элемент |
JP2002116288A (ja) * | 2000-10-06 | 2002-04-19 | Hitachi Ltd | 原子炉の燃料棒及びその製作方法 |
RU2310930C2 (ru) * | 2005-06-23 | 2007-11-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
RU2524681C2 (ru) * | 2012-10-23 | 2014-08-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Твэл ядерного реактора |
RU2013108817A (ru) * | 2010-07-29 | 2014-09-10 | Дзе Стейт Оф Орегон Эктинг Бай Энд Тру Дзе Стейт Борд Оф Хайер Эдьюкейшн Он Бихаф Оф Орегон Стейт Юниверсити | Мишень для получения изотопов |
RU2014154231A (ru) * | 2014-12-29 | 2015-06-10 | Юрий Васильевич Потапов | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
RU2603355C1 (ru) * | 2015-11-26 | 2016-11-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ герметизации тепловыделяющих элементов ядерного реактора с оболочкой из высокохромистой стали |
RU2636931C2 (ru) * | 2015-12-08 | 2017-11-29 | Юрий Васильевич Потапов | Способ изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора |
-
2020
- 2020-12-31 RU RU2020144158A patent/RU2760492C1/ru active
Patent Citations (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2143141C1 (ru) * | 1997-05-30 | 1999-12-20 | ОАО "Машиностроительный завод" | Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора |
RU2179751C1 (ru) * | 2000-08-15 | 2002-02-20 | Государственное унитарное предприятие Государственный научный центр РФ - Физико-энергетический институт им. академика А.И. Лейпунского | Тепловыделяющий элемент |
JP2002116288A (ja) * | 2000-10-06 | 2002-04-19 | Hitachi Ltd | 原子炉の燃料棒及びその製作方法 |
RU2310930C2 (ru) * | 2005-06-23 | 2007-11-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
RU2013108817A (ru) * | 2010-07-29 | 2014-09-10 | Дзе Стейт Оф Орегон Эктинг Бай Энд Тру Дзе Стейт Борд Оф Хайер Эдьюкейшн Он Бихаф Оф Орегон Стейт Юниверсити | Мишень для получения изотопов |
RU2524681C2 (ru) * | 2012-10-23 | 2014-08-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Твэл ядерного реактора |
RU2014154231A (ru) * | 2014-12-29 | 2015-06-10 | Юрий Васильевич Потапов | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
RU2603355C1 (ru) * | 2015-11-26 | 2016-11-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ герметизации тепловыделяющих элементов ядерного реактора с оболочкой из высокохромистой стали |
RU2636931C2 (ru) * | 2015-12-08 | 2017-11-29 | Юрий Васильевич Потапов | Способ изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US7871198B2 (en) | High-temperature thermocouples and related methods | |
Ackerman et al. | Permeation of hydrogen and deuterium through palladium-silver alloys | |
US3943751A (en) | Method and apparatus for continuously measuring hydrogen concentration in argon gas | |
RU2760492C1 (ru) | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора | |
Johnson et al. | Tritium Gas Target for Neutron Production | |
US4567013A (en) | Hydrogen measuring device | |
US3957576A (en) | Method for localizing fuel can failures in nuclear reactors | |
RU2380206C2 (ru) | Способ изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора | |
US2665412A (en) | Analysis of nonferrous alloys | |
US4318775A (en) | Method of fuel can failure location in a nuclear reactor and especially a fast reactor | |
Salazar III et al. | Development of Mockups and Instrumentation for Spent Fuel Drying Tests | |
US4652420A (en) | Hydrogen measuring device | |
EP0143542B1 (en) | Apparatus for detecting defective nuclear reactor fuel rods | |
RU2526328C1 (ru) | Ампульное устройство для реакторных исследований | |
KR102192398B1 (ko) | 노내핵계측기의 검출기 배치 검사 방법 및 장치 | |
US4581197A (en) | Fission gas pressure measuring instrument and method | |
RU2300746C2 (ru) | Способ измерения давления газа в газосборнике тепловыделяющего элемента ядерного реактора | |
Simmons et al. | Hydrogen and oxygen leak detector system developments in the US | |
Wiesenack et al. | Axial gas transport and loss of pressure after ballooning rupture of high burn-up fuel rods subjected to LOCA conditions | |
Nishi et al. | ICONE23-1142 DEVELOPMENT OF INSTRUMENTATION SYSTEMS FOR SEVERE ACCIDENTS: 3. SOLID OXIDES ELECTROLYTE TYPE HYDROGEN SENSOR | |
Topliss et al. | Measurement and analysis of MOX physical properties | |
SU1060924A1 (ru) | Способ контрол шага резьбы | |
Johnson | THORIA-URANIA FUEL. MATERIALS | |
Fehrenbach | Facilities and techniques for instrumented fuel irradiations in the NRX reactor at Chalk River | |
Reynolds | Measurement of Free Fission-Gas Pressure in Operating UO2-Filled Fuel Rods |