RU66589U1 - Тепловыделяющая сборка ядерного реактора - Google Patents

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU66589U1
RU66589U1 RU2007116712/22U RU2007116712U RU66589U1 RU 66589 U1 RU66589 U1 RU 66589U1 RU 2007116712/22 U RU2007116712/22 U RU 2007116712/22U RU 2007116712 U RU2007116712 U RU 2007116712U RU 66589 U1 RU66589 U1 RU 66589U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
fuel assembly
cells
assembly
spacer
Prior art date
Application number
RU2007116712/22U
Other languages
English (en)
Inventor
Александр Владимирович Чиннов
Николай Александрович Липухин
Дмитрий Валентинович Плужников
Олег Борисович Самойлов
Александр Иванович Романов
Мстислав Александрович Шустов
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов"
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 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" filed Critical Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов"
Priority to RU2007116712/22U priority Critical patent/RU66589U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU66589U1 publication Critical patent/RU66589U1/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Полезная модель относится к атомной энергетике, в частности, к тепловыделяющим сборкам энергетических ядерных реакторов типа ВВЭР.
Сущность полезной модели: в дистанционирующих решетках точки сварного соединения ячеек между собой размещены у торцов ячеек на максимальном расстоянии от пуклей, а каждый из секторов, составляющих обод дистанционирующей решетки, выполнен длиной, определяемой по формуле:
L=(S-2·H-2·R)/2Cos30°, где
L - длина сектора, мм;
S - размер «под ключ» тепловыделяющей сборки, мм;
Н - толщина угловой пластины, мм;
R - внутренний радиус гиба угловой пластины, мм.

Description

Полезная модель относится к атомной энергетике, в частности, к тепловыделяющим сборкам энергетических ядерных реакторов типа ВВЭР.
Известна конструкция тепловыделяющей сборки ядерного реактора (см. Крамеров А.Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1971, с.198, рис.7.2.), содержащая гексагональный пучок тепловыделяющих элементов, размещенный в расположенных по длине сборки дистанционирующих решетках, головную и хвостовую части, соединенные наружным гексагональным чехлом.
Наличие чехла обеспечивает необходимую прочность и жесткость тепловыделяющей сборке, но вносит «паразитный» металл в активную зону и увеличивает линейную тепловую нагрузку тепловыделяющих элементов за счет вынужденного увеличения шага между тепловыделяющими сборками (остается меньше тепловыделяющих элементов в единице объема активной зоны), а также увеличивает неравномерность энерговыделения по тепловыделяющей сборке.
Известна конструкция тепловыделяющей сборки ядерного реактора (см. Крамеров А.Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1971, с.204, рис.7.116.), содержащая гексагональный пучок тепловыделяющих элементов, размещенный в расположенных по длине сборки дистанционирующих решетках, головную и хвостовую части, соединенные направляющими каналами, проходящими через дистанционирующие решетки. Наружный чехол отсутствует. В направляющих каналах перемещаются стержни-поглотители. Шаг между тепловыделяющими сборками уменьшен, неравномерность тепловыделения по сборке и линейные нагрузки тепловыделяющих элементов уменьшены.
Указанная сборка более экономична, однако применение аналогичных сборок на энергоблоках с реакторами на основе ВВЭР-1000 показало, что на третьем году эксплуатации
обнаруживается искривление направляющих каналов и зависание рабочих органов системы защиты. Причиной этого является то, что тепловыделяющая сборка нагружена механически со стороны головной части для предотвращения ее всплытия в потоке движущегося снизу вверх теплоностителя. Кроме того, в процессе работы реактора появляется также термомеханическое нагружение конструкции тепловыделяющей сборки от тепловыделяющих элементов и направляющих каналов через дистанционирующие решетки. Поэтому жесткость указанной конструкции тепловыделяющей сборки оказалась недостаточной, что снижает безопасность ядерного реактора.
Эти недостатки устранены в тепловыделяющей сборке по патенту Российской Федерации №2093906, Кл. G21С 3/30, 3/06, 1997 г., содержащей гексагональный пучок тепловыделяющих элементов, размещенный в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках, головную и хвостовую части, соединенные опорными элементами, размещенными в углах сборки и выполненными в виде установленных по ее высоте от хвостовой части до верхней дистанционирующей решетки штампованных угловых пластин из циркониевого сплава, соединенных сваркой с дистанционирующими решетками и винтами с хвостовой частью.
В тепловыделяющей сборке такой конструкции повышается безопасность ядерного реактора путем обеспечения жесткости тепловыделяющей сборки при сохранении экономичности, уменьшенной неравномерности энерговыделения по тепловыделяющей сборке и уменьшенной величины линейной нагрузки тепловыделяющих элементов. Недостатком является возможность прогиба решетки вследствие термомеханических нагрузок в соединении ячейка - тепловыделяющий элемент и вероятность разрушения сварных соединений решетки с уголками. Увеличивая прочность и жесткость тепловыделяющей сборки в целом, угловые пластины не обеспечивают достаточную жесткость в центральной области ТВС, особенно в дистанционирующих решетках. Центральные области дистанционирующих решеток, не закрепленные жестко, испытывают заметное деформирующее
воздействие восходящего потока теплоносителя, а также «растущих» тепловыделяющих элементов. Конструкция узла сопряжения дистанционирующей решетки с угловой пластиной напрямую влияет на размер «под ключ» тепловыделяющей сборки, как следует из описания, толщина обода дистанционирующей решетки уменьшена для размещения угловых пластин, чтобы оставить прежним шаг между тепловыделяющими сборками в реакторе, напрямую влияющего на водо-урановое соотношение в нем. Для обеспечения качественной сварки и высокоточного размера «под ключ» свариваемые детали тепловыделяющей сборки должны иметь точные геометрические размеры. Угловая пластина, с целью недопущения образования трещин, имеет достаточно большой радиус гиба, так как гибка проводится вдоль направления проката (см. В.П.Романовский, МТМ СССР Государственное научно-техническое издательство машиностроительной литературы, M. 1949 г., стр.67-68), сопряжение сектора с угловой пластиной необходимо выполнять по плоскости, без захода на радиус гиба угловой пластины, поскольку это может повлиять на размер кассеты «под ключ» (он увеличится) и на качество сварки, так как не будет плотного контакта между свариваемыми деталями. С другой стороны, сектор обода дистанционирующей решетки, привариваясь к ячейкам, должен иметь достаточно места для простановки сварных точек, чтобы сварная точка не выходила на его торец.
Известна дистанционирующая решетка (см. патент Российской Федерации №2152086 G21С 3/356, опубликован 27.06.2000), в которой соединение ячеек осуществляется контактно-точечной сваркой, при этом сварные точки расположены на уровне заманов, что обеспечивает жесткость конструкции и положительно влияет на точность размещения тепловыделяющих элементов в тепловыделяющей сборке, но отрицательно сказывается на соединении ячейка - тепловыделяющий элемент, предполагая либо натяг, то есть возникновение больших усилий при осевом перемещении тепловыделяющего элемента и возможного прогиба центральной части дистанционирующей решетки, либо зазор, что нежелательно из-за возможной фреттинг-коррозии. Кроме того, при смещении
сварных точек к середине ячейки по ее высоте уменьшится момент инерции сечения поля дистанционирующей решетки Ix=b·a3/12 (см. В.А.Анурьев Справочник конструктора-машиностроителя, том 1, М. Машиностроение, 1978 г., стр.68, табл.11), поскольку уменьшится расстояние между сварными точками - величина «а», следовательно, способность сопротивляться прогибу центральной части дистанционирующей решетки уменьшится.
Наиболее близкой по технической сути и достигаемому результату является тепловыделяющая сборка ядерного реактора - прототип по патенту Российской Федерации №2177650, Кл. G21С 3/33, 3/332, 1997 г., содержащая размещенные по длине сборки дистанционирующие решетки для гексагонального пучка тепловыделяющих элементов, опорные элементы в виде угловых пластин, жестко соединенных с дистанционирующими решетками и хвостовой частью, и направляющие каналы с расположенными со стороны нижнего торца у первой по ходу теплоносителя дистанционирующей решетки втулками, имеющими в плане сечение, размер которого превышает диаметр окружности, вписанной в ячейку, у остальных решеток втулки расположены со стороны верхнего торца. Это значительно уменьшает формоизменение дистанционирующих решеток. Для этого втулки должны быть жестко соединены с направляющими каналами с тем, чтобы направляющие каналы воспринимали механические нагрузки, возникающие в дистанционирующих решетках.
Недостатками прототипа являются дополнительный паразитный материал втулок в активной зоне, фиксация дистанционирующих решеток с одной стороны может привести к возрастанию напряженного состояния тепловыделяющей сборки, так как при «росте» тепловыделяющих элементов смещение их относительно дистанционирующих решеток происходит в двух направлениях, особенно по истечению больших сроков эксплуатации, это может привести как к деформациям частей и узлов дистанционирующей решетки, например, к деформации и разрушению ячеек при контакте втулки с полем ячеек, который возможен при «росте» тепловыделяющих элементов и выборе зазора между втулкой
и дистанционирующей решеткой, так и к разрушениям сварных соединений, например, сварных соединений дистанционирующих решеток с уголками.
Технической задачей полезной модели является увеличение срока кампании тепловыделяющей сборки в ядерном реакторе, стабилизация водо-уранового соотношения в реакторе за счет точного выполнения размеров «под ключ» тепловыделяющей сборки, уменьшение количества паразитного материала в активной зоне за счет сокращения количества втулок благодаря увеличению момента сопротивления сечения дистанционирующей решетки в ее центральной части, оптимизация натяга в соединении ячейка - тепловыделяющий элемент за счет увеличения расстояния между сварными точками по высоте ячейки для уменьшения усилий осевого перемещения тепловыделяющего элемента в ячейках при сохранении контакта в соединении, уменьшение, а также равномерное распределение механических нагрузок между узлами и элементами конструкции тепловыделяющей сборки, уменьшение формоизменения всей тепловыделяющей сборки в целом и ее отдельных элементов, повышение прочности контактно-точечных сварных соединений в дистанционирующих решетках и их соединения с угловыми пластинами в результате оптимизация узла сопряжения угловых пластин с сектором обода дистанционирующей решетки.
Эта техническая задача решается тем, что в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей размещенные по длине сборки дистанционирующие решетки для гексагонального пучка тепловыделяющих элементов, опорные элементы в виде угловых пластин, жестко соединенных с дистанционирующими решетками и хвостовой частью, и направляющие каналы с втулками, согласно полезной модели, в дистанционирующих решетках ячейки между собой соединены сварными точками, размещенными на максимально близком к торцам ячеек расстоянии, а обод выполнен из секторов, длина каждого из которых определяется по формуле:
(1), где
L - длина сектора, мм;
S - размер «под ключ» тепловыделяющей сборки, мм;
Н - толщина угловой пластины, мм;
R - внутренний радиус гиба угловой пластины, мм.
Указанная совокупность признаков является существенной и достаточной для решения поставленной технической задачи, так как за счет смещения сварных точек между ячейками дистанционирующих решеток от пуклей к торцам ячеек с целью уменьшения усилий осевого перемещения тепловыделяющих элементов через ячейки при сохранении контакта в соединении оптимизируется натяг в соединении ячейка - тепловыделяющий элемент, увеличивается сопротивление прогибу поля ячеек в центре дистанционирующей решетки, что позволяет тепловыделяющим элементам свободно перемещаться относительно каркаса тепловыделяющей сборки без деформации центральной части дистанционирующих решеток и приводит к равномерному нагружению частей сборки, выполнение сектора обода длиной L, рассчитанной по приведенной формуле (1), позволяет избежать отклонений размера «под ключ» тепловыделяющей сборки, дефектов сварки секторов обода дистанционирующей решетки с угловыми пластинами, обеспечить оптимальное сопряжение сектора обода и ячеек дистанционирующей решетки для контактной точечной сварки.
Сущность полезной модели поясняется чертежами.
На фиг.1 - тепловыделяющая сборка ядерного реактора;
на фиг.2 - дистанционирующая решетка, разрез А-А, вид сверху;
на фиг.3 - дистанционирующая решетка, вид сбоку;
на фиг.4 - расположение сварных точек между ячейками, вид Б;
на фиг.5 - каркас с втулками;
на фиг.6 - прогиб решетки в процессе эксплуатации;
на фиг.7 - расположение сварных точек в соединении ячейка - ячейка, разрез В-В.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора включает размещенные по длине сборки дистанционирующие решетки 1 для гексагонального пучка тепловыделяющих элементов 2, опорные элементы в виде угловых пластин 3, жестко соединенных с дистанционирующими решетками 1 и хвостовой частью 4, образующие жесткий каркас 5, направляющие каналы 6 с втулками 7, сварные точки 8 между ячейками 9 дистанционирующей решетки 1, максимально смещенные от пуклей 10 к торцам 11 ячеек 9. В центре дистанционирующая решетка 1 испытывает прогиб 12 поля ячеек. Обод 13 дистанционирующей решетки 1 выполнен из секторов, имеющих длину L.
Предлагаемая тепловыделяющая сборка работает следующим образом.
При работе реакторов тепловыделяющая сборка нагружается механически сверху в осевом направлении пружинами (не показаны) для предотвращения ее всплытия в потоке движущегося снизу вверх теплоносителя. Кроме того, при разогреве всей конструкции до рабочих температур появляется термомеханическое нагружение тепловыделяющей сборки от тепловыделяющих элементов 2. Угловые пластины 3 вместе с хвостовой частью 4 и дистанционирующими решетками 1 образуют жесткий каркас 5, препятствующий деформации сборки, направляющих каналов 6 с втулками 7. За счет смещения сварных точек 8 между ячейками дистанционирующих решеток от пуклей 10 к торцам 11 с целью уменьшения усилий осевого перемещения тепловыделяющих элементов 2 через ячейки 9, при сохранении контакта в соединении, то есть создания более «мягкого» соединения ячейка - тепловыделяющий элемент и большего сопротивления прогибу 12 поля ячеек в центре дистанционирующей решетки 1 достигается возможность тепловыделяющим
элементам 2 свободно перемещаться относительно каркаса 5 без деформации центральной части дистанционирующих решеток 1 и нагружать части тепловыделяющей сборки равномерно, поглощающим стержням беспрепятственно перемещаться внутри направляющих каналов 6. Выполнение сектора обода 13 длиной L, исходя из условия (1), позволяет избежать отклонений размера «под ключ» тепловыделяющей сборки, дефектов сварки секторов обода 13 дистанционирующей решетки 1 с угловыми пластинами 3, обеспечить оптимальное сопряжение сектора обода 13 и ячеек 9 дистанционирующей решетки 1 для контактной точечной сварки.
Использование полезной модели позволяет увеличить срок кампании тепловыделяющей сборки в ядерном реакторе, стабилизировать водо-урановое соотношение за счет точного выполнения размеров «под ключ» тепловыделяющей сборки, уменьшить количество паразитного материала в активной зоне за счет уменьшения или полного исключения количества втулок, расположенных на каналах, оптимизировать натяг в соединении ячейка - тепловыделяющий элемент за счет увеличения расстояния между сварными точками по высоте ячейки и соответственно большей стрелы прогиба в местах контакта ячейки с тепловыделяющим элементом, увеличить момент сопротивления сечения дистанционирующей решетки в ее центральной части, что позволит свести к минимуму вероятность прогиба решеток и «закусывание» тепловыделяющих элементов, уменьшить, а также равномерно распределить механические нагрузки между узлами и элементами конструкции тепловыделяющей сборки, уменьшить формоизменения всей тепловыделяющей сборки в целом и ее отдельных элементов, например, деформацию и разрушение ячеек при контакте втулки с полем ячеек, которые возможны при «росте» тепловыделяющих элементов, и выборе зазора между втулкой и дистанционирующей решеткой, повысить прочность контактно-точечных сварных соединений в дистанционирующих решетках и в соединениях решеток с угловыми пластинами в результате оптимизация узла сопряжения угловых пластин с секторами обода дистанционирующей решетки.

Claims (1)

  1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая размещенные по длине сборки дистанционирующие решетки для гексагонального пучка тепловыделяющих элементов, опорные элементы в виде угловых пластин, жестко соединенных с дистанционирующими решетками и хвостовой частью, и направляющие каналы с втулками, отличающаяся тем, что в дистанционирующих решетках точки сварного соединения ячеек между собой размещены у торцов ячеек на максимальном расстоянии от пуклей, а каждый из секторов, составляющих обод дистанционирующей решетки, выполнен длиной, определяемой по формуле:
    L=(S-2·H-2·R)/2Cos30°, где
    L - длина сектора, мм;
    S - размер «под ключ» тепловыделяющей сборки, мм;
    Н - толщина угловой пластины, мм;
    R - внутренний радиус гиба угловой пластины, мм.
    Figure 00000001
RU2007116712/22U 2007-05-02 2007-05-02 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора RU66589U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007116712/22U RU66589U1 (ru) 2007-05-02 2007-05-02 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007116712/22U RU66589U1 (ru) 2007-05-02 2007-05-02 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU66589U1 true RU66589U1 (ru) 2007-09-10

Family

ID=38598915

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2007116712/22U RU66589U1 (ru) 2007-05-02 2007-05-02 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU66589U1 (ru)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0283836B1 (en) Thin walled channel
RU2760570C2 (ru) Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, имеющая структуру простой формы
US4059483A (en) Nuclear fuel assembly seismic amplitude limiter
JPH07287088A (ja) 原子炉燃料集合体
JPS6190086A (ja) 核燃料集合体の格子構造
US8867693B2 (en) Rod spacer grid for a nuclear fuel assembly, and a corresponding assembly
KR101722267B1 (ko) 스플릿 스프링 프렛팅-방지 연료봉 지지 구조
US8855261B2 (en) Spacer and a fuel unit for a nuclear plant
RU2340019C1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
JP2004509322A (ja) 加圧水型原子炉の燃料アセンブリ用スペーサ・グリッド
JP4895814B2 (ja) 格子補強装置を有する核燃料集合体、および核燃料集合体におけるこのような装置の使用
RU66589U1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
US20080304612A1 (en) Nuclear Fuel Assembly Including an Internal Reinforcing Device
US5859887A (en) Nuclear fuel assembly support grid
US20080267339A1 (en) Spacer and a Fuel Unit for a Nuclear Plant
KR100844879B1 (ko) 연료봉 프레팅 마모저항성이 향상된 w형 및 m형 스프링을구비한 지지격자
RU2333554C2 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2246142C1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты)
RU2410771C1 (ru) РАБОЧАЯ КАССЕТА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТЬЮ ОТ 1150 МВт ДО 1700 МВт (ВАРИАНТЫ)
CN108140435B (zh) 其壳配有刚度提高的隔离板片的钠冷快堆型核反应堆的组件
EP3961650B1 (en) Nuclear reactor fuel assembly
US4240876A (en) Nuclear fuel assembly
RU2518058C1 (ru) Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты)
KR20220028264A (ko) 핵연료 집합체의 인코넬 지지격자
RU2138861C1 (ru) Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора