RU70040U1 - Твэл ядерного реактора - Google Patents
Твэл ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU70040U1 RU70040U1 RU2007126713/22U RU2007126713U RU70040U1 RU 70040 U1 RU70040 U1 RU 70040U1 RU 2007126713/22 U RU2007126713/22 U RU 2007126713/22U RU 2007126713 U RU2007126713 U RU 2007126713U RU 70040 U1 RU70040 U1 RU 70040U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- fuel rod
- compensator
- cross
- nuclear
- 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
Твэл используется в энергетических реакторах малой мощности на тепловых нейтронах для повышения надежности и увеличения энерговыработки. Сущность полезной модели: твэл ядерного реактора состоит из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, компенсатора, размещенного внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, компенсатор выполнен с площадью поперечного сечения в диапазоне от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул из диоксида урана размером от 0,2 до 1,0 мм и пористостью от 3 до 6%, плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см3, общая масса урана в твэле задана от 100 до 210 г., компенсатор выполнен из тонкостенной герметичной заполненной газом трубки, поперечное сечение компенсатора выполнено в виде креста с двумя осями симметрии и скругленными ребрами и впадинами. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Полезная модель относится к области атомной техники и может быть использована в производстве твэлов ядерных реакторов, преимущественно водоводяных.
Известен твэл ядерного реактора контейнерного типа, в котором сердечник выполнен в виде спеченных гранул оксидного топлива, загруженных в оболочку твэла с виброуплотнением [А.Г.Самойлов, B.C.Волков, М.И.Солонин "Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов". М.: Энергоатомиздат, 1996 г, с 113, 129-137]. Реакторные испытания показывают, что энерговыработка таких твэлов близка к энерговыработке твэлов с традиционным таблетированным оксидным топливом в одинаковых условиях эксплуатации. Происходит перестройка структуры виброуплотненного сердечника, которая приближается к структуре облученного таблеточного оксидного топлива. Однако оба типа твэлов не обеспечивают требуемую надежность работы реактора при высоких выгораниях, в переходных режимах и режимах маневрирования мощностью, которые в настоящее время становятся все более необходимыми для работы водоводяных ядерных энергетических установок, в частности для плавучих АЭС и атомных ледоколов.
Известно, что в современных реакторах типа ВВЭР, которые в ближайшие 30-50 лет составят основу ядерной энергетики, в случае применения твэлов контейнерного типа, состоящих из оболочки с торцевыми заглушками и сердечника в виде таблеток или гранул из смешанного уран-плутониевого топлива, количество накопившегося плутония не сократится, а лишь уменьшится скорость его накопления. Поэтому с целью сокращения накопившегося плутония интенсивно ведутся работы по замене урановой матрицы в смешанном топливе на инертную, не дающую воспроизводства новых делящихся нуклидов, в твэлах контейнерного типа с сердечником в виде таблеток или гранул. Однако применение таких твэлов для плавучих АЭС ограничено требованиями безопасности и нераспространения ядерных материалов.
Известен твэл, включающий оболочку с торцевыми заглушками, в котором часть ядерного топлива заключена в одну или несколько герметичных ампул
различной геометрической формы [Патент РФ N2124767, G21C 3/62]. В остальной части сердечника твэла размещено дополнительное ядерное топливо и воспроизводящие нуклиды. Пустоты, образованные ампулами и ядерным топливом внутри оболочки твэла, заполнены контактным материалом для обеспечения теплоотвода от ампул и ядерного топлива сердечника. Конструктивно ампулы могут быть выполнены в виде шаров, дисков, колец, многогранных или фигурных пластин, прямых или скрученных относительно продольной оси или навитых в виде различных спиралей или стержней с круглым, овальным, треугольным, многогранным и другим поперечным сечением, в том числе с ребрами для самодистанционирования. Однако этот твэл имеет сложную конструкцию, а технология его получения мало пригодна для массового производства топлива для АЭС малой мощности. Кроме того, твэл не обеспечивает достижение требуемого энерговыделения при заданной величине обогащения урана.
Известен твэл, состоящий из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника с частицами ядерного топлива, имеющего массовую долю делящихся нуклидов от 20 до 100%, и контактным материалом, который при рабочих условиях находится в твердом или жидком состоянии, внутри оболочки соосно с ней на всю длину активной части твэла размещен вытеснитель из конструкционного материала, который может содержать выгорающий поглотитель, выполненный в виде стержня. Вытеснитель имеет постоянную или переменную по длине активной части твэла площадь поперечного сечения, составляющую от 30 до 80% площади поперечного сечения, ограниченной внутренним периметром оболочки твэла, а между оболочкой и вытеснителем помещены частицы ядерного топлива в виде крупки или гранул с пористостью от 2 до 30% и контактный материал [Патент РФ N2170956, G21C 3/20].
Вытеснитель выполнен в виде различных геометрических форм с круглым, овальным, ленточным, трех или более многогранным, трех или более лопастным поперечным сечением, прямым или скрученным с постоянным или переменным шагом относительно продольной оси, монолитным или полым для сбора газообразных осколков деления или для компенсации объемных изменений топливной композиции от накапливаемых в ней осколков деления, или заполнен материалом, содержащим воспроизводящее ядерное топливо и/или выгорающий поглотитель, и/или замедлитель нейтронов.
Однако этот твэл имеет сложную конструкцию, а технология его изготовления мало пригодна для массового производства топлива для АЭС малой мощности. Кроме того, конструктивное выполнение твэла не обеспечивает достижение требуемого энерговыделения при заданной величине обогащения урана, которая ограничена для энергетических реакторов величиной 20 мас.%.
Технической задачей предлагаемой полезной модели является создание твэла, для изготовления которого можно использовать ядерное топливо с массовой долей делящихся нуклидов не выше 20 мас.%, что дает возможность выполнить международные условия нераспространения ядерных материалов, а также обеспечить требуемое максимальное значение энерговыработки на уровне 150 МВт/сутки кг урана.
Техническим результатом является то, что предлагаемая конструкция, а также выбор материалов для ее реализации, оптимальное соотношение геометрических размеров оболочки твэла и компенсатора, их взаимное расположение, а также соотношение объемных долей ядерного и теплопроводного матричного материалов в сердечнике твэла, обеспечивает во всем диапазоне рабочих условий температуру в каждой точке топливного сердечника не выше 600°С, что позволяет надежно эксплуатировать твэл в условиях маневрирования мощностью реакторной установки и обеспечить достижение заданной энерговыработки.
Для решения поставленной задачи в заявляемом твэле, включающем оболочку с торцевыми заглушками, сердечник в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, компенсатор, размещенный внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, компенсатор выполнен с площадью поперечного сечения в диапазоне от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул из диоксида урана размером от 0,2 до 1,0 мм и пористостью от 3 до 6%, причем плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см3.
В частном случае общая масса урана в твэле задана в пределах от 100 до 210 г.
В другом частном случае поперечное сечение компенсатора выполнено в виде креста с двумя осями симметрии, который имеет скругленные ребра и впадины.
Если соотношение площадей компенсатора и твэла меньше, чем 0,1 то при том же самом соотношении объемных долей ядерного и матричного материалов максимальная температура в определенных точках сердечника достигает недопустимо высоких значений от 680 до 750°С за счет увеличения теплового сопротивления сердечника. Если это соотношение превышает значение 0,3 - не обеспечивается необходимая загрузка ядерного топлива в твэле и, соответственно, становится не достижимой требуемая энерговыработка. Выбранный размер гранул диоксида урана от 0,2 до 1,0 мм, с указанной пористостью от 3 до 6%, обеспечивает, с одной стороны, требуемую плотность урана в сердечнике от 5,5 до 6,5 г/ см3, а, следовательно, соответствующую загрузку урана в твэле от 100 до 210 г, и необходимую энерговыработку, а с другой стороны, выбранный размер гранул диоксида урана от 0,2 до 1,0 мм позволяет осуществить равномерную пропитку сердечника расплавленным матричным материалом. Это обеспечивает высокий уровень теплопроводности сердечника и исключает возможность образования локальных зон с температурой, превышающей 600°С.
Для изготовления оболочки, заглушек и компенсатора используют сплавы на основе циркония. Также могут быть использованы сплавы на основе никеля, хрома или нержавеющие стали. Для получения матрицы могут быть использованы сплавы алюминия, магния или кальция, которые при рабочих условиях находятся в твердом состоянии.
Полезная модель поясняется чертежами фиг.1 и фиг.2, на которых представлен общий вид твэла.
На фиг.1 приведен продольный, а на фиг.2 поперечный разрезы заявляемого твэла. Твэл состоит из цилиндрической оболочки 1, нижней 2 и верхней 3 заглушек, внутри оболочки размещен компенсатор 4, выполненный в виде полого герметичного трубчатого стержня. Дистанционирование и фиксация положения компенсатора 4 относительно оболочки 1 осуществляется с помощью проволоки 5 спиральной формы, которая навита на компенсатор 4 по спирали. В пространстве между оболочкой 1 и компенсатором 4 находится сердечник, который представляет собой гранулы ядерного топлива 6, распределенные в матрице 7. Ядерное топливо представляет собой гранулы диоксида урана 6 размером от 0,2 до 1,0 мм и с пористостью от 3 до 6% объема. Такие размеры и пористость гранул позволяют снизить объемные изменения топливной композиции при высоких значениях энерговыработки твэла, а также получить
усредненную плотность урана в сердечнике в диапазоне от 5,5 до 6,5 г/см. Компенсатор 4 позволяет минимизировать влияние объемных изменений топливной композиции от накапливаемых осколков деления в широких пределах и компенсировать объемные изменения твэла при высоких значениях его энерговыработки.
На фиг.2 приведен поперечный разрез твэла, состоящего из цилиндрической оболочки 1, внутри которой оболочки соосно с ней размещен полый цилиндрический компенсатор 4. Компенсатор фиксируется в оболочке с помощью дистанционирующей детали, выполненной в виде проволоки спиральной формы 5. Между оболочкой 1 и компенсатором 4 находится сердечник ядерного топлива. Компенсатор 4 и дистанционирующая проволока 5 могут быть изготовлены из того же конструкционного материала, что оболочка и заглушки твэла, например, из сплавов циркония. Материал матрицы 7 может быть выполнен из сплавов магния или сплавов алюминия.
Ниже описан пример конкретного исполнения твэла, представленного на фиг.1 и на фиг.2, с указанием основных размеров и используемых материалов.
Оболочка 1 выполнена из циркониевого сплава Э110 с наружным диаметром 6,8 мм и внутренним диаметром 5,8 мм с площадью поперечного сечения твэла, равной 26,41 мм2. Заглушки 2 и 3, а также компенсатор 4 изготовлены также из циркониевого сплава Э110. Компенсатор 4 выполнен в виде герметизированной по торцам трубки с поперечным сечением крестообразной формы с описанным диаметром 3,7 мм и площадью поперечного сечения 6,0 мм. Отношение площади поперечного сечения компенсатора к площади поперечного сечения твэла составляет примерно 0,23. Компенсатор 4 дистанционируется в оболочке с помощью проволоки 5 диаметром 0,45 мм, которая выполнена в виде двойной спирали, намотанной на компенсатор. Компенсатор может быть заполнен газом, например, гелием при давлении не выше 1 ат.Сердечник выполнен из гранул 6 диоксида урана с обогащением 14,7% размером от 0,2 до 1,0 мм, которые имеют пористость 5%. Гранулы 6 распределены в матрице 7 из силумина - сплав алюминия, кремния и никеля, например из сплава Al+(11,4-12,2)%Si+(1,9-2,2)%Ni. Длина активной части твэла составляет 1200 мм, общая масса урана в твэле составляет 146 г.
Изготовление твэлов включает следующие технологические операции: подрезка трубы в размер, герметизация одного конца и контроль герметичности,
установка компенсатора в оболочку, виброснаряжение гранулами диоксида урана, пропитка сердечника расплавленным алюминиевым сплавом, герметизация второго конца, опрессовка гелием и проверка герметичности, контроль равномерности распределения ядерного топлива по высоте, контроль качества пропитки сердечника твэла контактным материалом, контроль геометрических размеров и внешнего вида.
Твэл заявляемой конструкции может быть использован для ядерных реакторов на тепловых нейтронах, например, для реакторов малой мощности плавучих атомных станций. Его использование позволяет решить ряд технологических и технико-экономических задач при разработке таких реакторов. Так, использование заявленного твэла в энергетических реакторах малой мощности более экономично и безопасно по сравнению с твэлами, в которых используется таблеточное оксидное топливо, оно также позволяет увеличить энерговыработку и в большей степени соответствует требованиям по экологии и радиационной безопасности.
Эти преимущества твэла достигаются использованием заявляемого сочетания существенных признаков, которые дают возможность при заданных ограничениях (не более 20 мас.% урана-235) обеспечить требуемое энерговыделение, надежность и ресурсные характеристики работы активной зоны. Кроме того, твэл данной конструкции может быть изготовлен по известной технологии с минимальными изменениями ее параметров.
Claims (3)
1. Твэл ядерного реактора, включающий оболочку с торцевыми заглушками, сердечник в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, компенсатор, размещенный внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, отличающийся тем, что компенсатор выполнен с площадью поперечного сечения в диапазоне от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул из диоксида урана размером от 0,2 до 1,0 мм и пористостью от 3 до 6%, причем плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см3.
2. Твэл по п.1, отличающийся тем, что общая масса урана в твэле задана в пределах от 100 до 210 г.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2007126713/22U RU70040U1 (ru) | 2007-07-12 | 2007-07-12 | Твэл ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2007126713/22U RU70040U1 (ru) | 2007-07-12 | 2007-07-12 | Твэл ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU70040U1 true RU70040U1 (ru) | 2008-01-10 |
Family
ID=39020699
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2007126713/22U RU70040U1 (ru) | 2007-07-12 | 2007-07-12 | Твэл ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU70040U1 (ru) |
-
2007
- 2007-07-12 RU RU2007126713/22U patent/RU70040U1/ru not_active IP Right Cessation
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10475543B2 (en) | Dispersion ceramic micro-encapsulated (DCM) nuclear fuel and related methods | |
EP1085525B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
US11456083B2 (en) | Nuclear fuel pellet, a fuel rod, and a fuel assembly | |
WO2011101208A1 (en) | Nuclear fuel, nuclear fuel element, nuclear fuel assembly and a method manufacturing nuclear fuel | |
US20040052326A1 (en) | Nuclear fuel assembly for a reactor cooled by light water comprising a nuclear fuel material in particle form | |
RU2691628C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
JP4559957B2 (ja) | 燃料集合体及び炉心にこの燃料集合体が装荷された原子炉 | |
CA3078796A1 (en) | Annular metal nuclear fuel and methods of manufacturing the same | |
RU2170956C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
US6002735A (en) | Nuclear fuel pellet | |
WO2015195115A1 (en) | Triso-isotropic (triso) based light water reactor fuel | |
US5991354A (en) | Nuclear fuel pellet | |
RU2524681C2 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
US3081247A (en) | Moderator elements for uniform power nuclear reactor | |
US8774344B1 (en) | Tri-isotropic (TRISO) based light water reactor fuel | |
RU89904U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
RU2347289C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
RU70040U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
JPS58135989A (ja) | 沸騰水型原子炉燃料集合体 | |
RU112483U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
JP2000241582A (ja) | 燃料集合体、燃料棒および原子炉の炉心 | |
RU2124767C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
WO2005004167A1 (ja) | 加圧水型原子炉用mox燃料集合体 | |
RU198493U1 (ru) | Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора | |
JPH0415436B2 (ru) |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM1K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20110713 |