RU744U1 - Nuclear reactor fuel element - Google Patents
Nuclear reactor fuel element Download PDFInfo
- Publication number
- RU744U1 RU744U1 RU93033883/25U RU93033883U RU744U1 RU 744 U1 RU744 U1 RU 744U1 RU 93033883/25 U RU93033883/25 U RU 93033883/25U RU 93033883 U RU93033883 U RU 93033883U RU 744 U1 RU744 U1 RU 744U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear
- reactor
- shell
- core
- 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
Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, содержащий оболочку из циркониевого сплава, топливный сердечник с ядерным горючим, газосборные камеры и концевые детали, отличающийся тем, что оболочка выполнена из двух соосных, совместно прокатанных цилиндрических трубок, причем внутренняя и наружная трубки имеют отношение толщин стенок 1 : (9 - 10) и покрытие их соответственно внутренней и наружной поверхностей пиролитическим хромом, а в центре топливного сердечника установлен стержень цилиндрической формы из металлического естественного или обедненного урана, заключенный в трубку из ядерного горючего кермета PuO2+Zr или UO2+Zr.A nuclear reactor fuel element containing a zirconium alloy cladding, a fuel core with nuclear fuel, gas collection chambers and end parts, characterized in that the cladding is made of two coaxial, jointly rolled cylindrical tubes, and the inner and outer tubes have a wall thickness ratio of 1: ( 9 - 10) and coating their inner and outer surfaces, respectively, with pyrolytic chromium, and in the center of the fuel core there is a cylindrical rod made of metallic natural or depleted uranium, enclosed in a tube made of nuclear fuel cermet PuO2 + Zr or UO2 + Zr.
Description
ТЕШЮШД&ШШДШ ЭгШШТ ДДВРНОГО РЕАКТОРАTESHUSHD & SHSHDSH EGSHT DUAL REACTOR
Изобретение относится к области атомной энергетики, в особенности к конструкции тепловвделящих элементов (твэлов) ядерных реакторов, и может быть щ)именено цри проектировании водоводяных реакторов без кипения воды в них (ВЮР, ВВРД,/ и цри кипении воды - кипящих водо-водяных реакторов (ВНРК и т.п.) и кипящих уран-графитовых реакторов типа РБЖ.The invention relates to the field of nuclear energy, in particular to the design of fuel elements (fuel elements) of nuclear reactors, and may be u) named for the design of water-water reactors without boiling water in them (VUR, VVRD, / and for boiling water - boiling water-water reactors (VNRK, etc.) and boiling uranium-graphite reactors of the RBJ type.
Известны стержнев1е, пластинчатые, кольцевые, крестообраз1ше, квадратные, шаровые и другие сложные формы сечения твэлов для различных типов ядерных реакторов /I, 2/. Эти твэлы состоят из оболочки, заполненной ядерным горючим, концевых деталей, дистанционирующих элементов (оребрение или проволока на внешней поверхности оболочки). Сверху и снизу в оболочку вставлены концевые детали. В верхней и нижней частях твэла имеется компенсационный зазор (газосборные камеры). В качестве материала для оболочки твэла используют нержавеющую сталь (толщина 0,4-0,5 мм) и чаще циркониевый сплав (Z.t jf ) С5волщшщ.„р,65-0,95 мм). Для изготовления их топливных сердечников ш1%окб1фименяют керамическое горючее в виде таблеток двуокиси урана ( 0 ), дисперсионное ядерное горючее, например, инте|йяет%л;рд уража (), а также исследуются керметы в виде смеси )1щуокиси плутония (PuOj, } или двуокиси урана ( ) в мафще из металла: нике-1 ля, нержавещей стали, щфкония, ниобия . /д,-4/.- новш1- . ми недостатками таких твэлов с топливом С/О ( в ВВЭР, ВВРД, РБМК, ВВРК и т.п.) являются пониженная радиационная стойкость при высоких температурах, низкие плотность и теплоцроводность топлива, например, UO - 8,5-9,3 г/см, снижающие кампанию, безопасность реактора, выгорание горняего и экономические показатели атомной электростанции (АХ).Known rod, lamellar, annular, crosswise, square, spherical and other complex cross-sectional shapes of the fuel rods for various types of nuclear reactors / I, 2 /. These fuel elements consist of a shell filled with nuclear fuel, end parts, spacing elements (ribbing or wire on the outer surface of the shell). Above and below, end parts are inserted into the shell. In the upper and lower parts of the fuel rod there is a compensation gap (gas collection chambers). As the material for the cladding of a fuel rod, stainless steel (thickness 0.4-0.5 mm) and more often zirconium alloy (Z.t jf) C5volshchsch. P, 65-0.95 mm) are used. For the manufacture of their fuel cores, w1% okb1 is used to modify ceramic fuel in the form of uranium dioxide tablets (0), dispersive nuclear fuel, for example,% l; refractory (), as well as cermets in the form of a mixture of 1 plutonium oxide (PuOj,} or uranium dioxide () in the mafsha of metal: nickel-1 la, stainless steel, schfkoniya, niobium. / d, 4/.- new disadvantages of such fuel rods with C / O fuel (in VVER, VVRD, RBMK, VVRK, etc.) are reduced radiation resistance at high temperatures, low density and thermal conductivity of the fuel, for example, UO - 8.5 -9.3 g / cm, reducing the campaign, reactor safety, mining burnout and economic indicators of a nuclear power plant (AH).
/5, 6/ Реакторные lecAeAOBaHUfi твадов e барьерным сдоен из чистого цирЕонияг шхазали их тяхучяут радиационную стойкость, повышение ресурса и выгорания тошшва до 40000-50000 ИВт-сут/Т / благодаря цредотврацению вовредденив твмов из-за взаимодействия ropiraero с материалом ободочки. этого сообщается,что существует метод и цромышденная технолюгия цроизводства циркониевых труб, которая шзводяет путем вовнестного тфессования шмшх заготовок из циркониевого свяава и чистого циркония поду чить трубы с тонким олош циркония на внутренней поверхности /7/. Данная конструкция твада с барьерным циркониевым покрытием сводит к минимуму взаимодействие тооживных табдеток с ободочкой, выход газообразных продуктов дедения (ГЦЦ) из нее и, сдедоватедьно, повышение наведенной активности тешюноситедя, уведичивает надежность твэда, что и будет учтено в цреддагаемой конструкции твэда./ 5, 6 / Reactor lecAeAOBaHUfi twads with a barrier compound made of pure cirEonig shahazi they chiachuyuchat radiation resistance, increase the resource and burnout of toshva to 40000-50000 IW-day / T / due to the reduction of damage to TVMs due to the interaction of ropero. Therefore, it is reported that there is a method and tremendous technoligy for the production of zirconium pipes, which enables, through the external coaching of billets of zirconium bonded and pure zirconium, to produce pipes with thin zirconium olosha on the inner surface / 7 /. This construction of a twad with a zirconium barrier coating minimizes the interaction of lively tablets with a rim, the release of gaseous products of deduction (HCC) from it, and, consequently, the increase in the induced activity of tight work, increases the reliability of the solid, which will be taken into account in the design of the solid.
Известны конструкции стеркневых твздов, в которых доя снижения взаимодействия товхива с ободочкой. уменьшения образовагния ГЦЦ в топдивном сердечнике достигается: щ)именением табдеток 1/0 с центрадьннм отверстием; уведичением зерен порошка 1/0 до 80 мкм с добавкой геттеров . ,7 , л , Л ; использованием составных (дуплекс) табдеток /8/. Составная топливная табдет1га (дуплекс табдетка) имеет внешнее кодьцо из обогащенной и внутреннюю часть из црщродного или обедненного урана. Реакторные испытания составных топливных табдеток под обдучением показали, что механическое взаимодействие такого топлива с оболочкой значитвдьно умешшается даже цри линейной мощности твэда 650 Вт/см. Шниженное тепловое расширение такого то1Ь дива обеспечивает уменьшение наи| 1жвний и деформации ободочки. В этом сдучае снижаются рабочая максимадьная температура табдетки и выход коррозионно активных ПЩ что цриводит к уведичению надежности твэда. Все эти результаты о данных конструкциях твэдов будут учтены при разработке щредиагаамой конструкции топливного сердечника для твэда.Known designs are sternevye tvzdov, in which milking a decrease in the interaction of tochiv with the rim. reduction of the formation of HCC in the fuel core is achieved by: n) naming the tablets 1/0 with a central hole; reduction of powder grains 1/0 to 80 μm with the addition of getters. 7, l, L; using compound (duplex) tablets / 8 /. The composite fuel tabetga (duplex tabetka) has an outer code of enriched and an inner part of pure or depleted uranium. Reactor tests of composite fuel pellets under blasting showed that the mechanical interaction of such a fuel with a shell means that even creep of linear power of the fuel is 650 W / cm. The reduced thermal expansion of such a divine provides a reduction in 1 Live and rim deformation. In this case, the maximum working temperature of the tablet and the output of the corrosive PG are reduced, which leads to an increase in the reliability of the fuel rod. All these results about these fuel rod designs will be taken into account when developing the fuel core design for the fuel rod.
Известен стержневой твэд цидицдрической фо|11ы водо-водяного реактора BB3P-IOOO /9// оящий из ободочки, в которой расположен топливный сердечное из ядерного горючего в виде таблеток из спеченной двуокиси урана ( ) о аффективной плотностью 8-9 г/см и диаметром 7,5 1Ш, газосборных камер, заглушек с подвесками. Ободочка диаметром 9 мм изготовлена из циркониевогоKnown is the rod fuel rod of the cicidric phase 11 of the BB3P-IOOO / 9 // water reactor from the rim, in which the fuel heart is made of nuclear fuel in the form of sintered uranium dioxide tablets () with an affective density of 8-9 g / cm and a diameter 7.5 1Sh, gas collection chambers, plugs with suspensions. The rim with a diameter of 9 mm is made of zirconium
-is- -is-
сояава ( -i- 1 /1 ) и имеет толщину 0,65 ми. Ueioor тошшвом и оболочкой имевтоя sasop (термячеокий слой), заполненный гелиеы под давлением. Osepixy и ошшу топливной сердечник поджат дружинами (пыхи), раоположешшми в газовборнике и обеопечиваодими его $ихоащю и хоивеноацию темшраттршрс расширений в осевом нахфавлении. Газооборше камерн служат дяя сбора ПЩ, образущихся в топливе 1ФИ работе твалов в ддерном реакторе« Топливные таблетки имеют центральное отверстие диаметром 1,4 мм для отвода ПЩ И8 них и, следовательно, уменьшения газового распухания твэлаsoyaava (-i- 1/1) and has a thickness of 0.65 mi. Ueioor with a nylon and sheath having a sasop (thermocell layer) filled with helium under pressure. Osepixy and Oshu fuel core are preloaded by squads (puffs), located in the gas collector and provided with their support and the expansion of axial extensions. The gas-boilers are used to collect PS, formed in the fuel 1FI the work of the fuel elements in the nuclear reactor “Fuel pellets have a central hole 1.4 mm in diameter to remove PS I8 and, therefore, reduce gas swelling of the fuel element
Названная конструкция отержневого твэла предназначена для водо-водяншс реакторов. В твэле используется ядерное горючее в виде таблеток двуокиси урана ( i ) с осевым отверстием в центре, а для оболочки - циркониевый сплав ( Z.t i% // ), Зазор (те р11ический слой) между топливом и оболочкой обеспечивает компенсацию температурных расширений таблетки, минимальное воздействие их и ПЩ на оболочку. Наряду о известными достоинствами VOz обладает и следующими недостатками: низкая тепло фоводность и высокий градиент температур в нем, низкая плотность (в среднем 8,5-9,3 г/сяг) ш сравнению с другими видами кюокотемпературных топлив, значительное газовнделение и накопление ПЩ при рабочих температурах ( 1000), обусловливающих его газовое распухание, форюизменения склонность к разрушению под действиш термических напряжений в топливном сердечнике особенно и частых переменных режимах работы реактора, а также взаимодействие 0 с тетаоносителем, наврююр, водой, паром и др. при потере герметичности оболочки, что увеличивает наведенную активность теплоносителя и ухудшает радиационную обстановку (РО) в реакторном помещении и т.п. Кроме тбго , конструкция твзла в ВВЭР позволяет достичь коэффициента воспроизводства (SB) 0,3-0,35, выгорание топлива до 25000-ЗОШр МВт-сут/г. , а, значит, снижается эффективность знергоиспшЕьзования топлива, не дает возможность создать В8Р-ражмножитель, что в целом снижает экономичность ядерного реактора и АЭС /6/. Оболочка твэла и топливный сердечник, являясь первым барьершс безопасности реактора, щюдотц ащают выход ПЩ и взаимодействие ядерного горючего с теплоносителем. Значительный темшрвтурный градиент в топливных таблетках из Og способствует миграции продуктов деления и ПЩ, например, ксенон, криптон увеличивают термическое сощ отивлениеThe named design of the fuel rod is designed for water-water reactors. The fuel rod uses nuclear fuel in the form of uranium dioxide tablets (i) with an axial hole in the center, and for the shell - zirconium alloy (Zt i% //). The gap (thermal layer) between the fuel and the shell provides compensation for thermal expansion of the tablet, the minimum their effect and PG on the shell. Along with the well-known advantages, VOz has the following disadvantages: low heat conductivity and a high temperature gradient in it, low density (on average 8.5–9.3 g / sag) compared with other types of cuoco-temperature fuels, significant gas deposition and the accumulation of PG at operating temperatures (1000), which cause its gas swelling, formations, a tendency to collapse under the influence of thermal stresses in the fuel core, especially frequent variable operating conditions of the reactor, as well as interaction 0 with theta carrier, ryuyur, water, steam and others. sheath upon loss of tightness, which increases induced coolant activity and deteriorates the radiation conditions (PO) in the reactor room, etc. In addition to TBGO, the design of the fuel assembly in VVER allows to achieve a reproduction coefficient (SB) of 0.3-0.35, fuel burnup up to 25000-ZOShr MW-day / g. , and, therefore, the energy efficiency of fuel is reduced, and it does not make it possible to create a В8Р-razmozhetchitel, which generally reduces the efficiency of a nuclear reactor and nuclear power plant / 6 /. The fuel cladding and the fuel core, being the first barriers to the safety of the reactor, scrupulously increase the output of the PS and the interaction of nuclear fuel with the coolant. A significant temperature gradient in Og fuel pellets facilitates the migration of fission products and PG, for example, xenon, krypton increase thermal resistance
) )
вавора, что повышав тешюратуру данных таблеток. На конец ПЩ, нащ)ИМдр, йод, цезиЁ подвергают оболочку коррозионному воздействию. Таким образом вое эти факторы ошшают надежнооть, реоуро твэла а также безопасность камхшшю вш орание KB и экономичность реактора так как могут щ ивести к нарушению герметичной ободочки и к взаимодействию тошшва с тешЕОНосителем а оледо вательно снижается эффективность Х-тбго барьера безопасности и не 1федставляется возможность создать адерный реактор повшеенной безопасности обеспечиваэдий степень риска 10 1/год на реактор а также ВВР-размноДитель /10 II/Vavora, that increasing the data rate of these tablets. At the end of the PS, the primary) IMdr, iodine, cesium oxide corrode the shell. Thus, these factors reduce reliability, fuel rods as well as the safety of KB and the efficiency of the reactor, since they can lead to a violation of the sealed rim and to the interaction of the carrier with the carrier and the efficiency of the X-security safety barrier is reduced and the opportunity to create increased safety nuclear reactor providing one degree of risk 10 1 / year for the reactor and also WWR-distributor / 10 II /
Задачей настоящего изобретения яваяется увеличение надежности безопасности и ресурса твэла а также повшение тешофизических и эксплуатационных ха{ актвристик ядерного реактора.The objective of the present invention is to increase the reliability of safety and the life of a fuel rod as well as to improve the physical and operational characteristics of a nuclear reactor.
Цель данного изобретения - устранение указанных недостатков повышение ресурса и безопасности твэла выгорания и энергоиспояьзования ядерного горючего экономичности реактора например BBSiP.The purpose of this invention is the elimination of these drawbacks to increase the resource and safety of a fuel rod burnout and energy efficiency of nuclear fuel efficiency of a reactor such as BBSiP.
Согласно изобретению в твэле ядерного реактора содержащем оболочку из щфкониевого сплава топливный сердечник с ядерным горючим газосборные камеры и концевые детали в отличие от твэла прототипа, оболочка выполнена из соосных, совместно щюкатанных цилиндрических трубок причем внутренняя и наружная трубкиAccording to the invention, in a fuel rod of a nuclear reactor containing a shell made of an alkali-carbon alloy, the fuel core with nuclear fuel has gas collection chambers and end parts, unlike the fuel rod of the prototype, the shell is made of coaxial, jointly plucked cylindrical tubes, the inner and outer tubes
ofHouie m /«%.«ofHouie m / "%."
имеютТОЛЩИН стенок 1:() и покрытие их соответственно внутренней и наружной поверхностей пиролитическим хромом а в центре тошшшого сердечника установлен стержень цилиндрической формы из металлического естественного или обедненного урана заключенный в трубку из ядерного горючего кермета / + илиhave THICKNESSES of walls 1 :() and their respective inner and outer surfaces are coated with pyrolytic chromium, and a cylindrical rod made of natural or depleted uranium metal enclosed in a tube of nuclear fuel cermet / + or
С/ ч-Zz: , jj повыщешш надежности безопасности твэла путем уменьшения вероятности взаимодействия ядерного горючего с теплоносителем на1фимер водой или варом его оболочка шшолнеыа из двух соосных трубок цилиндрической формы, причем соотношение их толщин щ ишшается равным 1:(9-10) из следуюощх соображений. этом учитывается толщина циркониевой оболочки твэла реакторов ВВЭР и ЕБМК составляющая )9 мм которая является несущей и удершшащей давление ПЩ. Внутреннюю трубку толщиной стенки менее ш изготовить например методом прокатки достаточно трудно. Поэтому с точки зрения достижения высоких прочности технологичности и шсоношгшости изготовления соосной оболочки оптимальным яваяется соотношение толщин стенок трубок т«е. 1:9 или с запасом 1:10« Это соотношение как показывают расчеты и лабораторные испытания явжяетвя ошгвмадьным т.к. прочностьC / h-Zz:, jj increasing the reliability of a fuel rod by reducing the likelihood of nuclear fuel interacting with the heat carrier water or water, its shell is made of two coaxial cylindrical tubes, and the ratio of their thicknesses is equal to 1: (9-10) from the following considerations. this takes into account the thickness of the zirconium cladding of the fuel rods of the VVER and EBMK reactors component) 9 mm, which is the bearing and increasing pressure PS. It is rather difficult to produce an inner tube with a wall thickness less than w, for example by rolling. Therefore, from the point of view of achieving high strength of manufacturability and the ability to manufacture a coaxial shell, the optimum ratio of the wall thicknesses of the tubes is t e. 1: 9 or with a margin of 1:10 “This ratio, as shown by calculations and laboratory tests, is too big because strength
коЕ тбинироваршой оболочки охфедзляотся црактическг црочиостыэ в основном наружной оболочки. Расчет соосной оболочки ведется на щ)очность сржлы толщин трубок. Надезность оболочки обеспечивается двойной стешой, которая моглп бн, в щ шщ011е, быть и кз разных по толщине трубок но это неэкономично, т.к. прочность комбинированной оболочка всегда йудет овределяться практически прочностью нарушюи оболочки. Так, расчеташ и да15ораторныгли испытаниями показано, что, если неге|Р 1етична внутренняя оболочка твэла, то ПЩ при этом будет воздейс1 вовать на наружную оболочку, которая в случае, например, если она будет в 2 раза тоньше сушш толщин ддгх оболочек, будет тють нащ)яженио примерно в 2 раза выше. Это неаощстимо и, следовательно, нельзя увеличивать толщину соосной оболочки в 2 раза. Кроме того, если будет ногерметигчпа нарзщшл оболочка твэла, то давление тешюносителя и ГДД будут иоштавать две трубки (оболочки) - внутренняя и наружная. Если е герметичность обе оболочхш твэла в одном и тог.1 jse глесте, что весььза г штовероятно, то в зависимости от величины дефекта в них могут работать обе оболочки твзла шш только наружная. Но 1фоцеов попадания тэцяоиосителя в тввл и взаимодействие его с ядерным горшим {настолько кратковрешннш, что практически не цроизоЗдут радиоактивное загрязнение теплоносителя первого контура, ухудшение экологичности АЭС, и поврездеш ую ТВС, например, уошю извлечь из активной зоны. Значит, целесообразно заложить как мозшо большее соотношение толщин двух трубок, Оущако, с точки зрения технологичности, экономичности, а так шнишльиого паразитного поглощения нейтронов, а, следовательно, узгудаэгиш физических характеристик реактора, соосную оболочку необходшо изготовлять с 01Ь тимальышл соотношением толщин стенок внутренней и нарушюй трубок l(), Таким образом, требования гюБшпения экологич ности и безопасности i твэла ; как первого барьера безопасности рэактора и АЗС в целом могут быть удовлетворены предлагаемым порспектршшм штодом - применением соосной оболочки дяя твэла, состоящей из внутренней и нарушюй трубок. Наряду с этим осуностшено пок|штиа оболочек твэла пйролитаческим хромого толщиной до 2G-3Q шш /12/: внутрешей поверхности второй оболочки (трубки), контактирущей с ядерныи Q-gsn M керштом локрытиз является барьерными слоем и хфедотвращает возможные гза1шодейств11я топлива с оболочкой, умеххыаает коррозионное воздействие летучих ГИД, напршер, Иода, цезия в процессе работы реактора; нарраой поверхности первой оболочки (грзгбкг) обеспечивая повышение ее корро- - S 32 / зиоЕной отойховфи в тбвяоносифелв, вахфшмр воде ихн варе. %едлагаемая конструкция топливного сердечника состоит из дэух иютеЗ - центрального стержня цилиндрической $ормы из естественного или обедненного (отвального) металлического урана (восхфоизводнн щая ковшонента) и внешней цилиндрической трубки из ядерного горючего кермета двуокиси плутония ( РиО ) или двуокиси урана С ) в матрице из циркония ( ) / или / (Дв лящаяся компонента), в которую помещен атот стержень. Данный сое тавной топливный сердечник позволяет |К лучить такие высокие хщ агметры ядерного горкяего, как эффективная плотность 12-15 r/oir именно благо|Баря использованию металлического урана (без него такая шютность топлива практически не досФижима) и теплопроводность, что снижает его максимальную температуру, температурный градиент по сечению твала и выход активных ГЦД. Это улучшает условия работы твэла, его радиационную стойкость, снижает также склонность к разрушению под действием термических напряжений. Твэл с таким ядерным горючим, с эффективной плотностью 12-15 г/сяг дает возможность создать перспективный ВВЗР-размножитель с улучшенным энергоиспольвованием горючего, в котором, как показывают расчеты, достигается KB « 1,2-1,3 что повышает и дкономичность ядерного реактора. Кроме этого, использование высокотемпературного кермета Pt 0 + Z или -i- 2т: виде цилиндрической коль трубки толщиной, например 0,8-1,5 м, в котором керамическое горючее / или ио (делящаяся компонента) дисперпфована в меь трице из циркония, позволяет значительно уменьшить известные недостатки иО и / и свести к миншогму образование ПЩ аа счет локалиэа1щи их в матрице и горючш до : , что снижает распухание топлива, его взаимодействие с оболочкой, газовую активность теплоносителя и, следовательно, повышаются надежность, безопасность, ресурс твэла и выгорание горючего может быть достигнуто более 50000-60000 |Шт«сут/г. i . В этом случае оптимальные значения геометрическжк размеров ке етной трубки (толщина, диаметр и др.), количества обогащенного урана или плутония в горючем определяются в результате тешсофкзического расчета реактора и технологией ее изготовления методш экструзии. Таким образом, для предотвращения взашюдействвя материалов топливного сердечника с водой или шром в аварийном caqriae, выхода из строя оболочки в предлагаемой конструкции твэла осуществлена герметизация той его части, которая выполнена из металзшческого урана, обладающего низкой совместимостью с водой, паром, - соосная оболочка J:3o3Some of the boiling casings are overexposed to the practical cerebral cysts, mainly of the outer casing. Calculation of the coaxial casing is carried out on u) accuracy of the thickness of the tubes. The sheath reliability is ensured by a double stand, which could be used in tubes of different thicknesses, but this is uneconomical, because the strength of the combined shell will always be determined practically by the strength of the broken shell. Thus, calculations and tests have shown that if the inner cladding of a fuel element is not suitable, then the PS will act on the outer cladding, which, for example, if it is 2 times thinner than the thickness of the ddh shells, will be tinted nasche) anion is about 2 times higher. This is not feasible and, therefore, it is impossible to increase the thickness of the coaxial membrane by 2 times. In addition, if the cladding of the fuel element is nailed, then the pressure of the load carrier and the hydraulic control valve will be two tubes (shells) - internal and external. If both cladding of fuel elements are leakproof in one and the same way. 1 jse that this is probable, then, depending on the size of the defect, both claddings of the fuel cladding can work only on the outside. But 1 of the targets for getting the heat transfer agent into the fuel line and its interaction with the nuclear fuel is so short that practically no radioactive contamination of the primary coolant, deterioration of the environmental friendliness of the nuclear power plant, and damaging fuel assemblies, for example, I’m going to be removed from the core. It means that it is advisable to lay like a mind-blowing greater ratio of the thicknesses of the two tubes, Oushchako, from the point of view of manufacturability, economy, and even the parasitic absorption of neutrons, and, consequently, the physical characteristics of the reactor, the coaxial shell must be manufactured with 01b minimal ratio of the wall thicknesses of the inner and tubes l (), Thus, the requirements for environmental friendliness and safety of the i fuel element; As the first barrier to the safety of the reactor and the gas station as a whole, they can be satisfied with the proposed piston rod - the use of the coaxial sheath of a fuel rod, consisting of internal and broken tubes. Along with this, the cladding of the fuel cladding was made with a pyrolytic lame thickness of up to 2G-3QW / 12 /: the inner surface of the second shell (tube) in contact with the nuclear Q-gsn M with the elbow is a barrier layer and prevents possible contact with the cladding the corrosive effects of volatile HYDs, e.g., Iodine, cesium during reactor operation; narrai of the surface of the first shell (grzgbkg) providing an increase in its corro - S 32 / zioenoy oyohihfi in tbvyaonosifelv, wahfshmr water ihn var. The% design of the fuel core consists of DaewooZ - the central rod of a cylindrical fusion of natural or depleted (dump) metal uranium (a bucket component) and an outer cylindrical tube of nuclear fuel cermet of plutonium dioxide (Rio) or uranium dioxide C) in a matrix of zirconium () / or / (bivalent component) into which the rod is placed. This consistent fuel core allows | K to obtain such high nuclear bitter agmeters as an effective density of 12-15 r / oir, which is beneficial because of the use of uranium metal (without such fuel clannishness is practically unattainable) and thermal conductivity, which reduces its maximum temperature , temperature gradient over the cross section of the dump and the yield of active HCD. This improves the working conditions of the fuel element, its radiation resistance, and also reduces the tendency to destruction under the influence of thermal stresses. A fuel rod with such a nuclear fuel, with an effective density of 12-15 g / sag makes it possible to create a promising WWZR multiplier with improved energy use of fuel, in which, according to calculations, KB 1,2 1.2-1.3 is achieved, which increases the cost-effectiveness of a nuclear reactor . In addition, the use of high-temperature cermet Pt 0 + Z or -i- 2t: in the form of a cylindrical stake tube, for example, 0.8-1.5 m thick, in which ceramic fuel / or io (fissile component) is dispersed in a zirconium matrix, can significantly reduce the known shortcomings of ionizing agents and / and minimizing the formation of AH aa due to their localization in the matrix and fuel to: which reduces the swelling of the fuel, its interaction with the cladding, the gas activity of the coolant and, therefore, the reliability, safety, fuel resource and you fuel burning can be achieved over 50,000-60000 | Units per day / g. i. In this case, the optimal values of the geometrical sizes of the kettle tube (thickness, diameter, etc.), the amounts of enriched uranium or plutonium in the fuel are determined as a result of the process of physical analysis of the reactor and the technology of its production by extrusion methods. Thus, in order to prevent the core of the fuel core material from water or chrome in the emergency caqriae, to prevent the shell from failing, the fuel element of the proposed fuel element design is sealed for its part made of metal uranium, which has low compatibility with water and steam, the coaxial shell J: 3o3
и внгевшяя трубка из томива кершт. атом значительно уменьшшотся вероятность взаимодействия тдшюносителя с ядерным горючим особенно с мдтадшгчеоким ураном даже цри разгерметизадии наружной оболочки твэла« что повышает безопасность твэда реактора, радиагщонную и экологическую безопасность АЭС. Указанные техшн ческие решенш следует расснаатривать в совокупности, а не каядай в отдельности, KOTojaie могут быть и известны, т.к. именно этв и суммарный эффект позволяют достичь гоставденные задачи и цель изобретения. Изобретательский уровень предлагаемой конструкции твэла подтверзедается тем, что совокупность существенных отличительных признаков позволяет получить ноше свойства, а именно, изготовить ТВ9Л с пошшенной безопасностью, ресурсом, выгоранием топлива, обеспечивая возможность создания НВЭР-размножитед. Анализ существующего уровня техники показал, что на дату подачи заявки щ)едложенные технические решения являются новыми. Признаки, отличащие залвшемое техническое решение от |1рототипа, не вш1влены в других технических решениях при изучении данной и смежной областей техники. Следовательно, заявляемое изобретение имеет изобретательский уровень.and an ingot tube from Tomsk Kerst. atom significantly reduces the likelihood of the interaction of a fuel carrier with nuclear fuel, especially with mdtaddy hot uranium, even if the outer cladding of the fuel element is depressurized "which increases the safety of the reactor fuel rod, the radio frequency and environmental safety of nuclear power plants. The indicated technical solutions should be taken together, and not separately, KOTojaie may be known, because it is etv and the total effect that make it possible to achieve the goals and objectives of the invention. The inventive step of the proposed fuel rod design is confirmed by the fact that a combination of essential distinguishing features allows to obtain a load of properties, namely, to produce TV9L with perfect safety, resource, fuel burnout, providing the possibility of creating NER-multiplied. The analysis of the current level of technology showed that on the filing date of the application u) the technical solutions put forward are new. Signs that distinguish the underlying technical solution from the | 1rototype are not included in other technical solutions when studying this and related areas of technology. Therefore, the claimed invention has an inventive step.
На цриведенном чертеже изображены Щ)одольный (фигД) и поперечный (фиг.2) разрезы стержневого Фвэла цилиндрической формы. Твэл состоит из концевых деталей I, соосной оболочки из циркониевого сплава ( - IJ2 Л ) - наружная трубка 2, внутренняя трубка 3, топливного сердечника, вклняащего трубку 4 из кермета / ч- 7г или 2 + Z (делящаяся компонента), в которую заключен стержень 5 из металлического естественного или обедненного (отвального) урана (восщюизводя ря ксшюнента). Топливный сердечник снизу и сверху поджат пружинами (пыжи) 6, упиращимися в заглушки 7 сердечника, что обеспечивает свободу теплового расширения ядерного горючего, улучшает условия транспортировки твэла. Между стержнем из урана и керметной трубкой предусмотрен контактный (термический) слой(зазор) 8, заполненный гелием. Для сбора ИЩ, образующихся в процессе работы реактора, предусмотрены газосборные камеры 9, в которых и размещаются пружины 6.In the drawing shown Shch) monolithic (figD) and transverse (Fig.2) sections of the rod Fewal cylindrical. A fuel rod consists of end parts I, a coaxial shell of zirconium alloy (- IJ2 L) - an outer tube 2, an inner tube 3, a fuel core that includes a tube 4 of cermet / h-7g or 2 + Z (fissile component), which is enclosed rod 5 of metallic uranium or depleted (dump) uranium (producing a series of xyuent). The fuel core is drawn up from below and above by springs (wads) 6, abutting against the plugs 7 of the core, which provides freedom of thermal expansion of nuclear fuel, improves the conditions for transporting a fuel rod. A contact (thermal) layer (gap) 8 filled with helium is provided between the uranium rod and the cermet tube. To collect the ISH generated during the operation of the reactor, gas collection chambers 9 are provided, in which the springs 6 are placed.
Сборку твэла, например, с наружшш диаметрш 13,6 мм, осуществляют ие заранее изготовленных соосной оболочки 2, 3, топяивного сердечника из трубки 4 и стержня 5, концевых деталей I, заглушек 7, пружин 6. Ооосная оболочка, например, диаметра 13,6 мм имеет толщину, как и у существущюс конструкций твэлов, нацри- - 9Assembling a fuel element, for example, with an external diameter of 13.6 mm, is carried out using pre-made coaxial casing 2, 3, a fusing core from a tube 4 and a rod 5, end parts I, plugs 7, springs 6. An oaxial casing, for example, of diameter 13, 6 mm has a thickness, as with existing fuel element designs, for example - 9
мер 0,5-1 ш Свнутрешшя трубка 3 толщиной до ОД ш, наружная афубка 2 толщиной ,8 вш) и получается совместно хфокатход этих дкух.трубок. После атого ообирают я топливный сердечник, ооо таящий из двух частей - стержня J из металлического естественного ЕЛИ обедненного урана диаметром, например, 9 ш и трубки, нахфимер, толщиной I мм из кермета / г или + , Весовые доли в кермете керамического горкяего Я или UO составляют до 40-50, циркония При этом средшш э ктивная плотность топливного сердечника достигается 12-15 г/см. Затем вmeasures 0.5-1 w The inner tube 3 is thick up to OD w, the outer tube 2 is thick, 8 l) and the result is a joint cathode of these ducts. After that, I take a fuel core, consisting of two parts - a rod J made of natural metal FIR depleted uranium with a diameter of, for example, 9 w and a tube, nakhfimer, I mm thick from cermet / g or +, Weight fractions in the cermet of ceramic bitter I or UOs are up to 40-50, zirconium. The average active density of the fuel core is reached 12-15 g / cm. Then in
JHSTblJ&olC...„JHSTblJ & olC ... „
соосную оболочЕсуу., 3 устанавливают данный топливный сердечник из трубки 4 и стеряня 5, заглушки 7, щ)ужины 6, концевые детали I, которые привари ют к оболочке, например, с помощью электроннолучевой сварки.coaxial shell Esuu., 3 install this fuel core from tube 4 and stub 5, plugs 7, u) suppers 6, end parts I, which are welded to the shell, for example, by electron beam welding.
Работа твэла та11,как и других конструкций твэлов,заклхяавтоя в обеспечении при их расположении в активной зоне реактора денной реакции деления и генерации тепловой энергии. При работе реактора в твэлах происходит два основных цроцесса: деление содержащегося в них ядерного горючего и радиационный захват нейтронов в топливных и других конструкционных материалах. Отработана лабораторная технология и изготовлена партия таких твэлов для последующих петлевых реакторных испытаний. Предварительные исследования показывают на возможность решения поставленной задачи и достижения поставленной цели. Следовательно, благодаря указаннсцу техническому решению достигается увеличение ресурса, надежности, безопасности твэлов, а также повышается соответственно надежность, безопасность и экологичность ядерного реактора и АЭС в целом. Таким образом, предложенное техническое решение соответствует критериям новизны, изобретательского уровня и провлшпленной применимости.The operation of the ta11 fuel rod, as well as other fuel rod designs, is closed in order to ensure, during their location in the reactor core, the fission reaction and the generation of thermal energy. During the operation of the reactor in the fuel elements, two main processes occur: fission of the nuclear fuel contained in them and radiation capture of neutrons in fuel and other structural materials. Laboratory technology was developed and a batch of such fuel elements was made for subsequent loop reactor tests. Preliminary studies show the possibility of solving the problem and achieving the goal. Therefore, thanks to the technical solution indicated, an increase in the resource, reliability, safety of fuel elements is achieved, and the reliability, safety and environmental friendliness of the nuclear reactor and nuclear power plant as a whole are increased accordingly. Thus, the proposed technical solution meets the criteria of novelty, inventive step and applied applicability.
Использование федлож0нной конструкции твэла в ядерном реакторе, например, типа ВВЭР РБУК делает щ актически нулевой вероятность взаимодействия ядерного горючего с теплоносителем и позволяет достичь высокую пяотность топлива до 15 г/см, а, следовательно, значительно повысить безопасность твэла как первого барьера безопасности реактора, радиационную безопасность и экологичность АХ, увеличить надежность, ресурс твэла, выгорание тохшша до 55000-60000 МВТСут/г. d/ , коэффициент восцроизводства до KB 1,2-1,3, снизить эаз рузку топлива и улучшить его энергоиспользование, что улучшает и технико-экономические показатели реактора., Таким образом: открьшается возмоняость создания перспективногоThe use of a federal design of a fuel element in a nuclear reactor, for example, of the WWER RBUK type, makes the probability of interaction of nuclear fuel with the coolant virtually zero and allows to achieve high fuel pacificity up to 15 g / cm, and, therefore, significantly increase the safety of the fuel element as the first reactor safety barrier, radiation safety and environmental friendliness of the AH, to increase reliability, fuel rod resource, burnout of toshshsh up to 55000-60000 MVTSut / g. d /, the reproduction factor to KB 1.2-1.3, to reduce the fuel consumption and improve its energy use, which improves the technical and economic performance of the reactor. Thus: the possibility of creating a promising
- -
ядерного реактора с повашдшшыи безопасностью экодогичностыо реактора-размножителя и использования накопяенного в настоящее время в значительном количеств отвального урана.a nuclear reactor with the highest environmental safety of a breeder reactor and the use of currently accumulated significant quantities of dump uranium.
V V
Авторы:The authors:
rtj- f-- --- З.А.Горишниь 3 Н.Н.Николаевrtj- f-- --- Z.A. Gorishni 3 N.N.Nikolaev
Д.В.Горишний 1 Формула язобретдвня ТешювцдвдошЦШ аяемвнт ядерного рмштора, содержащий обо лочку Я8 циркониевого сплава, тошошшШ оердечних с ядерным го рючим, газосборные камеры и концевые детали, отличащийоя тем, что оболочка выполнена из двЕух соосных,совместно прокатанных щиошдрических трубок, причем вну ренвия и наружная трубки име относ-менме- / «ч ютvтoлщин стенок 1;(9-10) и покрытие их соответственно вну ренней и наружной поверхностей шфолшпческим хромом, а в центре топливного сердечника установлен стеряень цилиндрической фо|Иы из металлического естественного или обедвенного урана, заключенный в трубку из ядерного горючего кермета ми , 1.Самойлой А.Г. и др. Дисперсионные твзлы, том 2, - М.: Энергоатомиздат, 1982, с,62-63; 223-224. 2.Фрост Б. Твэлы реакторов, - Н.: Энергоатоииздат, 1986, C.I75-23I; 36-37. 3.Кузнецов В.А. и др. Судовые ядерные энергетические установки.- И.: Атомиздат, 197§, с.104. 4.ЗаИмовский А.С. и др. Тепловыделшощие элементы ядерных реакторов. - П.: Атомиздат, 1962, с.250«252, 237, 241, 244-245. 5.Страссер А. Мировой опыт эксвлуатации твэлов легководных реакторов. Атомная техника за рубежом, 1986, Л 9, с.20-23. 6.Бурлаков В.В., Калугин А.К. Топливные циклы реакторов на тепловых нейтронах, серия Атомная энергетика. Итоги науки и техники. - М.: аШКГИ, 1984, том 3, с.11-12; 11-25. 7.Накрасова Г.А., Вабияашвили Ю.Х. Разработка оболочек с барьерным пок|«тием в США. Ат. техн. за руб., 1986, Л I, с.3-9. 8.Вяияние технологии изготовлении на эксплуатационные характеристики твэлов водо-водиных реакторов. Обзор МАГАТЭ, экспрессинформация по материалам иностранной печати. - М.: ЦЕИИатомин$орн, Л 49 (II77), 1987, в.7-9. 9.Будов В.М., Фарафонов В.А. Конструирование основного оборудования АЭС. - М. Энергоатомизддт, 1985, с.31-37. 0. Самойлов О.Б. и др. Безопавиость ядерных энергетических установок - М.; Эне:| сюатомиздат, 1989, с. 16-23. Источники ин$о|ма1щиD.V. Gorishnyi 1 Formula of inventive technology for a nuclear rm shielding containing a shell of Y8 zirconium alloy, worn core with nuclear fuel, gas collection chambers and end parts, characterized in that the shell is made of two tubes renvia and the outer tube having a relative thickness of 1 wall thickness; (9-10) and covering them respectively with inner and outer surfaces with silver chrome, and in the center of the fuel core there is a stubble of cylindrical metal natural or depleted uranium, enclosed in a tube of nuclear fuel cermets, 1. Samoyloy AG and other Dispersion TVZLs, Volume 2, - M .: Energoatomizdat, 1982, p. 62-63; 223-224. 2. Frost B. Fuel elements of reactors, - N .: Energoatoiizdat, 1986, C.I75-23I; 36-37. 3.Kuznetsov V.A. et al. Marine nuclear power plants. - I .: Atomizdat, 197§, p. 104. 4.ZaImovsky A.S. et al. Thermal elements of nuclear reactors. - P .: Atomizdat, 1962, p.250 “252, 237, 241, 244-245. 5. Strasser A. World experience in the operation of fuel elements in light-water reactors. Nuclear Technology Abroad, 1986, L 9, pp. 20-23. 6.Burlakov V.V., Kalugin A.K. Thermal Neutron Fuel Cycles, Atomic Energy Series. Results of science and technology. - M .: aShKGI, 1984, volume 3, pp. 11-12; 11-25. 7.Nakrasova G.A., Vabiyaashvili Yu.Kh. Barrier Sheath Design in the USA. At tech. for rub., 1986, L. I, p. 3-9. 8. The influence of manufacturing technology on the operational characteristics of fuel elements of water-to-water reactors. IAEA Review, Express Information Based on Foreign Press. - M.: CEIIATOMIN ORN, L 49 (II77), 1987, pp. 7-9. 9.Budov V.M., Farafonov V.A. Design of the main equipment of nuclear power plants. - M. Energoatomizddt, 1985, p.31-37. 0. Samoilov O.B. and others. Safety of nuclear power plants - M .; Ene: | syatomizdat, 1989, p. 16-23. Sources of in $ o | ma1shchi
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU93033883/25U RU744U1 (en) | 1993-07-01 | 1993-07-01 | Nuclear reactor fuel element |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU93033883/25U RU744U1 (en) | 1993-07-01 | 1993-07-01 | Nuclear reactor fuel element |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU744U1 true RU744U1 (en) | 1995-08-16 |
Family
ID=48263112
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU93033883/25U RU744U1 (en) | 1993-07-01 | 1993-07-01 | Nuclear reactor fuel element |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU744U1 (en) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2573582C2 (en) * | 2011-01-06 | 2016-01-20 | Вестингхаус Электрик Компани Ллс | Fuel rod and pressure chamber spring assembly |
RU2647127C1 (en) * | 2017-02-10 | 2018-03-14 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Fuel assembly of nuclear reactor and method of its production |
-
1993
- 1993-07-01 RU RU93033883/25U patent/RU744U1/en active
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2573582C2 (en) * | 2011-01-06 | 2016-01-20 | Вестингхаус Электрик Компани Ллс | Fuel rod and pressure chamber spring assembly |
RU2647127C1 (en) * | 2017-02-10 | 2018-03-14 | Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" | Fuel assembly of nuclear reactor and method of its production |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4200492A (en) | Nuclear fuel element | |
US4029545A (en) | Nuclear fuel elements having a composite cladding | |
US4022662A (en) | Nuclear fuel element having a metal liner and a diffusion barrier | |
US4406012A (en) | Nuclear fuel elements having a composite cladding | |
JPH0658412B2 (en) | Corrosion resistant coatings for fuel rods | |
US3145150A (en) | Fuel-moderator element for a nuclear reactor and method of making | |
CA1198231A (en) | Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance | |
US3449208A (en) | Small nuclear reactor heat source | |
CA1209726A (en) | Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance | |
RU744U1 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
JPS6026992B2 (en) | nuclear fuel elements | |
Sundaram et al. | Nuclear fuels and development of nuclear fuel elements | |
KR19990072604A (en) | Composite member and fuel assembly using the composite member | |
Hiraoka et al. | A high-breeding fast reactor with fission product gas purge/tube-in-shell metallic fuel assemblies | |
JPS58216988A (en) | Buried zirconium layer | |
Anderson | Broad aspects of absorber materials selection for reactor control | |
RU745U1 (en) | The fuel element of the water-water reactor | |
Spalaris | Fuel Elements for Dresden | |
US3809731A (en) | Method of fabricating a nuclear reactor fuel element | |
Siegel et al. | SODIUM GRAPHITE REACTOR QUARTERLY PROGRESS REPORT FOR JULY-SEPTEMBER, 1954 | |
Runnals et al. | The Preparation and Sheathing of Plutonium-Aluminum Fuel Alloys for the NRX Reactor | |
Hayward | Sodium Graphite Reactor Materials Survey | |
Williamson et al. | Economic evaluation of control rod materials and fabrication processes | |
CA1209727A (en) | Buried zirconium layer | |
Busby et al. | IMPROVEMENTS IN OR RELATING TO NUCLEAR REACTOR CONTROL ROD MATERIALS |