RU744U1 - Тепловыделяющий элемент ядерного реактора - Google Patents

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.

Description

ТЕШЮШД&ШШДШ ЭгШШТ ДДВРНОГО РЕАКТОРА

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.

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).

/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.

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.

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 циркониевого

-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 твэла

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 отивление

)

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/

Задачей настоящего изобретения яваяется увеличение надежности безопасности и ресурса твэла а также повшение тешофизических и эксплуатационных ха{ актвристик ядерного реактора.

Цель данного изобретения - устранение указанных недостатков повышение ресурса и безопасности твэла выгорания и энергоиспояьзования ядерного горючего экономичности реактора например 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 трубки

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 / + или

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. прочность

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: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.

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.

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- - 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 в

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.

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.

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 перспективного

-

ядерного реактора с повашдшшыи безопасностью экодогичностыо реактора-размножителя и использования накопяенного в настоящее время в значительном количеств отвального урана.

V

Авторы:

rtj- f-- --- З.А.Горишниь 3 Н.Н.Николаев

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|ма1щи

Claims (1)

1. 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.