UA56368C2 - Fuel assembly of a power water-moderated nuclear reactor - Google Patents
Fuel assembly of a power water-moderated nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- UA56368C2 UA56368C2 UA2002075702A UA2002075702A UA56368C2 UA 56368 C2 UA56368 C2 UA 56368C2 UA 2002075702 A UA2002075702 A UA 2002075702A UA 2002075702 A UA2002075702 A UA 2002075702A UA 56368 C2 UA56368 C2 UA 56368C2
- Authority
- UA
- Ukraine
- Prior art keywords
- bushings
- grids
- heat
- assembly
- elements
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title abstract description 32
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims abstract description 34
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 101100388509 Caenorhabditis elegans che-3 gene Proteins 0.000 claims 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 abstract description 3
- 238000000429 assembly Methods 0.000 abstract description 3
- 230000003993 interaction Effects 0.000 abstract description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 3
- 238000010276 construction Methods 0.000 abstract description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 2
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 abstract 1
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 10
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 7
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 5
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 4
- 230000008859 change Effects 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 239000011257 shell material Substances 0.000 description 2
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 2
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005299 abrasion Methods 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 238000007667 floating Methods 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002028 premature Effects 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 230000002277 temperature effect Effects 0.000 description 1
- 230000000930 thermomechanical effect Effects 0.000 description 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/334—Assembling, maintenance or repair of the bundles
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Fuel Cell (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Feedback Control In General (AREA)
Abstract
Description
Опис винаходуDescription of the invention
Винахід відноситься до області ядерної техніки та технології | може бути використаний при конструюванні 2 та виготовленні тепловидільних зборок (ТВ3З) для ядерних енергетичних реакторів водо-водяного типу, особливо для реакторів типу ВВЕР-1000.The invention relates to the field of nuclear engineering and technology can be used in the design of 2 and the manufacture of heat-separating assemblies (TV3Z) for nuclear power reactors of the water-water type, especially for reactors of the VVER-1000 type.
Однією з основних функцій ТВЗ є закріплення і дистанціювання тепловидільних елементів (твелів). При конструюванні і виготовленні ТВЗ необхідно забезпечити надійне кріплення твелів, збереження необхідних зазорів між ними і можливість розширення при нагріванні в будь-яких заданих режимах роботи реактора, 70 Дистанціювання повинно бути таким, щоб оболонки твелів не руйнувалися внаслідок їх стирання при вібрації від руху теплоносія. Крім цього, за допомогою ТВЗ організується потік теплоносія в активній зоні реактора.One of the main functions of TVZ is fixing and spacing of heat-dissipating elements (fuels). When designing and manufacturing TVZ, it is necessary to ensure reliable fastening of fuel rods, preservation of the necessary gaps between them and the possibility of expansion during heating in any given reactor operating modes, 70 The distance must be such that the shells of fuel rods are not destroyed due to their abrasion during vibration from the movement of the coolant. In addition, the flow of coolant in the reactor core is organized with the help of TVZ.
Стрижневі твели кріпляться з одного боку до кінцевих деталей, які звичайно є гратами з отворами для наконечників твелів, розташування яких відповідає розташуванню твелів в поперечному перерізі ТВЗ, і для проходу теплоносія. 19 Заданий крок розташування твелів забезпечується дистанціювальними гратами, розташованими по довжиніThe rod fuel rods are attached on one side to the end parts, which are usually grids with holes for the tips of the fuel rods, the location of which corresponds to the location of the fuel rods in the cross section of the TVZ, and for the passage of the coolant. 19 The specified step of the location of the twels is ensured by the distance grids located along the length
ТВЗ3. Вказані грати бувають різнотипними, але усі складаються з окремих комірок, з'єднаних у єдину конструкцію, в яких твели фіксуються чи то пружними елементами, чи то за рахунок натягу дистанціювальних виступів комірки на твелах.TVZ3. These grates are of different types, but they all consist of separate cells connected into a single structure, in which the heating elements are fixed either by elastic elements or by the tension of the spacer projections of the cell on the heating elements.
В залежності від типу реактора пучки твелів можуть бути поміщені до кожуха, який утворює тракт теплоносія, або встановлюватися в реактор без кожуха. В канальних реакторах, де тракт теплоносія утворюється каналом, ТВЗ виконані без корпуса. В корпусних водо-водяних реакторах ТВЗ також не завжди мають кожух.Depending on the type of reactor, the fuel bundles can be placed in the jacket, which forms the coolant path, or installed in the reactor without the jacket. In channel reactors, where the coolant path is formed by a channel, the TVZ is made without a case. In shell water-water reactors, TVZ also do not always have a casing.
Відома конструкція ТВЗ ядерного енергетичного реактора, яка включає гексагональний у поперечному перерізі пучок твелів, розміщений у розташованих по довжині зборки дистанціювальних гратах, головну та с хвостову частини, з'єднані зовнішнім чохлом, що має гексагональний поперечний переріз (Крамеров А.Я. (3The well-known design of the TVZ of a nuclear power reactor, which includes a bundle of fuel rods with a hexagonal cross-section, placed in distance grids located along the length of the assembly, the main and tail parts, connected by an outer cover with a hexagonal cross-section (Kramerov A.Ya. (3
Вопросьї конструирования ядерньх реакторов, М., Атомиздат, 1971г., с.198).Questions on the design of nuclear reactors, M., Atomizdat, 1971, p. 198).
Наявність чохла забезпечує необхідну міцність і жорсткість ТВЗ, однак чохол вносить додаткову масу металу в активну зону і збільшує теплове навантаження твелів за рахунок змушеного збільшення кроку між ТВЗ, оскільки залишається менше твелів в одиниці об'єму активної зони реактора. Крім того, чохол збільшує со нерівномірність енерговиділення по перерізу ТВЗ. Ге)The presence of the cover provides the necessary strength and rigidity of the TVZ, however, the cover introduces an additional mass of metal into the core and increases the thermal load of the fuel elements due to the forced increase in the step between the TVZ, since there are fewer fuel elements per unit volume of the reactor core. In addition, the cover increases the non-uniformity of energy release across the cross-section of the TVZ. Gee)
Відома конструкція ТВЗ, у якої в чохлі передбачені отвори, розташовані по всій довжині і ширині грані чохла, чи вікна по довжині грані чохла (ЕК 2606200, 5 21 С 33/30, 1988). Наявність отворів чи вікон у гранях о чохла помітно зменшує величину додаткової маси металу, внесеного в активну зону, але не знижує лінійне «о теплове навантаження твелів, а нерівномірність енерговиділення по довжині ТВЗ навіть зростає, що приводить до збільшення термічних деформацій у конструкції тепловидільної зборки. оThere is a well-known design of a TV set in which the cover is provided with holes located along the entire length and width of the face of the cover, or windows along the length of the face of the cover (EK 2606200, 5 21 C 33/30, 1988). The presence of holes or windows in the faces of the cover significantly reduces the amount of additional mass of metal introduced into the active zone, but does not reduce the linear thermal load of fuel cells, and the unevenness of energy release along the length of the fuel cell even increases, which leads to an increase in thermal deformations in the design of the heat-dissipating assembly. at
Відома конструкція ТВЗ, у якій не передбачена наявність чохла, а головна і хвостова частини з'єднані напрямними каналами, що проходять крізь комірки дистанціювальних грат (див. Крамеров А.Я., Вопрось конструирования ядерньїхх реакторов, М., Атомиздат, 1971г., с.204). «The design of the TVZ is known, in which there is no provision for the presence of a cover, and the main and tail parts are connected by guide channels passing through the cells of the spacer grids (see Kramerov A.Ya. p. 204). "
Відсутність додаткової маси металу дає можливість зменшити крок розміщення ТВЗ, що зменшує З нерівномірність тепловиділення у ТВЗ і лінійні навантаження на твел. Однак, відсутність чохла приводить до с помітного зниження міцності і порушення геометрії ТВЗ в процесі експлуатації. Під впливом висхідного потокуThe absence of additional metal mass makes it possible to reduce the placement step of the TVZ, which reduces the unevenness of heat generation in the TVZ and linear loads on the TVL. However, the absence of a cover leads to a noticeable decrease in strength and a violation of the geometry of the TVZ during operation. Under the influence of the upward flow
Із» теплоносія відбувається скривлення напрямних каналів і переміщення дистанціювальних грат, що приводить до скривлення твелів і зміни кроку їх розташування у ТВЗ3. Усе це свідчить про недостатню жорсткість і стійкість такої конструкції ТВЗ, що істотно знижує безпеку роботи ядерного реактора.From" the heat carrier, there is a curvature of the guide channels and a movement of the spacer grids, which leads to the curvature of the heating elements and a change in the pitch of their location in TVZ3. All this indicates insufficient rigidity and stability of such a design of the TVZ, which significantly reduces the safety of the operation of the nuclear reactor.
Найбільш близькою за технічною сутністю до описуваної є тепловидільна зборка водо-водяного і-й енергетичного ядерного реактора, яка включає розміщені по довжині зборки дистанціювальні грати дляThe closest in technical essence to the one described is the heat-separating assembly of a water-water and energy nuclear reactor, which includes distance grids placed along the length of the assembly for
Ге»! гексагонального пучка тепловидільних елементів, опорні елементи у вигляді кутових пластин, жорстко з'єднаних з дистанціювальними гратами і хвостовою частиною, та напрямні канали, що проходять крізь частину комірок у о дистанціювальних гратах (КИ 2093906,021 С 3/30 1997).Gee! hexagonal bundle of heat-dissipating elements, support elements in the form of corner plates rigidly connected to the spacer grids and the tail part, and guide channels passing through part of the cells in the spacer grids (KI 2093906,021 C 3/30 1997).
Ге»! 20 Опорні елементи, виконані у вигляді кутових пластин, суттєво підвищують міцність і жорсткість ТВЗ за рахунок створення коробчастої конструкції, не вносячи при цьому помітної кількості додаткового металу в со активну зону.Gee! 20 Support elements, made in the form of corner plates, significantly increase the strength and rigidity of the TVZ due to the creation of a box structure, without introducing a noticeable amount of additional metal into the active zone.
Однак, збільшуючи міцність і жорсткість тепловидільної зборки в цілому, кутові пластини не забезпечують достатню жорсткість в центральній області ТВЗ3, особливо в дистанціювальних гратах. Центральні області 29 дистанціювальних грат зазнають помітного деформуючого впливу висхідного потоку теплоносія. При цьомуHowever, while increasing the strength and rigidity of the heat-dissipating assembly as a whole, the corner plates do not provide sufficient rigidity in the central region of TVZ3, especially in the spacer bars. The central regions of the 29 spacing grids are subject to a noticeable deforming effect of the upward flow of the coolant. With
ГФ) центральні області дистанціювальних грат, не закріплені жорстко, зазнають значних згинаючих деформацій під юю дією потоку теплоносія. І ЙGF) the central regions of the distance grids, which are not fixed rigidly, undergo significant bending deformations under the influence of the coolant flow. And J
При експлуатації ТВЗ такої конструкції, центральні комірки дистанціювальних грат, що мають можливість переміщення уздовж пучка твелів, спричинюють її прогин уздовж осі тепловидільної зборки. 60 Експериментальні дослідження показали, що зміна профілю поперечного переріза дистанціювальних грат викликає збільшення зусилля переміщення твелів в комірках, що приводить до їх передчасного руйнування і виходу з ладу усієї ТВ3З.During the operation of the TVZ of this design, the central cells of the spacer grids, which have the ability to move along the bundle of heating elements, cause its deflection along the axis of the heat-dissipating assembly. 60 Experimental studies have shown that a change in the profile of the cross-section of the spacer grids causes an increase in the force of moving the fuel cells in the cells, which leads to their premature destruction and the failure of the entire TV3Z.
Підвищення зусилля закріплення твелів в комірках, з одного боку, трохи зменшить деформацію дистанціювальних грат, але, з іншого боку, навіть незначна деформація грат значно підвищить деформацію бо власне твела і призведе до неможливості його переміщення відносно стінок комірки. В результаті має місце так зване "закушування" твела.Increasing the force of fixing the fuel rods in the cells, on the one hand, will slightly reduce the deformation of the spacer bars, but, on the other hand, even a slight deformation of the bars will significantly increase the deformation of the fuel rod itself and lead to the impossibility of its movement relative to the walls of the cell. As a result, the so-called "biting" of the fuel takes place.
Зниження деформації твела можливо шляхом зменшення ступеня фіксації твела в комірці. Але у цьому випадку збільшується деформація дистанціювальних грат, оскільки центральні комірки вільно переміщаються уздовж поверхні твелів. В свою чергу, дане явище збільшує деформацію твела.Reducing the deformation of the fuel element is possible by reducing the degree of fixation of the fuel element in the cell. But in this case, the deformation of the distance grids increases, since the central cells move freely along the surface of the fuel cells. In turn, this phenomenon increases the deformation of the heating element.
Крім того, при вивантаженні відпрацьованих тепловидільних зборок після закінчення ресурсу функціонування твелів, вся маса твелів діє на нижні дистанціювальні грати, створюючі істотні деформуючі зусилля, які приводять до випинання центральних комірок, що також може призвести до деформації твелів та їх руйнування.In addition, during the unloading of used heat-separating assemblies after the end of the resource of the fuel cells, the entire mass of the fuel cells acts on the lower distance grids, creating significant deforming forces that lead to the protrusion of the central cells, which can also lead to the deformation of the fuel cells and their destruction.
Тим більше, що наприкінці експлуатації міцнісні характеристики знижені внаслідок радіаційного розбухання /о палива, газовиділення, температурного впливу, "старіння" матеріалу оболонки під дією іонізуючого опромінення.Moreover, at the end of operation, the strength characteristics are reduced due to radiation swelling of the fuel, gas release, temperature effects, "aging" of the shell material under the action of ionizing radiation.
Таким чином, у відомій тепловидільній зборці твели зазнають постійних деформуючих навантажень, рівень яких неможливо істотно знизити.Thus, in the known heat-releasing assembly, heating elements are subjected to constant deforming loads, the level of which cannot be significantly reduced.
Задачею винаходу є створення і розробка тепловидільної зборки водо-водяного енергетичного ядерного реактора, яка має підвищену надійність, міцність і жорсткість.The task of the invention is to create and develop a heat-separating assembly of a water-water power nuclear reactor, which has increased reliability, strength and rigidity.
У результаті рішення даної задачі можуть бути одержані нові технічні результати, які полягають в тому, що знижується деформація дистанціювальних грат і твелів при їх взаємодії, підвищується ступінь рівномірності розподілу механічних навантажень між вузлами та елементами конструкції, зменшується формозміна всієї тепловидільної зборки в цілому та її окремих елементів.As a result of the solution of this problem, new technical results can be obtained, which consist in the fact that the deformation of spacer bars and fuel rods during their interaction is reduced, the degree of uniformity of the distribution of mechanical loads between nodes and structural elements is increased, and the deformation of the entire heat-separating assembly as a whole and its individual parts is reduced elements.
Дані технічні результати досягаються тим, що в тепловидільній зборці водо-водяного енергетичного ядерного го реактора, яка включає розміщені по довжині зборки дистанціювальні грати для гексагонального пучка тепловидільних елементів, опорні елементи у вигляді кутових пластин, жорстко з'єднаних з дистанціювальними гратами і хвостовою частиною, і напрямні канали, що проходять крізь частину комірок у дистанціювальних гратах, на, принаймні, частині напрямних каналів з гарантованим зазором не більше 1,5 мм відносно торців дистанціювальних грат встановлені втулки, що мають у плані переріз, розмір якого перевищує вписаний діаметр сч ов Комірок, причому у перших за ходом теплоносія дистанціювальних грат втулки розташовані з боку нижнього торця, а на інших дистанціювальних гратах втулки розміщені з боку верхнього торця. і)These technical results are achieved by the fact that in the heat-separating assembly of the water-water power nuclear reactor, which includes distance grids placed along the length of the assembly for a hexagonal beam of heat-separating elements, support elements in the form of angular plates rigidly connected to the distance grids and the tail part, and guide channels passing through part of the cells in the spacer grids, on at least part of the guide channels with a guaranteed gap of no more than 1.5 mm relative to the ends of the spacer grids, bushings are installed with a cross-section in plan, the size of which exceeds the inscribed diameter of the Cells , and the bushings are located on the side of the lower end of the distance grids that are the first in the flow of the heat carrier, and on the other distance grids, the bushings are located on the side of the upper end. and)
Відмітна ознака даного винаходу полягає в такому. Наявність на принаймні частині напрямних каналів втулок, які виконують функцію опор для дистанціювальних грат, значно зменшує формозміну дистанціювальних грат. Для цього втулки повинні бути жорстко з'єднані з напрямними каналами так, щоб напрямні канали со зо сприймали механічні навантаження, що виникають у дистанціювальних гратах. Втулки будуть виконувати функцію опор для дистанціювальних грат за умови, що розмір перерізу втулок у плані перевищує вписаний ісе) діаметр комірки. Інакше втулка може контактувати з порожниною комірки, що насувається на втулку. соThe distinctive feature of this invention is as follows. The presence of bushings on at least part of the guide channels, which serve as supports for spacer grids, significantly reduces the shape change of the spacer grids. For this purpose, the bushings must be rigidly connected to the guide channels so that the guide channels perceive the mechanical loads arising in the spacer grids. The bushings will serve as supports for spacer bars, provided that the size of the cross-section of the bushings in the plan exceeds the inscribed ise) diameter of the cell. Otherwise, the bushing may come into contact with the cavity of the cell that is pushed onto the bushing. co
Втулки необхідно встановлювати з гарантованим зазором відносно торцевих поверхонь дистанціювальних грат, оскільки при жорсткому їх з'єднанні з торцями утворюється статично невизначена система, в якій можливі ісе) значні концентрації напруг. юThe bushings must be installed with a guaranteed gap relative to the end surfaces of the distance grids, because when they are rigidly connected to the ends, a statically uncertain system is formed, in which significant stress concentrations are possible. yu
Гарантований (який має мінімальне значення, що дорівнює нулю) зазор між втулками і торцями передбачає своєрідну шарнірну взаємодію між втулками і торцями, що дозволяє більш рівномірно перерозподілити напруга, які виникають в елементах зборки й утворити більш міцний каркас. Експериментально встановлено, що зазор не повинен перевищувати 1,5мм, оскільки в протилежному випадку має місце неприпустима деформація « дистанціювальних грат. з с Суттєвим є також установка втулок під нижнім торцем перших за ходом теплоносія грат, тому що найбільшої . деформації дані грати зазнають при вивантаженні зборки, сприймаючи всю масу твелів. Наявність втулок під и?» нижнім торцем перших за ходом теплоносія грат не дозволяє їй деформуватися при перевантаженні тепловидільної зборки. При цьому напруги, що виникають в елементах конструкції, будуть більш рівномірно перерозподілені між вузлами зборки. с Крім того, втулки можуть бути виконані розрізними і з буртиком, діаметр якого більше вписаного діаметра комірки дистанціювальних грат.The guaranteed (which has a minimum value equal to zero) gap between the bushings and the ends implies a kind of hinged interaction between the bushings and the ends, which allows for a more uniform redistribution of the stresses that arise in the assembly elements and to form a stronger frame. It has been experimentally established that the gap should not exceed 1.5 mm, because otherwise there will be an unacceptable deformation of the spacer bars. It is also essential to install bushings under the lower end of the first heat carrier along the grid, because the largest . these grates are deformed when the assembly is unloaded, absorbing the entire mass of twelves. The presence of bushings under the the lower end of the first coolant in the course of the grid does not allow it to deform when the heat-separating assembly is overloaded. At the same time, the stresses arising in the structural elements will be more evenly redistributed between the assembly nodes. c In addition, the bushings can be made split and with a shoulder, the diameter of which is larger than the inscribed diameter of the distance grid cell.
Ме, Доцільно також принаймні на частині напрямних каналів у торців, протилежних торцям, в яких розміщені оо основні втулки, установити додаткові втулки, причому сума величин зазорів між торцями грат і основною та 5р додатковою втулками повинна бути не більше 1,5мм.Me, It is also advisable to install additional bushings at least on a part of the guide channels at the ends opposite to the ends in which the main bushings are placed, and the sum of the clearances between the ends of the grating and the main and 5r additional bushings should be no more than 1.5 mm.
Ме. Вказані переваги, а також особливості даного винаходу пояснюються кращим варіантом його здійснення з с посиланнями на прикладені креслення.Me. The indicated advantages, as well as the features of this invention are explained by the best version of its implementation with references to the attached drawings.
На фіг.1 зображений загальний вид тепловидільної зборки, на фіг.2 показаний фрагмент поздовжнього перерізу, на фіг.3 приведена частина поперечного переріза, на фіг.4 показаний загальний вид втулки.Fig. 1 shows the general view of the heat-separating assembly, Fig. 2 shows a fragment of the longitudinal section, Fig. 3 shows a part of the cross-section, Fig. 4 shows the general view of the sleeve.
Тепловидільна зборка включає розміщені по довжині зборки дистанціювальні грати 1 для гексагонального пучка тепловидільних елементів 2. Грати 1 можуть бути виконані з цирконієвого сплаву. Головна З і хвостова 4The heat-dissipating assembly includes distance grids 1 placed along the length of the assembly for the hexagonal bundle of heat-dissipating elements 2. The grids 1 can be made of zirconium alloy. Main Z and tail 4
Ф) частини зборки, виготовлені з нержавіючої сталі, з'єднані напрямними каналами 5, виготовленими з цирконієвого ка сплаву, причому головна частина З підпружинена відносно напрямних каналів 5. В кутах зборки по її довжині від хвостової частини 4 до верхніх дистанціювальних грат 6 встановлені опорні елементи у вигляді кутових пластин бо 7. Пластини 7 можуть бути виконані з цирконієвого сплаву, який має радіаційну стійкість. Пластини 7 жорстко з'єднані, наприклад зварюванням, з дистанціювальними гратами 1, а також жорстко з'єднані, наприклад гвинтами, із хвостовою частиною 4. Напрямні канали 5 проходять крізь частину комірок (на кресленнях не показані) у дистанціювальних гратах. Форма комірок та їх конструкція можуть бути найрізноманітнішими. На напрямних каналах 5 установлені з гарантованим зазором відносно торцевих поверхонь дистанціювальних грат б5 Втулки 8. Втулки 8 мають у плані переріз, розмір якого перевищує вписаний діаметр комірок для того, щоб втулки не могли проходити усередину порожнини комірки. Втулки 8 можуть бути виконані з буртиком 9, діаметр якого більше вписаного діаметра комірки, і мати розріз 10, що забезпечує при монтажі вільне переміщення втулок уздовж напрямних каналів. Після установки втулки на напрямному каналі здійснюється її фіксація зварюванням відносно напрямного каналу. Гарантований зазор бо між втулкою і торцевою поверхнею дистанціювальних грат не повинен перевищувати 1,5мм. У противному випадку мають місце істотні деформації і скривлення дистанціювальних грат.Ф) parts of the assembly made of stainless steel are connected by guide channels 5 made of zirconium ka alloy, and the main part C is spring-loaded relative to the guide channels 5. In the corners of the assembly along its length from the tail part 4 to the upper spacer bars 6 elements in the form of angular plates bo 7. Plates 7 can be made of zirconium alloy, which has radiation resistance. The plates 7 are rigidly connected, for example by welding, to the spacer grids 1, and also rigidly connected, for example by screws, to the tail part 4. The guide channels 5 pass through part of the cells (not shown in the drawings) in the spacer grids. The shape of the cells and their construction can be very diverse. Bushings 8 are installed on the guide channels 5 with a guaranteed gap relative to the end surfaces of the spacer grids b5. The bushings 8 have a cross-section in plan, the size of which exceeds the inscribed diameter of the cells so that the bushings cannot pass inside the cavity of the cell. Bushings 8 can be made with a shoulder 9, the diameter of which is greater than the inscribed diameter of the cell, and have a cut 10, which ensures free movement of the bushings along the guide channels during installation. After installing the sleeve on the guide channel, it is fixed by welding relative to the guide channel. The guaranteed gap between the sleeve and the end surface of the spacer bars should not exceed 1.5 mm. Otherwise, there will be significant deformations and curvature of the spacer bars.
У перших за ходом теплоносія дистанціювальних грат 11 опорні втулки розташовані з боку нижнього торця, а на інших дистанціювальних гратах втулки розміщені з боку верхнього торця. Вказане розташування втулок обумовлене таким. При експлуатації зборки потік теплоносія чинить істотну дію на дистанціювальні грати, що 7/0 приводить до їх деформації. Оскільки потік теплоносія спрямований знизу угору, то і скривлення грат спрямоване угору. Тому для створення додаткових опор, що перешкоджають деформації грат, втулки розташовані над верхніми торцями у всіх грат, крім перших за ходом теплоносія. Перші за ходом теплоносія грати 11 зазнають істотного напруження при перевантаженні зборки, тому що при русі зборки угору грати 11 сприймають всю масу тепловидільних елементів.In the first distance heat transfer grids 11, the support bushings are located on the side of the lower end, and on the other distance grids, the bushings are located on the side of the upper end. The indicated location of the bushings is due to the following. During the operation of the assembly, the coolant flow has a significant effect on the spacer grids, which 7/0 leads to their deformation. Since the flow of the heat carrier is directed from the bottom up, the curvature of the gratings is also directed up. Therefore, in order to create additional supports that prevent the deformation of the grates, the bushings are located above the upper ends of all grates, except for the first ones along the flow of the heat carrier. The grid 11, which is the first in the flow of the coolant, experiences significant stress when the assembly is overloaded, because when the assembly moves up, the grid 11 perceives the entire mass of the heat-dissipating elements.
Крім основних втулок 8, дистанціювальні грати можуть мати додаткові опорні поверхні на торцях, протилежних торцям, з боку яких розміщені основні втулки 8. Для цього можуть бути встановлені з гарантованим зазором відносно торця грат додаткові втулки 12. Причому, додаткові втулки 12 можуть бути встановлені на напрямних каналах так, що утвориться пара: основна втулка 8 і додаткова втулка 12, розташовувані на якому-небудь каналі з боку протилежних торців одних грат. Але додаткові втулки можуть бути встановлені на якому-небудь каналі без наявності основної втулки. Додаткові втулки 12 сприяють зниженню деформації грат, оскільки при наявності основних втулок 8 під час експлуатації зборки можливий перерозподіл напружень по перерізу грат і деформація частини її комірок у нижньому напрямку.In addition to the main bushings 8, the distance grids can have additional supporting surfaces on the ends opposite to the ends on which the main bushings 8 are located. For this purpose, additional bushings 12 can be installed with a guaranteed gap relative to the end of the grid. Moreover, the additional bushings 12 can be installed on guide channels so that a pair is formed: the main bushing 8 and the additional bushing 12, located on some channel from the opposite ends of one grating. But additional bushings can be installed on any channel without the main bushing. Additional bushings 12 contribute to reducing the deformation of the gratings, because in the presence of the main bushings 8, during the operation of the assembly, it is possible to redistribute stresses along the cross section of the grating and deform part of its cells in the lower direction.
Втулки 12 дозволяють уникнути даного негативного моменту. Але в цьому випадку вищевказаний ефект буде досягнутий за умови, що сума величини зазору 5. між основною втулкою 8 і торцем грат і величини су зазору 55 між додатковою втулкою 12, встановлюваних у парі, не повинна перевищувати величини зазору 50. - о 1,5 мм.Bushings 12 allow you to avoid this negative moment. But in this case, the above effect will be achieved under the condition that the sum of the size of the gap 5. between the main bushing 8 and the end of the grate and the size of the gap 55 between the additional bushing 12, installed in a pair, should not exceed the size of the gap 50. - by 1.5 mm
Описувана тепловидільна зборка функціонує в такий спосіб. При експлуатації реактора тепловидільна зборка механічно навантажується зверху в осьовому напрямку для запобігання її спливання. При розігріві всієї конструкції до робочих температур виявляється термомеханічне навантаження зборки. Кутові пластини 7 разом (ее) із хвостовою частиною 4 і дистанціювальними гратами 1 утворюють досить жорсткий каркас, що перешкоджає деформації зборки і скривленню напрямних каналів, у яких можуть переміщатися регулювальні органи (на ї-о кресленні не показані). Деформації, що виникають при цьому в дистанціювальних гратах у площині, паралельній «о її торцям, компенсуються основними втулками 8 і додатковими втулками 12. При цьому за рахунок більш рівномірного розподілу навантажень на елементи зборки утворюється монолітна конструкція. ї-оThe described heat-separating assembly functions in the following way. During operation of the reactor, the heat-separating assembly is mechanically loaded from above in the axial direction to prevent its floating. When the entire structure is heated to operating temperatures, the thermomechanical load of the assembly is revealed. Corner plates 7 together (ee) with the tail part 4 and spacer bars 1 form a fairly rigid frame, which prevents the deformation of the assembly and the curvature of the guide channels in which the regulating bodies can move (not shown in the drawing). The deformations that occur in the distance grids in a plane parallel to its ends are compensated by the main bushings 8 and additional bushings 12. At the same time, due to a more uniform distribution of loads on the assembly elements, a monolithic structure is formed. oh
Таким чином, описувана тепловидільна зборка може бути виготовлена з використанням відомих засобів. ююThus, the described heat-dissolving assembly can be manufactured using known means. i am
Використання даної тепловидільної зборки дозволить істотно підвищити стійкість пучка твелів і твердість конструкції в цілому. « дюThe use of this heat-separating assembly will significantly increase the stability of the fuel cell bundle and the hardness of the structure as a whole. "du
Claims (3)
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000101671/06A RU2177650C2 (en) | 2000-01-26 | 2000-01-26 | Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| UA56368C2 true UA56368C2 (en) | 2003-05-15 |
Family
ID=20229709
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| UA2002075702A UA56368C2 (en) | 2000-01-26 | 2000-10-18 | Fuel assembly of a power water-moderated nuclear reactor |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN1190797C (en) |
| BG (1) | BG64430B1 (en) |
| CZ (1) | CZ304748B6 (en) |
| RU (1) | RU2177650C2 (en) |
| UA (1) | UA56368C2 (en) |
| WO (1) | WO2001056039A1 (en) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE10334580B3 (en) * | 2003-07-28 | 2005-03-17 | Framatome Anp Gmbh | Fuel element for a pressurized water nuclear reactor |
| JP4138763B2 (en) * | 2005-02-28 | 2008-08-27 | 三菱重工業株式会社 | Fuel assembly for pressurized water reactor and design method of fuel assembly |
| CN107967949A (en) * | 2016-10-20 | 2018-04-27 | 华北电力大学 | Lead base fast reactor quadrangle fuel assembly and its fast neutron reactor being used for |
| RU2654530C1 (en) * | 2017-05-23 | 2018-05-21 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Jacketless regulating fuel assembly of liquid metal nuclear reactor |
Family Cites Families (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3954560A (en) * | 1970-05-06 | 1976-05-04 | Commissariat A L'energie Atomique | Nuclear fuel assembly |
| BE795804A (en) * | 1973-02-22 | 1973-06-18 | Nuclear Fuel Services | Nuclear reactor fuel rod assembly - with split collar retainers for upper space plate |
| FR2337918A1 (en) * | 1976-01-12 | 1977-08-05 | Commissariat Energie Atomique | NUCLEAR FUEL ASSEMBLY |
| DE3474874D1 (en) * | 1983-08-03 | 1988-12-01 | Babcock & Wilcox Co | Nuclear reactor fuel assemblies |
| GB2197112B (en) * | 1986-11-03 | 1990-01-24 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear fuel element sub-assemblies |
| EP0360664B1 (en) * | 1988-09-19 | 1994-06-01 | Framatome | Removable fixture device for a guide tube of a fuel assembly end nozzle of a nuclear reactor |
| SE466226B (en) * | 1990-05-22 | 1992-01-13 | Asea Atom Ab | BRAINSLEPATRON FOR A NUCLEAR REACTOR |
| RU2075118C1 (en) * | 1992-06-30 | 1997-03-10 | Акционерное Общество Открытого Типа "Новосибирский завод Химконцентратов" | Fuel assembly (variants) and device for it head mounting and demounting performance |
| RU2093906C1 (en) * | 1995-04-12 | 1997-10-20 | Особое конструкторское бюро машиностроения | Nuclear reactor fuel assembly |
| RU2120670C1 (en) * | 1997-04-09 | 1998-10-20 | Акционерное Общество Открытого Типа "Новосибирский завод Химконцентратов" | Nuclear reactor fuel assembly |
| RU2124238C1 (en) * | 1997-05-20 | 1998-12-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Nuclear reactor fuel assembly |
| RU2175456C2 (en) * | 1999-12-21 | 2001-10-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Method and spacer grid for preventing burrs on fuel elements |
-
2000
- 2000-01-26 RU RU2000101671/06A patent/RU2177650C2/en active
- 2000-10-18 UA UA2002075702A patent/UA56368C2/en unknown
- 2000-10-18 CN CNB008186510A patent/CN1190797C/en not_active Expired - Fee Related
- 2000-10-18 WO PCT/RU2000/000412 patent/WO2001056039A1/en active Application Filing
- 2000-10-18 CZ CZ2002-2564A patent/CZ304748B6/en not_active IP Right Cessation
-
2002
- 2002-07-26 BG BG106957A patent/BG64430B1/en unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN1190797C (en) | 2005-02-23 |
| CN1425181A (en) | 2003-06-18 |
| CZ304748B6 (en) | 2014-09-24 |
| BG106957A (en) | 2003-04-30 |
| WO2001056039A1 (en) | 2001-08-02 |
| CZ20022564A3 (en) | 2002-11-13 |
| RU2177650C2 (en) | 2001-12-27 |
| BG64430B1 (en) | 2005-01-31 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP1736996B1 (en) | Nuclear fuel assembly with spacer grids and eccentric support of fuel rods | |
| KR830001096B1 (en) | Spacer grid reduces bowing of nuclear fuel assemblies | |
| RU2671002C2 (en) | Nuclear fuel assembly design | |
| US3679546A (en) | Nuclear reactor fuel rod support grid | |
| JPH05341074A (en) | Spacer band optimizing the clearance between fuel bundle and channel in boiling water reactor | |
| KR101722267B1 (en) | Split spring anti-fretting fuel rod support structure | |
| US20180286524A1 (en) | Spacer Grid Using Tubular Cells With Mixing Vanes | |
| KR20110130447A (en) | Nuclear fuel assembly with pivot dimpled grids | |
| SE439396B (en) | FUEL CARTRIDGE FOR A WATER-COOLED AND WATER MODERATED NUCLEAR REACTOR | |
| UA56368C2 (en) | Fuel assembly of a power water-moderated nuclear reactor | |
| US3936350A (en) | Nuclear reactor having thermally compensated support structure for a fuel assembly | |
| Grudzinski | Design and analysis of the core restraint system for a small modular fast reactor | |
| CN108140435B (en) | Assembly of a nuclear reactor of the sodium-cooled fast reactor type, the shell of which is equipped with spacer plates of increased rigidity | |
| KR20080113869A (en) | Spacer grids having shifted supporting locations for the fuel rods with narrow gaps | |
| Khan et al. | Reactor physics calculations and their experimental validation for conversion and upgrading of a typical swimming pool type research reactor | |
| CN114270452A (en) | Elongated silicon carbide fuel element | |
| RU2138861C1 (en) | Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly | |
| RU2532261C1 (en) | Apparatus for spacing fuel elements | |
| KR101663125B1 (en) | Top nozzle hold-down spring unit having improved on-off characteristics, and a top nozzle assembly of a nuclear fuel assembly having the same | |
| RU2269831C1 (en) | Nuclear reactor control element | |
| KR20130077598A (en) | Top nozzle assembly to reduce the fuel assembly bow | |
| RU2124238C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
| RU2252458C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
| JPS63289486A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| US6151376A (en) | Nuclear fuel assembly |