WO2017058053A1 - Твэл реактора на быстрых нейтронах - Google Patents

Твэл реактора на быстрых нейтронах Download PDF

Info

Publication number
WO2017058053A1
WO2017058053A1 PCT/RU2016/000274 RU2016000274W WO2017058053A1 WO 2017058053 A1 WO2017058053 A1 WO 2017058053A1 RU 2016000274 W RU2016000274 W RU 2016000274W WO 2017058053 A1 WO2017058053 A1 WO 2017058053A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
fuel
fuel rod
tube
spacing element
cladding
Prior art date
Application number
PCT/RU2016/000274
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Владимир Александрович ФОРСТМАН
Original Assignee
Российская Федерация от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Российская Федерация от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" filed Critical Российская Федерация от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority to EP16852161.5A priority Critical patent/EP3358571B1/en
Priority to JP2018537609A priority patent/JP6612460B2/ja
Priority to CN201680070141.8A priority patent/CN108292532B/zh
Priority to US15/764,798 priority patent/US20180286523A1/en
Priority to KR1020187012202A priority patent/KR102106796B1/ko
Publication of WO2017058053A1 publication Critical patent/WO2017058053A1/ru

Links

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
    • G21C3/336—Spacer elements for fuel rods in the bundle
    • G21C3/338—Helicoidal spacer elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/04—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material
    • G21C15/06—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material in fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
    • 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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/12—Means forming part of the element for locating it within the reactor core
    • 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

Definitions

  • the invention relates to nuclear engineering and can be used in the manufacture of fuel elements and fuel assemblies for active zones of fast neutron reactors with a liquid metal coolant.
  • a fuel rod for the formation of fuel assemblies (hereinafter - fuel assemblies) of fast neutron reactors with a liquid metal coolant.
  • a fuel rod includes nuclear fuel placed in an airtight container, which is made in the form of a thin-walled tubular shell made of chrome steel and end caps.
  • a fuel rod also includes a spacing element in the form of a wire wound in a spiral with a wide step along its length on the outer surface of the sheath and fixed at the ends of the fuel rod to the sheath or to the plugs.
  • the element is designed to form fuel assemblies in the form of a bundle of parallel fuel rods, which are uniformly distributed over the cross section of the fuel assemblies.
  • the diameter of the cladding of the fuel rods and the diameter of the pellets, as well as the distance between the claddings of adjacent fuel rods, are of much greater importance in order to ensure optimal characteristics of the active zones of such reactors.
  • the outer diameter of the cladding can be more than 10 mm, and the distance between adjacent fuel elements in a fuel assembly is more than 3 mm.
  • the use of the known design for BR type fuel elements is associated with the winding of stainless steel wire with a diameter of about 3 mm onto a thin-walled tube.
  • Such a fuel rod will significantly increase the fuel consumption of a fuel assembly, which will lead to a deterioration in the neutron-physical characteristics of the reactor core.
  • winding with a given interference of a massive wire onto the surface of a thin-walled shell can lead to noticeable distortions of the geometric shape of a fuel element, for example, to its curvature.
  • Another disadvantage of this fuel element design is the stiffness of the element distance in the transverse plane of the section. Therefore, the swelling of the fuel and the increase in the diameter of the cladding of the fuel rods during the irradiation of the fuel in the core are not compensated in the transverse plane due to the deformation of the spacing elements. This leads to additional deformation and stresses in the thin-walled cladding of the fuel rods, acceleration of pitting corrosion processes and an increase in the likelihood of a violation of the tightness of the cladding in the zone of its contact with the spacing element.
  • a fuel rod for forming fuel assemblies of fast neutrons with a liquid metal coolant, which includes nuclear fuel placed in an airtight container in the form of a thin-walled tubular steel shell and end caps (JPS646791).
  • a fuel rod also includes a spacing element in the form of a wire wound in a spiral on the outer surface of the sheath and fixed to the plugs of the fuel rod.
  • the element wire along the length of the fuel element is made with a variable diameter - in the lower and upper parts of the fuel element the wire diameter is 1.4 mm, and in the central part of the fuel element the diameter is slightly smaller.
  • This embodiment of the element allows to reduce its mechanical effect on the cladding in the central part of the fuel rod, which is subject to increased radiation swelling during irradiation of the fuel.
  • the design is not free from the disadvantages of the above analogue, which significantly limits its use for active zones of fast neutron reactors with lead coolant.
  • the known design of the fuel rod reduces the lateral rigidity of the Central part of the fuel assembly at the initial phase of burnout, which can lead to a distortion of the cladding of the fuel rods.
  • FAs of fast neutron reactors with a liquid metal coolant which includes nuclear fuel placed in an airtight container in the form of a thin-walled tubular steel shell with plugs and a spacing element located on the outer surface of the shell and fixed along the edges of the fuel element (GB 1459562).
  • the element is a spring-shaped wire spiral, which in turn is wound in a spiral with a wide pitch on the outer surface of the sheath.
  • This design allows you to provide a specified distance between adjacent fuel rods in a fuel assembly with a relatively low metal element.
  • an element in a fuel element of this design is made of a relatively thin wire, the length of which is several times the length of the fuel element.
  • Known fuel rod for the formation of fuel assemblies for fast neutrons with liquid metal coolant which includes nuclear fuel placed in an airtight container in the form of a thin-walled tubular steel shell and end caps.
  • a spacing element is wound in a spiral with a wide pitch, mounted on the plugs of the fuel rod (GB 1450878).
  • the element is made in the form of a cable of several (three or more) wires. This design allows you to share the function of the element between several wires and thereby provide the necessary combination of its properties.
  • the necessary longitudinal strength of the element and the distance of the spacing of the fuel rods in the fuel assembly is ensured by choosing the number of wires and their diameter.
  • the ability of the element to deform in the transverse direction when the fuel swells is provided due to the possibility of displacement of the wires relative to each other and the possibility of local change in the shape of the cross section of the cable in the contact zone with the cladding of adjacent fuel elements.
  • the disadvantage of the design is its relatively high metal consumption, the difficulty of securing the cable from several wires to a fuel rod, as well as the increased likelihood of corrosion and destruction of thin wires in a lead coolant.
  • Known fuel rod for the formation of fuel assemblies for fast neutrons with liquid metal coolant which includes nuclear fuel placed in an airtight container in the form of a thin-walled tubular steel shell and end caps.
  • a spacing element is wound, which is mounted on the plugs of the fuel rod (US3944468).
  • the element is made in the form of two interconnected parts - a thin-walled tube and a reinforcing wire placed inside the tube. In this case, only the wire is fixed on the plugs, and the tube is clamped between the wire and the outer surface of the shell in the manufacture of a fuel rod.
  • This design allows you to distribute the properties and functions of the distance element between its two component parts and, due to this, provide a given set of its properties.
  • the necessary strength of the element in the longitudinal direction is ensured by choosing the diameter of the wire.
  • the required spacing of the fuel rods in the fuel assembly is ensured by choosing the outer diameter of the tube.
  • the possibility of element deformation and compensation of fuel swelling in the radial direction is provided due to the small thickness of the tube wall.
  • the disadvantage of the design is its complexity, relatively high metal consumption, as well as an increased likelihood of accumulation of active impurities from the coolant in a thin gap between the wire and the tube. This significantly increases the likelihood of local overheating zones of the sheath and corrosion centers in the lead coolant in the contact zones of the sheath, wire and tube.
  • the objective of the invention is to increase the neutron-physical parameters of the active zone of a fast neutron reactor, as well as improving the operational reliability of fuel rods and fuel assemblies.
  • the problem is solved due to the technical result of the invention, which consists in reducing the metal consumption of a fuel element and maintaining its operability during its swelling during operation by reducing the mechanical stresses arising in the cladding of a fuel element under the action of distance elements.
  • the essence of the invention lies in the fact that in the fuel rod for a fast neutron reactor (including nuclear fuel, placed in an airtight container in the form of a thin-walled tubular shell made of steel and plugs, a spacing element, wound in a spiral with a wide pitch on the outer surface of the shell and fixed at the ends fuel elements to the cladding and / or plugs; additional parts can also be placed inside the cladding of the fuel element, for example, fuel pellet retainers or inserts from non-fissile materials, metal melt, etc. right) the spacing element is made in the form of a thin-walled tube with a through longitudinal slit along its length and end sections for fixing on a fuel rod.
  • the gap is made along the entire length of the tube of the spacing element
  • the width of the slit in the tube of the spacing element is set in the range from OD to 0.3 of the outer diameter of the tube;
  • the width of the slit in the middle of the tube of the spacing element exceeds the width of the slit at its periphery
  • the wall thickness of the tube is set in the range from 0.25 to 1 from the thickness of the cladding of the fuel rod;
  • the spacing element is made of the same steel as the cladding of the fuel rod;
  • the end sections of the spacing element are made in the form of a scan tube for welding on the outer surface of the shell and / or on the plug;
  • one end section of the element is welded to the plug, and the other to the shell;
  • the tube of the spacing element is completely or partially filled with metal or alloy, which is used as a coolant in the reactor core, for example, lead.
  • the spacing element in accordance with the invention can be made of a thin-walled stainless steel tube, the outer diameter of the tube is equal to the diameter of the spacing element. A longitudinal through cut is made in the tube, a gap of a given width is formed, and end sections are formed for welding with a cladding and / or with fuel plugs.
  • This method of manufacturing a distance element is characterized in that:
  • a thin-walled tube is made of stainless steel, which is used for the manufacture of the cladding of a fuel rod;
  • the formation of the peripheral sections of the element for welding is carried out in the form of fragments of a cylindrical surface, the working diameter of which is equal to the outer diameter of the shell and / or plug;
  • the fuel element spacing element in accordance with the invention can also be made of thin stainless steel tape.
  • This variant of the manufacturing method of the spacing element is characterized in that:
  • the tube of the spacing element is formed from the tape by known methods using matrices or rolls or calibers with a working diameter equal to the outer diameter of the tube of the element;
  • the formation of the end sections of the element for welding is carried out by known methods by processing the peripheral sections of the fragments using matrices, rolls or calibers, with a working diameter equal to the outer diameter of the shell and / or plug;
  • - forming the tube of the spacing element is carried out using a central rod in the form of a wire whose diameter is equal to the inner diameter of the tube;
  • the formation of the middle part of the element is carried out using a central rod in the form of a lead wire, the diameter of which is equal to the inner diameter of the tube;
  • the tape is made of steel for the cladding of a fuel rod; - the tape is formed from the cladding of a fuel rod by cutting it into longitudinal fragments of a fixed length and width and additional processing, for example, rolling.
  • Figure 1 shows the cross section of a fuel element with a spacing element in the form of a thin-walled tube with a longitudinal gap.
  • Figure 2 shows the cross section of a fuel element with a spacing element in the form of a thin-walled tube with a longitudinal slit that is completely or partially filled with a coolant material, for example, lead.
  • Figure 3 shows the end portion of a fuel element with a spacing element welded to the cladding.
  • FIG. 4 is a diagram illustrating the cutting of a longitudinal fragment for manufacturing a spacing element from a pipe for a fuel cladding in accordance with a second embodiment of the method.
  • FIG. 5 is a diagram of forming a spacing element in accordance with a second embodiment of the method, a) without using an insert, c) using an insert in the form of a lead wire.
  • FIG. 6 shows a General view of the spacing element.
  • a fuel rod (1) in accordance with one possible embodiment of the invention includes a thin-walled shell (2), which is sealed at the ends with plugs (3).
  • a spacing element (4) which includes a tube (5) with a longitudinal slot (6), end sections (7) and a transition section (8), is wound in a spiral with a large step on the outer surface of the shell (2). The edge (9) of the end portion (7) is welded to the shell (2).
  • Nuclear fuel (10) is placed inside the shell (2), as well as, if necessary, other parts and materials, for example, fuel retainers, elements from inactive materials, metal melts and others (not shown).
  • a material (11) of a heat carrier, for example, lead, which in the form of a wire is included in the composition of the spacing element during its manufacture, can be placed inside the tube (5).
  • the design of the fuel element (1) provides compensation for the radiation swelling of the shells in the reactor core due to the compressibility and deformation of the tube (5) made with a slit (6) with a width of 0.1 to 0.3 of the outer diameter of the tube (5). At This deformation of the tube (5) in the transverse direction within the gap width does not lead to a significant increase in contact stresses in the shell (2), which increases its reliability at high burnups of fuel.
  • such a design of a fuel element (1) with a longitudinal slot (6) of the indicated width allows the coolant to enter and exit the coolant in the tube (5) both in the longitudinal and transverse directions.
  • the width of the slit (6) can be different and in the middle part of the tube (5) can have a slightly greater value than on its periphery. This embodiment allows you to optimize the stability of the geometric shape and rigidity of the fuel assembly design.
  • the wall thickness of the tube (5) and the end sections (7) of the spacing element is set in the range from 0.25 to 1 from the thickness of the cladding (2) of the fuel rod .
  • the indicated value of the wall thickness of the element (4) and its implementation from the same steel as the cladding (2) of the fuel rod contributes to the formation of optimal conditions for ensuring the strength and reliability of welded joints between the end sections (7) and the cladding (2) and / or plugs ( 3).
  • the end sections (7) can be welded to the shell (2) or to the plugs (3) or one end section (7) is welded to the plug (3), and another to the shell (2).
  • the value of the width of the slit (6) can be formed not only by the width by performing bends inside the edges (16) of the tube (5). Such bends (16) increase the stability of the shape of the element (4) ⁇ spacing in the manufacturing process of a fuel rod.
  • a fuel rod (1) can be made with an element (4), a tube (5) which is completely or partially filled with material (11) of a coolant, for example, lead.
  • a coolant for example, lead.
  • This embodiment allows to provide increased strength and rigidity of the fuel rod and fuel assembly based on it during the formation of the reactor core on fast neutrons. In this case, during the start-up of the reactor and the entry of hot coolant into its core, lead (11) in the tube (5) melts and passes into the composition of the coolant.
  • the design of the spacing element for a fuel element in accordance with the invention and the method of manufacturing the spacing element are illustrated in the figures of FIG. 4, FIG. 5 and 6.
  • FIG. Figure 4 shows a general view of the workpiece (12), which, after placement with a wide step on the outer surface of the cladding (2) and fixing, forms a spacer element (4) of the fuel element.
  • the workpiece is made in the form of a thin-walled tube (5) and end sections (7) in the form of a fragment of a cylindrical shell with an inner diameter for welding with a shell (2) or with a plug (3).
  • the tube (5) and end sections (7) are connected by transition sections (13), the shape of which provides coupling for welding of the end sections (7) to the shell (2) or plug (3).
  • the end sections (7) may include technological sections (not shown), which are used, in particular, when winding the billet on the cladding of a fuel rod, and after fixing the spacing element (4) are removed.
  • the ratio of the sizes of the elements of the workpiece, the characteristics of the material for its manufacture are given above when describing the element (4) in the construction of a fuel element in accordance with the invention.
  • the tube (5) can be completely or partially filled with material (11) of a heat carrier, for example, lead.
  • the workpiece (12) is formed from a thin-walled tube, in the shell of which a through cut is made with the formation of a longitudinal slit (6) of a given width.
  • the value of the width of the slit (6) can be formed not only by the width by performing bends inside the edges (16) of the tube (5). Such bends (16) increase the stability of the shape of the spacing element (4) during the manufacture of a fuel rod.
  • the outer diameter of the thin-walled tube is equal to the diameter of the tube (5) of the element.
  • the end sections (7) of the element (4) are formed for welding in the form of fragments of a cylindrical surface, the diameter of which is equal to the outer diameter of the shell and / or plug.
  • a thin-walled tube is made of stainless steel, which is used for the manufacture of the cladding of a fuel rod.
  • a heat-transfer material for example, by pouring lead with a melt.
  • the length of the workpiece (12) is determined taking into account the length and diameter of the cladding (2) of the fuel element, as well as the specified step of winding the workpiece (12) onto the cladding (2) during the formation of the element (4) of the fuel element.
  • the spacing element is formed from a thin stainless steel tape.
  • the most appropriate is the implementation of the tape of steel, which is used for the cladding of a fuel rod.
  • Such steel has high corrosion resistance in a metal coolant, for example, in lead.
  • the tape can be obtained from pipes obtained by the technology for the manufacture of cladding of fuel elements. For this, for example, you can cut the pipe (15) into longitudinal fragments (14) of a fixed length and width, and perform (for example, to reduce the thickness) additional processing of the fragment (for example, rolling).
  • the pipe (15) is either identical to the pipes for the manufacture of the cladding of a fuel rod, or is a pipe obtained as a result of some additional processing of the pipe for the cladding, for example, in order to reduce its thickness.
  • the method includes molding (folding) the obtained fragment (14) in the form of a tube (5) with a through longitudinal slot (6) of a given width with end sections (7) for welding with a cladding (2) or plugs (3) of a fuel element.
  • the length of the workpiece (12) is determined taking into account the length and diameter of the cladding (2) of the fuel element, as well as the specified step of winding the workpiece (12) onto the cladding (2) during the formation of the element (4) of the fuel element. If the longitudinal fragment (12) is subjected to rolling before the formation of the element (4), then the initial length and width of the fragment is chosen taking into account the increase in its size during rolling.
  • the tube (5) is formed by any known method, for example, by folding a fragment (14) when it is dragged through an external gauge or by crimping it (folding) by forming rolls.
  • the working diameter of the forming devices is set equal to the outer diameter of the tube (5).
  • the formation of the width of the slit (6) is carried out by calculating the length of the arc of the fragment (14) depending on the diameter of the tube (5).
  • An exact calibration of the width of the slit (6) can be carried out by forming bends (16) on the side of one or two edges of the slit (6).
  • the excess part of the circumference of the tube (5) can be removed during calibration of the slit (6) during the molding of the workpiece (12).
  • peripheral sections (7) of the workpiece for welding is carried out, for example, by using a mandrel whose working diameter is equal to the outer diameter of the shell (2) or corresponds to the geometric dimensions of the plug (3).
  • the tubular part of the workpiece is molded using a central rod in the form of a wire (11), the diameter of which is equal to the inner diameter of the tube (5).
  • a lead wire (11) is used, the diameter of which is equal to the inner diameter of the tube (5).
  • calibrate the width of the slit (6) in the tube (5) In accordance with the first and second variants of the method of manufacturing a spacing element during the molding of the workpiece (12) using a die or mandrel, calibrate the width of the slit (6) in the tube (5). In accordance with one particular variant of the method, such calibration involves the formation of an increased slit width (6) in the middle of the workpiece (12) to take into account the unevenness of fuel swelling during irradiation along the height of the fuel rod.
  • a spacing element (4) is made with an outer diameter of the tube (5) of 4 mm for a fuel element with an outer diameter of the shell of 12 mm and its thickness of 0.5 mm.
  • the shell (2) is made of steel with high corrosion resistance in a lead coolant medium.
  • a thin-walled stainless steel tube with an outer diameter of 4 mm and a wall thickness of 0.3 mm i.e., equal to 0.6 of the thickness of the cladding of a fuel rod
  • the length of the thin-walled tube is determined taking into account the length and diameter of the cladding (2) of the fuel element, as well as the specified step of winding the element (4) onto the cladding of the fuel element (1).
  • a longitudinal through cut is made of a width of 1 mm (i.e., 0.25 from the outer diameter of the thin-walled tube) with the formation of the tubular part (5) and the slit (6) of the element (4).
  • end sections (7) are formed in the form of a reamer of a thin-walled tube for welding with a cladding (2) or plugs (3) of a fuel element in the form of fragments of a cylindrical surface with a radius equal to the cladding radius (2), i.e. - 12 mm.
  • Example 2 A spacer element (4) is made for a fuel rod with the dimensions given in Example 1.
  • a thin-walled tube with the dimensions shown in Example 1 is made of stainless steel with an outer diameter of 4 mm and a wall thickness of 0.3 mm (i.e. equal to 0.6 of the thickness of the cladding of a fuel rod).
  • a longitudinal through cut is made with a width of 0.4 mm.
  • a final slit width (6) is formed of 1.2 mm, i.e. 0.3 of the outer diameter of the thin-walled tube.
  • end sections (7) are formed in the form of a reamer of a thin-walled tube for welding with a cladding (2) or plugs (3) of a fuel element in the form of fragments of a cylindrical surface with a radius equal to the cladding radius (2), i.e. - 12 mm.
  • Example 3 An element is made (12) for a fuel element with an outer diameter of the shell 12 mm, its thickness 0.5 mm and with an outer diameter of the tube (5) equal to 4 mm.
  • the shell is made of steel with high corrosion resistance in a lead coolant medium.
  • a pipe (15) is used whose diameter, wall thickness and material are identical to the tubes for the manufacture of the fuel cladding, i.e. with an outer diameter of the shell of 12 mm and a thickness of 0.5 mm.
  • the length of the pipe (15) for obtaining fragments (14) and billets (12) is determined taking into account the length and diameter of the cladding (2) of the fuel element, as well as the specified step of winding the element (4) onto the cladding of the fuel element (1).
  • the excess part of the circumference of the tube (5) which in the case under consideration is 0.44 mm, can be compensated by forming bends (16) directed inside the tube (5) from the side of one or two edges of the slit (6).
  • the indicated excess portion of the circumference of the tube (5) can be removed during calibration of the slit (6) during the molding of the workpiece (12).
  • the end sections (7) are molded for welding with the shell (2) in the form of fragments of a cylindrical surface with a radius equal to the radius of the shell (2), i.e. 12 mm.
  • Example 4 An element is made (12) for a fuel rod with the dimensions given in Example 1 (outer diameter of the cladding is 12 mm, its thickness is 0.5 mm and with the outer diameter of the tube (5) is 4 mm).
  • a pipe (15) is used whose diameter, wall thickness and material are identical to the pipes for the manufacture of the fuel cladding.
  • Three fragments (14) with an arc length of 12 mm are made as in Example 1. From the obtained fragments (14), preforms (12) are formed with the outer diameter of the tube (5) is 4 mm and the width of the slit (6) is 0.25 of the outer diameter of the tube (5), which is 1 mm.
  • the formation of the tube (5) is carried out using lead wire (11) with a diameter of 3 mm, which is previously placed in the center of the workpiece (12) for the length of its tube (5).
  • Example 5 An element is made (12) for a fuel rod with the dimensions given in example 1 (outer diameter of the sheath is 12 mm, its thickness is 0.5 mm and with the outer diameter of the tube (5) equal to 4 mm).
  • a pipe (15) with a wall thickness of 0.6 of the thickness of the sheath shell is used, i.e. equal to 0.3 mm.
  • the pipe (15) was obtained by additional thermomechanical processing of the tube for the manufacture of the cladding of a fuel rod.
  • the length of the pipe (15) for obtaining fragments (14) and preforms (12) is determined taking into account the length and diameter of the cladding (2) of the fuel element, as well as the specified step of winding the element (4) onto the cladding of the fuel element (1).
  • the pipe (15) is cut into longitudinal fragments (14) with an arc length of 12 mm.
  • preforms (12) are formed with an outer tube diameter (5) of 4 mm and a slit width (6) of 1 mm, which is 0.25 of the outer diameter of the tube (5).
  • the preform (12) is formed as in Example 1. If the preform (12) is formed as in Example 2, lead wire (11) with a diameter of 3.4 mm is used.
  • Example 6 a workpiece (12) is manufactured for the fuel element spacing element (4) with the dimensions given in Example 1 (outer diameter of the cladding is 12 mm, its thickness is 0.5 mm and with the outer diameter of the tube (5) - 4 mm).
  • a thin-walled stainless steel tube with an outer diameter of 4 mm and a wall thickness of 0.3 mm (i.e., 0.6 of the thickness of the cladding of a fuel rod) is obtained.
  • a longitudinal through cut is made of a width of 1 mm (i.e., 0.25 from the outer diameter of the thin-walled tube) with the formation of the tubular part (5) and the slit (6) of the element (4).
  • the end sections (7) are formed in the form of a scan of a thin-walled tube for welding with a shell (2) or caps (3) of a tulle in the form of fragments of a cylindrical surface with a radius equal to the radius of the shell (2), i.e. - 12 mm.
  • Example 7 An element (12) is made for a tulle with an outer diameter of the shell of 12 mm, a shell thickness of 0.5 mm and an outer diameter of the tube (5) of 4 mm.
  • the shell is made of steel with high corrosion resistance in a lead coolant medium.
  • a spacing element (4) is made with an outer diameter of the tube (5) of 4 mm for a fuel rod with an outer diameter of the shell of 12 mm and its thickness of 0.5 mm.
  • the shell (2) is made of steel with high corrosion resistance in a lead coolant medium.
  • a thin-walled stainless steel tube with an outer diameter of 4 mm and a wall thickness of 0.3 mm i.e., equal to 0.6 of the thickness of the cladding of a fuel rod
  • the length of the thin-walled tube is determined taking into account the length and diameter of the cladding (2) of the fuel element, as well as the specified step of winding the element (4) onto the cladding of the fuel element (1).
  • a thin-walled tube is filled with a coolant melt in the core of an atomic reactor, for example, with a lead melt. After cooling the tube, a longitudinal through cut of 1 mm wide (i.e., 0.25 of the outer diameter of the thin-walled tube) is performed along its entire length with the formation of the tubular part (5) and the slit (6) of the element (4).
  • end sections (7) are formed in the form of a reamer of a thin-walled tube for welding with a cladding (2) or plugs (3) of a fuel element in the form of fragments of a cylindrical surface with a radius equal to the cladding radius (2), i.e. - 12 mm.
  • the proposed design can significantly reduce the metal consumption of the fuel rod due to the implementation of the spacing element in the form of a thin-walled tube.
  • a through longitudinal slot in the tube of the spacing element can significantly increase the possibility of its deformation in the transverse plane and reduce local stresses arising in the cladding of a fuel rod when fuel burns out in the reactor core.
  • Achievement of the indicated technical results contributes to an increase in the neutron-physical parameters of the fast neutron reactor core and to an increase in the operational reliability of fuel rods and fuel assemblies.
  • the technical solution can significantly reduce the rigidity of the spacing element in the longitudinal direction. This makes it possible to wind the blank of the spacing element with a given interference on the surface of a thin-walled shell without noticeable distortions in the geometric shape of the fuel element.
  • the proposed design allows for high reliability of the welded joints of the spacing element and the shell due to the homogeneous composition, structure and geometric shape of the welded fragments.
  • the indicated properties of the technical solution suggest the possibility of its practical application in the manufacture of fuel rods and fuel assemblies for fast neutron reactors, for example, with lead coolant.

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)
  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок для активных зон реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Технический результат изобретения состоит в снижении металлоемкости твэла и снижение контактных напряжений, возникающих в оболочке твэла в активной зоне реактора при выгорании ядерного топлива. В твэле для реактора на быстрых нейтронах (включающим ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой оболочки из стали и концевых деталей, элемент дистанционирования, навитый по спирали с широким шагом на наружную поверхность оболочки и закрепленный на концах твэла к оболочке или к концевым деталям) элемент дистанционирования выполнен в виде тонкостенной трубки со сквозной продольной щелью по ее длине. В соответствии с изобретением элемент дистанционирования изготавливают изготавливают из тонкостенной трубки или тонкой ленты со средней частью в виде трубки со сквозной продольной щелью заданной ширины, и концевыми участками в виде фрагментов цилиндрической оболочки под сварку с оболочкой или заглушками твэла.

Description

Твэл реактора на быстрых нейтронах
Область техники
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок для активных зон реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.
Предшествующий уровень
Известен тепловыделяющий элемент (далее - твэл) для формирования тепловыделяющих сборок (далее - ТВС) реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Твэл включает ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере, который выполнен в виде тонкостенной трубчатой оболочки из хромистой стали и концевых заглушек. Твэл также включает элемент дистанционирования в виде проволоки, навитой по спирали с широким шагом по его длине на наружную поверхность оболочки и закрепленной на концах твэл а к оболочке или к заглушкам. Элемент предназначен для формирования ТВС в виде пучка параллельных твэлов, которые равномерно распределены по поперечному сечению ТВС. Такая конструкция твэла и ТВС прошла практическую проверку в реакторах на быстрых нейтронах типа БЫ с натриевым теплоносителем. В реакторах типа БН наружный диаметр оболочки твэлов изменяется в диапазоне от 5,9 мм до 7,5 мм, толщина стенки составляет около 0,3 мм, а диаметр проволоки для изготовления элемента дистанционирования, который определяет минимальное расстояние между оболочками соседних твэлов в треугольной решетке ТВС, - около 1 мм. Однако такая конструкция твэла имеет недостатки при использовании в ТВС для проектируемых реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и нитридным уран-плутониевым топливом. Это обусловлено тем, что для обеспечения оптимальных характеристик активных зон таких реакторов диаметр оболочки твэлов и диаметр таблеток, а также расстояние между оболочками соседних твэлов имеют существенно большее значение. Так для проектируемого реактора типа БР-1200 наружный диаметр оболочки может составлять более 10 мм, а расстояние между соседними твэлами в ТВС более 3 мм. В этом случае использование известной конструкции для твэлов реактора типа БР связано с навивкой на тонкостенную трубку проволоки из нержавеющей стали диаметром около 3 мм. Такое выполнения твэла существенно увеличит металлоемкость ТВС, что приведет к ухудшению нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора. Кроме того, навивка с заданным натягом массивной проволоки на поверхность тонкостенной оболочки может привести к заметным искажениям геометрической формы твэла, например, к его искривлению. Другим недостатком такой конструкции твэла является жесткость элемента дистанционирования в поперечной плоскости сечения. Поэтому распухание топлива и увеличение диаметра оболочки твэлов в процессе облучения топлива в активной зоне никак не компенсируются в поперечной плоскости за счет деформации элементов дистанционирования. Это приводит к дополнительной деформации и напряжениям в тонкостенной оболочке твэлов, ускорению процессов точечной коррозии и повышению вероятности нарушения герметичности оболочки в зоне ее контакта с элементом дистанционирования .
Известен твэл для формирования ТВС реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который включает ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой стальной оболочки и концевых заглушек (JPS646791). Твэл включает также элемент дистанционирования в виде проволоки, навитой по спирали на наружную поверхность оболочки и закрепленной на заглушках твэла. Проволока элемента по длине твэла выполнена с переменным диаметром - в нижней и верхней части твэла диаметр проволоки составляет 1,4 мм, а в центральной части твэла диаметр несколько меньше. Такое выполнение элемента позволяет снизить его механическое воздействие на оболочку в центральной части твэла, которая подвержена повышенному радиационному распуханию в процессе облучения топлива. Однако конструкция не свободна от недостатков приведенного выше аналога, что существенно ограничивает ее использование для активных зон реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Кроме того, известная конструкция твэла снижает поперечную жесткость центральной части ТВС на начальной фазе выгорания, что может привести к искривлению оболочек твэлов. Известен твэл для формирования
ТВС реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который включает ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой стальной оболочки с заглушками и элемент дистанционирования, размещенный на наружной поверхности оболочки и закрепленный по краям твэла- (GB 1459562). Элемент представляет собой проволочную спираль в форме пружины, которая в свою очередь навита по спирали с широким шагом на наружную поверхность оболочки. Такая конструкция позволяет обеспечить заданную дистанцию между соседними твэлами в ТВС при относительно низкой металлоемкости элемента. Однако элемент в твэле такой конструкции изготавливается из относительно тонкой проволоки, длина которой в несколько раз превышает длину твэла. Поэтому при нагреве до рабочих температур металлического теплоносителя в активной зоне реактора общая длина проволоки существенно увеличивается, что приводит к локальным искажения геометрической формы спирали и смещению ее витков относительно поверхности оболочки твэла. Это повышает вероятность формирования многочисленных очагов точечной фреттинг-коррозии в местах контакта относительно подвижных витков пружины с оболочкой твэла.
Известен твэл для формирования ТВС реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который включает ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой стальной оболочки и концевых заглушек. На поверхности оболочки навит по спирали с широким шагом элемент дистанционирования, закрепленный на заглушках твэла (GB 1450878). Элемент выполнен в виде тросика из нескольких (трех и более) проволок. Такая конструкция позволяет разделить функции элемента между несколькими проволоками и за счет этого обеспечить необходимое сочетание его свойств. Необходимая продольная прочность элемента и расстояние дистанционирования твэлов в ТВС обеспечивается за счет выбора количества проволок и их диаметра. Способность элемента к деформации в поперечном направлении при распухании топлива обеспечивается за счет возможности смещения проволок относительно друг друга и возможности локального изменения формы поперечного сечения тросика в зоне контакта с оболочками смежных твэлов. Недостатком конструкции является ее относительно высокая металлоемкость, сложность закрепления тросика из нескольких проволок на твэле, а также повышенная вероятность коррозии и разрушения тонких проволок в свинцовом теплоносителе.
Известен твэл для формирования ТВС реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который включает ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой стальной оболочки и концевых заглушек. На поверхности оболочки с широким шагом по спирали навит элемент дистанционирования, который закреплен на заглушках твэла (US3944468). Элемент выполнен в виде двух сопряженных между собой деталей - тонкостенной трубки и размещенной внутри трубки армирующей проволоки. При этом на заглушках закреплена только проволока, а трубка зажимается между проволокой и наружной поверхностью оболочки при изготовлении твэла. Такая конструкция позволяет распределить свойства и функции элемента дистанционирования между его двумя составными частями и за счет этого обеспечить заданный комплекс его свойств. Необходимая прочность элемента в продольном направлении обеспечивается за счет выбора диаметра проволоки. Необходимая величина дистанционирования твэлов в ТВС обеспечивается за счет выбора наружного диаметра трубки. Возможность деформации элемента и компенсации распухания топлива в радиальном направлении обеспечивается за счет малой толщины стенки трубки. Недостатком конструкции является ее сложность, относительно высокая металлоемкость, а также повышенная вероятность накопления активных примесей из теплоносителя в тонком зазоре между проволокой и трубкой. Это существенно повышает вероятность возникновения локальных зон перегрева оболочки и очагов коррозии в свинцовом теплоносителе в зонах контакта оболочки, проволоки и трубки.
Сущность изобретения
Задачей изобретения является повышение нейтронно-физических параметров активной зоны реактора на быстрых нейтронах, а также повышение эксплуатационной надежности твэлов и ТВС. Задача решается за счет технического результата изобретения, который состоит в снижении металлоемкости твэла и сохранение его работоспособности при его распухании в процессе эксплуатации за счет снижения механических напряжений, возникающих в оболочках твэлов под действием элементов дистанционирования.
Сущность изобретения состоит в том, что в твэле для реактора на быстрых нейтронах (включающим ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой оболочки из стали и заглушек, элемент дистанционирования, навитый по спирали с широким шагом на наружную поверхность оболочки и закрепленный на концах твэла к оболочке и/или к заглушкам, внутри оболочки твэла могут быть размещены также дополнительные детали, например, фиксаторы топливных таблеток или вставки из неделящихся материалов, металлический расплав и другое) элемент дистанционирования выполнен в форме тонкостенной трубки со сквозной продольной щелью по ее длине и концевых участков для закрепления на твэле.
Возможные частные варианты выполнения твэла характеризуются следующими параметрами:
- щель выполнена по всей длине трубки элемента дистанционирования;
- ширина щели в трубке элемента дистанционирования задана в пределах от ОД до 0,3 наружного диаметра трубки;
- ширина щели в средней части трубки элемента дистанционирования превышает ширину щели на ее периферии;
- толщина стенки трубки задана в пределах от 0,25 до 1 от толщины оболочки твэла;
- элемент дистанционирования выполнен из той же стали, что и оболочка твэла;
- концевые участки элемента дистанционирования выполнены в виде развертки трубки под сварку на наружной поверхности оболочки и/или на заглушке;
- концевые участки элемента приварены к оболочке твэла;
- концевые участки элемента приварены к заглушкам твэла;
- один концевой участок элемента приварен к заглушке, а другой - к оболочке; - трубка элемента дистанционирования полностью или частично заполнена металлом или сплавом, который используется в качестве теплоносителя в активной зоне реактора, например, свинцом.
Элемент дистанционирования в соответствии с изобретением может быть изготовлен из тонкостенной трубки из нержавеющей стали, наружный диаметр трубки равен диаметру элемента дистанционирования. В трубке выполняют продольный сквозной разрез, формируют щель заданной ширины и проводят формование концевых участков под сварку с оболочкой и/или с заглушками твэла. Этот способ изготовления элемента дистанционирования характеризуются тем, что:
- тонкостенную трубку изготавливают из нержавеющей стали, которая используется для изготовления оболочки твэла;
- формование периферийных участков элемента под сварку проводят в виде фрагментов цилиндрической поверхности, рабочий диаметр которой равен наружному диаметру оболочки и/или заглушки;
- перед выполнением продольного сквозного разреза в тонкостенной трубке ее предварительно заполняют материалом теплоносителя, например, путем заливки расплавом свинца.
Элемент дистанционирования твэла в соответствии с изобретением может быть изготовлен также из тонкой ленты из нержавеющей стали. Этот вариант способа изготовления элемента дистанционирования характеризуются тем, что:
- трубку элемента дистанционирования формируют из ленты известными методами с помощью матриц или валков или калибров с рабочим диаметром равным наружному диаметру трубки элемента;
- формование концевых участков элемента под сварку проводят известными методами путем обработки периферийных участков фрагментов с помощью матриц, валков или калибров, с рабочим диаметром равным наружному диаметру оболочки и/или заглушки;
- формование трубки элемента дистанционирования проводят с использованием центрального стержня в виде проволоки, диаметр которой равен внутреннему диаметру трубки;
- формование средней части элемента проводят с использование центрального стержня в виде свинцовой проволоки, диаметр которой равен внутреннему диаметру трубки;
- в процессе формования элемента дистанционирования проводят калибровку ширины щели в трубке;
- ленту получают из стали для оболочки твэла; - ленту формируют из оболочки твэла путем ее разрезания на продольные фрагменты фиксированной длины и ширины и дополнительной обработки, например, прокатки.
Описание чертежей
Изобретение поясняется чертежами, приведенными на фиг.1 - фиг.6, на которых поясняются некоторые варианты выполнения твэла, элемента дистанционирования и способа.
На фиг.1 приведено поперечное сечение твэла с элементом дистанционирования в виде тонкостенной трубки с продольной щелью.
На фиг.2 приведено поперечное сечение твэла с элементом дистанционирования в виде тонкостенной трубки с продольной щелью, которая полностью или частично заполнена материалом теплоносителя, например, свинцом.
На фиг.З приведен концевой участок твэла с приваренным к оболочке элементом дистанционирования .
На фиг. 4 приведена схема вырезки продольного фрагмента для изготовления элемента дистанционирования из трубы для оболочки твэла в соответствии со вторым вариантом способа.
На фиг. 5 приведена схема формования элемента дистанционирования в соответствии со вторым вариантом способа, а) без использования вставки, в) с использованием вставки в виде свинцовой проволоки.
На фиг. 6 приведен общий вид элемента дистанционирования.
Описание вариантов реализации изобретения
Твэл (1) в соответствии с одним из возможных вариантов выполнения изобретения (см. фиг.1, фиг.2 и фиг. 3) включает тонкостенную оболочку (2), которая по торцам герметизирована заглушками (3). На наружную поверхность оболочки (2) навит по спирали с большим шагом элемент дистанционирования (4), который включает трубку (5) с продольной щелью (6), концевые участки (7) и переходной участок (8). Кромка (9) концевого участка (7) приварена к оболочке (2). Внутри оболочки (2) размещено ядерное топливо (10), а также, при необходимости, другие детали и материалы, например, фиксаторы топлива, элементы из неактивных материалов, металлические расплавы и другое (не показаны). Внутри трубки (5) может быть размещен материал (11) теплоносителя, например, свинец, который в виде проволоки включается в состав элемента дистанционирования в процессе его изготовления.
Конструкция твэла (1) обеспечивает компенсацию радиационного распухания оболочек в активной зоне реактора за счет сжимаемости и деформации трубки (5), выполненной со щелью (6) шириной от 0,1 до 0,3 наружного диаметра трубки (5). При этом деформация трубки (5) в поперечном направлении в пределах ширины щели не приводит к существенному росту контактных напряжений в оболочке (2), что повышает ее надежность при высоких выгораниях топлива. Кроме того, такая конструкция твэла (1) с продольной щелью (6) указанной ширины обеспечивает в активной зоне реактора возможность поступления и выхода теплоносителя в трубку (5) как в продольном, так и в поперечном направлении. Это позволяет снизить вероятность формирования локальных участков для отложения примесей из теплоносителя, а также участков перегрева и коррозии оболочки (2). С учетом неравномерного выгорания и распухания оболочки (2) по высоте твэла ширина щели (6) может быть выполнена неодинаковой и в средней части трубки (5) может иметь несколько большее значение, чем на ее периферии. Такое выполнение позволяет оптимизировать устойчивость геометрической формы и жесткость конструкции ТВС.
Для обеспечения оптимального сочетания продольной прочности элемента (4) и для снижения нагрузок при его деформировании в поперечном направлении толщина стенки трубки (5) и концевых участков (7) элемента дистанционирования задана в пределах от 0,25 до 1 от толщины оболочки (2) твэла. Указанное значение толщины стенки элемента (4) и выполнение его из той же стали, что и оболочка (2) твэла способствует формированию оптимальных условий для обеспечения прочности и надежности сварных соединений между концевыми участками (7) и оболочкой (2) и/или заглушками (3). При таком выполнении твэла могут быть реализованы различные варианты сварного соединения элементов конструкции, в которых концевые участки (7) могут быть приварены к оболочке (2) или к заглушкам (3) или один концевой участок (7) приварен к заглушке (3) , а другой - к оболочке (2). Значение ширины щели (6) может быть сформировано не только шириной путем выполнения отгибов вовнутрь кромок (16) трубки (5). Такие отгибы (16) повышают устойчивость формы элемента (4)· дистанционирования в процессе изготовления твэла.
Твэл (1) может быть выполнен с элементом (4) трубка (5) которого полностью или частично заполнена материалом (11) теплоносителя, например, свинцом. Такое выполнение позволяет обеспечить повышенную прочность и жесткость конструкции твэла и ТВС на его основе при формировании активной зоны реактора на быстрых нейтронах. При этом в процессе пуска реактора и поступлении горячего теплоносителя в его активную зону свинец (11) в трубке (5) расплавляется и переходит в состав теплоносителя . Конструкция элемента дистанционирования для твэла в соответствии с изобретением и способ изготовления элемента дистанционирования поясняются на рисунках фиг. 4, фиг. 5 и фиг.6.
На фиг. 4 приведен общий вид заготовки (12), которая после размещения с широким шагом на наружной поверхности оболочки (2) и закрепления формирует элемент дистанционирования (4) твэла. Заготовка выполнена в форме тонкостенной трубки (5) и концевых участков (7) в виде фрагмента цилиндрической оболочки с внутренним диаметром под сварку с оболочкой (2) или с заглушкой (3). Трубка (5) и концевые участки (7) соединены переходными участками (13) форма которых обеспечивает сопряжение под сварку концевых участков (7) с оболочкой (2) или заглушкой (3). Концевые участки (7) могут включать технологические участки (не показаны), которые используются, в частности, при навивке заготовки на оболочку твэла, а после закрепления элемента дистанционирования (4) удаляются. Соотношение размеров элементов заготовки, характеристики материала для ее изготовления приведены выше при описании элемента (4) в конструкции твэла с соответствии с изобретением.
Для фиксации формы и размеров трубки (5) при изготовлении твэла и навивке заготовки (12) на оболочку (2) трубка (5) полностью или частично может быть заполнена материалом (11) теплоносителя, например, свинцом.
В соответствии с первым вариантом способа изготовления элемента дистанционирования заготовку (12) формуют из тонкостенной трубки, в оболочке которой выполняют сквозной разрез с формированием продольной щели (6) заданной ширины. Значение ширины щели (6) может быть сформировано не только шириной путем выполнения отгибов вовнутрь кромок (16) трубки (5). Такие отгибы (16) повышают устойчивость формы элемента (4) дистанционирования в процессе изготовления твэла. Наружный диаметр тонкостенной трубки равен диаметру трубки (5) элемента. Затем проводят формирование концевых участков (7) элемента (4) под сварку в виде фрагментов цилиндрической поверхности, диаметр которой равен наружному диаметру оболочки и/или заглушки. При этом тонкостенную трубку изготавливают из нержавеющей стали, которая используется для изготовления оболочки твэла. Для повышения стабильности геометрической формы элемента (4) перед выполнением продольного сквозного разреза в тонкостенной трубке ее предварительно заполняют материалом теплоносителя, например, путем заливки расплавом свинца. Длина заготовки (12) определяется с учетом длины и диаметра оболочки (2) твэла, а также заданного шага навивки заготовки (12) на оболочку (2) при формировании элемента (4) твэла. В соответствии со вторым вариантом способа элемент дистанционирования формируют из тонкой ленты из нержавеющей стали. Наиболее целесообразным является выполнение ленты из стали, которая используется и для оболочки твэла. Такая сталь обладает высокой коррозионной стойкостью в металлическом теплоносителе, например, в свинце. Лента может быть получена из труб, полученных по технологии для изготовления оболочек твэлов. Для этого, например, можно разрезать трубу (15) на продольные фрагменты (14) фиксированной длины и ширины, провести (например, для уменьшения толщины) дополнительную обработку фрагмента (например, прокатку).
Труба (15) либо идентична трубам для изготовления оболочки твэла, либо представляет собой трубу, полученную в результате некоторой дополнительной обработки трубы для оболочки, например, с целью уменьшения ее толщины. Способ включает формование (сворачивание) полученного фрагмента (14) в виде трубки (5) со сквозной продольной щелью (6) заданной ширины с концевыми участками (7) под сварку с оболочкой (2) или заглушками (3) твэла. Длина заготовки (12) определяется с учетом длины и диаметра оболочки (2) твэла, а также заданного шага навивки заготовки (12) на оболочку (2) при формировании элемента (4) твэла. В случае, если продольный фрагмент (12) перед формированием элемента (4) подвергают прокатке, то исходную длину и ширину фрагмента выбирают с учетом увеличения его размеров при прокатке.
Формование трубки (5) проводят любым известным способом, например, путем сворачивания фрагмента (14) при его волочении через внешний калибр или путем его обжима (сворачивания) формующими валками. При этом рабочий диаметр формующих устройств задают равным наружному диаметру трубки (5). Формирование ширины щели (6) проводят путем расчета длины дуги фрагмента (14) в зависимости от диаметра трубки (5). Точная калибровка ширины щели (6) может быть проведена путем формирования отгибов (16) со стороны одной или двух кромок щели (6). Избыточная часть длины окружности трубки (5) может быть удалена при проведении калибровки щели (6) в процессе формования заготовки (12). Формование периферийных участков (7) заготовки под сварку проводят, например, путем с помощью оправки, рабочий диаметр которой равен наружному диаметру оболочки (2) или соответствует геометрическим размерам заглушки (3). Для точной фиксации геометрической формы и размеров элементов заготовки (12) формование трубчатой части заготовки проводят с использование центрального стержня в виде проволоки (11), диаметр которой равен внутреннему диаметру трубки (5). В соответствии с одним из возможных вариантов выполнения заготовки используется свинцовая проволока (11), диаметр которой равен внутреннему диаметру трубки (5). Это позволяет не извлекать проволоку из трубки (5) после формования заготовки (12) и использовать заготовку в виде такой композиции при формировании элемента дистанционирования (4) путем ее навивки на оболочку (2), а затем и при изготовлении твэла. Такое техническое решение позволяет повысить стабильность геометрической формы и размеров твэлов, а также равномерность их дистанционирования и размещения при сборке ТВС.
В соответствии с первым и вторым вариантами способа изготовления дистанционирующего элемента в процессе формования заготовки (12) с помощью фильеры или оправки проводят калибровку ширины щели (6) в трубке (5). В соответствии с одним из частных вариантов способа такая калибровка включает формирование увеличенной ширины щели (6) в средней части заготовки (12) для учета неравномерности распухания топлива при облучении по высоте твэла.
Ниже приведены примеры изготовления элемента дистанционирования для твэла в соответствии с изобретением.
Пример 1. В соответствии с первым вариантом способа изготавливают элемент дистанционирования (4) с наружным диаметром трубки (5) равным 4 мм для твэла с наружным диаметром оболочки 12 мм и ее толщиной 0,5 мм. Оболочка (2) выполнена из стали, обладающей повышенной коррозионной стойкостью в среде свинцового теплоносителя. Для изготовления заготовки (12) известными методами получают тонкостенную трубку из нержавеющей стали с наружным диаметром 4 мм и толщиной стенки 0,3 мм (т.е. равной 0,6 от толщины оболочки твэла). Длину тонкостенной трубки определяют с учетом длины и диаметра оболочки (2) твэла, а также заданного шага навивки элемента (4) на оболочку твэла (1). По всей длине тонкостенной трубки выполняют продольный сквозной разрез шириной 1 мм (т.е. 0,25 от наружного диаметра тонкостенной трубки) с формированием трубчатой части (5) и щели (6) элемента (4). Затем проводят формование концевых участков (7) в виде развертки тонкостенной трубки под сварку с оболочкой (2) или заглушками (3) твэла в форме фрагментов цилиндрической поверхности с радиусом равным радиусу оболочки (2), т.е. - 12 мм.
Пример 2. Изготавливают элемент дистанционирования (4) для твэла с размерами, приведенными в примере 1. Для изготовления заготовки (12) получают тонкостенную трубку с размерами, приведенными в примере 1, из нержавеющей стали с наружным диаметром 4 мм и толщиной стенки 0,3 мм (т.е. равной 0,6 от толщины оболочки твэла). По всей длине тонкостенной трубки выполняют продольный сквозной разрез шириной 0,4 мм. Затем с помощью калибровки проводят формирование конечной ширины щели (6) величиной 1,2 мм, т.е. 0,3 от наружного диаметра тонкостенной трубки. При калибровке одна или обе продольные кромки щели заворачивают внутрь трубки (5) с формирование отгибов (16) общая высота которых составляет 0,7 мм (1,2 - 0,4). Затем проводят формование концевых участков (7) в виде развертки тонкостенной трубки под сварку с оболочкой (2) или заглушками (3) твэла в форме фрагментов цилиндрической поверхности с радиусом равным радиусу оболочки (2), т.е. - 12 мм.
Пример 3. Изготавливается элемент (12) для твэла с наружным диаметром оболочки 12 мм, ее толщиной 0,5 мм и с наружным диаметром трубки (5) равным 4 мм. Оболочка выполнена из стали, обладающей повышенной коррозионной стойкостью в среде свинцового теплоносителя. Для изготовления элемента (12) используют трубу (15) диаметр, толщина стенки и материал которой идентичен трубкам для изготовления оболочки твэла, т.е. с наружным диаметром оболочки 12 мм и толщиной 0,5 мм. /Длина трубы (15) для получения фрагментов (14) и заготовок (12) определяется с учетом длины и диаметра оболочки (2) твэла, а также заданного шага навивки элемента (4) на оболочку твэла (1).
Трубу (15), длина окружности которой составляет 37,68 мм, разрезают на три равных продольных фрагмента (14) с длиной дуги равной 12,56 мм (37,68:3) за вычетом толщины режущего диска. Приняв толщину инструмента равной 0,56 мм, получим три фрагмента (14) с длиной дуги равной 12 мм. Из полученных фрагментов (14) формуют заготовки (12) с наружным диаметром трубки (5) 4 мм и шириной щели (6) равной 0,25 от наружного диаметра трубки (5), что составляет 1 мм. Избыточная часть длины окружности трубки (5), которая в рассматриваемом случае равна 0,44 мм, может быть компенсирована путем формирования отгибов (16), направленных вовнутрь трубки (5) со стороны одной или двух кромок щели (6). Избыточная часть длины окружности трубки (5) определяется как разность между суммой длины дуги фрагмента (14) - 12 мм и ширины щели (6) - 1 мм и длиной окружности трубки (5) -12,56 мм (т.е.: 12 +1 - 12,56 = 0,44).
По другому варианту выполнения указанная избыточная часть длины окружности трубки (5) может быть удалена при проведении калибровки щели (6) в процессе формования заготовки (12). Концевые участки (7) формуют под сварку с оболочкой (2) в форме фрагментов цилиндрической поверхности с радиусом равным радиусу оболочки (2), т.е. 12 мм.
Пример 4. Изготавливают элемент (12), предназначенный для твэла с размерами, приведенными в примере 1 (наружным диаметром оболочки - 12 мм, ее толщиной - 0,5 мм и с наружным диаметром трубки (5) - 4 мм). Для изготовления заготовки (12) используют трубу (15) диаметр, толщина стенки и материал которой идентичен трубам для изготовления оболочки твэла. Изготавливают как в примере 1 три фрагмента (14) с длиной дуги равной 12 мм. Из полученных фрагментов (14) формуют заготовки (12) с наружным диаметром трубки (5) 4 мм и шириной щели (6) равной 0,25 от наружного диаметра трубки (5), что составляет 1 мм. Причем формование трубки (5) проводят с использованием свинцовой проволоки (11) диаметром 3 мм, которую предварительно размещают в центр заготовки (12) на длину ее трубки (5).
Пример 5. Изготавливают элемент (12) для твэла с размерами, приведенными в примере 1 (наружным диаметром оболочки 12 мм, ее толщиной 0,5 мм и с наружным диаметром трубки (5) равным 4 мм). Для изготовления заготовки (12) используют трубу (15) с толщиной стенки 0,6 от толщины оболочки тюла, т.е. равной 0,3 мм. При этом труба (15) получена путем дополнительной термомеханической обработки трубки для изготовления оболочки твэла. Длина трубы (15) для получения фрагментов (14) и заготовок (12) определяется с учетом длины и диаметра оболочки (2) твэла, а также заданного шага навивки элемента (4) на оболочку твэла (1).
Трубу (15) разрезают на продольные фрагменты (14) с длиной дуги равной 12 мм. Из полученных фрагментов (14) формуют заготовки (12) с наружным диаметром трубки (5) 4 мм и шириной щели (6) 1 мм, что составляет 0,25 от наружного диаметра трубки (5). Формирование заготовки (12) проводят как в примере 1. Если формование заготовки (12) проводят, как в примере 2, используют свинцовую проволоку (11) диаметром 3,4 мм.
Пример 6. В соответствии с вторым вариантом способа изготавливают заготовку (12), предназначенную для элемента дистанционирования (4) твэла с размерами, приведенными в примере 1 (наружным диаметром оболочки - 12 мм, ее толщиной - 0,5 мм и с наружным диаметром трубки (5) - 4 мм). Для изготовления элемента (12) известными методами получают тонкостенную трубку из нержавеющей стали с наружным диаметром 4 мм и толщиной стенки 0,3 мм (т.е. 0,6 от толщины оболочки твэла). По всей длине тонкостенной трубки выполняют продольный сквозной разрез шириной 1 мм (т.е. 0,25 от наружного диаметра тонкостенной трубки) с формированием трубчатой части (5) и щели (6) элемента (4). Затем проводят формование концевых участков (7) в виде развертки тонкостенной трубки под сварку с оболочкой (2) или заглушками (3) тюла в форме фрагментов цилиндрической поверхности с радиусом равным радиусу оболочки (2), т.е. - 12 мм.
Пример 7. Изготавливают элемент (12) для тюла с наружным диаметром оболочки 12 мм, толщиной оболочки 0,5 мм и с наружным диаметром трубки (5) 4 мм. Оболочка выполнена из стали, обладающей повышенной коррозионной стойкостью в среде свинцового теплоносителя. Для изготовления элемента (12) используют ленту, полученную из материала для изготовления оболочки тюла. Ширина ленты составляет 12мм, а толщина - 0, 15 мм (т.е. 0, 3 от толщины оболочки). Затем проводят формирование элемента (12) в соответствии с режимами, приведенными в примере 3.
Пример 8. В соответствии с первым вариантом способа изготавливают элемент дистанционирования (4) с наружным диаметром трубки (5) равным 4 мм для твэла с наружным диаметром оболочки 12 мм и ее толщиной 0,5 мм. Оболочка (2) выполнена из стали, обладающей повышенной коррозионной стойкостью в среде свинцового теплоносителя. Для изготовления заготовки (12) известными методами получают тонкостенную трубку из нержавеющей стали с наружным диаметром 4 мм и толщиной стенки 0,3 мм (т.е. равной 0,6 от толщины оболочки твэла). Длину тонкостенной трубки определяют с учетом длины и диаметра оболочки (2) твэла, а также заданного шага навивки элемента (4) на оболочку твэла (1). Тонкостенную трубку заполняют расплавом теплоносителя активной зоны атомного реактора, например, расплавом свинца. После охлаждения трубки по всей ее выполняют продольный сквозной разрез шириной 1 мм (т.е. 0,25 от наружного диаметра тонкостенной трубки) с формированием трубчатой части (5) и щели (6) элемента (4). Затем проводят формование концевых участков (7) в виде развертки тонкостенной трубки под сварку с оболочкой (2) или заглушками (3) твэла в форме фрагментов цилиндрической поверхности с радиусом равным радиусу оболочки (2), т.е. - 12 мм.
Предложенная конструкция позволяет существенно снизить металлоемкость твэла за счет выполнения элемента дистанционирования в виде тонкостенной трубки. Сквозная продольная щель в трубке элемента дистанционирования позволяет существенно повысить возможность его деформирования в поперечной плоскости и снизить локальные напряжения, возникающие в оболочке твэла при выгорании топлива в активной зоне реактора. Достижение указанных технических результатов способствует повышению нейтронно-физических параметров активной зоны реактора на быстрых нейтронах и повышению эксплуатационной надежности твэлов и ТВС. Техническое решение позволяет существенно снизить жесткость элемента дистанционирования в продольном направлении. Это дает возможность проводить навивку заготовки элемента дистанционирования с заданным натягом на поверхность тонкостенной оболочки без заметных искажений геометрической формы твэла. Кроме того, предложенная конструкция позволяет обеспечить высокую надежность сварных соединений элемента дистанционирования и оболочки за счет однородного состава, структуры и геометрической формы свариваемых фрагментов. Указанные свойства технического решения позволяют предполагать возможность его практического применения при изготовлении твэлов и ТВС для реакторов на быстрых нейтронах,например, со свинцовым теплоносителем.

Claims

Формула изобретения
1. Твэл реактора на быстрых нейтронах, включающий ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой оболочки и заглушек, элемент дистанционирования, навитый по спирали с широким шагом на наружную поверхность оболочки и закрепленный на концах к оболочке или к заглушкам, отличающийся тем, что элемент дистанционирования выполнен в виде тонкостенной трубки со сквозной продольной щелью по ее длине и концевых участков для закрепления на концах твэла.
2. Твэл по п.1, отличающийся тем, что ширина щели в трубке элемента дистанционирования задана в пределах от 0,1 до 0,3 наружного диаметра трубки.
3. Твэл по п. 2, отличающийся тем, что ширина щели в средней части трубки превышает ширину щели на ее периферии.
4. Твэл по п.1 или п. 2, отличающийся тем, что толщина стенки трубки задана в пределах от 0,25 до 1 от толщины оболочки твэла.
5. Твэл по п.1, отличающийся тем, что элемент дистанционирования выполнен из той же стали, что и оболочка твэла.
6. Твэл по п. 1 или п. 2 или п. 3 или п. 4 или п.5, отличающийся тем, что концевые участки элемента дистанционирования выполнены в виде фрагмента цилиндрической оболочки для закрепления на оболочке и/или на заглушке твэла.
7. Тюл по п. 1 или п. 6, отличающийся тем, что концевые участки элемента дистанционирования приварены к оболочке твэла.
8. Твэл по по п. 1 или п.6, отличающийся тем, что концевые участки элемента дистанционирования приварены к заглушкам твэла.
9. Твэл по по п. 1 или п.6, отличающийся тем, что один концевой участок элемента дистанционирования приварен к заглушке, а другой - к оболочке твэла.
10. Твэл по по п. 1, отличающийся тем, что элемент дистанционирования изготовлен из тонкостенной трубки, в которой выполнена продольная щель.
11. Твэл по по п. 1, отличающийся тем, что элемент дистанционирования изготовлен из продольного фрагмента, вырезанного из трубы для изготовления оболочки твэла.
12. Твэл по по п. 1, отличающийся тем, что элемент дистанционирования изготовлен из тонкой ленты из нержавеющей стали для изготовления оболочки твэла.
13. Твэл по п. 1 или п. 10 или п.11 или п. 12, отличающийся тем, что щель сформирована завернутыми вовнутрь продольными кромками трубки.
14. Твэл по п. 1 или п. 10 или п.11 или п. 12, отличающийся тем, что трубка элемента дистанционирования заполнена материалом теплоносителя, например, свинцом.
PCT/RU2016/000274 2015-09-30 2016-05-05 Твэл реактора на быстрых нейтронах WO2017058053A1 (ru)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP16852161.5A EP3358571B1 (en) 2015-09-30 2016-05-05 Fast neutron reactor fuel rod
JP2018537609A JP6612460B2 (ja) 2015-09-30 2016-05-05 高速中性子炉の燃料棒および燃料棒の製造方法
CN201680070141.8A CN108292532B (zh) 2015-09-30 2016-05-05 快中子反应堆燃料棒
US15/764,798 US20180286523A1 (en) 2015-09-30 2016-05-05 Fast neutron reactor fuel rod
KR1020187012202A KR102106796B1 (ko) 2015-09-30 2016-05-05 고속 중성자로 연료봉

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015141674/07A RU2598542C1 (ru) 2015-09-30 2015-09-30 Твэл реактора на быстрых нейтронах, элемент дистанционирования твэла и способ (варианты) изготовления элемента
RU2015141674 2015-09-30

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2017058053A1 true WO2017058053A1 (ru) 2017-04-06

Family

ID=57018407

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2016/000274 WO2017058053A1 (ru) 2015-09-30 2016-05-05 Твэл реактора на быстрых нейтронах

Country Status (7)

Country Link
US (1) US20180286523A1 (ru)
EP (1) EP3358571B1 (ru)
JP (1) JP6612460B2 (ru)
KR (1) KR102106796B1 (ru)
CN (1) CN108292532B (ru)
RU (1) RU2598542C1 (ru)
WO (1) WO2017058053A1 (ru)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2646597C1 (ru) * 2016-09-05 2018-03-06 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" Твэл реактора на быстрых нейтронах
US10770188B2 (en) * 2016-12-26 2020-09-08 State Atomic Energy Corporation “Rosatom” On Behalf Of The Russian Federation Nuclear reactor fuel assembly and method for producing same

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2059139A5 (en) 1969-08-25 1971-05-28 North American Rockwell Spacer for parallel fuel rods
US3944468A (en) * 1973-02-19 1976-03-16 Commissariat A L'energie Atomique Fuel pin cluster for a high-power reactor
GB1450878A (en) * 1974-09-11 1976-09-29 Kurilkin Vv Nuclear reactor fuel assembly
GB1459562A (en) * 1974-03-07 1976-12-22 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel elements
RU2543609C1 (ru) * 2013-12-24 2015-03-10 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" Интенсификатор теплоотдачи

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB754265A (en) * 1954-04-27 1956-08-08 Douglas Arnold Coates Improvements in or relating to burners for fuel gases of the aerated, or bunsen, type
JPS5810096U (ja) * 1981-07-15 1983-01-22 株式会社日立製作所 核燃料集合体
JPS58142292A (ja) * 1982-02-19 1983-08-24 株式会社日立製作所 燃料棒
JPS59184884A (ja) * 1983-04-06 1984-10-20 株式会社東芝 核燃料集合体
GB8805365D0 (en) * 1988-03-07 1988-04-07 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel elements
JP2512797B2 (ja) * 1989-01-20 1996-07-03 日本ニユクリア・フユエル株式会社 スペ―サワイヤ巻端処理装置
JP4084174B2 (ja) * 2002-12-10 2008-04-30 松下電器産業株式会社 熱交換器
RU2340019C1 (ru) * 2007-04-27 2008-11-27 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
CN201242873Y (zh) * 2008-08-06 2009-05-20 中国原子能科学研究院 钠冷快堆的燃料组件模拟件
US9576685B2 (en) * 2012-04-26 2017-02-21 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Fuel bundle for a liquid metal cooled nuclear reactor
CN102810338B (zh) * 2012-08-17 2015-03-11 中国原子能科学研究院 一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2059139A5 (en) 1969-08-25 1971-05-28 North American Rockwell Spacer for parallel fuel rods
US3944468A (en) * 1973-02-19 1976-03-16 Commissariat A L'energie Atomique Fuel pin cluster for a high-power reactor
GB1459562A (en) * 1974-03-07 1976-12-22 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel elements
GB1450878A (en) * 1974-09-11 1976-09-29 Kurilkin Vv Nuclear reactor fuel assembly
RU2543609C1 (ru) * 2013-12-24 2015-03-10 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" Интенсификатор теплоотдачи

Also Published As

Publication number Publication date
KR102106796B1 (ko) 2020-05-06
CN108292532B (zh) 2022-02-25
KR20180086186A (ko) 2018-07-30
JP6612460B2 (ja) 2019-11-27
EP3358571A1 (en) 2018-08-08
EP3358571B1 (en) 2020-07-15
CN108292532A (zh) 2018-07-17
JP2018534590A (ja) 2018-11-22
EP3358571A4 (en) 2019-07-24
RU2598542C1 (ru) 2016-09-27
US20180286523A1 (en) 2018-10-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2551432C1 (ru) Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка
RU2598542C1 (ru) Твэл реактора на быстрых нейтронах, элемент дистанционирования твэла и способ (варианты) изготовления элемента
US10112224B2 (en) Cladding tube for nuclear fuel rod, method and apparatus for manufacturing a cladding
KR101007848B1 (ko) 환형마개가 형성된 이중냉각 핵연료봉과 이를 제작하는 핵연료봉 제조방법
EP3509072B1 (en) Fast-neutron reactor fuel rod
RU2647707C1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора и способ ее изготовления
US10770188B2 (en) Nuclear reactor fuel assembly and method for producing same
RU2651263C1 (ru) Тепловыделяющая сборка и способ ее изготовления
US3356584A (en) Fuel pellet for nuclear reactor
US3118222A (en) Processes for sheathing the fuel elements of nuclear reactors

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 16852161

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 15764798

Country of ref document: US

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2018537609

Country of ref document: JP

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20187012202

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2016852161

Country of ref document: EP