WO2020040657A1 - Тепловыделяющая сборка ядерного реактора - Google Patents

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2020040657A1
WO2020040657A1 PCT/RU2018/000912 RU2018000912W WO2020040657A1 WO 2020040657 A1 WO2020040657 A1 WO 2020040657A1 RU 2018000912 W RU2018000912 W RU 2018000912W WO 2020040657 A1 WO2020040657 A1 WO 2020040657A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
pipe
upper shell
fuel assembly
plate
springs
Prior art date
Application number
PCT/RU2018/000912
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Виктор Васильевич ВЬЯЛИЦЫН
Сергей Александрович КУШМАНОВ
Дмитрий Николаевич ПУЗАНОВ
Дмитрий Викторович ВЬЯЛИЦЫН
Original Assignee
Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс"
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 Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс" filed Critical Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс"
Priority to EP18930861.2A priority Critical patent/EP3842739A4/en
Priority to CA3101179A priority patent/CA3101179C/en
Priority to US17/256,554 priority patent/US11476009B2/en
Priority to KR1020207035879A priority patent/KR102482187B1/ko
Priority to JOP/2020/0310A priority patent/JOP20200310A1/ar
Priority to EA202092705A priority patent/EA202092705A1/ru
Priority to BR112020024995-5A priority patent/BR112020024995B1/pt
Priority to CN201880093736.4A priority patent/CN112243486B/zh
Priority to JP2020565917A priority patent/JP7072679B2/ja
Publication of WO2020040657A1 publication Critical patent/WO2020040657A1/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
    • 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
    • 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
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • 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
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G21C3/331—Comprising hold-down means, e.g. springs
    • 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
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G21C3/3315—Upper nozzle
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/20—Disposition of shock-absorbing devices ; Braking arrangements
    • 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
    • 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
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G21C3/3305—Lower nozzle
    • 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 energy, and more specifically to fuel assemblies of nuclear reactors with water under pressure.
  • Known fuel assembly of a nuclear reactor (prototype, Shmelev V.D., Dragunov Yu.G. and others. "VVER active zones for nuclear power plants” - M .: IKC “Akademkniga", 2004, p. 13, Fig. 6.18 ) containing a bundle of fuel rods installed in a frame formed by guide channels and spacer grids, a shank, a removable head.
  • the removable head contains the upper and lower shells, a support pressure plate, springs, collet pipes.
  • the lower ends of the collet pipes are fixed on the guide channels, and the upper ones pass through the holes in the pressure plate and the upper shell plate and have thrust bushings at the end.
  • a regulator may be located in its upper shell.
  • a disadvantage of the known fuel assembly is that when the regulatory body falls, the base plate moves along 17 collet pipes that are mounted on the guide channels on one side and in the holes of the upper shell plate on the other. To avoid biting, it is necessary to clearly position the holes for the passage of the collet pipes in the base plate and the upper shell plate. Also, this technical solution does not allow to reduce the head height in order to increase fuel loading without changing the dimensions of the fuel assembly.
  • Another disadvantage of the known fuel assembly is that during compression of the head, fixed collet on the guide channels, the collet pipe go upward relative to the plate of the upper shell. This requires choosing the height of the upper shell so that the collet does not interact with the elements of the regulatory bodies, which is a disadvantage, since it increases the height of the head, which negatively affects the uranium capacity of the fuel assembly.
  • the aim of the invention is to develop the design of a fuel assembly of increased uranium consumption while maintaining overall dimensions.
  • the objective of the invention is to reduce the axial dimensions of the head of the fuel assembly, which allows to increase the height of the fuel column.
  • the technical result of the invention is to change the design of the removable head, providing the functions of a tightened fuel assembly, damping the fall energy of the regulatory body with reduced axial dimensions of the removable head.
  • the fuel assembly of a nuclear reactor contains a bundle of fuel rods (1) installed in a frame formed by guide channels (2) and spacer grids (3), a shank (4), a removable head (5) containing the upper shell ( 6), support element (7), springs (8).
  • the upper shell (6) of the removable head (5) is made in the form of a pipe (9) with a rigidly fixed plate (10) interacting with the springs (8)
  • the supporting element (7) is made in the form of a pipe (11), located coaxially to the pipe (9) of the upper shell (6) with the necessary mounting gap (12) and having bosses (13) in the lower part interacting with the springs (8), and in the upper part there is a stop (14) interacting with the pipe (9) the upper shell (6), while in the plate (10) of the upper shell (6) opposite each boss (12) of the supporting element (7) holes (15) are made, which correspond to the shape of the boss (13) of the support element (7), while the gap in plan between the hole (15) in the plate (10) of the upper shell (6) and the boss (13) is not less than the mounting gap (12) between the pipe ( 11) the support element (7) and the pipe (9) of the upper shell (6).
  • the fuel assembly of a nuclear reactor comprises a removable head with an upper shell (6), a plate (16), and collet elements (17).
  • the collet elements (17) are made of coaxially located lower pipe (18) and upper pipe (19), rigidly fixed in the plate (16), upper shell (6), while on the inner surface of the upper pipe (19) and on the outer surface of the lower pipe (18), support pads (20) are made that interact with each other.
  • FIG. 1 fuel assembly of a nuclear reactor
  • FIG. 2 is a vertical section of a removable head of a fuel assembly of a nuclear reactor, showing the position of the elements of the head during deformation of the regulatory body;
  • FIG. 3 is a vertical section of a compressed removable head fuel assembly of a nuclear reactor
  • FIG. 4 supporting element with bosses
  • FIG. 5 plate of the upper shell
  • FIG. 6 is a section of a collet pipe made of an upper pipe and a lower pipe.
  • the fuel assembly of a nuclear reactor contains a bundle of fuel elements
  • the upper shell (6) of the removable head (5) is made in the form of a pipe (9) with a rigid plate (10) interacting with the springs (8)
  • the supporting element (7) is made in the form of a pipe (11) located coaxially to the pipe (9) the upper shell (6) with the necessary mounting gap (12) and having in the lower part of the boss (13) interacting with the springs (8), and in the upper part of the stop (14) interacting with the pipe
  • the gap in the plan between the hole (15) in the plate (10) of the upper shell (6) and the boss (13) is not less than the mounting gap (12) between the pipe (11) of the supporting element (7) and the pipe (9) the upper shell (6).
  • the fuel assembly of a nuclear reactor comprises a removable head with an upper shell (6), a plate (16), and collet elements (17).
  • Collet elements (17) are made of coaxially located lower pipe (18) and upper pipe (19), rigidly fixed in the plate (16), upper shell (6), while on the inner surface of the pipe (19) and on the outer surface of the lower pipe (18) reference pads (20) are made, interacting with each other.
  • a fuel assembly installed in a nuclear reactor with a removable head (5) is pressed by a protective tube unit (not shown in the drawing).
  • the support element (7) together with the upper shell (6) of the head (5) and the plate (10) moves downward, compressing all the springs (8) of the spring block of the fuel assembly.
  • the force created by the springs (8) ensures that the fuel assembly does not float in all operating modes.
  • the collet elements (17) are split, consisting of upper (19) and lower (18) pipes with supporting platforms (20) on the inner surface of the pipe (19) and the outer surface of the lower pipe (18).
  • the upper tube (19) of the collet element (17) is rigidly connected (for example, by welding) with the plate (16) of the upper shell (6) of the head.
  • Springs with initial preload are installed coaxially with the collet elements (17) and create a force on the upper (19) and lower (18) pipes of the collet element (17). Due to this effort, when the head is not pressed, the upper (19) and lower (18) pipes of the collet element (17) are pressed against each other along the supporting platforms (20) made in them.
  • the relative location of these bearing pads (20) and the dimensions of the upper (19) and lower (18) pipes taking into account the rigid connection of the upper pipe (19) with the plate (16) and the upper shell (6) of the head, determine the maximum distance between the plates of the upper and lower shells therefore, the overall vertical dimension of the unloaded head of the fuel assembly (not shown in the drawing) and preliminary preloading of the spring block of the head.
  • a fuel assembly with a detachable head installed in a nuclear reactor is pressed by the internals of the nuclear reactor.
  • the upper shell When preloading the head of the fuel assembly, the upper shell
  • the head moves down along with the plate (16) and the upper pipes (19) of the collet elements connected to it, which move along the lower collet pipes (18), while a gap is formed between the stop (20) of the upper pipe (19) and the stop (20) of the lower collet pipe (18).
  • the springs with their upper end abut against the plate (16), and the lower end through a special sleeve into the lower protrusions of the lower pipe (18) of the collet element (17).
  • Each of the guide channels goes inside the corresponding lower pipe (18) of the collet element (17) and abuts against the stop (20), through which the force of the compressed fuel assembly is transmitted to the guide channels.
  • the structural elements of the regulatory body (21) interact with the plate (16) of the upper shell (6).
  • the fall energy of the regulator (21) is absorbed by springs interacting directly with the plate (16) of the upper shell (6).
  • the upper shell (6) and the upper pipe (19) of the collet element (17) are moved, the springs are compressed, loading through the lower collet pipe (18) and the guide channels in the same way as when the fuel assembly was preloaded.

Abstract

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит пучок твэлов, установленный в каркасе, образованном направляющими каналами и дистанционирующими решетками, хвостовик, съемную головку, содержащую верхнюю обечайку, опорный элемент и пружины. Верхняя обечайка съемной головки выполнена в виде трубы с жестко закрепленной плитой, взаимодействующей с пружинами, опорный элемент выполнен в виде трубы, расположенной коаксиально трубе верхней обечайки с необходимым монтажным зазором и имеющей в нижней части бобышки, взаимодействующие с пружинами, а в верхней части упор, взаимодействующий с трубой верхней обечайки. В плите верхней обечайки напротив каждой бобышки опорного элемента выполнены отверстия, форма которых соответствует форме бобышки опорного элемента. Имеется также вариант выполнения тепловыделяющей сборки. Изобретение позволяет изменить конструкцию съемной головки, обеспечивающей функции поджатия тепловыделяющей сборки, гашение энергии падения органа регулирования при уменьшенных осевых габаритах съемной головки.

Description

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно - к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением.
Известна тепловыделяющая сборка ядерного реактора (прототип, Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г. и др. «Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций» - М.: ИКЦ «Академкнига», 2004 г., стр. 13, рис. 6.18), содержащая пучок твэлов, установленный в каркасе, образованном направляющими каналами и дистанционирующими решетками, хвостовик, съемную головку. Съемная головка содержит верхнюю и нижнюю обечайки, опорную прижимную плиту, пружины, цанговые трубы. Нижние концы цанговых труб закреплены на направляющих каналах, а верхние проходят через отверстия в прижимной плите и плите верхней обечайки и имеют на конце упорные втулки. При этом при работе головки в ее верхней обечайке может находиться орган регулирования.
Недостатком известной тепловыделяющей сборки является то, что при падении органа регулирования происходит движение опорной плиты по 17 цанговым трубам, которые закреплены на направляющих каналах с одной стороны и в отверстиях плиты верхней обечайки с другой. Для исключения закусывания необходимо выполнить четкое позиционирование отверстий для прохода цанговых труб в опорной плите и плите верхней обечайки. Также данное техническое решение не позволяет уменьшить высоту головки с целью увеличения загрузки топлива без изменения габаритов тепловыделяющей сборки. Другим недостатком известной тепловыделяющей сборки является то, что при сжатии головки, закрепленной цангами на направляющих каналах, цанговые трубы уходят вверх относительно плиты верхней обечайки. Это требует выбрать высоту верхней обечайки такой, чтобы цанга не взаимодействовала с элементами органов регулирования, что является недостатком, так как увеличивает высоту головки, что отрицательно сказывается на ураноемкости тепловыделяющей сборки.
Целью изобретения является разработка конструкции тепловыделяющей сборки повышенной ураноемкости с сохранением габаритных размеров.
Задачей изобретения является уменьшение осевых габаритов головки тепловыделяющей сборки, позволяющее увеличить высоту топливного столба.
Техническим результатом изобретения является изменение конструкции съемной головки, обеспечивающей функции поджатая тепловыделяющей сборки, гашение энергии падения органа регулирования при уменьшенных осевых габаритах съемной головки.
Достижение цели изобретения обеспечивается тем, что тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит пучок твэлов (1), установленный в каркасе, образованном направляющими каналами (2) и дистанционирующими решетками (3), хвостовик (4), съемную головку (5), содержащую верхнюю обечайку (6), опорный элемент (7), пружины (8). Новым является то, что верхняя обечайка (6) съемной головки (5) выполнена в виде трубы (9) с жестко закрепленной плитой (10), взаимодействующей с пружинами (8), опорный элемент (7) выполнен в виде трубы (11), расположенной коаксиально трубе (9) верхней обечайки (6) с необходимым монтажным зазором (12) и имеющей в нижней части бобышки (13), взаимодействующие с пружинами (8), а в верхней часта упор (14), взаимодействующий с трубой (9) верхней обечайки (6), при этом в плите (10) верхней обечайки (6) напротив каждой бобышки (12) опорного элемента (7) выполнены отверстия (15), форма которых соответствует форме бобышки (13) опорного элемента (7), при этом зазор в плане между отверстием (15) в плите (10) верхней обечайки (6) и бобышкой (13) составляет не менее монтажного зазора (12) между трубой (11) опорного элемента (7) и трубой (9) верхней обечайки (6). По варианту тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит съемную головку с верхней обечайкой (6), плитой (16), цанговыми элементами (17). Новым является то, что цанговые элементы (17) выполнены из коаксиально расположенных нижней трубы (18) и верхней трубы (19), жестко закрепленной в плите (16), верхней обечайки (6), при этом на внутренней поверхности верхней трубы (19) и на наружной поверхности нижней трубы (18) выполнены опорные площадки (20), взаимодействующие друг с другом.
Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены на:
фиг. 1 - тепловыделяющая сборка ядерного реактора;
фиг. 2 - вертикальный разрез съемной головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора, показывающий положение элементов головки при деформировании органа регулирования;
фиг. 3 - вертикальный разрез поджатой съемной головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора;
фиг. 4 - опорный элемент с бобышками;
фиг. 5 - плита верхней обечайки;
фиг. 6 - разрез цанговой трубы, выполненной из верхней трубы и нижней трубы.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит пучок твэлов
(1), установленный в каркасе, образованном направляющими каналами (2) и дистанционирующими решетками (3), хвостовик (4), съемную головку (5), содержащую верхнюю обечайку (6), опорный элемент (7), пружины (8).
Верхняя обечайка (6) съемной головки (5) выполнена в виде трубы (9) с жесткозакрепленной плитой (10), взаимодействующей с пружинами (8), опорный элемент (7) выполнен в виде трубы (11), расположенной коаксиально трубе (9) верхней обечайки (6) с необходимым монтажным зазором (12) и имеющей в нижней части бобышки (13), взаимодействующие с пружинами (8), а в верхней части упор (14), взаимодействующий с трубой
з (9) верхней обечайки (6), при этом в плите (10) верхней обечайки (6) напротив каждой бобышки (13) опорного элемента (7) выполнены отверстия (15), форма которых соответствует форме бобышки (13) опорного элемента (7), при этом зазор в плане между отверстием (15) в плите (10) верхней обечайки (6) и бобышкой (13) составляет не менее монтажного зазора (12) между трубой (11) опорного элемента (7) и трубой (9) верхней обечайки (6).
По варианту тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит съемную головку с верхней обечайкой (6), плитой (16), цанговыми элементами (17). Цанговые элементы (17) выполнены из коаксиально расположенных нижней трубы (18) и верхней трубы (19), жестко закрепленной в плите (16), верхней обечайки (6), при этом на внутренней поверхности трубы (19) и на наружной поверхности нижней трубы (18) выполнены опорные площадки (20), взаимодействующие друг с другом.
Работа тепловыделяющей сборки ядерного реактора осуществляется следующим образом.
Часть пружин (8) съемной головки (5) тепловыделяющей сборки ядерного реактора упираются своими верхними торцами в плиту (10) верхней обечайки (6), жестко соединенную с верхней обечайкой (6). Другая часть пружин (8) упирается своими верхними торцами в бобышки (13) опорного элемента (7).
Установленная в ядерный реактор тепловыделяющая сборка со съемной головкой (5) поджимается блоком защитных труб (на чертеже не показан). При поджатии головки (5) тепловыделяющей сборки опорный элемент (7) вместе с верхней обечайкой (6) головки (5) и плитой (10) перемещается вниз, сжимая все пружины (8) пружинного блока тепловыделяющей сборки. Усилие, создаваемое пружинами (8), обеспечивает невсплытие тепловыделяющей сборки во всех режимах эксплуатации.
При срабатывании аварийной защиты элементы конструкции органа регулирования (16) взаимодействуют с плитой (10) верхней обечайки (6), продавливая ее вниз. Энергия падения органа регулирования (21) поглощается пружинами (8), взаимодействующими непосредственно с плитой (10) верхней обечайки (6). Пружины (8), упирающиеся в бобышки (13) опорного элемента (7), остаются неподвижными за счет наличия вырезов в плите (10) верхней обечайки (6), в которые входят бобышки (13) опорного элемента (7). Таким образом, обеспечивается фиксация тепловыделяющей сборки ядерного реактора в плите блока защитных труб реактора при срабатывании аварийной защиты.
По варианту цанговые элементы (17) выполняются разрезными, состоящими из верхней (19) и нижней (18) труб с опорными площадками (20) на внутренней поверхности трубы (19) и наружной поверхности нижней трубы (18). При этом верхняя труба (19) цангового элемента (17) жестко соединяется (например, с помощью сварки) с плитой (16) верхней обечайки (6) головки.
Пружины с начальным предварительным поджатием, устанавливаются соосно цанговым элементам (17) и создают усилие на верхнюю (19) и нижнюю (18) трубы цангового элемента (17). За счет этого усилия при неподжатой головке верхняя (19) и нижняя (18) трубы цангового элемента (17) прижимаются друг к другу по опорным площадками (20), выполненным в них. Относительное расположение этих опорных площадок (20) и размеры верхней (19) и нижней (18) труб с учетом жесткого соединения верхней трубы (19) с плитой (16) и верхней обечайкой (6) головки определяет максимальное расстояние между плитами верхней и нижней обечаек, следовательно, габаритный вертикальный размер ненагруженной головки тепловыделяющей сборки (на чертеже не показана) и предварительное поджатие пружинного блока головки.
Установленная в ядерный реактор тепловыделяющая сборка со съемной головкой поджимается внутрикорпусными устройствами ядерного реактора. При поджатии головки тепловыделяющей сборки верхняя обечайка
(6) головки перемещается вниз вместе с плитой (16) и соединенными с ней верхними трубами (19) цанговых элементов, которые двигаются по нижним цанговым трубам (18), при этом между упором (20) верхней трубы (19) и упором (20) нижней цанговой трубы (18) образуется зазор. Пружины своим верхним торцом упираются в плиту (16), а нижним торцом через специальную втулку в нижние выступы нижней трубы (18) цангового элемента (17). Каждый из направляющих каналов (на чертеже не показаны) заходит внутрь соответствующей нижней трубы (18) цангового элемента (17) и упирается в упор (20), через которые усилие поджатая тепловыделяющей сборки передается на направляющие каналы. При поджатии головки тепловыделяющей сборки происходит уменьшение расстояния между плитой (16) и верхними торцами направляющих каналов, на которые опираются нижние цанговые трубы (18) и, следовательно, происходит дополнительное (сверх предварительного) сжатие пружин пружинного блока и рост усилия поджатая отдельных направляющих каналов.
При срабатывании аварийной защиты элементы конструкции органа регулирования (21) взаимодействуют с плитой (16) верхней обечайки (6). Энергия падения органа регулирования (21) поглощается пружинами, взаимодействующими непосредственно с плитой (16) верхней обечайки (6). Происходит перемещение верхней обечайки (6) и верхней трубы (19) цангового элемента (17), пружины сжимаются, догружая через нижнюю цанговую трубу (18) и направляющие каналы так же, как и при поджатии тепловыделяющей сборки.
Наиболее целесообразно предложенное решение использовать для эксплуатации на водо-водяных ядерных энергетических реакторах.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Тепловьвделяющая сборка ядерного реактора, содержащая пучок твэлов (1), установленный в каркасе, образованном направляющими каналами (2) и дистанционирующими решетками (3), хвостовик (4), съемную головку (5), содержащую верхнюю обечайку (6), опорный элемент (7), пружины (8), отличается тем, что верхняя обечайка (6) съемной головки (5) выполнена в виде трубы (9) с жестко закрепленной плитой (10), взаимодействующей с пружинами (8), опорный элемент (7) выполнен в виде трубы (11), расположенной коаксиально трубе (9) верхней обечайки (6) с необходимым монтажным зазором (12) и имеющей в нижней части бобышки (13), взаимодействующие с пружинами (8), а в верхней части упор (14), взаимодействующий с трубой (9) верхней обечайки (6), при этом в плите (10) верхней обечайки (6) напротив каждой бобышки (13) опорного элемента (7) выполнены отверстия (15), форма которых соответствует форме бобышки (13) опорного элемента (7), при этом зазор в плане между отверстием (15) в плите (10) верхней обечайки (6) и бобышкой (13) составляет не менее монтажного зазора (12) между трубой (11) опорного элемента (7) и трубой (9) верхней обечайки (6).
2. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит съемную головку (5) с верхней обечайкой (6), плитой (16), цанговыми элементами
(17), отличается тем, что цанговые элементы (17), выполнены из коаксиально расположенных нижней трубы (18) и верхней трубы (19) жестко закрепленной в плите (16), верхней обечайки (16), при этом на внутренней поверхности верхней трубы (19) и на наружной поверхности нижней трубы
(18) выполнены опорные площадки (20), взаимодействующие друг с другом.
PCT/RU2018/000912 2018-08-23 2018-12-29 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора WO2020040657A1 (ru)

Priority Applications (9)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP18930861.2A EP3842739A4 (en) 2018-08-23 2018-12-29 NUCLEAR FUEL BUNDLES
CA3101179A CA3101179C (en) 2018-08-23 2018-12-29 The nuclear reactor fuel assembly
US17/256,554 US11476009B2 (en) 2018-08-23 2018-12-29 Nuclear reactor fuel assembly
KR1020207035879A KR102482187B1 (ko) 2018-08-23 2018-12-29 원자로 연료 집합체
JOP/2020/0310A JOP20200310A1 (ar) 2018-08-23 2018-12-29 تجميعة الوقود للمفاعل النووي
EA202092705A EA202092705A1 (ru) 2018-08-23 2018-12-29 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
BR112020024995-5A BR112020024995B1 (pt) 2018-08-23 2018-12-29 Conjunto de combustível de reator nuclear
CN201880093736.4A CN112243486B (zh) 2018-08-23 2018-12-29 核反应堆燃料组件
JP2020565917A JP7072679B2 (ja) 2018-08-23 2018-12-29 原子炉用燃料集合体

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018130533A RU2686662C1 (ru) 2018-08-23 2018-08-23 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2018130533 2018-08-23

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2020040657A1 true WO2020040657A1 (ru) 2020-02-27

Family

ID=66430429

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2018/000912 WO2020040657A1 (ru) 2018-08-23 2018-12-29 Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Country Status (11)

Country Link
US (1) US11476009B2 (ru)
EP (1) EP3842739A4 (ru)
JP (1) JP7072679B2 (ru)
KR (1) KR102482187B1 (ru)
CN (1) CN112243486B (ru)
BR (1) BR112020024995B1 (ru)
CA (1) CA3101179C (ru)
EA (1) EA202092705A1 (ru)
JO (1) JOP20200310A1 (ru)
RU (1) RU2686662C1 (ru)
WO (1) WO2020040657A1 (ru)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4208248A (en) * 1977-10-26 1980-06-17 The Babcock & Wilcox Company Fuel assembly with a removable end fitting
US4587092A (en) * 1982-03-04 1986-05-06 Commissariat A L'energie Atomique Nuclear reactor fuel assembly
RU2079171C1 (ru) * 1995-07-20 1997-05-10 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2212065C2 (ru) * 2001-10-09 2003-09-10 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты)
RU2325715C2 (ru) * 2006-05-29 2008-05-27 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1283195A (en) * 1969-04-17 1972-07-26 British Nuclear Design Constr Fuel element assemblies for fluid-cooled nuclear reactors
US4702882A (en) * 1985-04-04 1987-10-27 Westinghouse Electric Corp. Quick disconnect top nozzle for a nuclear fuel assembly
FR2641118B1 (ru) * 1988-12-28 1992-10-16 Framatome Sa
DE19532366C1 (de) * 1995-09-01 1996-12-05 Siemens Ag Vorrichtung und Verfahren zur Inertisierung und zum Venting der Containment-Atmosphäre in einem Kernkraftwerk
RU2248051C1 (ru) * 2003-06-23 2005-03-10 Фгуп Окб "Гидропресс" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
JP4181078B2 (ja) 2004-03-24 2008-11-12 株式会社日本触媒 空気清浄化装置
JP5585883B2 (ja) * 2007-12-26 2014-09-10 トリウム・パワー、インク 核燃料集合体、核燃料集合体を含む軽水炉、及び核燃料集合体の使用方法
CN101971266A (zh) * 2008-04-23 2011-02-09 机械工程制造厂股份公司 用于核反应堆的燃料组件
RU2419899C1 (ru) * 2010-05-12 2011-05-27 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2551432C1 (ru) * 2013-11-19 2015-05-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка
CN204407018U (zh) * 2014-12-05 2015-06-17 上海核工程研究设计院 一种可拆式上管座与导向管的连接结构
WO2019240610A1 (ru) * 2018-06-15 2019-12-19 Акционерное Общество "Твэл" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4208248A (en) * 1977-10-26 1980-06-17 The Babcock & Wilcox Company Fuel assembly with a removable end fitting
US4587092A (en) * 1982-03-04 1986-05-06 Commissariat A L'energie Atomique Nuclear reactor fuel assembly
RU2079171C1 (ru) * 1995-07-20 1997-05-10 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2212065C2 (ru) * 2001-10-09 2003-09-10 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты)
RU2325715C2 (ru) * 2006-05-29 2008-05-27 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP3842739A4
SHMELEV V.D.DRAGUNOV YU.G. ET AL., WWER CORES FOR NUCLEAR POWER PLANTS'' - M .: ICC ''AKADEMKNIGA, 2004, pages 13

Also Published As

Publication number Publication date
KR20210008859A (ko) 2021-01-25
RU2686662C1 (ru) 2019-04-30
CN112243486B (zh) 2022-07-12
EP3842739A4 (en) 2022-08-03
US20210366623A1 (en) 2021-11-25
EP3842739A1 (en) 2021-06-30
KR102482187B1 (ko) 2022-12-29
BR112020024995B1 (pt) 2023-09-26
JP2021531451A (ja) 2021-11-18
US11476009B2 (en) 2022-10-18
JP7072679B2 (ja) 2022-05-20
EA202092705A1 (ru) 2021-06-07
CN112243486A (zh) 2021-01-19
JOP20200310A1 (ar) 2020-11-30
CA3101179A1 (en) 2020-02-27
BR112020024995A2 (pt) 2021-03-23
CA3101179C (en) 2024-02-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5585883B2 (ja) 核燃料集合体、核燃料集合体を含む軽水炉、及び核燃料集合体の使用方法
US4664882A (en) Segmented fuel and moderator rod
US5183628A (en) Nuclear reactor internals with cluster guides
RU2334291C2 (ru) Высокоэнергетическая поглощающая насадка для тепловыделяющей сборки ядерного реактора
WO2020040657A1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
US4609522A (en) Mechanical drive system for moving fuel
KR101749787B1 (ko) 핵연료 조립체 홀드 다운 스프링
JP2014160079A (ja) スパイダー状の支持体を有する固定クラスタ、加圧水型原子炉の炉心、及び、核燃料集合体及び固定クラスタを備えた集合体
EA042415B1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
EP2363863B1 (en) A protective grid attachment
Kim et al. Reactor shutdown mechanism by top-mounted hydraulic system
KR101913445B1 (ko) 핵 연료봉 플레넘 스프링 조립체
JP2017516997A (ja) 延伸型中間案内アセンブリを具備する制御棒案内管
RU2144705C1 (ru) Устройство для зажима расположенного в напорном баке реактора шахтного ствола реактора
KR100302574B1 (ko) 주상간격편및제어클러스터안내부를갖춘원자로내부장치
RU2248631C1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
EA036717B1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
US20170032853A1 (en) Nuclear fuel assembly with seismic/loca tolerance grid
WO2009131482A1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2101787C1 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора
EP0158791B1 (en) An improved control rod assembly for a nuclear reactor fuel assembly
JPH0961571A (ja) 高速炉用ダクトレス燃料集合体の保持構造
CN114503217A (zh) 核反应堆封头、包括这种核反应堆封头的核反应堆和维护核反应堆的方法
EP2839485A1 (en) Small modular reactor fuel assembly

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: 18930861

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 3101179

Country of ref document: CA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2020565917

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: P6001703/2020

Country of ref document: AE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: JOP20200310

Country of ref document: JO

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20207035879

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112020024995

Country of ref document: BR

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112020024995

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20201207

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2018930861

Country of ref document: EP

Effective date: 20210323