WO2022146160A1 - Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора - Google Patents

Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2022146160A1
WO2022146160A1 PCT/RU2020/000769 RU2020000769W WO2022146160A1 WO 2022146160 A1 WO2022146160 A1 WO 2022146160A1 RU 2020000769 W RU2020000769 W RU 2020000769W WO 2022146160 A1 WO2022146160 A1 WO 2022146160A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
fuel
shell
uranium
fuel element
plutonium
Prior art date
Application number
PCT/RU2020/000769
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Владимир Владимирович НОВИКОВ
Владимир Иванович КУЗНЕЦОВ
Иван Романович СЕРГИЕНКО
Дмитрий Владимирович РЫКУНОВ
Тимур Тагирович ГИЗАТУЛЛИН
Original Assignee
Акционерное Общество "Твэл"
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 "Твэл" filed Critical Акционерное Общество "Твэл"
Priority to EP20968102.2A priority Critical patent/EP4141888A4/en
Priority to PCT/RU2020/000769 priority patent/WO2022146160A1/ru
Publication of WO2022146160A1 publication Critical patent/WO2022146160A1/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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • 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
    • G21C3/10—End closures ; Means for tight mounting therefor
    • 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
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • 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
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • G21C3/18—Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
    • 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
    • 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
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62—Ceramic fuel
    • G21C3/623—Oxide fuels
    • 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 relates to nuclear REMIX fuel with an improved design of fuel elements (fuel rods) that are part of a modernized fuel assembly (FA), from which the active zone is recruited in a water-cooled pressure vessel high-power nuclear reactor of the VVER-1200 type .
  • FA modernized fuel assembly
  • VVER reactors pressure-cooled power reactor
  • fuel rods are used in VVER-type nuclear reactors.
  • the fuel rod has a fuel column consisting of individual cylindrical pellets placed in a shell, which is a structural load-bearing element (see A. G. Samoilov, Fuel elements of nuclear reactors. M., Energoatomizdat, 1985, pp. 99 - 107).
  • the diameter of the fuel rods is taken as small as possible and varies in real designs of pressurized water reactors from 7.35* 10'3 m to 15* 10'3 m (see Fig. G. N. Ushakov, Technological channels and fuel elements of nuclear reactors, Energoizdat, Moscow, 1981, pp. 32-36. Constructions fuel rods, fuel assemblies and the core itself for VVER reactors should ensure the mechanical stability and strength of fuel rods, including in emergency conditions at high temperatures.
  • a fuel element for a pressurized water power reactor is known (RF patent No. 2244347, IPC G21C 3/00, published 01/10/2005), containing a sealed cylindrical shell and nuclear fuel in the form of cylindrical pellets stacked in a column along the length of the shell.
  • the outer diameter of the fuel element cladding is selected from 7.00 10' 3 m to 8.79 10' 3 m, and the fuel core has a diameter from 5.82-10' 3 m to 7.32-10' 3 m and a mass from 0, 93 kg to 1.52 kg.
  • Fuel pellets can be solid or have central holes from 1.07 10' 3 m to 1.45 10' 3 m in diameter.
  • Compressed and sintered uranium dioxide and/or plutonium dioxide can be used as fuel pellet material, thorium oxide can also be used. , uranium carbides, or mixtures thereof.
  • the mass of uranium in fuel rods is 0.82-1.34 kg.
  • the ratio of the length of the fuel core to the length of the fuel element is from 0.9145 to 0.9483.
  • the disadvantage of the known fuel element is that the outer diameter of the fuel element cladding varies from 7.00 10' 3 m to 8.79-10' 3 , which entails a significant adjustment in the manufacturing technology of all elements of the fuel element design, which leads to complications technology of its manufacture in comparison with the existing one for the outer diameter of 9.1 mm.
  • Another disadvantage is that the mass of fuel is 0.82-1.34 kg, while in a fuel rod with REMIX fuel, the mass of fuel is from 1.6 to 1.8 kg, which allows increasing the energy efficiency of the fuel company.
  • the closest analogue taken as a prototype, is the fuel element of the active zone of pressurized water power reactors of the VVER-1000 type (Shmelev V.D., Dragunov Yu.G., Denisov V.P., Vasilchenko I.N. Active VVER zones for nuclear power plants - M .: ICC "Akademkniga", 2004, p. 106), which consists of the following parts: upper plug, shell, lower plug, fuel column, recruited from uranium dioxide tablets and fixative. The shell and plugs are made of E110 alloy. To prevent collapse of the cladding during operation, the internal volume of the fuel element is filled with helium under pressure (2.00 ⁇ 0.25) MPa. The fuel rod is sealed by welding.
  • the top plug provides for the possibility of coupling with the grip of the extraction device - installation of the fuel element during assembly of the fuel assembly.
  • the lower plug is installed in the lower grille and fastened with a cotter pin.
  • the disadvantages are that in the fuel elements of the VVER-1000 reactor, the length of the fuel element and the fuel column is less than that of the fuel elements of the VVER-1200 reactor, thereby the total fuel loading into the core is less, which leads to a decrease in the power generation of the VVER pressurized water power reactor - 1000 compared to VVER-1200.
  • the fuel elements of the VVER-1200 reactor, along with the cladding, with dimensions from 9.06 to 9.14 mm - outer and from 7.73 to 7.79 mm - inner diameter allow the use of claddings with dimensions from 9 06 to 9.14 mm - outer and from 7.93 to 7.99 mm - inner diameter, which also increases fuel loading.
  • the objective of the invention is the development and creation of a new fuel element for a water-cooled power reactor VVER-1200 with increased energy production and maintaining the same level of safety, simplifying the process of assembling fresh (non-irradiated) fuel assemblies by optimizing the design of a fuel element using existing technological equipment, the possibility of providing closed cycle for plutonium in thermal reactors and reduction of consumption of natural uranium through the use of nuclear REMIX fuel (REMIX fuel).
  • REMIX fuel nuclear REMIX fuel
  • the essence of the invention lies in the fact that the fuel element of a water-cooled power nuclear reactor contains a shell 4000 ⁇ 5 mm long, made of zirconium alloy E110 o.ch. in the form of a hollow cylinder, upper and lower plugs concentrically welded respectively to the upper and lower ends of the shell by flash butt welding in an inert gas environment, with the possibility of sealing the fuel element and filling it with inert gas, a fuel column weighing from 1600 to 1800 g, concentrically placed in the shell, assembled from fuel pellets made from REMIX fuel based on regenerated uranium and plutonium with the addition of enriched natural uranium, with a content of plutonium dioxide from 1 to 3% wt., uranium dioxide - the rest, equivalent fuel enrichment from 1 to 5% uranium-235, spring retainer, concentrically placed in the shell, made in the form of a stainless steel cylindrical spring with the possibility of pressing the fuel column to the bottom plug in
  • the outer diameter of the shell can be made from 9.06 to 9.14 mm, the inner diameter - from 7.73 to 7.79 or from 7.93 to 7.99 mm.
  • Fuel pellets can be made with or without a central hole.
  • the coil of the spring retainer in contact with the upper fuel pellet can be pressed to contact and ground, forming a contact plane between the coil and the fuel pellet.
  • E110 o.ch. alloy as a shell material allows to reduce the absorption of neutrons by the shell by reducing the amount of hafnium, which leads to an increase in power generation;
  • Figure 1 shows a variant of the longitudinal section of the inventive fuel element for the VVER-1200 reactor.
  • FIG. 2 is an enlarged view of the bottom plug.
  • FIG. 3 shows a section of the bottom plug.
  • the fuel element of a water-cooled nuclear power reactor (Fig. 1) consists of the following structural elements: shell (3) in the form of a hollow cylinder, upper (1) and lower (2) plugs, fuel column (4) and spring retainer (5).
  • the shell (3) is made of zirconium alloy E110 o.h., the length of the shell Lo is 4000 ⁇ 5 mm, while the outer diameter of the shell di is from 9.06 to 9.14 mm and the inner diameter of the shell bg is from 7.73 up to 7.79 mm.
  • a thinned sheath can also be used, in which case the outer diameter of the sheath is from 9.06 to 9.14 mm and the inner diameter of the sheath is from 7.93 to 7.99 mm.
  • top (1) and bottom (2) plugs are concentrically welded to the top and bottom ends of the shell (3), respectively, by flash butt welding in an inert gas atmosphere.
  • the top (1) and bottom (2) plugs provide a sealed cavity inside the fuel element.
  • the fuel element is filled with an inert gas, which is supplied under pressure when welding the top plug (1) to the cladding (3) inside the fuel rod to ensure corrosion resistance, fuel rod strength and thermal conductivity.
  • the fuel column (4) is concentrically placed in the shell (3) and assembled from fuel pellets, while they can be made with a central hole or solid, without a central hole.
  • Fuel pellets are made from REMIX fuel (REMIX, from regenerated mixture) based on regenerated uranium and plutonium with the addition of enriched natural uranium.
  • REMIX fuel REMIX, from regenerated mixture
  • REMIX fuel is obtained from an unseparated mixture of regenerated uranium and plutonium, which is formed during the processing of spent nuclear fuel. A small amount of enriched uranium is added to the separated mixture. Thus, not only the plutonium contained in the spent nuclear fuel is reused, but also the unburned uranium-235.
  • the mass fraction of plutonium dioxide can vary from 1 to 3%, the mass fraction of uranium dioxide - the rest (respectively, from 97 to 99%), equivalent fuel enrichment from 1 to 5% in uranium-235.
  • the mass of the fuel column (4) is from 1600 to 1800 g.
  • the increased length and mass of the fuel column (4) provide increased thermal power of the reactor up to 3300 MW.
  • the spring retainer (5) is concentrically placed in the shell (3) and is made in the form of a stainless steel cylindrical spring with the possibility of pressing the fuel column (4) to the lower plug (2) in the axial direction.
  • the spring retainer (5) consists of compensating group coils configured to provide axial preload force of the fuel column (4) and locking group coils configured to provide retention of the spring retainer (5) from axial movement inside the shell (3).
  • the coil of the spring retainer (5) which is in contact with the upper fuel pellet, can be pressed to contact and ground, forming a plane of contact between the coil and the fuel pellet.
  • the lower fuel pellet of the fuel column (4) touches the lower plug (2) with its lower end, the upper fuel pellet of the fuel column (4) touches the spring retainer (5).
  • the end of the lower plug (2) is a blind collet with outer and inner cylindrical surfaces and one longitudinal slot (7).
  • the slot (7) of the bottom plug (2) (see Fig. 2) has a length Li of 9 to 13 mm and a cylindrical recess (6) (see Fig. 3), the length of which L2 is from 9 to 13 mm.
  • the collet part (9) of the lower plug (2) has a length h from 15 to 16 mm (see Fig. 2).
  • a shoulder (8) with a truncated-conical part is made on the outer surface of the free end of the collet.
  • the fuel element of a pressurized water nuclear power reactor operates as follows.
  • the spring retainer (5) forcefully presses the fuel column (4) against the lower plug (2) in the axial direction, ensuring that the fuel column (4) remains continuous.
  • the coils of the compensating group of the spring retainer (5) provide the axial force for pressing the fuel column (4).
  • the coils of the fixing group of the spring latch (5) ensure that the spring latch (5) is kept from axial movement inside the shell (3). Retention of the spring retainer (5) is ensured by fixing in the shell (3) due to an interference fit on the inner surface of the shell (3).
  • fuel pellets are placed from REMIX fuel based on regenerated uranium and plutonium with the addition of enriched natural uranium.
  • the mass fraction of plutonium dioxide is selected from the range from 1 to 3%, the mass fraction of uranium dioxide is the rest, equivalent fuel enrichment is from 1 to 5% for uranium-235.
  • the mass of the fuel column (4) is selected from the range from 1600 to 1800 g, such an increased total fuel loading into the core provides an increase in energy efficiency and fuel burnup.
  • the choice of REMIX fuel based on regenerated uranium and plutonium with the addition of enriched natural uranium ensures a closed plutonium cycle and a reduction in natural uranium consumption.
  • top (1) and bottom (2) plugs are welded to the shell (3) by flash butt welding in an inert gas environment, providing a sealed cavity inside the fuel element.
  • an inert gas is fed into the fuel element under pressure.
  • the lower plug (2) of the fuel element during assembly of the fuel assembly due to the elasticity of the collet part (9) with a slot (7) is fixed in the support grid of the fuel assembly.
  • When assembling a fuel rod in TV C compresses the slot (7) and reduces the outer diameter of the shoulder (8) to the corresponding inner diameter of the TVS grate with the formation of a continuous annular shoulder in the compressed position of the collet, after which the collet part (9) of the lower plug (2) is pushed into the TVS grate until it stops , after which the slot (7) expands to its original state and the original outer diameter of the bead (8) is restored.
  • the side (8) abuts against the FA grate, thereby holding the lower plug (2) and the fuel rod from axial movement.
  • the invention provides:

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике к ТВЭЛам реактора ВВЭР-1200. ТВЭЛ содержит цилиндрическую оболочку длиной 4000±5 мм, выполненную из циркониевого сплава Э110 о.ч., верхнюю и нижнюю заглушки, приваренные к оболочке, топливный столб массой от 1600 до 1800 г, набранный из топливных таблеток, пружинный фиксатор, размещенный в оболочке и выполненный в виде цилиндрической пружины. При этом торец нижней заглушки представляет собой глухую цангу с наружной и внутренней цилиндрическими поверхностями и одной продольной прорезью, на наружной поверхности свободного конца цанги выполнен буртик. Топливные таблетки выполнены из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана. Техническим результатом является увеличение энергоэффективности и выгорания топлива с сохранением надежности и безопасной эксплуатации ТВЭЛа ВВЭР, повышение надежности и упрощение процесса сборки свежей ТВС, обеспечение замкнутого цикла по плутонию и снижение потребления природного урана.

Description

Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора
[0001] Изобретение относится к ядерной технике и относится к ядерному РЕМИКС-топливу с усовершенствованной конструкцией тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизированной тепловыделяющей сборки (ТВС), из которых набирается активная зона в водоохлаждаемом корпусном ядерном реакторе повышенной мощности типа ВВЭР- 1200.
[0002] Перспектива развития ядерной энергетики в значительной мере определяется решением вопроса увеличения энерговыработки и сохранением прежнего уровня безопасности атомных электростанций (АЭС).
[0003] Проблема повышения уровня экономической эффективности на действующих АЭС с реакторами ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) имеет различные пути решения. Однако в настоящее время она решается, как правило, минимальным изменением конструктивных элементов активной зоны. Подобный подход позволяет более эффективно использовать имеющиеся ресурсы, не прибегая к существенной корректировке технологических процессов при изготовлении конструкционных элементов.
[0004] В настоящее время в ядерных реакторах типа ВВЭР применяются стержневые тепловыделяющие элементы. Стержневой твэл имеет топливный столб, состоящий из отдельных таблеток цилиндрической формы, размещенных в оболочке, которая является конструкционным несущим элементом (см. А. Г. Самойлов, Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоатомиздат, 1985, с. 99 - 107). Диаметр стержневых твэлов в целях увеличения поверхности теплообмена и снижения температурных напряжений, вызванных перепадом температур, принимается возможно меньшим и варьируется в реальных конструкциях водо-водяных реакторов с водой под давлением от 7.35*10'3 м до 15*10'3 м (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, с. 32-36). Конструкции стержневых твэлов, ТВС и самой активной зоны для реакторов ВВЭР должны обеспечивать механическую устойчивость и прочность твэлов, в том числе в аварийных условиях при высоких температурах.
[0005] Известен тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора (патент РФ № 2244347, МПК G21C 3/00, опубликован 10.01.2005), содержащий герметичную цилиндрическую оболочку и ядерное топливо в виде цилиндрических таблеток, набранных в столб по длине оболочки. Наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,00 10'3 м до 8,79 10‘3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5,82- 10’3 м до 7,32- 10’3 м и массу от 0,93 кг до 1,52 кг. Топливные таблетки могут быть сплошными, либо в них могут быть выполнены центральные отверстия диаметром от 1.07 10’3 м до 1.45 10'3 м. В качестве материала топливных таблеток используют спрессованный и спеченный диоксид урана и/или диоксид плутония, также могут использоваться окись тория, карбиды урана, или их смеси. Масса урана в твэлах составляет 0.82-1.34 кг. Отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0,9145 до 0,9483.
[0006] Недостатком известного тепловыделяющего элемента является то, что наружный диаметр оболочки твэла варьируется от 7,00 10'3 м до 8,79- 10’3, что влечет за собой значительную корректировку технологии изготовления всех элементов конструкции твэла, что приводит к осложнению технологии его изготовления по сравнению с существующей для наружного диаметра 9,1 мм. Также недостатком является то, что масса топлива составляет 0.82-1.34 кг, в то время как в твэле с РЕМИКС -топливом масса топлива составляет от 1.6 до 1.8 кг, что позволяет увеличить энергоэффективность топливной компании.
[0007] Наиболее близким аналогом, принятым за прототип, является тепловыделяющий элемент активной зоны водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000 (Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций - М.: ИКЦ «Академкнига», 2004 г., с.106), который состоит из следующих частей: верхняя заглушка, оболочка, нижняя заглушка, топливный столб, набранный из таблеток диоксида урана и фиксатора. Оболочка и заглушки изготовлены из сплава Э110. Для предотвращения смятия оболочки в процессе эксплуатации внутренний объём твэла заполняется гелием под давлением (2,00±0,25) МПа. Герметизация твэла осуществляется сваркой. Для снижения давления газообразных продуктов деления под оболочкой, выделяющихся в процессе эксплуатации, в верхней части твэла предусмотрен компенсационный объём. Фиксация топливного столба от действия транспортно-технологических нагрузок осуществляется фиксатором. Верхняя заглушка предусматривает возможность сцепления с захватом устройства извлечения - установки твэла при сборке ТВС. Нижняя заглушка устанавливается в нижнюю решетку и крепится шплинтовкой.
[0008] Недостатками является то, что в твэлах реактора ВВЭР-1000 длина твэла и топливного столба меньше, чем у твэлов реактора ВВЭР- 1200, тем самым суммарная загрузка топлива в активную зону меньше, что приводит к уменьшению энерговыработки водо-водяного энергетического реактора ВВЭР- 1000 по сравнению с ВВЭР- 1200. Твэлы реактора ВВЭР- 1200 наравне с оболочкой с размерами от 9,06 до 9,14 мм - наружный и от 7,73 до 7,79 мм - внутреннего диаметра позволяют применять оболочки с размерами от 9,06 до 9,14 мм - наружный и от 7,93 до 7,99 мм - внутренний диаметр, что также увеличивает загрузку топлива. Использование в качестве материала оболочки сплава Э110, в котором содержание гафния больше, чем в сплаве Э110 о.ч., приводит к повышенному поглощению нейтронов оболочкой твэла, что также приводит к уменьшению энерговыработки реактора. Также недостатком является использование таблеток с центральным отверстием, что снижает загрузку топлива.
[0009] Крепление нижней заглушки к опорной решетке шплинтовкой приводит к более сложному и трудоемкому процессу сборки и разборки твэлов в составе ТВС. Главным недостатком является использование в качестве топлива диоксида урана, в то время как в твэлах с РЕМИКС-топливом используется регенерированное отработанное ядерное топливо на основе диоксида урана и плутония, что позволяет снизить количество отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и потребление природного урана.
[0010] Задачей изобретения является разработка и создание нового тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора ВВЭР- 1200 с повышенной энерговыработкой и сохранением прежнего уровня безопасности, упрощение процесса сборки свежей (необлученной) ТВС за счет оптимизации конструкции твэла с использованием имеющегося технологического оборудования, возможность обеспечения замкнутого цикла по плутонию в тепловых реакторах и снижение потребления природного урана за счет использования ядерного РЕМИКС- топлива (REMIX-топлива).
[ООН] Техническим результатом является увеличение энергоэффективности и выгорания топлива с сохранением надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора, повышение надежности и упрощение процесса сборки свежей ТВС, обеспечение замкнутого цикла по плутонию и снижение потребления природного урана.
[0012] Сущность изобретения заключается в том, что тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора содержит оболочку длиной 4000±5 мм, выполненную из циркониевого сплава Э110 о.ч. в виде полого цилиндра, верхнюю и нижнюю заглушки, концентрично приваренные соответственно к верхнему и нижнему торцам оболочки методом контактно-стыковой сварки в среде инертного газа, с возможностью обеспечения герметизации тепловыделяющего элемента и заполнения его инертным газом, топливный столб массой от 1600 до 1800 г, концентрично размещенный в оболочке, набранный из топливных таблеток, выполненных из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана, при содержании диоксида плутония от 1 до 3% масс., диоксида урана - остальное, эквивалентное обогащение топлива от 1 до 5 % по урану-235, пружинный фиксатор, концентрично размещенный в оболочке, выполненный в виде цилиндрической пружины из нержавеющей стали с возможностью поджатия топливного столба к нижней заглушке в осевом направлении, состоящий из витков компенсирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения осевого усилия поджатия топливного столба, и витков фиксирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения удержания пружинного фиксатора от осевого перемещения внутри оболочки, при этом торец нижней заглушки, противоположный торцу, приваренному к оболочке, представляет собой глухую цангу с наружной и внутренней цилиндрическими поверхностями и одной продольной прорезью, причем на наружной поверхности свободного конца цанги выполнен буртик. Наружный диаметр оболочки может быть выполнен от 9,06 до 9,14 мм, внутренний диаметр - от 7,73 до 7,79 или от 7,93 до 7,99 мм. Топливные таблетки могут быть выполнены с центральным отверстием или без центрального отверстия. Виток пружинного фиксатора, контактирующий с верхней топливной таблеткой, может быть поджат до контакта и подшлифован, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки.
[0013] Указанная совокупность признаков является новой, неизвестной из уровня техники и решает поставленную задачу, так как:
- увеличение длины топливного столба и твэла обеспечивает увеличение суммарной загрузки топлива в активную зону. Расчётное обоснование показало, что при сравнительно большей загрузке топлива обеспечиваются аналогичные твэлам реактора ВВЭР- 1000 показатели работоспособности и надежности, а срок эксплуатации и выгорание топлива выше для аналогичных параметров у твэлов реактора ВВЭР- 1200;
- использование топливного столба из топливных таблеток, выполненных из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана, позволяет замкнуть цикл по плутонию в тепловых реакторах и тем самым приостановить процесс его накопления или даже сократить его запасы, при этом позволит снизить потребление природного урана на 20-25% и лучше использовать топливный потенциал ОЯТ;
- использование в качестве материала оболочки сплава Э110 о.ч. позволяет понизить поглощение нейтронов оболочкой за счет снижения количества гафния, что приводит к увеличению энерговыработки;
- использование в конструкции твэла нижней заглушки цангового типа позволяет обеспечить сборку твэлов в пучок и их надежную фиксацию без дополнительных инструментов и фиксирующих элементов (шплинтовка и т.д.). [0014] Изобретение иллюстрируется следующими графическими материалами. [0015] На фиг.1 изображен вариант продольного разреза заявляемого твэла для реактора ВВЭР- 1200.
[0016] На фиг. 2 изображено увеличенное изображение нижней заглушки.
[0017] На фиг. 3 изображен разрез нижней заглушки.
[0018] Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора (фиг. 1) состоит из следующих конструктивных элементов: оболочки (3) в виде полого цилиндра, верхней (1) и нижней (2) заглушек, топливного столба (4) и пружинного фиксатора (5).
[0019] Оболочка (3) выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч., длина оболочки Lo равна 4000±5 мм, при этом наружный диаметр оболочки di от 9,06 до 9,14 мм и внутренний диаметр оболочки бг от 7,73 до 7,79 мм. Также может применяться утоненная оболочка, в таком случае наружный диаметр оболочки равен от 9,06 до 9,14 мм и внутренний диаметр оболочки от 7,93 до 7,99 мм.
[0020] Верхняя (1) и нижняя (2) заглушки концентрично приварены соответственно к верхнему и нижнему торцам оболочки (3) методом контактно-стыковой сварки в среде инертного газа. Верхняя (1) и нижняя (2) заглушки обеспечивают герметичную полость внутри тепловыделяющего элемента. При этом тепловыделяющий элемент заполнен инертным газом, который подается под давлением при приварке верхней заглушки (1) к оболочке (3) внутрь твэла для обеспечения коррозионной стойкости, прочности твэла и теплопроводности.
[0021] Топливный столб (4) концентрично размещен в оболочке (3) и набран из топливных таблеток, при это они могут быть выполнены с центральным отверстием или сплошными, без центрального отверстия.
[0022] Топливные таблетки выполнены из РЕМИКС -топлива (REMIX, от regenerated mixture) на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана.
[0023] РЕМИКС-топливо получают из неразделенной смеси регенерированного урана и плутония, которая образуется при переработке ОЯТ. В выделенную смесь добавляют небольшое количество обогащенного урана. Таким образом, повторно используется не только плутоний, содержащийся в ОЯТ, но и невыгоревший уран-235. Массовая доля диоксида плутония может варьироваться от 1 до 3%, массовая доля диоксида урана - остальное (соответственно, от 97 до 99%), эквивалентное обогащение топлива от 1 до 5 % по урану-235.
[0024] Масса топливного столба (4) составляет от 1600 до 1800 г. Увеличенные длина и масса топливного столба (4) обеспечивают увеличенную тепловую мощность реактора до 3300 МВт.
[0025] Пружинный фиксатор (5) концентрично размещен в оболочке (3) и выполнен в виде цилиндрической пружины из нержавеющей стали с возможностью поджатия топливного столба (4) к нижней заглушке (2) в осевом направлении. Пружинный фиксатор (5) состоит из витков компенсирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения осевого усилия поджатия топливного столба (4), и витков фиксирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения удержания пружинного фиксатора (5) от осевого перемещения внутри оболочки (3).
[0026] При этом виток пружинного фиксатора (5), контактирующий с верхней топливной таблеткой, может быть поджат до контакта и подшлифован, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки.
[0027] Нижняя топливная таблетка топливного столба (4) своим нижним торцом касается нижней заглушки (2), верхняя топливная таблетка топливного столба (4) касается пружинного фиксатора (5).
[0028] Торец нижней заглушки (2), противоположный торцу, приваренному к оболочке (3), представляет собой глухую цангу с наружной и внутренней цилиндрическими поверхностями и одной продольной прорезью (7). [0029] Прорезь (7) нижней заглушки (2) (см. фиг. 2) имеет длину Li от 9 до 13 мм и цилиндрическое углубление (6) (см. фиг. 3), длина которого L2 от 9 до 13 мм. Цанговая часть (9) нижней заглушки (2) имеет длину з от 15 до 16 мм (см. фиг. 2). При этом на наружной поверхности свободного конца цанги выполнен буртик (8) с усеченно-конической частью.
[0030] Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора работает следующим образом.
[0031] В процессе изготовления тепловыделяющего элемента пружинный фиксатор (5) с усилием поджимает топливный столб (4) к нижней заглушке (2) в осевом направлении, обеспечивая сохранение сплошности топливного столба (4). Витки компенсирующей группы пружинного фиксатора (5) обеспечивают осевое усилие поджатия топливного столба (4). Витки фиксирующей группы пружинного фиксатора (5) обеспечивают удержание пружинного фиксатора (5) от осевого перемещения внутри оболочки (3). Удержание пружинного фиксатора (5) обеспечивается путем закрепления в оболочке (3) за счет посадки с натягом на внутреннюю поверхность оболочки (3).
[0032] В оболочку (3) из сплава Э110 о.ч. помещают топливные таблетки из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана. Массовую долю диоксида плутония выбирают из интервала от 1 до 3%, массовую долю диоксида урана - остальное, эквивалентное обогащение топлива от 1 до 5 % по урану-235. При этом массу топливного столба (4) выбирают из интервала от 1600 до 1800 г, такая увеличенная суммарная загрузка топлива в активную зону обеспечивает увеличение энергоэффективности и выгорания топлива. Выбор РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана обеспечивает замкнутый цикл по плутонию и снижение потребления природного урана.
[0033] К оболочке (3) методом контактно-стыковой сварки в среде инертного газа приваривают верхнюю (1) и нижнюю (2) заглушки, обеспечивая герметичную полость внутри тепловыделяющего элемента. При приварке верхней заглушки (1) к оболочке (3) внутрь твэла подают инертный газ под давлением.
[0034] Образованные вышеописанным образом тепловыделяющие элементы собирают в тепловыделяющие сборки, загружаемые в активную зону ядерного реактора.
[0035] Нижнюю заглушку (2) твэла при сборке ТВС за счет упругости цанговой части (9) с прорезью (7) фиксируют в опорной решетке ТВС. При сборке твэла в ТВ С происходит сжатие прорези (7) и уменьшение наружного диаметра буртика (8) до соответствующего внутреннему диаметру решетки ТВС с образованием сплошного кольцевого бурта в сжатом положении цанги, после чего проталкивают цанговую часть (9) нижней заглушки (2) в решетку ТВС до упора, после чего прорезь (7) разжимается до исходного состояния и восстанавливается исходный наружный диаметр буртика (8). Бортик (8) упирается в решетку ТВС, тем самым удерживая нижнюю заглушку (2) и твэл от осевого перемещения.
[0036] Наличие нижней заглушки (2) описанной конструкции позволяет достичь упрощение процесса сборки свежей ТВС.
[0037] Таким образом, изобретение обеспечивает:
- обеспечение замкнутого цикла по плутонию и снижение потребления природного урана за счет использования топливного столба из топливных таблеток, выполненных из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана,
- увеличение энергоэффективности и выгорания топлива с сохранением надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора за счет увеличенной суммарной загрузки топлива в активную зону, а также за счет использования в качестве материала оболочки сплава Э110 о.ч.,
- повышение надежности и упрощение процесса сборки свежей ТВС за счет использования в конструкции твэла нижней заглушки цангового типа, а также за счет использования контактно-стыковой сварки.

Claims

Формула изобретения
1. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащий оболочку длиной 4000±5 мм, выполненную из циркониевого сплава Э110 о.ч. в виде полого цилиндра, верхнюю и нижнюю заглушки, концентрично приваренные соответственно к верхнему и нижнему торцам оболочки методом контактно-стыковой сварки в среде инертного газа, с возможностью обеспечения герметизации тепловыделяющего элемента и заполнения его инертным газом, топливный столб массой от 1600 до 1800 г, концентрично размещенный в оболочке, набранный из топливных таблеток, выполненных из РЕМИКС-топлива на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана, при содержании диоксида плутония от 1 до 3% масс., диоксида урана - остальное, эквивалентное обогащение топлива от 1 до 5 % по урану-235, пружинный фиксатор, концентрично размещенный в оболочке, выполненный в виде цилиндрической пружины из нержавеющей стали с возможностью поджатия топливного столба к нижней заглушке в осевом направлении, состоящий из витков компенсирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения осевого усилия поджатия топливного столба, и витков фиксирующей группы, выполненных с возможностью обеспечения удержания пружинного фиксатора от осевого перемещения внутри оболочки, при этом торец нижней заглушки, противоположный торцу, приваренному к оболочке, представляет собой глухую цангу с наружной и внутренней цилиндрическими поверхностями и одной продольной прорезью, причем на наружной поверхности свободного конца цанги выполнен буртик.
2. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что оболочка выполнена с наружным диаметром от 9,06 до 9,14 мм и внутренним диаметром от 7,73 до 7,79 мм.
3. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что оболочка выполнена с наружным диаметром от 9,06 до 9,14 мм и внутренним диаметром от 7,93 до 7,99 мм.
4. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что топливные таблетки выполнены с центральным отверстием.
9
5. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что топливные таблетки выполнены без центрального отверстия.
6. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что виток пружинного фиксатора, контактирующий с верхней топливной таблеткой, поджат до контакта и подшлифован, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки.
PCT/RU2020/000769 2020-12-29 2020-12-29 Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора WO2022146160A1 (ru)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP20968102.2A EP4141888A4 (en) 2020-12-29 2020-12-29 FUEL ROD FOR A WATER-COOLED WATER-MODERATED NUCLEAR REACTOR
PCT/RU2020/000769 WO2022146160A1 (ru) 2020-12-29 2020-12-29 Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/RU2020/000769 WO2022146160A1 (ru) 2020-12-29 2020-12-29 Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2022146160A1 true WO2022146160A1 (ru) 2022-07-07

Family

ID=82260930

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2020/000769 WO2022146160A1 (ru) 2020-12-29 2020-12-29 Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора

Country Status (2)

Country Link
EP (1) EP4141888A4 (ru)
WO (1) WO2022146160A1 (ru)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2100172C1 (ru) * 1996-02-09 1997-12-27 Акционерное Общество Открытого Типа "Новосибирский завод Химконцентратов" Разделитель поштучной выдачи тепловыделяющих элементов в автоматической линии
RU2244347C2 (ru) 2002-10-24 2005-01-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Стержневой тепловыделяющий элемент водоводяного энергетического реактора
RU132603U1 (ru) * 2013-02-22 2013-09-20 Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Устройство для механических испытаний трубчатых оболочек
RU2702234C1 (ru) * 2019-03-26 2019-10-07 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла
CN111656458A (zh) * 2018-01-24 2020-09-11 韩电原子力燃料株式会社 具有优异的耐冲击性的核燃料烧结芯块

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4871509A (en) * 1988-05-02 1989-10-03 General Electric Company Fuel column retainer using radially compressed spring
DE19641323A1 (de) * 1995-10-12 1997-04-17 Gen Electric Endstopfen für einen Brennstab und Verfahren
JP5312754B2 (ja) * 2007-05-14 2013-10-09 白川 利久 軽水型原子炉の炉心

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2100172C1 (ru) * 1996-02-09 1997-12-27 Акционерное Общество Открытого Типа "Новосибирский завод Химконцентратов" Разделитель поштучной выдачи тепловыделяющих элементов в автоматической линии
RU2244347C2 (ru) 2002-10-24 2005-01-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Стержневой тепловыделяющий элемент водоводяного энергетического реактора
RU132603U1 (ru) * 2013-02-22 2013-09-20 Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Устройство для механических испытаний трубчатых оболочек
CN111656458A (zh) * 2018-01-24 2020-09-11 韩电原子力燃料株式会社 具有优异的耐冲击性的核燃料烧结芯块
RU2702234C1 (ru) * 2019-03-26 2019-10-07 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"Aktivnye zony VVER dlya atomnykh elektrostantsy [VVER cores for nuclear power plants]", 30 November 2003, M. IKTS AKADEMKNIGA, Russia, ISBN: 5-94628-188-7, article DENISOV V.P., VASILCHENKO I.N., SHMELEV V.D., DRAGUNOV YU.G.: "Passage Chapter 6.3. DESIGN OF THE CORE, CASSETTS AND PS CPS OF THE SERIAL VVER-1000 REACTOR", pages: 106 - 107, XP009541288 *
A.G. SAMOILOV: "Fuel Rods for Nuclear Reactors", MOSCOW, ENERGOATOMIZDAT, 1985, pages 99 - 107
G. N. USHAKOV: "Pressure Tubes and Fuel Rods of Nuclear Reactors", MOSCOW, ENERGOIZDAT, 1981, pages 32 - 36
See also references of EP4141888A4

Also Published As

Publication number Publication date
EP4141888A1 (en) 2023-03-01
EP4141888A4 (en) 2023-12-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8116423B2 (en) Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
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
US4655995A (en) Reversible BWR fuel assembly and method of using same
US4994233A (en) Fuel rod with axial regions of annular and standard fuel pellets
EP1647993A2 (en) Use of boron or enriched boron 10 in UO2
US20140192949A1 (en) Nuclear reactor fuel element having silicon carbide multilayered cladding and thoria-based fissionable fuel
US20080031398A1 (en) Use of boron or enriched boron 10 in UO2
US20100054389A1 (en) Mixed oxide fuel assembly
Simmons et al. Integral fuel burnable absorbers with ZrB2 in pressurized water reactors
WO2022093064A1 (ru) Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора
WO2022146160A1 (ru) Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора
EA045525B1 (ru) Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора
EP4141890A1 (en) Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor
EP1780729A2 (en) Fuel assembly with boron containing nuclear fuel
US5610961A (en) Fuel assembly structure using channel for load support
EA044880B1 (ru) Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора
Kim et al. Comparison of Core Design Parameters for BANDI-60 Using UO2 and U-Mo Fuels
US4725401A (en) Element immersed in coolant of nuclear reactor
Keresztúri et al. Analyses for licensing of new fuel types at NPP Paks
Fischer et al. Mechanical design of core components for a High Performance Light Water Reactor with a three pass core
RU2236712C2 (ru) Регулирующая тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора
KR101621433B1 (ko) 환형 가연성 독봉 제조방법
CZ32776U1 (cs) Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující alespoň jednu tuto palivovou peletu
Schebitz et al. Design Basis of Core Components and their Realization in the frame of the EPR's {sup TM} Core Component Development
JPS6347695A (ja) 高転換バ−ナ型原子炉用燃料棒

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: 20968102

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2020968102

Country of ref document: EP

Effective date: 20221124

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2023115257

Country of ref document: RU

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE