EA044880B1 - Fuel Element of Water-Water Nuclear Power Reactor - Google Patents

Description

Область техникиField of technology

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкции тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизированной тепловыделяющей сборки (ТВС), из которых набирается активная зона в водоохлаждаемом корпусном ядерном реакторе повышенной мощности, а именно ВВЭР-1200.The invention relates to nuclear technology and concerns the improvement of the design of fuel elements (fuel rods) that are part of a modernized fuel assembly (FA), from which the core is assembled in a water-cooled vessel nuclear reactor of increased power, namely VVER-1200.

Предшествующий уровень техникиPrior Art

Перспектива развития ядерной энергетики в значительной мере определяется решением вопроса увеличения энерговыработки и сохранением прежнего уровня безопасности атомных электростанций (АЭС).The prospects for the development of nuclear energy are largely determined by resolving the issue of increasing energy production and maintaining the previous level of safety of nuclear power plants (NPPs).

Проблема повышения уровня экономической эффективности на действующих АЭС с реакторами ВВЭР 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.The problem of increasing the level of economic efficiency at operating nuclear power plants with VVER reactors has various solutions. However, at present it is solved, as a rule, by minimal changes in the structural elements of the core. This approach allows for more efficient use of available resources, without resorting to significant adjustments to technological processes in the manufacture of structural elements.

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 7,35x10’3 до 15x10’3 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.Currently, nuclear reactors of the VVER type use rod fuel elements. A 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. - P. 99-107 ). The diameter of the fuel rod rods, in order to increase the heat exchange surface and reduce thermal stresses caused by temperature differences, is assumed to be as small as possible and varies in real designs of pressurized water reactors from 7.35x10'3 to 15x10'3 m (see G.N. Ushakov, Technological channels and fuel elements of nuclear reactors, M.: Energoizdat, 1981, pp. 32-36). The designs of fuel rods, fuel assemblies and the core itself for VVER reactors must ensure the mechanical stability and strength of the fuel rods, including under emergency conditions at high temperatures.

Известен тепловыделяющий элемент ядерного реактора, содержащий герметичную оболочку, ядерное топливо в виде цилиндрических таблеток, набранных в столб по длине оболочки и удерживаемых в заданном положении фиксатором в виде разрезных втулок. Оболочка тепловыделяющего элемента выполнена из сплава циркония (RU 2244347, G21C3/00, 24.10.2002).A known fuel element of a nuclear reactor contains a sealed shell, nuclear fuel in the form of cylindrical pellets collected in a column along the length of the shell and held in a given position by a retainer in the form of split bushings. The shell of the fuel element is made of zirconium alloy (RU 2244347, G21C3/00, 10.24.2002).

Недостатком известного тепловыделяющего элемента является то, что данный твэл имеет фиксатор в виде разрезной втулки, который в отличие от пружинного фиксатора не обеспечивает сплошность топливного столба при его возможном смещении во время проведения транспортно-технологических операций как на свежем, так и на облученном топливе.The disadvantage of the known fuel element is that this fuel rod has a retainer in the form of a split bushing, which, unlike a spring retainer, does not ensure the continuity of the fuel column in the event of its possible displacement during transport and technological operations on both fresh and irradiated fuel.

Также недостатком является изменение наружного диаметра оболочки твэла, который варьируется от 7,00x10’3 до 8,79x10’3, что влечет за собой значительную корректировку технологии изготовления всех элементов конструкции твэла, что приводит к осложнению технологии его изготовления по сравнению с существующей.Another disadvantage is the change in the outer diameter of the fuel rod cladding, which varies from 7.00x10’3 to 8.79x10’3, which entails a significant adjustment in the manufacturing technology of all fuel rod design elements, which leads to a complication of its manufacturing technology compared to the existing one.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату 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. - 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 объем 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 объем. 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.The closest in technical essence and achieved result is the fuel element of the core of water-cooled power reactors of the VVER-1000 type (Shmelev V.D., Dragunov Yu.G., Denisov V.P., Vasilchenko I.N. VVER cores for nuclear power plants. M.: IKTs Akademkniga, 2004. - P. 106), which consists of the following parts: an upper plug, a shell, a lower plug, a fuel column made of uranium dioxide tablets and a fixative. The shell and plugs are made of E110 alloy. To prevent the cladding from collapsing 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. To reduce the pressure of gaseous fission products under the cladding, released during operation, a compensation volume is provided in the upper part of the fuel rod. Fixation of the fuel column from the action of transport and technological loads is carried out by a clamp. The upper plug provides the ability to engage with the gripper of the extraction device - installation of a fuel rod during fuel assembly assembly. The lower plug is installed in the lower grille and secured with a cotter pin.

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. 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. Крепление нижней заглушки к опорной решетке шплинтовкой приводит к более сложному и трудоемкому процессу сборки и разборки твэлов в составе ТВС.The disadvantages are that in the fuel rods of the VVER-1000 reactor, the length of the fuel rod and the fuel column is shorter than that of the fuel rods of the VVER-1200 reactor, thereby the total loading of fuel into the core is less, which leads to a decrease in the energy output of the water-cooled power reactor VVER-1000 by compared to VVER-1200. The use of the E110 alloy as a cladding material, in which the hafnium content is higher than in the pure E110 alloy, leads to increased absorption of neutrons by the fuel element cladding, which also leads to a decrease in the energy output of the reactor. Fastening the bottom plug to the support grid with a cotter pin leads to a more complex and labor-intensive process of assembling and disassembling fuel rods in the fuel assembly.

Раскрытие изобретенияDisclosure of the Invention

Задачей изобретения является разработка и создание нового тепловыделяющего элемента водоводяного энергетического реактора ВВЭР-1200 с повышенной энерговыработкой и сохранением прежнего уровня безопасности, а также упрощение процесса сборки свежей (необлученной) ТВС за счет оптиThe objective of the invention is to develop and create a new fuel element for the water-water power reactor VVER-1200 with increased energy production and maintaining the same level of safety, as well as to simplify the process of assembling fresh (non-irradiated) fuel assemblies due to optical

- 1 044880 мизации конструкции твэла с использованием имеющегося технологического оборудования.- 1 044880 optimization of fuel rod design using existing technological equipment.

Техническим результатом является увеличение энергоэффективности и выгорания топлива с сохранением надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора, а также упрощение процесса сборки свежей ТВС.The technical result is an increase in energy efficiency and fuel burnout while maintaining the reliability and safe operation of the fuel element of a water-cooled power reactor, as well as simplifying the process of assembling fresh fuel assemblies.

Технический результат достигается тем, что тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора состоит из цилиндрической оболочки, загерметизированной нижней и верхней заглушками, концентрично приваренными к оболочке с инертной атмосферой внутри тепловыделяющего элемента, и содержит концентрично размещенный в цилиндрической оболочке топливный столб, набранный из топливных таблеток с центральным отверстием, при этом топливный столб в осевом направлении поджат к нижней заглушке пружинным фиксатором, который состоит из витков компенсирующей группы, обеспечивающих осевое усилие поджатия топливного столба, и витков фиксирующей группы, обеспечивающих удержание пружинного фиксатора в определенном положении за счет посадки с натягом на внутреннюю поверхность цилиндрической оболочки, причем оболочка и заглушки соединены контактно стыковой сваркой, при этом длина сварного соединения составляет от одной до трех толщин стенки оболочки, причем зона сварного соединения не выступает за диаметр исходной оболочки, а нижняя заглушка представляет собой элемент цангового типа, в нижней части которого выполнен буртик ступенчатого профиля и прорезь, расположенная в плоскости на продольной оси, выходящая на нижний торец.The technical result is achieved by the fact that the fuel element of a water-cooled power nuclear reactor consists of a cylindrical shell, sealed with lower and upper plugs, concentrically welded to the shell with an inert atmosphere inside the fuel element, and contains a fuel column concentrically placed in the cylindrical shell, made up of fuel pellets with a central hole, while the fuel column is axially pressed to the bottom plug by a spring clamp, which consists of turns of the compensating group, providing an axial force for pressing the fuel column, and turns of the locking group, ensuring the retention of the spring clamp in a certain position due to an interference fit on the inner surface of the cylindrical shell, and the shell and plugs are connected by contact butt welding, and the length of the welded joint is from one to three thicknesses of the shell wall, and the zone of the welded joint does not protrude beyond the diameter of the original shell, and the lower plug is a collet-type element, in the lower part of which there is a shoulder of a stepped profile and a slot located in a plane on the longitudinal axis, extending to the lower end.

Длина твэла L₀ составляет от 4030 до 4036 мм.The fuel rod length L ₀ ranges from 4030 to 4036 mm.

Длина топливного столба L₁ составляет от 3720 до 3740 мм.The length of the fuel column L ₁ ranges from 3720 to 3740 mm.

Длина свободного объема под оболочкой тепловыделяющего элемента L₂ составляет от 250 до 270 мм.The length of the free volume under the shell of the fuel element L ₂ ranges from 250 to 270 mm.

Длина оболочки L3 составляет от 3995 до 4005 мм.The L3 shell length ranges from 3995 to 4005 mm.

Масса топливного столба составляет от 1600 до 1800 г.The mass of the fuel column ranges from 1600 to 1800 g.

Цилиндрическая оболочка выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч., состоящего из циркония с добавлением основных примесей в следующем соотношении, мас.%: цирконий - основа; ниобий - 0,8-1,5; железо - 0,02-0,08; кислород - 0,05-0,1; углерод - до 0,01; кремний - до 0,02; гафний - до 0,010.The cylindrical shell is made of high purity grade E110 zirconium alloy, consisting of zirconium with the addition of basic impurities in the following ratio, wt.%: zirconium - base; niobium - 0.8-1.5; iron - 0.02-0.08; oxygen - 0.05-0.1; carbon - up to 0.01; silicon - up to 0.02; hafnium - up to 0.010.

Пружинный фиксатор выполнен из нержавеющей стали.The spring retainer is made of stainless steel.

Виток пружинного фиксатора, контактирующий с верхней топливной таблеткой, поджат до контакта и подшлифован, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки.The spring clamp coil in contact with the upper fuel pellet is pressed to contact and ground, forming a contact plane between the coil and the fuel pellet.

В качестве инертного газа под оболочкой используют гелий с массовой долей в конечном изделии в диапазоне от 90 до 99%.Helium is used as an inert gas under the shell with a mass fraction in the final product ranging from 90 to 99%.

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; расчетное 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;This set of features is new, unknown from the prior art, and solves the problem, since increasing the length of the fuel column and fuel rod ensures an increase in the total fuel loading into the core; the calculation justification showed that with a relatively larger fuel load, performance and reliability indicators similar to the fuel rods of the VVER-1000 reactor are provided, and the service life and fuel burnup are higher for similar parameters for the fuel rods of the VVER-1200 reactor;

использование в качестве материала оболочки сплава Э110 о.ч. позволяет понизить поглощение нейтронов оболочкой за счет снижения количества гафния, что приводит к увеличению энерговыработки;use of alloy E110 pure grade as a shell material. allows you to reduce the absorption of neutrons by the shell by reducing the amount of hafnium, which leads to an increase in energy production;

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.);The use of a collet-type lower plug in the fuel rod design allows for the assembly of fuel rods into a bundle and their reliable fixation without additional tools and fixing elements (cotter pins, etc.);

использование контактно стыковой сварки позволяет повысить надежность и упростить технологический процесс сборки твэла;the use of flash butt welding makes it possible to increase reliability and simplify the technological process of fuel rod assembly;

при установке фиксатора происходит нагартовка внутренней поверхности оболочки на участке от нижнего торца верхней заглушки до участка фиксирующей группы витков включительно, что увеличивает запасы прочности по критерию потери устойчивости при гидроиспытаниях;when installing the retainer, the inner surface of the shell is cold-fretted in the area from the lower end of the upper plug to the area of the fixing group of turns, inclusive, which increases the safety margin according to the criterion of loss of stability during hydrotests;

установка фиксатора происходит так, что крайний поджатый до контакта и подшлифованый виток пружинного фиксатора контактирует с верхней топливной таблеткой, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки, что позволяет повысить надежность твэла;the clamp is installed in such a way that the outermost coil of the spring clamp, pressed to contact and ground, contacts the upper fuel pellet, forming a plane of contact between the coil and the fuel pellet, which makes it possible to increase the reliability of the fuel rod;

использование в качестве инертного газа под оболочкой гелия с массовой долей в конечном изделии в диапазоне от 90 до 99% повышает теплопроводность и коррозионную стойкость внутренней поверхности оболочки твэла;the use of helium as an inert gas under the cladding with a mass fraction in the final product in the range from 90 to 99% increases the thermal conductivity and corrosion resistance of the inner surface of the fuel rod cladding;

выбранная длина сварного соединения, составляющая от одной до трех толщин стенки оболочки, причем зона сварного соединения не выступает за диаметр исходной оболочки, обеспечивает надежность и безопасную эксплуатацию тепловыделяющего элемента.the selected length of the welded joint, ranging from one to three thicknesses of the shell wall, and the zone of the welded joint does not protrude beyond the diameter of the original shell, ensures reliability and safe operation of the fuel element.

Осуществление изобретенияCarrying out the invention

Подтверждение достижения технического результата отображено в табл. 1 и 2, в которых представлены рассчитанные проектные параметры в сравнении для твэлов реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200.Confirmation of achievement of the technical result is displayed in table. 1 and 2, which present the calculated design parameters in comparison for fuel rods of the VVER-1000 and VVER-1200 reactors.

- 2 044880- 2 044880

Таблица 1Table 1

Расчетное выгораниеEstimated burnup

Элемент Element Выгорание топлива с учетом коэффициентов запаса, МВт· МВт· сут/кги Fuel burn-up taking into account safety factors, MW MW day/kg ВВЭР- 1200 VVER-1200 ВВЭР- 1000 VVER-1000 Твэл Fuel element 80,4 80.4 74,0 74.0 Таблетка твэла Fuel pellet 89,1 89.1 82,0 82.0

Таблица 2table 2

Расчетные коэффициенты запаса в стационарных условиях эксплуатации по теплофизическим, прочностным и деформационным критериямCalculated safety factors under stationary operating conditions according to thermophysical, strength and deformation criteria

Наименование критерия приемки Name of acceptance criterion Нормативный коэффициент запаса Standard safety factor Расчетный коэффициент запаса ВВЭР-1200 Design safety factor of VVER-1200 Расчетный коэффициент запаса ВВЭР-1000 Design safety factor of VVER-1000 Температура плавления Melting temperature krci =1,1 krci =1.1 1,76 1.76 1,74 1.74 Коррозия оболочки Shell corrosion ккс1 =1,5 kks1 =1.5 2,0 2.0 »1,5 »1.5 КРН SRC ksci =1,2 ksci =1.2 1,40 1.40 1,31 1.31 Устойчивость Sustainability кзсз =1,5 kzsz =1.5 1,71 1.71 1,67 1.67 Удлинение Elongation k_DC2 =1,25k _DC2 =1.25 1,59 1.59 1,34 1.34

Сравнение данных в табл. 1 показывает увеличение предельного расчетного выгорания как в среднем по твэлу, так и по таблетке для реактора ВВЭР-1200 по сравнению с реактором ВВЭР-1000. В табл. 2 представлено сравнение коэффициентов запаса для проектных критериев работоспособности, из которой видно, что для твэлов реактора ВВЭР-1200 расчетные коэффициенты запаса выше нормативных и выше таковых для твэлов реактора ВВЭР-1000.Comparison of data in table. 1 shows an increase in the maximum calculated burnup both on average for the fuel element and for the pellet for the VVER-1200 reactor compared to the VVER-1000 reactor. In table Figure 2 presents a comparison of safety factors for design performance criteria, from which it can be seen that for fuel rods of the VVER-1200 reactor, the calculated safety factors are higher than the standard ones and higher than those for fuel rods of the VVER-1000 reactor.

На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза заявляемого твэла для реактора ВВЭР-1200.In fig. Figure 1 shows a longitudinal section of the proposed fuel element for the VVER-1200 reactor.

На фиг. 2 изображено увеличенное изображение нижней заглушки.In fig. Figure 2 shows an enlarged view of the bottom plug.

На фиг. 3 изображен разрез нижней заглушки.In fig. Figure 3 shows a section of the bottom plug.

На фиг. 4 представлены расчетные удлинения твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1200.In fig. Figure 4 shows the calculated elongations of fuel rods depending on burnup for fuel rods of the VVER-1200 reactor.

На фиг. 5 представлены расчетные удлинения твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1000.In fig. Figure 5 shows the calculated elongations of fuel rods depending on burnup for fuel rods of the VVER-1000 reactor.

На фиг. 6 представлены расчетные изменения диаметра оболочки твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1200.In fig. Figure 6 shows the calculated changes in the diameter of the fuel rod cladding depending on burnup for fuel rods of the VVER-1200 reactor.

На фиг. 7 представлены расчетные изменения диаметра оболочки твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1000.In fig. Figure 7 shows the calculated changes in the diameter of the fuel rod cladding depending on burnup for fuel rods of the VVER-1000 reactor.

На фиг. 8 представлены расчетные окружные напряжения на внутренней поверхности оболочки стационарного цикла перегрузок для твэлов реактора ВВЭР-1200.In fig. Figure 8 shows the calculated circumferential stresses on the inner surface of the shell of the stationary refueling cycle for fuel rods of the VVER-1200 reactor.

На фиг. 9 представлены расчетные окружные напряжения на внутренней поверхности оболочки стационарного цикла перегрузок для твэлов реактора ВВЭР-1000.In fig. Figure 9 shows the calculated circumferential stresses on the inner surface of the shell of the stationary refueling cycle for fuel rods of the VVER-1000 reactor.

На фиг. 10 представлены расчетные величины давления газа для твэлов реактора ВВЭР-1200 стационарного цикла для холодного и горячего состояний.In fig. Figure 10 presents the calculated values of gas pressure for fuel elements of a stationary cycle VVER-1200 reactor for cold and hot states.

На фиг. 11 представлены расчетные величины давления газа для твэлов реактора ВВЭР-1000 стационарного цикла перегрузок для холодного и горячего состояний.In fig. Figure 11 presents the calculated values of gas pressure for fuel rods of the VVER-1000 reactor in a stationary refueling cycle for cold and hot states.

Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора (фиг. 1) состоит из следующих конструктивных элементов:The fuel element of a water-cooled power nuclear reactor (Fig. 1) consists of the following structural elements:

топливный столб, набранный из топливных таблеток (4) с центральным отверстием;a fuel column made of fuel pellets (4) with a central hole;

пружинный фиксатор (5);spring retainer (5);

цилиндрическая оболочка (3);cylindrical shell (3);

верхняя (1) и нижняя заглушки (2).upper (1) and lower plugs (2).

Топливный столб размещается в оболочке (3) твэла, нижняя топливная таблетка (4) своим нижним торцом касается нижней заглушки (2), верхняя топливная таблетка (4) касается пружинного фиксатора (5), который посредством натяга закреплен в цилиндрической оболочке (3) и обеспечивает поджатие и сохранение сплошности топливного столба. Верхняя (1) и нижняя (2) заглушки герметично вварены в цилиндрическую оболочку (3), тем самым обеспечивая герметичную полость внутри тепловыделяющего элемента. При приварке верхней заглушки (1) к цилиндрической оболочке (3) внутрь твэла подается инертный газ под давлением для обеспечения коррозионной стойкости, прочности твэла и теплопроводности. Особенностью нижней заглушки (2) является то, что она имеет прорезь (7), длина которой L4 от 9 до 13 мм;The fuel column is placed in the fuel rod shell (3), the lower fuel pellet (4) with its lower end touches the lower plug (2), the upper fuel pellet (4) touches the spring retainer (5), which is tensioned in the cylindrical shell (3) and ensures compression and preservation of the continuity of the fuel column. The upper (1) and lower (2) plugs are hermetically welded into the cylindrical shell (3), thereby providing a sealed cavity inside the fuel element. When welding the top plug (1) to the cylindrical shell (3), an inert gas under pressure is supplied inside the fuel rod to ensure corrosion resistance, fuel rod strength and thermal conductivity. A special feature of the lower plug (2) is that it has a slot (7), the length of which L4 is from 9 to 13 mm;

цилиндрическое углубление (6), длина которого L5 от 9 до 13 мм;a cylindrical recess (6), the length of which L5 is from 9 to 13 mm;

цанговую часть (9), длина которой L₆ от 15 до 16 мм;collet part (9), the length of which L ₆ is from 15 to 16 mm;

буртик с конической частью (8).collar with a conical part (8).

Нижняя заглушка (2) твэла при сборке ТВС за счет упругости цанговой части с прорезью фиксируThe lower plug (2) of the fuel rod is fixed during fuel assembly assembly due to the elasticity of the collet part with the slot

--

Claims (10)

ется в опорной решетке ТВС. При сборке твэла в ТВС происходит сжатие прорези и уменьшение наружного диаметра буртика до соответствующего внутреннему диаметру решетки ТВС, после чего происходит проталкивание цанговой части заглушки в решетку ТВС до упора, после чего прорезь разжимается до исходного состояния и восстанавливается исходный наружный диаметр буртика, буртик упирается в решетку ТВС, тем самым удерживая нижнюю заглушку и твэл от осевого перемещения.is located in the fuel assembly support grid. When assembling a fuel rod into a fuel assembly, the slot is compressed and the outer diameter of the bead is reduced to the corresponding internal diameter of the fuel assembly grid, after which the collet part of the plug is pushed into the fuel assembly grid until it stops, after which the slot is expanded to its original state and the original outer diameter of the bead is restored, the bead rests against fuel assembly grid, thereby keeping the lower plug and fuel rod from axial movement. Наличие нижней заглушки описанной конструкции позволяет достичь одной из поставленных задач - упрощения процесса сборки свежей ТВС.The presence of a bottom plug of the described design makes it possible to achieve one of the objectives - simplifying the process of assembling a fresh fuel assembly. Промышленная применимостьIndustrial applicability С учетом расчетных данных, представленных на фиг. 4-11, можно утверждать, что в нормальном режиме эксплуатации, по сравнению с конструкцией тепловыделяющих элементов реактора ВВЭР-1000, уменьшено удлинение твэлов, значение изменения их диаметра, снижены окружные напряжения, а внутреннее давление не увеличилось для твэлов ВВЭР-1200. В том числе снижено предельное значение энерговыделения твэлов, оболочки которых являются одним из основных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и могут разгерметизироваться в аварийных ситуациях, прежде всего из-за их перегрева. Такое решение обусловлено повышением требований к уровню безопасности АЭС и многолетним успешным опытом эксплуатации ядерного топлива существующей конструкции.Taking into account the calculated data presented in Fig. 4-11, it can be argued that in normal operation, in comparison with the design of the fuel elements of the VVER-1000 reactor, the elongation of the fuel rods and the change in their diameter are reduced, the circumferential stresses are reduced, and the internal pressure does not increase for the VVER-1200 fuel rods. This includes reducing the limiting value of the energy release of fuel elements, the cladding of which is one of the main barriers to the spread of radioactive substances and can depressurize in emergency situations, primarily due to their overheating. This decision is due to increased requirements for the safety level of nuclear power plants and many years of successful experience in operating nuclear fuel of the existing design. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯCLAIM 1. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, состоящий из цилиндрической оболочки, загерметизированной нижней и верхней заглушками, концентрично приваренными к оболочке с инертной атмосферой внутри тепловыделяющего элемента, содержащий концентрично размещенный в цилиндрической оболочке топливный столб, набранный из топливных таблеток с центральным отверстием, при этом топливный столб в осевом направлении поджат к нижней заглушке пружинным фиксатором, который состоит из витков компенсирующей группы, обеспечивающих осевое усилие поджатия топливного столба, и витков фиксирующей группы, обеспечивающих удержание пружинного фиксатора в определенном положении за счет посадки с натягом на внутреннюю поверхность цилиндрической оболочки, отличающийся тем, что оболочка и заглушки соединены контактно стыковой сваркой, при этом длина сварного соединения составляет от одной до трех толщин стенки оболочки, причем зона сварного соединения не выступает за диаметр исходной оболочки, а нижняя заглушка представляет собой элемент цангового типа, в нижней части которого выполнен буртик ступенчатого профиля и прорезь, расположенная в плоскости на продольной оси, выходящая на нижний торец.1. A fuel element of a water-cooled power nuclear reactor, consisting of a cylindrical shell, sealed with lower and upper plugs, concentrically welded to the shell with an inert atmosphere inside the fuel element, containing a fuel column concentrically placed in the cylindrical shell, made up of fuel pellets with a central hole, in this case, the fuel column is axially pressed to the bottom plug by a spring clamp, which consists of turns of the compensating group, providing an axial force for pressing the fuel column, and turns of the locking group, ensuring retention of the spring clamp in a certain position due to an interference fit on the inner surface of the cylindrical shell , characterized in that the shell and plugs are connected by contact butt welding, while the length of the welded joint is from one to three thicknesses of the shell wall, and the zone of the welded joint does not protrude beyond the diameter of the original shell, and the lower plug is a collet-type element, in the lower part which has a shoulder of a stepped profile and a slot located in a plane on the longitudinal axis, extending to the lower end. 2. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что длина твэла L₀ составляет от 4030 до 4036 мм.2. The fuel element of a water-cooled power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the length of the fuel element L ₀ ranges from 4030 to 4036 mm. 3. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что длина топливного столба L1 составляет от 3720 до 3740 мм.3. The fuel element of a water-cooled power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the length of the fuel column L1 is from 3720 to 3740 mm. 4. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что длина свободного объема под оболочкой тепловыделяющего элемента L₂ составляет от 250 до 270 мм.4. The fuel element of a water-cooled power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the length of the free volume under the shell of the fuel element L ₂ ranges from 250 to 270 mm. 5. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что длина оболочки L₃ составляет от 3995 до 4005 мм.5. The fuel element of a water-cooled power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the shell length L ₃ ranges from 3995 to 4005 mm. 6. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что масса топливного столба составляет от 1600 до 1800 г.6. The fuel element of a water-cooled power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the mass of the fuel column is from 1600 to 1800 g. 7. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что цилиндрическая оболочка выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч., состоящего из циркония с добавлением основных примесей в следующем соотношении, мас.%: цирконий - основа; ниобий 0,8-1,5; железо - 0,02-0,08; кислород - 0,05-0,1; углерод - до 0,01; кремний - до 0,02; гафний - до 0,010.7. The fuel element of a water-cooled power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the cylindrical shell is made of high-purity grade E110 zirconium alloy, consisting of zirconium with the addition of main impurities in the following ratio, wt.%: zirconium - base; niobium 0.8-1.5; iron - 0.02-0.08; oxygen - 0.05-0.1; carbon - up to 0.01; silicon - up to 0.02; hafnium - up to 0.010. 8. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что пружинный фиксатор выполнен из нержавеющей стали.8. The fuel element of a water-cooled power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the spring retainer is made of stainless steel. 9. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора 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.9. The fuel element of a water-water power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the coil of the spring clamp in contact with the upper fuel pellet is pressed to contact and ground, forming a contact plane between the coil and the fuel pellet. 10. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что в качестве инертного газа под оболочкой используют гелий с массовой долей в конечном изделии в диапазоне от 90 до 99%.10. The fuel element of a water-cooled power nuclear reactor according to claim 1, characterized in that helium is used as an inert gas under the shell with a mass fraction in the final product in the range from 90 to 99%. --