EA045525B1 - Fuel Element of Water-Water Nuclear Power Reactor - Google Patents

Description

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. Перспектива развития ядерной энергетики в значительной мере определяется решением вопроса увеличения энерговыработки и сохранением прежнего уровня безопасности атомных электростанций (АЭС). 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.The invention relates to nuclear technology and relates to nuclear REMIX fuel with an improved design of fuel elements (fuel elements) included in the modernized fuel assembly (FA), from which the core is assembled in a water-cooled high-power vessel nuclear reactor of the VVER-1200 type. 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). The problem of increasing the level of economic efficiency at operating nuclear power plants with VVER reactors (pressurized water reactor) 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 7.35-10’3 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.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, pp. 99 - 107). In order to increase the heat exchange surface and reduce thermal stresses caused by temperature differences, the diameter of the fuel rod rods is assumed to be 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 (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 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.A fuel element of a water-cooled 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 collected in a column along the length of the shell. The outer diameter of the fuel rod 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 they can have central holes with a diameter of 1.07-10'3 m to 1.45-10'3 m. The material used for fuel pellets is compressed and sintered uranium dioxide and/or plutonium dioxide , thorium oxide, uranium carbides, or mixtures thereof can also be used. The mass of uranium in fuel elements 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.

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. Наиболее близким аналогом, принятым за прототип, является тепловыделяющий элемент активной зоны водоводяных 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.The disadvantage of the known fuel element is that the outer diameter of the fuel rod cladding varies from 7.00-10'3 m to 8.79-10'3, which entails a significant adjustment in the manufacturing technology of all fuel rod design elements, which leads to complications in its technology manufacturing compared to the existing one for an outer diameter of 9.1 mm. Another disadvantage is that the fuel mass is 0.82-1.34 kg, while in a fuel rod with REMIX fuel the fuel mass is from 1.6 to 1.8 kg, which allows increasing the energy efficiency of the fuel company. The closest analogue, adopted as a prototype, 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 ВВЭР1000 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.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 VVER1000 compared to VVER-1200. Fuel elements of the VVER-1200 reactor, along with a cladding with dimensions from 9.06 to 9.14 mm - external and from 7.73 to 7.79 mm - internal diameter, allow the use of claddings with dimensions from 9.06 to 9.14 mm - external and from 7.93 to 7.99 mm - internal diameter, which also increases fuel loading. 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. Another disadvantage is the use of pellets with a central hole, which reduces fuel loading.

Крепление нижней заглушки к опорной решетке шплинтовкой приводит к более сложному и трудоAttaching the bottom plug to the support grid with a cotter pin results in a more complex and labor-intensive

- 1 045525 емкому 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.- 1 045525 intensive process of assembly and disassembly of fuel rods as part of fuel assemblies. The main disadvantage is the use of uranium dioxide as fuel, while fuel rods with REMIX fuel use regenerated spent nuclear fuel based on uranium and plutonium dioxide, which allows reducing the amount of spent nuclear fuel (SNF) and the consumption of natural uranium.

Задачей изобретения является разработка и создание нового тепловыделяющего элемента водоводяного 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).The 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, to simplify the process of assembling fresh (non-irradiated) fuel assemblies by optimizing the design of the fuel element using existing technological equipment, to ensure a closed cycle for plutonium in thermal reactors and reducing the consumption of natural uranium through the use of nuclear REMIX fuel (REMIX fuel).

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.The technical result is an increase in energy efficiency and fuel burnup while maintaining the reliability and safe operation of the fuel element of a water-cooled power reactor, increasing the reliability and simplifying the process of assembling fresh fuel assemblies, ensuring a closed cycle for plutonium and reducing the consumption of natural uranium.

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% мас., 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.The essence of the invention lies in the fact that the fuel element of a water-water power nuclear reactor contains a shell 4000±5 mm long, made of high-purity grade E110 zirconium alloy. in the form of a hollow cylinder, upper and lower plugs, concentrically welded to the upper and lower ends of the shell, respectively, by contact-butt welding in an inert gas environment, with the ability to ensure sealing of the fuel element and filling it with inert gas, fuel column weighing from 1600 to 1800 g, concentrically placed in a shell, composed of fuel pellets made of REMIX fuel based on regenerated uranium and plutonium with the addition of enriched natural uranium, with plutonium dioxide content from 1 to 3% wt., uranium dioxide - the rest, equivalent fuel enrichment from 1 to 3% wt. 5% for uranium-235, spring retainer, concentrically placed in the shell, made in the form of a cylindrical spring made of stainless steel with the ability to press the fuel column to the bottom plug in the axial direction, consisting of turns of the compensating group, made with the ability to provide an axial force for pressing the fuel column , and turns of the locking group, designed to ensure retention of the spring retainer from axial movement inside the shell, while the end of the lower plug, opposite the end welded to the shell, is a blind collet with outer and inner cylindrical surfaces and one longitudinal slot, and on the outer The surface of the free end of the collet has a shoulder. 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 a central hole or without a central hole. The spring clamp coil in contact with the upper fuel pellet can be pressed into contact and ground, forming a contact plane between the coil and the fuel pellet.

Указанная совокупность признаков является новой, неизвестной из уровня техники и решает поставленную задачу, так как:The specified set of features is new, unknown from the prior art and solves the problem, since:

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 ВВЭР1200;An increase in the length of the fuel column and fuel element 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 those of the VVER-1000 reactor fuel elements are provided, and the service life and fuel burnout are higher for similar parameters for the VVER-1200 reactor fuel elements;

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;the use of a fuel column of fuel pellets made from REMIX fuel based on regenerated uranium and plutonium with the addition of enriched natural uranium makes it possible to close the plutonium cycle in thermal reactors and thereby stop the process of its accumulation or even reduce its reserves, while reducing consumption natural uranium by 20-25% and better use of the fuel potential of spent nuclear fuel;

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.). Изобретение иллюстрируется следующими графическими материалами. На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза заявляемого твэла для реактора ВВЭР-1200.The use of a collet-type bottom 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.). The invention is illustrated by the following graphics. 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.

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).The fuel element of a water-cooled power nuclear reactor (Fig. 1) consists of the following structural elements: a shell (3) in the form of a hollow cylinder, upper (1) and lower (2) plugs, fuel column (4) and spring retainer (5) .

Оболочка (3) выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч., длина оболочки L₀ равна 4000±5 мм, при этом наружный диаметр оболочки d1 от 9,06 до 9,14 мм и внутренний диаметр оболочки d₂ от 7,73 доThe shell (3) is made of high-grade zirconium alloy E110, the length of the shell L ₀ is 4000 ± 5 mm, while the outer diameter of the shell d1 is from 9.06 to 9.14 mm and the inner diameter of the shell d ₂ is from 7.73 to

- 2 045525- 2 045525

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.7.79 mm. A thinned shell can also be used, in which case the outer diameter of the shell is from 9.06 to 9.14 mm and the inner diameter of the shell is from 7.93 to 7.99 mm.

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.The upper (1) and lower (2) plugs are concentrically welded to the upper and lower ends of the shell (3), respectively, using the method of contact butt welding in an inert gas environment. The upper (1) and lower (2) plugs provide a sealed cavity inside the fuel element. In this case, the fuel element is filled with inert gas, which is supplied under pressure when the top plug (1) is welded to the shell (3) inside the fuel rod to ensure corrosion resistance, fuel rod strength and thermal conductivity.

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.The fuel column (4) is concentrically placed in the shell (3) and is composed of fuel pellets, and they can be made with a central hole or solid, without a central hole.

Топливные таблетки выполнены из РЕМИКС-топлива (REMIX, от regenerated mixture) на основе регенерированных урана и плутония с добавкой обогащенного природного урана.Fuel pellets are made from REMIX fuel (REMIX, from regenerated mixture) based on regenerated uranium and plutonium with the addition of enriched natural uranium.

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.REMIX fuel is produced from an unseparated mixture of regenerated uranium and plutonium, which is formed during the reprocessing 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 fuel is reused, but also 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% for uranium-235.

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.The mass of the fuel column (4) ranges 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.

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.The spring retainer (5) is concentrically placed in the shell (3) and is made in the form of a cylindrical spring made of stainless steel with the ability to press the fuel column (4) to the lower plug (2) in the axial direction.

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).The spring retainer (5) consists of turns of the compensating group, designed to provide an axial force to compress the fuel column (4), and turns of the locking group, designed to ensure the retention of the spring retainer (5) from axial movement inside the shell (3).

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.In this case, the coil of the spring clamp (5), 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.

Нижняя топливная таблетка топливного столба (4) своим нижним торцом касается нижней заглушки (2), верхняя топливная таблетка топливного столба (4) касается пружинного фиксатора (5).The lower fuel pellet of the fuel column (4) with its lower end touches the lower plug (2), the upper fuel pellet of the fuel column (4) touches the spring retainer (5).

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).The end of the lower plug (2), opposite the end welded to the shell (3), is a blind collet with outer and inner cylindrical surfaces and one longitudinal slot (7).

Прорезь (7) нижней заглушки (2) (см. фиг. 2) имеет длину L₁ 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 L₃ от 15 до 16 мм (см. фиг. 2).The slot (7) of the lower plug (2) (see Fig. 2) has a length L ₁ from 9 to 13 mm and a cylindrical recess (6) (see Fig. 3), the length of which L ₂ is from 9 to 13 mm. The collet part (9) of the lower plug (2) has a length L ₃ from 15 to 16 mm (see Fig. 2).

При этом на наружной поверхности свободного конца цанги выполнен буртик (8) с усеченноконической частью.In this case, on the outer surface of the free end of the collet there is a shoulder (8) with a truncated conical part.

Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора работает следующим образом.The fuel element of a pressurized water nuclear power reactor operates as follows.

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).During the manufacturing process of the fuel element, the spring clamp (5) forcefully presses the fuel column (4) to the lower plug (2) in the axial direction, ensuring that the continuity of the fuel column (4) is maintained. The coils of the compensating group of the spring clamp (5) provide an axial force to compress the fuel column (4). The coils of the fixing group of the spring clamp (5) ensure that the spring clamp (5) is kept from axial movement inside the shell (3). Retention of the spring clamp (5) is ensured by fastening in the shell (3) due to an interference fit on the inner surface of the shell (3).

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.In a shell (3) made of E110 alloy, high purity grade. 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. In this case, the mass of the fuel column (4) is selected from the range from 1600 to 1800 g; such an increased total fuel load into the core ensures 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 cycle for plutonium and a reduction in the consumption of natural uranium.

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.The upper (1) and lower (2) plugs are welded to the shell (3) using the method of contact-butt welding in an inert gas environment, providing a sealed cavity inside the fuel element. When welding the top plug (1) to the shell (3), inert gas under pressure is supplied inside the fuel rod.

Образованные вышеописанным образом тепловыделяющие элементы собирают в тепловыделяющие сборки, загружаемые в активную зону ядерного реактора.The fuel elements formed in the manner described above are assembled into fuel assemblies loaded into the core of a nuclear reactor.

Нижнюю заглушку (2) твэла при сборке ТВС за счет упругости цанговой части (9) с прорезью (7)The lower plug (2) of the fuel rod when assembling the fuel assembly due to the elasticity of the collet part (9) with the slot (7)

--

Claims (6)

фиксируют в опорной решетке ТВС. При сборке твэла в ТВС 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.fixed in the fuel assembly support grid. When assembling a fuel rod into a fuel assembly, the slot (7) is compressed and the outer diameter of the collar (8) is reduced to the corresponding internal diameter of the fuel assembly grid with the formation of a continuous annular collar in the compressed position of the collet, after which the collet part (9) of the lower plug (2) is pushed into the grid The fuel assembly reaches the stop, after which the slot (7) opens to its original state and the original outer diameter of the bead (8) is restored. The side (8) rests against the fuel assembly grid, thereby holding the lower plug (2) and the fuel rod from axial movement. Наличие нижней заглушки (2) описанной конструкции позволяет достичь упрощение процесса сборки свежей ТВС.The presence of a lower plug (2) of the described design makes it possible to simplify the process of assembling a fresh fuel assembly. Таким образом, изобретение обеспечивает:Thus, the invention provides: 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.ensuring a closed cycle for plutonium and reducing the consumption of natural uranium through the use of a fuel column from fuel pellets made from REMIX fuel based on regenerated uranium and plutonium with the addition of enriched natural uranium, increasing energy efficiency and fuel burnup while maintaining the reliability and safe operation of the water fuel element -water power reactor due to the increased total fuel loading into the core, as well as due to the use of high-grade E110 alloy as a cladding material, increasing reliability and simplifying the process of assembling fresh fuel assemblies due to the use of a collet-type lower plug in the fuel rod design, and also through the use of resistance butt welding. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯCLAIM 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% мас., 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.1. Fuel element of a water-cooled power nuclear reactor, containing a shell 4000±5 mm long, made of high-purity grade E110 zirconium alloy. in the form of a hollow cylinder, upper and lower plugs, concentrically welded to the upper and lower ends of the shell, respectively, by contact-butt welding in an inert gas environment, with the ability to ensure sealing of the fuel element and filling it with inert gas, fuel column weighing from 1600 to 1800 g, concentrically placed in a shell, composed of fuel pellets made of REMIX fuel based on regenerated uranium and plutonium with the addition of enriched natural uranium, with plutonium dioxide content from 1 to 3% wt., uranium dioxide - the rest, equivalent fuel enrichment from 1 to 3% wt. 5% for uranium-235, spring retainer, concentrically placed in the shell, made in the form of a cylindrical spring made of stainless steel with the ability to press the fuel column to the bottom plug in the axial direction, consisting of turns of the compensating group, made with the ability to provide an axial force for pressing the fuel column , and turns of the locking group, designed to ensure retention of the spring retainer from axial movement inside the shell, while the end of the lower plug, opposite the end welded to the shell, is a blind collet with outer and inner cylindrical surfaces and one longitudinal slot, and on the outer The surface of the free end of the collet has a shoulder. 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.2. The fuel element according to claim 1, characterized in that the shell is made with an outer diameter from 9.06 to 9.14 mm and an inner diameter from 7.73 to 7.79 mm. 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.3. The fuel element according to claim 1, characterized in that the shell is made with an outer diameter from 9.06 to 9.14 mm and an inner diameter from 7.93 to 7.99 mm. 4. Тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что топливные таблетки выполнены с центральным отверстием.4. Fuel element according to claim 1, characterized in that the fuel pellets are made with a central hole. 5. Тепловыделяющий элемент по п.1, отличающийся тем, что топливные таблетки выполнены без центрального отверстия.5. Fuel element according to claim 1, characterized in that the fuel pellets are made without a central hole. 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.6. The fuel element 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. --