RU159627U1 - SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION - Google Patents
SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION Download PDFInfo
- Publication number
- RU159627U1 RU159627U1 RU2015135791/07U RU2015135791U RU159627U1 RU 159627 U1 RU159627 U1 RU 159627U1 RU 2015135791/07 U RU2015135791/07 U RU 2015135791/07U RU 2015135791 U RU2015135791 U RU 2015135791U RU 159627 U1 RU159627 U1 RU 159627U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear reactor
- fuel elements
- disks
- temperature nuclear
- energy installation
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Arc Welding In General (AREA)
Abstract
Опорная решетка тепловыделяющих элементов высокотемпературного ядерного реактора космической энергетической установки, выполненная в виде расположенных друг над другом дисков с отверстиями, отличающаяся тем, что диски изготовлены из молибденового сплава ТСМ-7С и установлены друг над другом без зазора.The support lattice of the fuel elements of the high-temperature nuclear reactor of the space power plant, made in the form of disks with holes located one above the other, characterized in that the disks are made of TSM-7C molybdenum alloy and are mounted on top of each other without a gap.
Description
Полезная модель относится к конструкционным элементам ядерной установки, а именно, к опорной решетке тепловыделяющих элементов (твэл) ядерного реактора космической энергетической установки.The utility model relates to the structural elements of a nuclear installation, namely, to the support grid of the fuel elements (fuel elements) of a nuclear reactor of a space power plant.
Из уровня техники известна опорная решетка твэл высокотемпературного ядерного реактора космической энергетической установки, выполненная в виде расположенных друг над другом дисков с отверстиями («Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ», А.А. Куландин, С.В. Тимашов и др., Энергоатомиздат, 1987 г., стр. 12, 187].From the prior art, the support lattice of a fuel rod of a high-temperature nuclear reactor of a space power plant is made in the form of disks with holes located one above the other (“Fundamentals of the theory, design and operation of space nuclear power plants”, A. A. Kulandin, S. V. Timashov, etc. , Energoatomizdat, 1987, p. 12, 187].
В высокотемпературных реакторах космических ЯЭУ в качестве конструкционных материалов для элементов активной зоны, в том числе опорных решеток, применяют такие тугоплавкие материалы, как жаропрочные стали, карбиды и металлокерамика.In high-temperature space nuclear reactors, refractory materials such as heat-resistant steels, carbides, and cermets are used as structural materials for core elements, including support grids.
Но прочностные характеристики вышеуказанных конструкционных материалов не отвечают установленным требованиям к современным установкам мегаваттного класса, среди которых предпочтение отдают высокотемпературным газоохлаждаемым реакторам с температурой теплоносителя ~1500 К.But the strength characteristics of the above structural materials do not meet the established requirements for modern megawatt-class installations, among which preference is given to high-temperature gas-cooled reactors with a coolant temperature of ~ 1500 K.
Кроме того, в известной опорной решетке диски расположены друг над другом с зазором и связаны между собой посредством кольца и разделительных цилиндрических втулок, приваренных к дискам решетки.In addition, in the known support lattice, the disks are arranged one above the other with a gap and are interconnected by means of a ring and cylindrical dividing bushes welded to the disks of the lattice.
Недостатком указанной опорной решетки является невозможность ее использования в высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе с температурой теплоносителя порядка 1500 К из-за отсутствия подходящей совокупности прочностных характеристик.The disadvantage of this support grid is the impossibility of its use in a high-temperature gas-cooled reactor with a coolant temperature of about 1500 K due to the lack of a suitable combination of strength characteristics.
Кроме того, в связи с высокой энергонапряженностью активной зоны газоохлаждаемого реактора космической ЯЭУ поверхность теплообмена должна быть довольно большой, что вынуждает использовать активную зону с большим количеством твэлов, а следовательно, и с большим числом распорных втулок. При выполнении большого количества сварных швов в области распорных втулок увеличивает риск образования в конструкции остаточных сварочных напряжений от неравномерного нагрева изделий в процессе сварки и значительно усложняет систему контроля сварных соединений, что, в итоге, снижает общую надежность реакторной установки.In addition, due to the high energy intensity of the core of a gas-cooled space nuclear reactor, the heat exchange surface should be quite large, which forces the use of the core with a large number of fuel rods, and therefore with a large number of spacer sleeves. When performing a large number of welds in the area of spacer sleeves, it increases the risk of residual welding stresses in the structure from uneven heating of the products during the welding process and significantly complicates the control system of welded joints, which ultimately reduces the overall reliability of the reactor installation.
Задачей настоящей полезной модели является создание опорной решетки твэл высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической энергетической установки, которая обеспечит работоспособность и надежность реактора при температурах теплоносителя ~1500К.The objective of this utility model is to create a support lattice of a fuel rod of a high-temperature gas-cooled nuclear reactor of a space power plant, which will ensure the operability and reliability of the reactor at a coolant temperature of ~ 1500K.
Технический результат настоящей полезной модели заключается в повышении сопротивления термической ползучести при повышенных температурах и технологичности изготовления опорной решетки.The technical result of this utility model is to increase the resistance to thermal creep at elevated temperatures and the manufacturability of the manufacture of the support lattice.
Технический результат достигается тем, что опорная решетка твэл высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической энергетической установки, выполненная в виде расположенных друг над другом дисков с отверстиями, согласно полезной модели, диски изготовлены из молибденового сплава ТСМ-7С и установлены друг на друга без зазора.The technical result is achieved by the fact that the support lattice of a fuel rod of a high-temperature gas-cooled nuclear reactor of a space power plant, made in the form of disks with holes located one above the other, according to a utility model, the disks are made of TSM-7C molybdenum alloy and are mounted on top of each other without a gap.
Молибденовый сплав ТСМ-7С выгодно отличается от других тугоплавких материалов тем, что он обладает значительно большей прочностью при рабочих температурах (порядка 1500 К) в сравнении со сплавами молибдена с ниобием и ванадием, умеренной хладноломкостью при температурах транспортировки и хранения (порядка 20°C) и умеренной степенью охрупчиваемости под облучением.The TSM-7S molybdenum alloy compares favorably with other refractory materials in that it has significantly higher strength at operating temperatures (about 1500 K) compared with molybdenum alloys with niobium and vanadium, moderate cold brittleness at transportation and storage temperatures (about 20 ° C) and a moderate degree of embrittlement under irradiation.
В сплаве молибдена ТСМ-7С наблюдается баланс прочностных и пластических характеристик. Он обладает повышенной термоцикличностью, вибро- и ударопрочностью, пониженной склонностью к рекристализационному охрупчиванию. Поэтому применение ТСМ-7С сделает опорную решетку работоспособной в суровых условиях высокотемпературного газового реактора без применения специальной системы охлаждения решетки.In the TSM-7S molybdenum alloy, a balance of strength and plastic characteristics is observed. It has increased thermal cycling, vibration and impact resistance, reduced tendency to recrystallization embrittlement. Therefore, the use of TSM-7S will make the support grid workable in harsh conditions of a high-temperature gas reactor without the use of a special lattice cooling system.
Однако указанный сплав имеет более низкие показатели по свариваемости, и разделение дисков с помощью распорных втулок, требующих сварных соединений, ухудшит технологичность изготовления опорной решетки и увеличит риск возникновения термической деформации или остаточного напряжения в конструкции. Поэтому диски из сплава ТСМ-7С установлены друг над другом без зазора.However, this alloy has lower weldability, and the separation of the discs using spacer sleeves requiring welded joints will worsen the manufacturability of the support grid and increase the risk of thermal deformation or residual stress in the structure. Therefore, disks made of TCM-7C alloy are mounted on top of each other without a gap.
Сущность полезной модели поясняется чертежом (фиг. 1).The essence of the utility model is illustrated in the drawing (Fig. 1).
Опорная решетка выполнена в виде двух расположенных друг над другом без зазора дисков 1 и 2 с отверстиями и изготовлена из материала ТСМ-7С, химический состав которого:The support lattice is made in the form of two
а температура плавления (2913±1) К. Диски 1 и 2 установлены с совмещением осей отверстий, чтобы получились сквозные каналы для закрепления хвостовиков твэл и прохода теплоносителя. Отсутствие сварных соединений в опорной решетке упрощает процесс ее изготовления и исключает образование в конструкции остаточных сварочных напряжений, что, в свою очередь, делает ее более технологичной и надежной в использовании.and the melting temperature (2913 ± 1)
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015135791/07U RU159627U1 (en) | 2015-08-24 | 2015-08-24 | SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015135791/07U RU159627U1 (en) | 2015-08-24 | 2015-08-24 | SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU159627U1 true RU159627U1 (en) | 2016-02-20 |
Family
ID=55314113
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2015135791/07U RU159627U1 (en) | 2015-08-24 | 2015-08-24 | SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU159627U1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2730589C2 (en) * | 2016-05-04 | 2020-08-24 | Лучано ЧИНОТТИ | Nuclear reactor with autonomous core |
-
2015
- 2015-08-24 RU RU2015135791/07U patent/RU159627U1/en active
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2730589C2 (en) * | 2016-05-04 | 2020-08-24 | Лучано ЧИНОТТИ | Nuclear reactor with autonomous core |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9589681B2 (en) | Nuclear fuel assembly body and a nuclear fuel assembly with such a body | |
CN105469838B (en) | Fuel assembly and its fuel rod for improving nuclear reactor safety | |
JP2013507605A5 (en) | ||
Goto et al. | Long-term high-temperature operation of the HTTR | |
CN104109780A (en) | Nickel-based high-temperature alloy and manufacturing method thereof | |
Yan et al. | A small modular reactor design for multiple energy applications: HTR50S | |
RU159627U1 (en) | SUPPORT GRILLE OF THE HEATING FUEL ELEMENTS OF THE HIGH-TEMPERATURE NUCLEAR REACTOR OF THE SPACE ENERGY INSTALLATION | |
RU2340019C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
MA38584B1 (en) | Heat exchanger, a process for maintaining a heat exchanger or for manufacturing and operating a heat exchanger, power plant and process for producing electrical energy | |
Schulenberg | Material requirements of the high performance light water reactor | |
LIU | Status of the power industry in China and overall progress for A-USC technology | |
Shi et al. | Study on comparison between Inconel 617 and Gh3128 as structural material candidates for intermediate heat exchanger | |
Pino et al. | The quest for safe and reliable fuel cladding materials | |
Buchanan | The effects of long-term isothermal ageing on the microstructure of HP-Nb and HP-NbTi alloys | |
TWI443681B (en) | Method for production of spacers for nuclear reactor | |
Shepherd | A review of Accident Tolerant Fuel (ATF) concepts | |
RU2540981C1 (en) | Fuel assembly of nuclear reactor | |
RU127235U1 (en) | FUEL NEUTRON REACTOR | |
An et al. | Structural analysis of SMART RPV lower head under ERVC conditions during a severe accident | |
Stuckert et al. | Results of metallographic analysis of the QUENCH-20 bundle with B4C absorber | |
JP2017133871A (en) | Mixing promotion structure and high-temperature gas reactor plant using the same | |
Van Rooyen et al. | Performance and Fabrication Status of TREAT LEU Conversion Conceptual Design Concepts. | |
Choo et al. | The Contribution of HANARO to the R and D relevant to the SMART and VHTR System | |
Abdullah et al. | Materials and Stress Analysis of Fuel-Channel of a Generic 1200-MWel Pressure-Channel Reactor With Nuclear Steam Reheat | |
Meisheng et al. | PRELIMINARY ANALYSIS OF LBE COOLED INTEGRATED TARGET IN ADS |