RU182070U1

RU182070U1 - Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора

Info

Publication number: RU182070U1
Application number: RU2018117743U
Authority: RU
Inventors: Павел Николаевич Алексеев; Евгений Иванович Гришанин; Борис Ильич Фонарев
Priority date: 2018-05-15
Filing date: 2018-05-15
Publication date: 2018-08-02

Abstract

Полезная модель относится к области атомной энергии и может быть использована в ядерных реакторах типа ВВЭР. Техническим результатом полезной модели является гарантированное поддержание рабочей температуры поверхности твэлов за счет перемешивания теплоносителя в горизонтальном направлении. Для его достижения предложена тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора, содержащая стержневые твэлы, установленные в каркасе, состоящем из направляющих труб и дистанционирующих решеток, при этом в верхней части сборки в шестигранном чехле размещен шнек с отверстиями для твэлов. Шнек выполнен из циркониевого сплава, скрученного в спираль, внешняя часть которого имеет форму шестигранника, соответствующего внутренней поверхности чехла из циркония, и жестко соединен с ним. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Description

Область техники

Полезная модель относится к области атомной энергии и может быть использована в ядерных реакторах типа ВВЭР.

Уровень техники

Различные конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР широко известны и описаны в научно-технической литературе, например, в (Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. «Справочник по гидравлическим расчетам» Энергоатомиздат, 1990).

Наиболее близкой по конструкции к заявляемой полезной модели является конструкция тепловыделяющей сборки ядерного преимущественно водо-водяного энергетического реактора, включающая пучок тепловыделяющих элементов (твэлов), установленных в каркасе из дистанционирующих решеток, закрепленных на трубчатых каналах, хвостовик и съемную головку (патент на изобретение RU 2317600).

Одним из существенных недостатков, возникающих в тепловыделяющих сборках реактора типа ВВЭР является образование так называемого кризиса теплообмена - резкого ухудшения теплообмена и повышения температуры охлаждаемой поверхности твэлов.

Кризис теплообмена возникает, когда между теплоносителем - водой и поверхностью твэлов появляется слой пара. Это называется поверхностным подкипанием. Кризис наступает, когда появляющийся пар не успевает перемешиваться с водой из-за большого (критического) теплового потока (Вт/м²). Пар имеет в 10-15 раз меньшее значение теплопроводности по сравнению с водой. Поэтому резко увеличивается температура охлаждаемой поверхности твэла. Конкретно для ВВЭР температура оболочек твэлов при наступлении кризиса увеличивается с 350 до 600°С. При такой температуре циркониевый сплав твэла активно взаимодействует с паром с образованием взрывоопасного водорода (пароциркониевая химическая реакция Zr+H₂O=ZrO₂+H₂). При медленном докритическом нагреве кризиса нет, и температура оболочек твэлов в ВВЭР не превышает 350°С.

Технической проблемой, решаемой полезной моделью является устранение образования пара на поверхности твэлов.

Раскрытие сущности полезной модели

Техническим результатом полезной модели является гарантированное поддержание рабочей температуры поверхности твэлов за счет перемешивания теплоносителя в горизонтальном направлении.

Для достижения технического результата предложена тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора, содержащая стержневые твэлы, установленные в каркасе, состоящем из направляющих труб и дистанционирующих решеток, при этом, в верхней части тепловыделяющей сборки в шестигранном чехле размещен шнек с отверстиями для твэлов.

Кроме того, шнек выполнен из циркониевого сплава, скрученного в спираль, внешняя часть которого имеет форму шестигранника, соответствующего внутренней поверхности чехла из циркония и жестко соединен с ним.

Краткое описание чертежей

Сущность полезной модели поясняется чертежами.

На фиг. 1 приведена конструктивная схема тепловыделяющей сборки ядерного водо-водяного энергетического реактора, на фиг. 2 показано крепление шнека с чехлом, на фиг. 3 показано крепление стержневых твэлов в шнеке, где:

1 - чехол;

2 - стержневые твэлы;

3 - шнек;

4 - отверстия в шнеке;

5 - втулки;

6 - отбортовки;

7 - технологические отверстия;

8 - дистанционирующие решетки;

9 - головка;

10 - направляющие трубы.

Осуществление полезной модели

Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора, показанная на фиг. 1 включает стержневые твэлы 2, чехол 1 и шнек 3 с отверстиями 4 втулками 5, расположенные в верхней части сборки, дистанционирующие решетки 8, расположенные в средней и нижней части сборки, головку 9 и направляющие трубы 10. Чехол 1 со шнеком 3 выполнены из листов сплава циркония.

Несущим элементом тепловыделяющей сборки является каркас, состоящий из направляющих труб 10 и дистанционирующих решеток 8.

Шнек 3, помещенный в соединенный с головкой 9 чехол 1, внешние размеры которого соответствуют наружной поверхности дистанционирующих решеток 8, выполнен в виде спирали, внешняя поверхность которой обрезана под шестигранник.

Шаг спирали шнека 3, а также высота и толщина стенок чехла 1 выбираются на основании расчетных или экспериментальных данных. Шнек 3 не только формирует течение теплоносителя в горизонтальном направлении, но и выполняет функции дистанционирующих решеток в верхней части ТВС.

Соединение шнека 3 и чехла 1, показанное на фиг. 2 можно осуществлять, например, через отбортовки 6 сваркой, используя технологические отверстия 7 или точечной сваркой.

В шнеке 3 для размещения стержневых твэлов 2 выполнены отверстия 4, в которые установлены втулки 5, (фиг. 3), которые позволяют исключить истирание оболочек твэлов при неизбежных вибрациях и пульсациях теплоносителя.

Тепловыделяющая сборка работает следующим образом. В верхней ее части расположен шнек 3, который заставляет теплоноситель вращаться в горизонтальной плоскости. Таким образом, теплоноситель эффективно перемешивается и уменьшается неравномерность его подогрева. При этом возникает горизонтальная составляющая вектора скорости, и суммарная скорость теплоносителя увеличивается, вследствие чего более интенсивно разрушаются пленки пара на поверхности твэлов 2, что повышает запас по кризису теплообмена.

Расчеты показали, что изменение стандартной конструкции тепловыделяющей сборки реакторов типа ВВЭР на предложенную, позволяет увеличить критический поток тепла на 20-40%. Это позволяет увеличить мощность легководного реактора примерно на 20%.

Claims

1. Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора, содержащая стержневые твэлы, установленные в каркасе, состоящем из направляющих труб и дистанционирующих решеток, отличающаяся тем, что в верхней части сборки в шестигранном чехле размещен шнек с отверстиями для твэлов.

2. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что шнек выполнен из циркониевого сплава, скрученного в спираль, внешняя часть которого имеет форму шестигранника, соответствующего внутренней поверхности чехла из циркония, и жестко соединен с ним.