RU2138861C1 - Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly - Google Patents
Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly Download PDFInfo
- Publication number
- RU2138861C1 RU2138861C1 RU96122912A RU96122912A RU2138861C1 RU 2138861 C1 RU2138861 C1 RU 2138861C1 RU 96122912 A RU96122912 A RU 96122912A RU 96122912 A RU96122912 A RU 96122912A RU 2138861 C1 RU2138861 C1 RU 2138861C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- cell
- cells
- fuel
- spacer grid
- grid
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к дистанционирующим решеткам тепловыделяющих сборок энергетических ядерных реакторов. The invention relates to the field of nuclear energy, in particular to the spacer grids of fuel assemblies of nuclear power reactors.
Известна конструкция дистанционирующей решетки, применяющаяся в тепловыделяющей сборке ядерного реактора ВВЭР-1000, выполненная по аналогии с дистанционирующими решетками реактора ВВЭР-440 и состоящая из сваренных между собой ячеек, расположенных по гексагональной схеме и имеющих шестигранную форму с тремя опорами для твэла, расположенными через 120 градусов друг от друга, образованные штамповкой вершин этого шестигранника по всей высоте ячейки, внутрь ее (см., например, реферативный журнал "Атомная энергия", т. 73, вып. 5, ноябрь 1992 г., реферат 621.039.524.4). The known design of the spacer grid used in the fuel assembly of the VVER-1000 nuclear reactor, made by analogy with the spacer grids of the VVER-440 reactor and consisting of cells welded together, located in a hexagonal pattern and having a hexagonal shape with three fuel rod supports located through 120 degrees from each other, formed by stamping the vertices of this hexagon over the entire height of the cell, inside it (see, for example, the abstract "Atomic Energy", vol. 73,
В местах прохождения направляющих каналов для органов регулирования системы управления и защиты реактора ячейки отсутствуют. In the places of passage of the guide channels for the regulatory organs of the control system and protection of the reactor, there are no cells.
Опоры ячейки жестко фиксируют твэлы в дистанционирующей решетке с предварительным натягом. The cell supports rigidly fix the fuel rods in the preload spacer grid.
Кроме того, схема расположения выдавок (опор) ячеек приводит к образованию областей (зон), в которых сходятся реакции опор от трех соседних твэлов, образуя кольцо жесткости с малой компенсационной возможностью, тем самым усиливается жесткий контакт "твэл-ячейка", что при сборке пучка твэл приводит к увеличению габаритного размера дистанционирующей решетки. Установка направляющих каналов в дистанционирующих решетках производится также с натягом. In addition, the arrangement of the extrusions (supports) of the cells leads to the formation of areas (zones) in which the reactions of the supports from three neighboring fuel rods converge, forming a stiffening ring with a small compensating ability, thereby enhancing the hard contact of the fuel cell, which during assembly fuel rod leads to an increase in the overall size of the spacer grid. The installation of guide channels in the spacer grids is also tightened.
При разогреве реактора из-за различных коэффициентов линейного расширения оболочек твэлов и направляющих каналов, "жестко" закрепленных в дистанционирующих решетках, в последних возникают изгибающие моменты. Кроме того, в процессе работы реактора при облучении твэлов происходит их рост пропорционально выгоранию топлива, что приводит к дополнительным изгибающим моментам в дистанционирующих решетках, их перекосу, и, как следствие, изгибу тепловыделяющей сборки, в том числе направляющих каналов органов регулирования, что может быть причиной зависания поглощающих стержней или увеличения времени ввода стержней в активную зону реактора по сигналу аварийной защиты. When the reactor is heated up due to various coefficients of linear expansion of the claddings of the fuel rods and the guide channels, which are “rigidly” fixed in the spacer grids, bending moments arise in the latter. In addition, during the operation of the reactor during irradiation of fuel elements, they grow in proportion to the burnout of the fuel, which leads to additional bending moments in the spacer grids, their distortion, and, as a result, the bend of the fuel assembly, including the guide channels of the regulatory bodies, which can be the cause of freezing of the absorbing rods or an increase in the time the rods are introduced into the reactor core by an emergency protection signal.
Известна конструкция дистанционирующей решетки для тепловыделяющих сборок с "мягкими" пружинными элементами, состоящая из ячеек круглой формы (см. , например, патент США 5002726, М. кл. G 21 C 3/32, опубл. 26.03.91) или из ячеек, образованных перекрещивающимися пластинами (см., например, патент США 5035853 М. G 21 C 3/34, опубл. 30.07.91) с расположением в них твэлов в углах квадратной сетки. A known design of the spacer grid for fuel assemblies with "soft" spring elements, consisting of round cells (see, for example, US patent 5002726, M. CL G 21
Каждый твэл поджимается к жестким опорам пружинным пластинчатым элементом из пружинящей стали, представляющим собой изогнутую двухстороннюю петлю, закрепленную на стенке ячейки. Each fuel rod is pressed against the rigid supports by a spring plate element made of spring steel, which is a curved double-sided loop fixed to the cell wall.
В процессе работы из-за релаксации напряжений происходит ослабление натяга между твэлом и элементами дистанционирующей решетки, приводящее к возможности возникновения между ними фреттинг-коррозии. In the process, due to stress relaxation, the tension between the fuel rod and the elements of the spacer grid is weakened, which leads to the possibility of fretting corrosion between them.
Известны данные американского исследовательского института (EPRI), представленные в 1995 году в МАГАТЭ, по которым одной из главных причин разгерметизации ядерного топлива на американских реакторах PWR является фреттинг-коррозия в местах контакта твэл с элементами дистанционирующей решетки (см. , например, статью "Наше топливо надежнее", опубл. в газете "Век" N 5 (171) 1996 г.). The data of the American Research Institute (EPRI), presented in 1995 at the IAEA, are known for which one of the main reasons for the depressurization of nuclear fuel in American PWR reactors is fretting corrosion at the contact points of the fuel elements with the elements of the spacer grid (see, for example, the article "Our more reliable fuel ", published in the newspaper" Century "N 5 (171) 1996).
Кроме того, применение в активной зоне дополнительных деталей увеличивает гидравлическое сопротивление тепловыделяющих сборок, усложняет конструкцию и технологию изготовления решетки, а также увеличивает объем конструкционных материалов в активной зоне с большим сечением захвата нейтронов. In addition, the use of additional parts in the core increases the hydraulic resistance of the fuel assemblies, complicates the design and manufacturing technology of the grating, and also increases the volume of structural materials in the core with a large neutron capture cross section.
Размещение твэлов в тепловыделяющей сборке и самих тепловыделяющих сборок в активной зоне по углам квадратной сетки, по сравнению с гексагональным расположением, приводит к менее плотному размещению твэлов и тепловыделяющих сборок в активной зоне. The placement of fuel rods in the fuel assembly and the fuel assemblies themselves in the core at the corners of the square grid, compared with the hexagonal arrangement, leads to a less dense arrangement of fuel rods and fuel assemblies in the core.
Прототипом данного изобретения является дистанционирующая решетка, применяющаяся в тепловыделяющей сборке ядерного реактора ВВЭР-1000, поскольку предлагаемое решение имеет с прототипом наибольшее число сходных существенных признаков. The prototype of this invention is a spacer grid used in the fuel assembly of a VVER-1000 nuclear reactor, since the proposed solution has the largest number of similar essential features with the prototype.
Задачей изобретения является создание конструкции дистанционирующей решетки, предназначенной для удержания пучка твэлов, расположенных с заданным шагом по гексагональной схеме в тепловыделяющей сборке, которая имела бы минимально возможные усилия протаскивания твэлов через дистанционирующую решетку при сборке пучка твэлов, и в процессе работы тепловыделяющей сборки в реакторе допускала радиационный рост твэлов в течение кампании топлива, не вызывая фрикционного износа оболочек твэлов, изгиба твэлов и всей тепловыделяющей сборки, обладала бы небольшим гидравлическим сопротивлением в сравнении с дистанционирующей решеткой - прототипом. The objective of the invention is to create a spacer lattice structure designed to hold a bunch of fuel rods located at a given hexagonal pitch in a fuel assembly, which would have the smallest possible pulling forces of the fuel rods through the spacer grid during assembly of the fuel bundle, and during operation of the fuel assembly in the reactor allowed the radiation growth of the fuel rods during the fuel campaign, without causing frictional wear of the cladding of the fuel rods, the bending of the fuel rods and the entire fuel assembly, o would have a small hydraulic resistance in comparison with the spacing grid - the prototype.
Решение задачи обеспечивается тем, что в известной конструкции дистанционирующей решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащей ячейки для размещения твэл с заданным шагом, выполненные из отрезков труб, каждая ячейка соштампована в форму шестигранного профиля, при этом в середине каждой из трех граней, расположенных под углом 120 градусов друг относительно друга, внутрь ячейки сделаны местные выдавки, на остальных трех гранях выполнены отверстия, причем ячейки в решетке установлены так, что каждой грани с выдавкой одной ячейки соответствует грань с отверстием смежной ячейки, и по шести сопрягаемым граням ячейки соединены друг с другом точками контактной сварки, расположенными на одной оси с выдавками ячейки. The solution is provided by the fact that in the known design of the spacer grid of the fuel assembly of a nuclear reactor containing cells for the placement of fuel rods with a given step, made of pipe segments, each cell is stamped in the shape of a hexagonal profile, while in the middle of each of the three faces located at an angle 120 degrees relative to each other, local extrusions are made inside the cell, holes are made on the other three faces, and the cells in the lattice are installed so that each face is extruded with one cell Menus face corresponds with the opening of the adjacent cell, and the mating faces of the six cells are connected with each other welding the contact points arranged on the same axis with the pads of the cell.
Предлагаемое изобретение поясняется чертежами, на которых изображены:
на фиг. 1 - общий вид дистанционирующей решетки,
на фиг. 2 - ячейка решетки,
на фиг. 3 - расположение ячеек вокруг направляющих каналов,
на фиг. 4 - расположение твэлов и направляющего канала в решетке.The invention is illustrated by drawings, which depict:
in FIG. 1 - General view of the spacer grid,
in FIG. 2 - grid cell,
in FIG. 3 - the location of the cells around the guide channels,
in FIG. 4 - the location of the fuel rods and the guide channel in the lattice.
Дистанционирующая решетка содержит ячейки 1, расположенные по гексагональной схеме. Ячейки штампуются из циркониевых труб в форму шестигранного профиля. На трех гранях 2 (см. фиг. 2), расположенных через 120 градусов друг от друг, в середине грани сделаны местные выдавки 3, которые и образуют опоры для твэла 4 (см. фиг. 4). The spacer grid contains
Форма опоры (выдавки) подобрана с учетом минимального гидравлического сопротивления, с учетом минимально возможного участка контакта твэла с ячейкой для сокращения усилия протаскивания твэлов через дистанционирующую решетку при сборке пучка твэлов и при радиационном росте твэлов в процессе работы реактора, а также с учетом предотвращения фреттинг-коррозии оболочки твэла в месте контакта с дистанционирующей решеткой. The shape of the support (extrusion) is selected taking into account the minimum hydraulic resistance, taking into account the smallest possible contact area of the fuel rod with the cell to reduce the pulling force of the fuel elements through the spacer grid during assembly of the fuel rod bundle and during the radiation growth of fuel rods during reactor operation, and also taking into account the prevention of fretting corrosion of the cladding of a fuel rod at the point of contact with the spacer grid.
На остальных ровных, гладких гранях 5 сделаны отверстия 6. При сборке ячейки 1 устанавливаются с учетом расположения выдавок 3 ячеек 1 так, чтобы к каждой грани 2 с выдавкой 3 одной ячейки прилегала гладкая грань 5 с отверстием 6 смежной ячейки и отверстие 6 располагалось напротив выдавки 3. Holes are made on the other smooth,
Отверстие 6 предусмотрено для исключения застойной зоны теплоносителя под выдавкой 3. The
По сопрягаемым граням 2, 5 ячейки 1 свариваются между собой в двух точках 7, расположенных на одной оси с выдавкой 3, образуя решетку. По граням решетки приварены пластины 8, образующие защитный обод. On the
В решетке для прохождения через нее направляющих каналов 9 под органы регулирования системы управления и защиты реактора сделаны проходки 10, образованные внешними стенками смежных ячеек 1. Установка направляющих каналов 9 в дистанционирующей решетке осуществляется без натяга с минимальным зазором. In the lattice for passage of
При сборке пучка твэлов между твэлом 4 и выдавками 3 ячейки 1 существует предварительный натяг, который необходим для компенсации допусков на твэл и ячейку и исключения возникновения фрикционной коррозии при гидродинамическом воздействии потока теплоносителя на твэл. When assembling a bundle of fuel rods between
Изменение диаметра твэла в процессе работы реактора, обусловленные выгоранием топлива и маневрированием мощностью, отслеживается за счет упругих свойств сваренных между собой граней с местной выдавкой одной ячейки и гладкой гранью смежной ячейки, причем компенсация натяга происходит за счет всего линейного размера каждой стороны шестигранника ячейки, так как компоновка ячеек в дистанционирующей решетке исключает встречные реакции соседних ячеек, что обеспечивает неизменность контактных усилий при заполнении дистанционирующей решетки твэлами. The change in the diameter of the fuel rod during the operation of the reactor, due to fuel burnout and maneuvering power, is monitored due to the elastic properties of the faces welded together with a local extrusion of one cell and a smooth face of an adjacent cell, and the interference compensation is due to the entire linear dimension of each side of the cell hexagon, so how the layout of the cells in the spacer grid eliminates the oncoming reactions of neighboring cells, which ensures constant contact forces when filling the spacer grid fuel rods.
Положительным эффектом предлагаемой конструкции циркониевой дистанционирующей решетки в отличие от циркониевой решетки, применяемой в тепловыделяющей сборке ВВЭР-1000, является изменение схемы нагружения ячеек, что приводит к уменьшению напряжений в ячейке, и, следовательно, меньшей степени их релаксации, с сохранением упругих свойств ячеек, уменьшению вероятности гидрирования ячеек. Данная схема нагружения позволяет увеличить компенсационную возможность ячеек от предварительного натяга при установке твэл в решетку. A positive effect of the proposed design of the zirconium spacer lattice, in contrast to the zirconium lattice used in the VVER-1000 fuel assembly, is a change in the loading pattern of the cells, which leads to a decrease in the stresses in the cell and, therefore, a lower degree of relaxation, while maintaining the elastic properties of the cells, reduce the likelihood of cell hydrogenation. This loading scheme allows you to increase the compensation ability of the cells from the preload when installing the fuel rod in the grid.
При использовании преимуществ конструкции предлагаемой дистанционирующей решетки открывается возможность создания тепловыделяющей сборки применительно к реакторам российских и зарубежных АЭС типа ВВЭР с повышенной глубиной выгорания топлива и маневренными режимами эксплуатации АЭС. When using the advantages of the design of the proposed spacer grid, it is possible to create a fuel assembly for reactors of Russian and foreign WWER type NPPs with increased fuel burnup depth and maneuvering NPP operation modes.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU96122912A RU2138861C1 (en) | 1996-12-03 | 1996-12-03 | Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU96122912A RU2138861C1 (en) | 1996-12-03 | 1996-12-03 | Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU96122912A RU96122912A (en) | 1999-02-20 |
RU2138861C1 true RU2138861C1 (en) | 1999-09-27 |
Family
ID=20187755
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU96122912A RU2138861C1 (en) | 1996-12-03 | 1996-12-03 | Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2138861C1 (en) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2465661C2 (en) * | 2007-10-29 | 2012-10-27 | Холтек Интернэшнл, Инк. | Apparatus for fastening radioactive fuel assemblies |
RU2532261C1 (en) * | 2013-04-10 | 2014-11-10 | Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" | Apparatus for spacing fuel elements |
EP4016547A1 (en) | 2020-12-21 | 2022-06-22 | Framatome | Spacer grid element of a nuclear fuel assembly spacer grid, spacer grids and nuclear fuel assembly |
-
1996
- 1996-12-03 RU RU96122912A patent/RU2138861C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
РЖ "Атомная энергия", т.73, вып.5, ноябрь 1992, реферат. 621.0395244. * |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2465661C2 (en) * | 2007-10-29 | 2012-10-27 | Холтек Интернэшнл, Инк. | Apparatus for fastening radioactive fuel assemblies |
RU2532261C1 (en) * | 2013-04-10 | 2014-11-10 | Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" | Apparatus for spacing fuel elements |
EP4016547A1 (en) | 2020-12-21 | 2022-06-22 | Framatome | Spacer grid element of a nuclear fuel assembly spacer grid, spacer grids and nuclear fuel assembly |
WO2022136178A1 (en) | 2020-12-21 | 2022-06-30 | Framatome | Spacer grid element of a nuclear fuel assembly spacer grid, spacer grids and nuclear fuel assembly |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4749544A (en) | Thin walled channel | |
US5966419A (en) | Spacing grid of a fuel assembly for a nuclear reactor and fuel assembly | |
RU2536817C2 (en) | Fuel assembly housing and fuel assembly having said housing | |
EP1909292A1 (en) | Nuclear reactor fuel assemblies | |
US5625657A (en) | Method of repairing a nuclear fuel rod assembly with damaged fuel rod and a damaged spacer | |
RU2340019C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
JP2004509322A (en) | Spacer grid for pressurized water reactor fuel assembly | |
RU2138861C1 (en) | Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly | |
JP5822375B2 (en) | Retaining spring for nuclear fuel assembly | |
JPH0321878B2 (en) | ||
USRE34246E (en) | Thin walled channel | |
KR101694409B1 (en) | Nuclear reactor core for thorium breeding and method of using thereof | |
CN115083633A (en) | Scaling simulation fuel assembly | |
RU2728894C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly (versions) | |
US3798125A (en) | Nuclear fuel subassembly | |
RU2216056C2 (en) | Fuel assembly and core of water-cooled nuclear reactor | |
Ammirabile et al. | Dynamic ballooning analysis of a generic PWR fuel assembly using the multi-rod coupled MATARE code | |
RU2124238C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
RU2093906C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
RU2255384C2 (en) | Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor | |
RU2166214C1 (en) | Composite fuel assembly for power control system of nuclear reactor core | |
RU2242810C2 (en) | Fuel assembly for water-moderated water-cooled reactor | |
RU6465U1 (en) | FUEL ASSEMBLY | |
RU2532261C1 (en) | Apparatus for spacing fuel elements | |
RU2554719C2 (en) | Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20061204 |