RU2143143C1 - Fuel assembly of water-cooled power reactor - Google Patents

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: fuel assembly has 528 to 648 fuel rods with outer diameter of cladding from 5,85•10^-3 to 6,17•10^-3 m and inner diameter from 5,0•10^-3 to 5,22•10^-3 m, respectively and/or with outer diameter of cladding from 6,66•10^-3 to 6,99•10^-3 m and inner diameter from 5,67•10^-3 to 5,93•10^-3 m, respectively. Mass of uranium dioxide charged in fuel assembly is chosen between 400.2 and 505.8 kg. EFFECT: enlarged power control range, improved fuel burnup, reduced depressurization probability. 4 cl, 6 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается активная зона ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водоохлаждаемых ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 2600 - 3900 МВт. The invention relates to nuclear engineering and relates to the improvement of the designs of fuel assemblies (FA), from which the core of nuclear reactors is recruited, in which water (the so-called water-cooled nuclear reactors) is used as a heat carrier and is used as a heat source for power plants in power plants etc., especially in reactors with a thermal capacity of about 2600–3900 MW.

Топливная загрузка реакторов состоит из большого числа тепловыделяющих элементов (твэлов), количество которых в активной зоне водо-водяных энергетических реакторах (ВВЭР) исчисляется десятками тысяч и более. Для обеспечения необходимой жесткости стержневых твэлов, а также удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и обеспечения требуемых условий охлаждения их объединяют в множество пучков. Каждый пучок представляет единую конструкцию тепловыделяющей сборки. Число твэлов в тепловыделяющей сборке (ТВС) может составлять от нескольких штук до нескольких десятков или даже сотен. Твэлы в ТВС соединяются между собой с помощью двух концевых и более десяти дистанционирующих решеток, устанавливаемых с определенным шагом по высоте сборки, что обеспечивает жесткое дистанционирование тепловыделяющих элементов при обтекании теплоносителем и соблюдение зазоров между твэлами для прохода теплоносителя и обеспечения водо-уранового соотношения. The fuel loading of reactors consists of a large number of fuel elements (fuel elements), the number of which in the active zone of pressurized water reactors (VVER) is tens of thousands or more. To ensure the necessary rigidity of the rod fuel rods, as well as ease of installation, reloading, transportation and providing the required cooling conditions, they are combined into many bundles. Each bundle represents a single fuel assembly design. The number of fuel elements in a fuel assembly (FA) can range from a few to several tens or even hundreds. The fuel rods in the fuel assemblies are interconnected by means of two end and more than ten spacer grids installed with a certain step along the assembly height, which ensures rigid spacing of the fuel elements when flowing around the coolant and compliance with the clearances between the fuel rods for the passage of the coolant and ensuring the water-uranium ratio.

Активные зоны водо-водяных энергетических ядерных реакторов ВВЭР-400 и ВВЭР-1000 набираются из ТВС, содержащих пучок твэлов, расположенный в кожухе, например, шестигранной формы (см. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов. М., Энергоиздат. 1982, с. 76 - 78). The active zones of water-cooled nuclear power reactors VVER-400 and VVER-1000 are recruited from fuel assemblies containing a bundle of fuel rods located in a casing, for example, of a hexagonal shape (see I.Ya. Emelyanov, V.I. Mikhan, Solonin V.I. . and other Design of nuclear reactors. M., Energoizdat. 1982, S. 76 - 78).

ТВС, как правило, состоит из пучка твэлов и каркаса. Каркас ТВС обеспечивает объединение и закрепление твэлов в сборке и их дистанционирование. Каркас сборки состоит из следующих основных деталей: несущего стержня, концевых решеток, дистанционирующих или направляющих решеток, продольных соединительных элементов, различных видов дистанционаторов и опорных полозков, а также обжимных втулок. Причем ТВС из твэлов, выполненных длиной, соответствующей длине активной зоны (ВВЭР-440 и ВВЭР-1000), дополняется еще следующими деталями: головкой сборки, к которой крепится верхняя часть каркаса сборки; хвостовиком сборки, который присоединяется к нижней части каркаса; подвеской сборки - устройством, с помощью которого ТВС перемещают, устанавливают и удерживают в вертикальном канале; амортизатором ТВС - деталью сборки, с помощью которой обеспечивается снижение ударной нагрузки при падении сборки на опору, а также компенсация вибраций, возникающих в процессе работы реактора; тарировочной шайбой - деталью сборки, предназначенной для определения расхода теплоносителя через ТВС (см. Г.Н. Ушаков Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981. с. 84-86). A fuel assembly, as a rule, consists of a bunch of fuel rods and a frame. The fuel assembly frame provides for the unification and fastening of fuel rods in the assembly and their spacing. The assembly frame consists of the following main parts: the supporting rod, end grids, spacer or guide grids, longitudinal connecting elements, various types of spacers and support runners, as well as crimp bushings. Moreover, fuel assemblies from fuel rods made with a length corresponding to the length of the core (VVER-440 and VVER-1000) are supplemented by the following details: assembly head to which the upper part of the assembly frame is attached; shank assembly, which is attached to the bottom of the frame; assembly suspension - a device with which fuel assemblies are moved, installed and held in a vertical channel; TVS shock absorber - a part of the assembly, which helps to reduce the shock load when the assembly falls on the support, as well as compensate for vibrations that occur during operation of the reactor; a calibration washer — a part of an assembly designed to determine the coolant flow rate through a fuel assembly (see GN Ushakov Technological channels and fuel elements of nuclear reactors. M., Energoizdat, 1981. p. 84-86).

Для снижения доли конструкционного материала в активной зоне тепловыделяющие сборки могут не иметь кожуха, так называемые бесчехловые ТВС, в которых пучок твэлов объединен дистанционирующими решетками, а опорные решетки сборки соединены трубками (см. И.Я.Емельянов, В.И.Пихан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат. 1982, с. 77. рис. 3.10 в). В ТВС могут быть размещены подвижные органы регулирования, как, например, в серийном реакторе ВВЭР-1000. To reduce the share of structural material in the core, fuel assemblies may not have a casing, the so-called caseless fuel assemblies, in which the fuel rod bundle is connected by spacer grids, and the assembly support grids are connected by tubes (see I.Ya. Emelyanov, V.I. Pikhan, Solonin V.I. et al. Design of nuclear reactors, M., Energoizdat. 1982, p. 77. Fig. 3.10 c). Mobile fueling regulators can be placed in fuel assemblies, as, for example, in a VVER-1000 serial reactor.

Тепловыделяющая сборка реактора ВВЭР-1000 состоит из пучка стержневых твэлов, шестигранного корпуса, хвостовика, головки и каркаса сборки, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в сборке. Каркас сборки включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки, которые механически связаны между собой центральной трубой. Центральная труба в ТВС предназначена для фиксации дистанционирующих решеток и для размещения внутриреакторных детекторов. Каждая ТВС содержит 312 твэлов с таблетками из диоксида урана. С целью обеспечения надежного зажатия ТВС в реакторе в головке ТВС размещены пятнадцать винтовых цилиндрических пружин. Нижняя решетка головки создает условия для осесимметричного выхода теплоносителя из ТВС. Элементами ТВС, воспринимающими основные механические нагрузки, являются пружины, направляющие каналы, нижняя решетка (см. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭВ-1000, Библиотека эксплуатационника АЭС, Выпуск 12, Москва. Энергоатомиздат, 1992 г. с. 231-233. рис.4.3 и 4.4). The fuel assembly of the VVER-1000 reactor consists of a bundle of rod fuel elements, a hexagonal housing, a shank, a head and an assembly frame, with the help of which the fuel elements are mounted in the assembly. The assembly frame includes hexagonal spacer grids that are mechanically connected to each other by a central pipe. The central tube in the fuel assembly is designed to fix spacer grids and to accommodate in-core detectors. Each fuel assembly contains 312 fuel rods with uranium dioxide tablets. In order to ensure reliable clamping of fuel assemblies in the reactor, fifteen helical coil springs are placed in the head of the fuel assembly. The lower lattice of the head creates the conditions for axisymmetric outlet of the coolant from the fuel assembly. Elements of fuel assemblies that absorb basic mechanical loads are springs, guiding channels, and the lower grating (see Operating modes of NPPs with WWEV-1000, Library for Operation of NPPs, Issue 12, Moscow. Energoatomizdat, 1992, pp. 231-233. Fig. 4.3 and 4.4).

Конструкции стержневых твэлов и ТВС для ВВЭР должны обеспечить механическую устойчивость и прочность, в том числе в аварийных условиях при высоких температурах, что усложняется наличием мощных потоков нейтронов и гамма-излучения. Повреждение твэла влечет за собой радиоактивное загрязнение контура продуктами деления. Нарушение первоначальной геометрической формы твэла может ухудшить условия теплоотдачи от твэла к теплоносителю. Поэтому при разработке конструкции ТВС необходимо, в первую очередь, учитывать возможность увеличения величины отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом. The design of rod fuel elements and fuel assemblies for VVER should provide mechanical stability and strength, including in emergency conditions at high temperatures, which is complicated by the presence of powerful fluxes of neutrons and gamma radiation. Damage to a fuel rod entails radioactive contamination of the circuit with fission products. Violation of the initial geometric shape of a fuel element can worsen the conditions for heat transfer from the fuel element to the coolant. Therefore, when developing a fuel assembly design, it is necessary, first of all, to take into account the possibility of increasing the ratio of the heat transfer surface of a fuel element to the active volume occupied by nuclear fuel.

Наиболее близкой по технической сущности к описываемой является тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом в виде диоксида урана (см. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭР-1000, Библиотека эксплуатационника АЭС, Выпуск 12. Москва, Энергоатомиздат, 1992 г. с.231-233. рис.4.3 и 4.4). В известной ТВС реактора ВВЭР-1000 содержится 312 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром 9.1 • 10^-3 м и имеющих среднюю линейную тепловую нагрузку на твэл 15.67 кВт/м. Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в известной ТВС и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-1000. Однако следует отметить, что в случае перегрева оболочек твэлов, возникающего при ухудшении условий их охлаждения, может произойти разгерметизация и даже разрушение твэлов. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР-1000, обуславливает его высокую температуру при работе в режимах нормальной эксплуатации, относительно большое количество аккумулированного тепла и, как следствие, при аварии с обесточиванием АЭС и при аварии с потерей теплоносителя это приводит к значительному разогреву оболочек твэлов в первые несколько секунд.Closest to the technical nature of the described is a fuel assembly of a pressurized water reactor containing a frame and a bundle of rod fuel rods with nuclear fuel in the form of uranium dioxide (see Operating modes of WWER-1000 NPPs, Library of nuclear power plant operating personnel, Issue 12. Moscow, Energoatomizdat , 1992, p. 213-233. Fig. 4.3 and 4.4). The well-known fuel assemblies of the VVER-1000 reactor contain 312 rod fuel elements made with an outer diameter of 9.1 • 10 ^-3 m and having an average linear thermal load on the fuel element of 15.67 kW / m. Such a fuel rod provides a relatively high level of fuel burnup in a known fuel assembly and has proven itself well during operation at domestic and foreign nuclear power plants with VVER-1000 reactors. However, it should be noted that in the case of overheating of the cladding of fuel rods that occurs when the conditions for their cooling deteriorate, depressurization and even destruction of the fuel rods can occur. The fact is that the low thermal conductivity of the oxide fuel used in VVER-1000 reactors causes its high temperature during normal operation, a relatively large amount of accumulated heat and, as a result, in an accident with de-energized nuclear power plants and in an accident with loss of coolant leads to a significant heating of the cladding of the fuel rods in the first few seconds.

Достигаемые при авариях с потерей теплоносителя температуры при использовании штатных ТВС в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэл. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-1000 твэлы с максимальной тепловой нагрузкой 44.8 кВт/м к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки 875^oC. В то же время в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней 17 кВт/м, разогреваются до 550-600^oC.The temperatures achieved during accidents with loss of coolant when using standard fuel assemblies are largely dependent on the initial thermal linear loads on the fuel elements. So, with a large leak of the primary circuit of the VVER-1000 reactor, fuel rods with a maximum thermal load of 44.8 kW / m have a design sheath temperature of 875 ^o C by the fifth second. At the same time, under the same conditions, fuel rods with a load close to the average 17 kW / m are heated to 550-600 ^o C.

Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что с точки зрения предотвращения возможности разгерметизации твэлов применительно к авариям с потерей теплоносителя предельные температуры оболочек не должны превышать уровень 700-750^oC. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-1000 снизить максимальные линейные тепловые нагрузки до уровня средних, то возможный разогрев оболочек не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. В особенности данная проблема усугубляется при повышении глубины выгорания топлива, когда работоспособность твэлов даже в нормальных условиях эксплуатации близка к предельно допустимой.Experimental and computational studies show that from the point of view of preventing the possibility of depressurization of fuel rods in relation to accidents with loss of coolant, the maximum temperature of the shells should not exceed 700-750 ^o C. Therefore, if the maximum linear thermal loads are reduced to the level in the VVER-1000 reactor average, the possible heating of the shells would not exceed the aforementioned temperature limit. This fundamentally solves the problem of possible depressurization of fuel rods at the initial stage of an accident with loss of coolant. In particular, this problem is exacerbated by increasing the fuel burnup depth, when the fuel rod performance, even under normal operating conditions, is close to the maximum permissible.

Из вышеизложенного следует, что для повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной ТВС водо-уранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения приемлемых нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-1000, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора. It follows from the foregoing that in order to increase the safety level of existing and newly designed NPPs with VVER, it is necessary to develop rod fuel elements of a reduced-diameter container construction (provided that the reactor power is maintained and the water-uranium ratio of the fuel grate is close to the standard fuel assembly), which will fundamentally solve the problem of possible depressurization fuel elements at the initial stage of an accident with loss of coolant. In addition, when developing the modernized core of the VVER-1000 reactor, it is necessary to select the main parameters from the condition of maximally preserving the design of the core and the nuclear power plant, as well as ensuring acceptable neutron-physical and thermal hydraulic characteristics close to the standard characteristics of the core of the VVER-1000 reactor, since the objective of the present invention is not to develop a fundamentally new reactor.

Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, которые сводятся к следующему:
- размер "под ключ" (234 • 10^-3 м), а также конструкция и размеры каркаса модернизированной ТВС должен быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-1000;
- количество твэлов с уменьшенным диаметром в модернизированной ТВС должно обеспечивать снижение максимальных линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны до уровня средних нагрузок твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР-1000;
- изменение значения удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-1000 исходя из нейтронно-физического расчета не должна превышать 21%;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР-1000;
- количество (восемнадцать), диаметр (12.6 • 10^-3 м) и размещение органов СУЗ должно быть таким же, как и в штатной ТВС реактора ВВЭР-1000.This approach causes certain restrictions imposed on the selection of the main parameters of the modernized core, which boil down to the following:
- the turnkey size (234 • 10 ^-3 m), as well as the design and dimensions of the frame of the upgraded fuel assembly, should be the same as in the standard design of the VVER-1000 fuel assembly;
- the number of fuel rods with a reduced diameter in the upgraded fuel assemblies should reduce the maximum linear thermal loads in the fuel rods of the upgraded core to the level of average loads of fuel rods of the regular core of the VVER-1000 reactor;
- the change in the specific fuel loading in the upgraded fuel assembly compared with the standard design of the fuel assemblies of the VVER-1000 reactor based on the neutron-physical calculation should not exceed 21%;
- the increase in hydraulic friction losses in the upgraded fuel assemblies in comparison with the standard design of the fuel assemblies should not exceed the available reserves for the pressure head of the VVER-1000 reactor;
- the number (eighteen), diameter (12.6 • 10 ^-3 m) and the placement of CPS bodies should be the same as in the standard fuel assemblies of the VVER-1000 reactor.

Задачей настоящего изобретения является создание новой тепловыделяющий сборки, в частности для реактора ВВЭР-1000, обладающей повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при повышении уровня безопасности или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности. The objective of the present invention is to provide a new fuel assembly, in particular for a VVER-1000 reactor, which has increased efficiency both under normal operating conditions and in emergency conditions with an increase in the level of safety or a substantial increase in operability while maintaining a level of safety.

В результате решения данной задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в том, что обеспечивается возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повышение выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов. As a result of solving this problem, new technical results are realized, consisting in the possibility of expanding the range of maneuvering with reactor power, increasing the burnup of nuclear fuel, and reducing the likelihood of depressurization of fuel elements.

Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора, содержащей каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, в виде диоксида урана, пучок содержит от 528 до 648 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85 • 10^-3 м до 6.17 • 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.0 • 10^-3 м до 5.22 • 10^-3 м соответственно и/или с наружным диаметром оболочки от 6.66 • 10^-3 м до 6.99 • 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.67 • 10^-3 м до 5.93 • 10^-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 400.2 кг до 505.8 кг.These technical results are achieved by the fact that in the fuel assembly of a pressurized water reactor containing a frame and a bundle of rod fuel rods with nuclear fuel enclosed in a shell in the form of uranium dioxide, the bundle contains from 528 to 648 rod fuel rods with an outer diameter of 5.85 • 10 ^-3 m to 6.17 • 10 ^-3 m and an inner shell diameter of 5.0 • 10 ^-3 m to 5.22 • 10 ^-3 m respectively and / or with an outer shell diameter of 6.66 • 10 ^-3 m to 6.99 • 10 ^-3 m and an inner diameter of the shell from 5.67 • 10 ^-3 m to 5.93 • 10 ^-3 m, and the mass of uranium dioxide in the beam selected from 400.2 kg to 505.8 kg.

Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что пучок содержит от 528 до 648 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85 • 10^-3 м до 6.17 • 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.0 • 10^-3 м до 5.22 • 10^-3 м соответственно и/или с наружным диаметром оболочки от 6.66 • 10^-3 м до 6.99 • 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.67 • 10^-3 м до 5.93 • 10^-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 400.2 кг до 505.8 кг, что характеризует новую концепцию ТВС реактора ВВЭР-1000 и соответственно активных зон аналогичных реакторов, обладающих повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах, и обусловлено следующим. Поскольку каркас, с помощью которого обеспечивается крепление пучка стержневых твэлов в ТВС, должен быть идентичен штатной ТВС реактора ВВЭР-1000, а пучок содержит от 528 до 648 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85 • 10^-3 м до 6.17 • 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.0 • 10^-3 м до 5.22 • 10^-3 м соответственно и/или с наружным диаметром оболочки от 6.66 • 10^-3 м до 6.99 • 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.67 • 10^-3 м до 5.93 • 10^-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 400.2 кг до 505.8 кг, то средняя линейная нагрузка на твэлы модернизированной ТВС уменьшается в 1.65-1.91 раза, при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-1000.A distinctive feature of the present invention is that the bundle contains from 528 to 648 rod fuel elements with an outer diameter of the cladding from 5.85 • 10 ^-3 m to 6.17 • 10 ^-3 m and an internal diameter of the cladding from 5.0 • 10 ^-3 m to 5.22 • 10 ^{- 3} m, respectively, and / or with an outer diameter of the shell from 6.66 • 10 ^-3 m to 6.99 • 10 ^-3 m and an inner diameter of the shell from 5.67 • 10 ^-3 m to 5.93 • 10 ^-3 m, and the mass of uranium dioxide in the beam is selected from 400.2 kg to 505.8 kg, which characterizes the new concept of the fuel assemblies of the VVER-1000 reactor and, accordingly, the active zones of similar reactors with higher hydrochloric working capacity in normal conditions and in emergency conditions, and due to the following. Since the frame with which the beam of fuel rods is secured in the fuel assemblies must be identical to the standard fuel assemblies of the VVER-1000 reactor, and the bundle contains from 528 to 648 rod fuel rods with an outer sheath diameter from 5.85 • 10 ^-3 m to 6.17 • 10 ^-3 m and an inner diameter of the shell from 5.0 • 10 ^-3 m to 5.22 • 10 ^-3 m, respectively, and / or with an outer diameter of the shell from 6.66 • 10 ^-3 m to 6.99 • 10 ^-3 m and an inner diameter of the shell from 5.67 • 10 ^{- 3} m to 5.93 • 10 ^-3 m, and the mass of uranium dioxide in the bundle is selected from 400.2 kg to 505.8 kg, the average linear load on the fuel rods Upgrade bath FA decreases 1.65-1.91 times, while maintaining the nominal power reactors and ensure neutronic and thermohydraulic characteristics close to the characteristics of the regular VVER-1000.

Следует отметить, что наиболее целесообразно, чтобы пучок содержал 648 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки стержневого твэла от 5.97 • 10^-3 м до 6.07 • 10^-3 м, от 5.08 • 10^-3 м до 5.14 • 10^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 450.5 кг до 467.2 кг или 528 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки от 6.76 • 10^-3 м до 6.88 • 10^-3 м, от 5.76 • 10^-3 м до 5.83 • 10^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 471.2 кг до 491.7 кг или пучок содержит 114 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки от 5.97 • 10^-3 м до 6.07 • 10^-3 м, от 5.08 • 10^-3 м до 5.14 • 10^-3 м и 414 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки от 6.76 • 10^-3 м до 6.88 • 10^-3 м, от 5.76 • 10^-3 м до 5.83 • 10^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 448.7 кг до 467.8 кг.It should be noted that it is most expedient that the bundle contains 648 fuel rods with the outer and inner diameter of the cladding of the rod fuel rod from 5.97 • 10 ^-3 m to 6.07 • 10 ^-3 m, from 5.08 • 10 ^-3 m to 5.14 • 10 ^-3 m and a mass of uranium dioxide in a beam from 450.5 kg to 467.2 kg or 528 fuel rods with an outer and inner diameter of the cladding from 6.76 • 10 ^-3 m to 6.88 • 10 ^-3 m, from 5.76 • 10 ^-3 m to 5.83 • 10 ^-3 m a mass of uranium dioxide in a bundle from 471.2 kg to 491.7 kg or the bundle contains 114 fuel elements with an outer and inner diameter of the cladding from 5.97 • 10 ^-3 m to 6.07 • 10 ^-3 m, from 5.08 • 10 ^-3 m to 5.14 • 10 ^-3 m and 414 fuel rods with external and internal rennim cladding diameter of 6.76 • 10 ^-3 m to 6.88 • 10 ^-3 m, of 5.76 • 10 ^-3 m to 5.83 • 10 ^-3 m and a weight of uranium dioxide in the beam from 448.7 kg to 467.8 kg.

Кроме того, ядерное топливо может быть выполнено в виде таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10.4 • 10^-3 кг/м³ до 10.7 • 10^-3 кг/м³.In addition, nuclear fuel can be made in the form of tablets with an average density of uranium dioxide from 10.4 • 10 ^-3 kg / m ³ to 10.7 • 10 ^-3 kg / m ³ .

Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение вышеуказанных новых технических результатов. Действительно, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6.3 • 10^-3 м. Однако выбор лишь единичного значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений внутренних диаметров оболочки твэла, диапазонов наружных диаметров твэла, соответствующего диапазона массы топлива и их взаимосвязи (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинация величин, составляющих отмеченные пары диапазонов внутренних и наружных диаметров твэлов, без выбора величины массы топлива (диоксида урана) приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значения водо-уранового отношения топливной решетки, которое позволяет принципиально решить (при условии сохранения мощности реактора) поставленную задачу.It should be emphasized that only the totality of the essential features provides a solution to the problem of the invention and obtaining the above new technical results. Indeed, fuel rods with an outer diameter of the cladding of 6.3 • 10 ^-3 m are known. However, the choice of only a single value of the outer diameter of the cladding of a fuel rod without specifying the ranges of the necessary values of the internal diameters of the cladding of the fuel rod, the ranges of the outer diameters of the fuel rod, the corresponding mass range of the fuel and their relationship (which suggests combinations their specific quantities) does not allow to realize new technical results. In addition, the combination of values that make up the marked pairs of ranges of the inner and outer diameters of the fuel rods, without choosing the mass of the fuel (uranium dioxide) leads to the possibility of non-compliance with the permissible change in the water-uranium ratio of the fuel grate, which allows you to fundamentally solve (provided that the reactor power is preserved) assigned task.

На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза модернизированной в соответствии с настоящим изобретением тепловыделяющей сборки для реактора ВВЭР-1000, на фиг. 2 приведена конструктивная схема поперечного сечения данной тепловыделяющей сборки с двумя типоразмерами твэлов, на фиг. 3 приведена конструктивная схема поперечного сечения тепловыделяющей сборки с твэлами одинакового диаметра, на фиг. 4 изображен вариант продольного разреза твэла для ТВС реактора ВВЭР-1000, на фиг. 5 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и модернизированного твэла, используемого в описываемой ТВС для реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850, на фиг. 6 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки средненапряженного штатного и модернизированного твэла, используемого в описываемой ТВС для реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850. In FIG. 1 shows a variant of a longitudinal section of a fuel assembly modernized in accordance with the present invention for a WWER-1000 reactor; FIG. 2 shows a structural diagram of the cross section of this fuel assembly with two standard sizes of fuel elements, in FIG. 3 shows a structural diagram of a cross section of a fuel assembly with fuel rods of the same diameter, FIG. 4 shows an embodiment of a longitudinal section of a fuel rod for a fuel assembly of a VVER-1000 reactor; FIG. Fig. 5 presents curves characterizing the change in the maximum cladding temperature of the most energetically stressed standard and upgraded fuel rod used in the described fuel assembly for the VVER-1000 reactor in an accident with pipeline rupture DN 850, in FIG. Figure 6 shows the curves characterizing the change in the maximum cladding temperature of a medium-voltage standard and upgraded fuel rod used in the described fuel assembly for the VVER-1000 reactor in an accident with pipeline rupture DN 850.

Тепловыделяющая сборка 1 реактора ВВЭР-1000 состоит из пучка стержневых твэлов 2, шестигранного корпуса 3, хвостовика 4, головки 5 и каркаса 6. С помощью каркаса 6 обеспечивается крепление твэлов 2 в ТВС. Каркас 6 сборки 1 включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки 7 (четырнадцать дистанционирующих решеток в сборке в пределах активной части), которые механически связаны между собой центральной трубой 8. Центральная труба 8 в ТВС предназначена для фиксации дистанционирующих решеток 7 и для размещения внутриреакторных детекторов. Центральная труба выполнена из циркония размером (10.3 • 0.65) • 10^-3 м. С помощью хвостовика 4 и головки 5 сборку устанавливают в корпусе реактора (см. фиг.1). С целью обеспечения надежного зажатия ТВС в реакторе в головке 5 ТВС размещены пятнадцать винтовых цилиндрических пружин 9. Нижняя решетка головки 5 создает условия для выхода теплоносителя из ТВС. Элементами ТВС, воспринимающими основные механические нагрузки, являются пружины 9, направляющие каналы 10 (восемнадцать стальных трубок размером (12.6 • 0.8) • 10^-3 м для размещения поглотителей), нижняя решетка (см. фиг. 2 и фиг. 3). В описываемой ТВС реактора модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 содержится от 528 до 648 стержневых твэлов. выполненных с наружным диаметром твэла от 5.85 • 10^-3 м до 6.17 • 10^-3 м и/или от 6.66 • 10^-3 м до 6.99 • 10^-3 м и имеющих среднюю линейную нагрузку на твэл от 8.22 кВт/м до 9.48 кВт/м.The fuel assembly 1 of the VVER-1000 reactor consists of a bundle of rod fuel elements 2, a hexagonal housing 3, a shank 4, a head 5 and a frame 6. Using the frame 6, the fuel rods 2 are secured to the fuel assembly. The frame 6 of the assembly 1 includes hexagonal spacer grids 7 (fourteen spacer grids in the assembly within the active part), which are mechanically interconnected by the central pipe 8. The central pipe 8 in the fuel assembly is designed to fix the spacer grids 7 and to accommodate in-core detectors. The central pipe is made of zirconium with a size of (10.3 • 0.65) • 10 ^-3 m. Using the shank 4 and head 5, the assembly is installed in the reactor vessel (see Fig. 1). In order to ensure reliable clamping of the fuel assemblies in the reactor, fifteen coil springs 9 are placed in the head of the fuel assembly 5. The lower lattice of the head 5 creates the conditions for the coolant to exit the fuel assembly. Elements of fuel assemblies that absorb basic mechanical loads are springs 9, guide channels 10 (eighteen steel tubes of size (12.6 • 0.8) • 10 ^-3 m for accommodating absorbers), and the lower grill (see Fig. 2 and Fig. 3). The described fuel assemblies of the modernized reactor core of the VVER-1000 reactor contain from 528 to 648 rod fuel elements. made with an outer diameter of a fuel element from 5.85 • 10 ^-3 m to 6.17 • 10 ^-3 m and / or from 6.66 • 10 ^-3 m to 6.99 • 10 ^-3 m and having an average linear load on a fuel element from 8.22 kW / m to 9.48 kW / m

Тепловыделяющий элемент 2 включает топливный сердечник 11, выполнен из таблеток 12 (сплошных или с центральным отверстием) или стерженьков 13 цилиндрической формы, размещенных в оболочке 14, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 15 (см. фиг.4). Оболочка 14 в течение эксплуатации подвергается напряжениям за счет расширения и распухания топлива, а также вследствие газовыделения из топлива, особенно в местах, соответствующих границе раздела таблеток или стерженьков. Устранение данных негативных моментов осуществляется профилированием формы таблеток 12 или стерженьков 13, в частности, путем выполнения их торцов 16 вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано). The fuel element 2 includes a fuel core 11, made of tablets 12 (solid or with a central hole) or cylindrical rods 13 placed in a shell 14, which is a structural bearing element and to which end parts 15 are attached (see Fig. 4). The shell 14 during operation is subjected to stresses due to the expansion and swelling of the fuel, as well as due to gas evolution from the fuel, especially in places corresponding to the interface of tablets or rods. The elimination of these negative moments is carried out by profiling the shape of the tablets 12 or rods 13, in particular, by making their ends 16 concave or with a conical shape of the side surface in the region of the ends (not shown).

В качестве материала таблеток 12 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью 10.4 • 10^-3 - 10.7 • 10^-3 кг/м³, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана. Масса диоксида урана в сборке составляет 402.2-505.8 кг.As the material of tablets 12, it is most expedient to use compressed and sintered uranium dioxide with an average density of 10.4 • 10 ^-3 - 10.7 • 10 ^-3 kg / m ³ , but thorium oxide and uranium carbides can also be used. The mass of uranium dioxide in the assembly is 402.2-505.8 kg.

При выборе толщины оболочки твэла модернизированной активной зоны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-1000, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 2-2,5 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек твэла модернизированной активной зоны не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между топливным сердечником 11 и оболочкой 14 в описываемых твэлах был не менее 0.05 • 10^-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.When choosing the thickness of the cladding of a fuel rod of a modernized core, it is most advisable to keep the ratio of cladding thickness to the outer diameter of the described fuel rod the same as in standard VVER-1000 fuel rods, which, taking into account the preservation of the filling pressure with helium of 2-2.5 MPa, can guarantee the stability of claddings the fuel rods of the upgraded core are not less than for regular fuel rods. In addition, it is also necessary to take into account the condition that the radial clearance between the fuel core 11 and the cladding 14 in the described fuel rods was not less than 0.05 • 10 ^-3 m. This condition is due to technological difficulties in the assembly of fuel rods.

Вследствие низкой теплопроводности материала топливного сердечника 11, а также с учетом всех вышеприведенных условий оболочка 14 стержневого тэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 должна иметь наружный и соответственно внутренний диаметры от 5.85 • 10^-3 м до 6.17 • 10^-3 м и от 5.0 • 10^-3 м до 5.22 • 10^-3 м и/или соответственно от 6.66 • 10^-3 м до 6.99 • 10^-3 м и от 5.67 • 10^-3 м до 5.93 • 10^-3 м. Дело в том, что из первых двух вышеуказанных условий следует, что относительный шаг между твэлами должен обеспечить водо-урановое отношение для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-1000. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и прежде всего результаты анализов аварий ВВЭР-1000 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы наиболее предпочтительных диапазонов основных характеристик описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000. Так, для пучка, содержащего 648 твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла составляет от 5.97 • 10^-3 м до 6.07 • 10^-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.08 • м 10^-3 до 5.14 • 10^-3 м;
- масса диоксида урана выбрана от 450.5 кг до 467.2 кг, а для пучка, содержащего 528 твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла составляет от 6.76 • 10^-3 м до 6.88 • 10^-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.76 • 10^-3 м до 5.83 • 10^-3 м;
- масса диоксида урана выбрана от 471.2 до 491.7 кг, причем для пучка с двумя типоразмерами твэлов, содержащего 528 (114 и 414) твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла составляет от 5.97 • 10^-3 м до 6.07 • 10^-3 м (для 114 твэлов) и от 6.76 • 10^-3 м до 6.88 • 10^-3 м (для 414 твэлов):
- внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.08 • 10^-3 м до 5.14 • 10^-3 м (для 114 твэлов) и от 5.76 • 10^-3 м до 5.83 • 10^-3м (для 414 твэлов);
- масса диоксида урана выбрана от 448.7 до 467.8 кг.Due to the low thermal conductivity of the material of the fuel core 11, and also taking into account all the above conditions, the shell 14 of the rod body of the fuel assembly described for the modernized core of the VVER-1000 reactor must have an outer and, accordingly, inner diameter of 5.85 • 10 ^-3 m to 6.17 • 10 ^-3 m and from 5.0 • 10 ^-3 m to 5.22 • 10 ^-3 m and / or from 6.66 • 10 ^-3 m to 6.99 • 10 ^-3 m and from 5.67 • 10 ^-3 m to 5.93 • 10 ^-3 m, respectively. in that the first two of the above conditions imply that the relative step between the fuel elements should provide a water-uranium ratio for I upgraded core, close to the water-uranium ratio of the lattices of the existing VVER-1000. Taking into account all the above conditions, as well as the results of neutron-physical, thermohydraulic, thermomechanical calculations and, first of all, the results of analyzes of VVER-1000 accidents with coolant leaks from the primary circuit, the boundaries of the most preferred ranges of the main characteristics of the described fuel assemblies for the modernized VVER reactor core were determined -1000. So, for a bundle containing 648 fuel rods:
- the outer diameter of the cladding of a fuel rod is from 5.97 • 10 ^-3 m to 6.07 • 10 ^-3 m;
- the inner diameter of the cladding of a fuel rod is from 5.08 • m 10 ^-3 to 5.14 • 10 ^-3 m;
- the mass of uranium dioxide is selected from 450.5 kg to 467.2 kg, and for a beam containing 528 fuel elements:
- the outer diameter of the cladding of a fuel rod is from 6.76 • 10 ^-3 m to 6.88 • 10 ^-3 m;
- the internal diameter of the cladding of a fuel rod is from 5.76 • 10 ^-3 m to 5.83 • 10 ^-3 m;
- the mass of uranium dioxide is selected from 471.2 to 491.7 kg, moreover, for a beam with two types of fuel rods containing 528 (114 and 414) fuel rods:
- the outer diameter of the cladding of a fuel rod is from 5.97 • 10 ^-3 m to 6.07 • 10 ^-3 m (for 114 fuel elements) and from 6.76 • 10 ^-3 m to 6.88 • 10 ^-3 m (for 414 fuel elements):
- the inner diameter of the cladding of a fuel rod is from 5.08 • 10 ^-3 m to 5.14 • 10 ^-3 m (for 114 fuel elements) and from 5.76 • 10 ^-3 m to 5.83 • 10 ^-3 m (for 414 fuel elements);
- the mass of uranium dioxide is selected from 448.7 to 467.8 kg.

Выполнение твэла ТВС реактора ВВЭР-1000 наружным диаметром менее 5.85 • 10^-3 м (например, 5.8 • 10^-3 м) и соответственно с внутренним диаметром оболочки не более 5.0 • 10^-3 м и массой топлива в ТВС не более 400.2 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (превышение 30%), а выполнение твэла наружным диаметром более 6.99 • 10^-3 м (например, 7.0 • 10^-3 м) и соответственно с внутренним диаметром оболочки не менее 5.93 • 10^-3 м и массой топлива в ТВС не менее 505.8 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (превышение более 25%). Выполнение же твэла описываемой ТВС диаметром больше 6.17 • 10^-3 м (и соответственно с внутренним диаметром оболочки не менее 5.22 • 10^-3 м и массой топлива в ТВС не менее 484.2 кг) и меньше 6.66 • 10^-3 м (и, соответственно, с внутренним диаметром оболочки не более 5.67 • 10^-3 м и массой топлива в ТВС не более 456.3 кг) не обеспечивает выполнение первых двух вышеуказанных условий. Дело в том, что из этих условий следует, что относительный шаг между твэлами заявляемой ТВС должен обеспечивать водо-урановое отношение для реактора ВВЭР-1000 не более 2,63. т.е. близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-1000. а этого не происходит.The execution of a fuel rod of a VVER-1000 fuel assembly with an outer diameter of less than 5.85 • 10 ^-3 m (for example, 5.8 • 10 ^-3 m) and, accordingly, with an inner shell diameter of not more than 5.0 • 10 ^-3 m and a fuel mass in the fuel assembly of not more than 400.2 kg non-fulfillment of the condition regarding the possibility of changing the relative specific fuel loading in the upgraded fuel assemblies of the VVER-1000 reactor compared to the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies (exceeding 30%), and the implementation of a fuel element with an outer diameter of more than 6.99 • 10 ^-3 m (for example, 7.0 • 10 ^-3 m) and respectively with an inner diameter not less shell its 5.93 • 10 ^-3 m and the mass of fuel in the fuel assembly is not less than 505.8 kg leads to default conditions relating to the possible increase of hydraulic friction losses in the upgraded VVER-1000 in comparison with the standard design VVER-1000 (a 25% excess) . The fulfillment of the fuel rod of the described fuel assembly with a diameter greater than 6.17 • 10 ^-3 m (and, accordingly, with an inner shell diameter of at least 5.22 • 10 ^-3 m and fuel mass in the fuel assembly of at least 484.2 kg) and less than 6.66 • 10 ^-3 m (and, respectively , with an inner shell diameter of not more than 5.67 • 10 ^-3 m and a fuel mass in a fuel assembly of not more than 456.3 kg) does not ensure the fulfillment of the first two of the above conditions. The fact is that from these conditions it follows that the relative step between the fuel rods of the claimed fuel assembly should provide a water-uranium ratio of no more than 2.63 for the VVER-1000 reactor. those. close to the water-uranium ratio of the gratings of the existing VVER-1000. but this does not happen.

На фиг. 2 в качестве примера приведена конструктивная схема описываемой ТВС (сектор, составляющий 1/12 часть поперечного сечения ТВС) с двумя типоразмерами твэлов 2 (6.8 • 10^-3 м и 6.0 • 10^-3 м). 414 твэлов 2 диаметром 6.8 • 10^-3 м расположены в регулярных узлах гексагональной упаковки с шагом 9.91 • 10^-3 м. Эти твэлы 2 вставляются в регулярные и периферийные ячейки дистанционирующей решетки 7.114 твэлов 2 диаметром 6.0 • 10^-3 м размещены вокруг направляющих каналов 10 (гильзы СУЗ диаметром 12.6 • 10^-3 м). Центры расположения этих твэлов смещены по радиальным лучам по направлению от центров направляющих каналов 10 на 1.0 • 10^-3 м от регулярных узлов. Данные твэлы 2 вставляются в специальные ячейки дистанционирующей решетки 7, имеющие фигурную несимметричную форму.In FIG. 2, as an example, a structural diagram of the described fuel assemblies (sector constituting 1/12 of the cross section of the fuel assemblies) with two types of fuel elements 2 (6.8 • 10 ^-3 m and 6.0 • 10 ^-3 m) is given. 414 fuel rods 2 with a diameter of 6.8 • 10 ^-3 m are located in regular nodes of the hexagonal packing with a pitch of 9.91 • 10 ^-3 m. These fuel rods 2 are inserted into the regular and peripheral cells of the spacer grid 7.114 fuel rods 2 with a diameter of 6.0 • 10 ^-3 m are placed around the guide channels 10 (sleeves CPS with a diameter of 12.6 • 10 ^-3 m). The centers of location of these fuel rods are shifted along radial rays in the direction from the centers of the guide channels 10 to 1.0 • 10 ^-3 m from the regular nodes. These fuel rods 2 are inserted into special cells of the spacer grid 7 having a curly asymmetric shape.

На фиг. 3 в качестве примера приведена конструктивная схема описываемой ТВС (сектор, составляющий 1/12 часть поперечного сечения ТВС) с твэлами 2 одинакового диаметра. 414 регулярных твэлов диаметром 6.8 • 10^-3 м расположены в регулярных узлах гексагональной упаковки с шагом 9.91 • 10^-3 м. Эти твэлы 2 вставляются в регулярные и периферийные ячейки дистанционирующей решетки 7. Смещенные твэлы 2 в количестве 114 штук того же диаметра размещены вокруг направляющих каналов 10 (гильзы СУЗ диаметром 12.6 • 10^-3 м). Центры расположения этих твэлов смещены по радиальным лучам по направлению от центров направляющих каналов 10 на 0.67 • 10^-3 м от регулярных узлов. Твэлы 2 вставляются в специальные ячейки дистанционирующей решетки 7, имеющие форму деформированных сот.In FIG. 3 as an example, a structural diagram of the described fuel assemblies (sector constituting 1/12 of the cross section of the fuel assemblies) with fuel rods 2 of the same diameter is given. 414 regular fuel rods with a diameter of 6.8 • 10 ^-3 m are located in the regular nodes of the hexagonal packing with a pitch of 9.91 • 10 ^-3 m. These fuel rods 2 are inserted into the regular and peripheral cells of the spacing grid 7. Offset fuel rods 2 in the amount of 114 pieces of the same diameter are placed around guide channels 10 (sleeves CPS with a diameter of 12.6 • 10 ^-3 m). The centers of arrangement of these fuel rods are shifted along radial rays in the direction from the centers of the guide channels 10 to 0.67 • 10 ^-3 m from the regular nodes. The fuel rods 2 are inserted into special cells of the spacer grid 7 having the shape of a deformed honeycomb.

Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой ТВС. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов ВВЭР и не нашедшей применения в зарубежных реакторах PWR конструкции топливной таблетки с центральным отверстием. Такое решение обусловлено, с одной стороны, относительно небольшим снижением температуры топлива за счет центрального отверстия при пониженных тепловых нагрузках на твэл и увеличившимся запасом надежности по отношению к плавлению топлива, а с другой - возможными технологическими трудностями при изготовлении таблеток с центральными отверстиями менее 1.5 • 10^-3 м.The analysis of the operability and thermomechanical state of the fuel elements made it possible to clarify some basic structural parameters of the fuel elements of the fuel assembly described. As shown by computational studies, a significant reduction in the thermal load on a fuel rod allows us to abandon the design of a fuel pellet with a central hole that has become traditional for VVER reactors and has not found application in foreign PWR reactors. Such a solution is caused, on the one hand, by a relatively small decrease in fuel temperature due to the central hole with reduced thermal loads on the fuel rods and an increased safety margin in relation to fuel melting, and on the other hand, possible technological difficulties in the manufacture of tablets with central holes less than 1.5 • 10 ^-3 m.

Корпус 3, внутри которого размещаются твэлы 2, связывает в единое целое все части ТВС и обеспечивает необходимое направление движения потока теплоносителя внутри ТВС между отдельными твэлами 2 в сборке и между ТВС в активной зоне реактора. Корпус 3 сборки разгружен от внутреннего давления теплоносителя, возникающего при протекании теплоносителя через ТВС. The housing 3, inside which the fuel rods 2 are placed, integrates all parts of the fuel assemblies into a single unit and provides the necessary direction of flow of the coolant flow inside the fuel assembly between the individual fuel rods 2 in the assembly and between the fuel assemblies in the reactor core. The housing 3 of the assembly is unloaded from the internal pressure of the coolant that occurs when the coolant flows through the fuel assembly.

На фиг. 5 и фиг. 6 в качестве примера представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной и средней нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.1 • 10^-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 6.8 • 10^-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-1000. Анализ состояния твэлов показывает, что для "горячего" твэла (твэл с максимальной линейной тепловой нагрузкой) снижение максимальной температуры составляет 278^oC, а для твэлов со средней нагрузкой 142^oC. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности реактора ВВЭР-1000. В первую очередь это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т > 550^oC, а также интенсивно возрастающим вкладом пароциркониевой реакции при температурах Т > 700^oC. Поэтому переход к модернизированной зоне и соответственно снижение максимальной температуры при МПА с 900^oC до уровня ниже 600^oC в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.In FIG. 5 and FIG. Figure 6 shows curves as an example, which characterize the change in the temperature of the cladding of fuel rods at maximum design basis accident (MPA) with a maximum and average load for a standard one (the outer diameter of the shell of a standard fuel element is 9.1 • 10 ^-3 m) and upgraded (the outer diameter of the shell of the described fuel element is 6.8 • 10 ^-3 m) of the core of the VVER-1000 reactor. An analysis of the state of the fuel elements shows that for a “hot” fuel element (fuel element with a maximum linear thermal load) the decrease in maximum temperature is 278 ^o C, and for a fuel element with an average load of 142 ^o C. Such values for lowering the cladding temperature of the fuel element fundamentally change the level of operability of the fuel elements and the predicted degree of safety of the VVER-1000 reactor. This is primarily due to the strong dependence of the mechanical properties of the shell material on temperature in the region of T> 550 ^o C, as well as the rapidly increasing contribution of the steam-zirconium reaction at temperatures of T> 700 ^o C. Therefore, the transition to the modernized zone and, accordingly, a decrease in the maximum temperature at MPA s 900 ^o C to a level below 600 ^o C largely eliminates the influence of the steam-zirconium reaction on the change in the properties of the material and the geometric dimensions of the cladding of the fuel rods.

Следует также отметить, что твэлы описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 вследствие снижения удельных тепловых нагрузок, имеют значительно более низкие температуры топлива и обладают повышенной работоспособностью из-за уменьшения воздействия на оболочку твэла давления газообразных продуктов деления. Пониженный выход их в твэлах модернизированной зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основания полагать (расчетное обоснование), что в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 реально достижение среднего выгорания топлива 55-60 МВт • сут/кг. It should also be noted that the fuel rods of the fuel assemblies of the modernized VVER-1000 reactor described by the reduction of specific heat loads have significantly lower fuel temperatures and have increased efficiency due to a decrease in the effect of the pressure of gaseous fission products on the fuel cladding. Their reduced output in the fuel rods of the modernized zone also leads to less corrosive effect on the cladding from the fuel side. This gives reason to believe (calculated justification) that in the fuel rods of the fuel assemblies of the upgraded VVER-1000 reactor core, it is realistic to achieve an average fuel burnup of 55-60 MW • day / kg.

Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с требуемым маневрированием мощностью, обусловлена многими факторами: уровнем тепловых нагрузок, предысторией работы, скоростью и величиной изменения мощности, коррозионным воздействием на оболочку со стороны топливного сердечника и др. Для избежания разгерметизации твзлов в маневренных режимах вводятся ограничения по скорости и диапазону подъема мощности штатного реактора, что приводит к экономическим потерям. Значения допустимой "ступеньки" подъема мощности наиболее резко снижаются с увеличением как выгорания топлива, так и исходной линейной нагрузки. Поэтому снижение линейных тепловых нагрузок твэлов является одним из самых эффективных путей в решении этой проблемы. Уменьшение максимальных тепловых линейных нагрузок от 40 кВт/м до 20 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для существующих конструкций ТВС. Средняя линейная нагрузка твэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 с наружным диаметром от 6.66 • 10^-3 м до 6.99 • 10^-3 м составляет 9.48 кВт/м и 8.22 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 5.85 • 10^-3 м до 6.17 • 10^-3 м (для штатного твэла диаметром 9.1 • 10^-3 м средняя линейная нагрузка равна 15.67 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны ВВЭР-1000 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.The operability of fuel rods in transient modes of operation associated with the required power maneuvering is due to many factors: the level of thermal loads, the history of operation, the speed and magnitude of the power change, the corrosion effect on the cladding from the side of the fuel core, and others. To avoid the depressurization of fuel rods in maneuver modes in terms of speed and range of power rise of a standard reactor, which leads to economic losses. Values of the permissible "step" of power increase decrease most sharply with increasing both fuel burnup and the initial linear load. Therefore, reducing the linear thermal loads of the fuel rods is one of the most effective ways to solve this problem. Reducing the maximum thermal linear loads from 40 kW / m to 20 kW / m gives virtually unlimited possibilities in changing the power for existing FA designs. The average linear load of the fuel rods of the described fuel assemblies for the modernized VVER-1000 reactor core with an outer diameter of 6.66 • 10 ^-3 m to 6.99 • 10 ^-3 m is 9.48 kW / m and 8.22 kW / m for fuel rods with a shell diameter of 5.85 • 10 ^-3 m to 6.17 • 10 ^-3 m (for a standard fuel element with a diameter of 9.1 • 10 ^-3 m, the average linear load is 15.67 kW / m). Therefore, the transition to reduced thermal loads in the fuel rods of the described fuel assemblies of the modernized VVER-1000 core fundamentally expands the range of maneuvering with reactor power.

На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми ТВС в реакторах ВВЭР-1000 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в 1.6-2.0 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 позволяет повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-1000; обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора ВВЭР-1000; увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВт • сут/кг. Следует отметить, что описываемые ТВС могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-1000, а также в других водо-водяных реакторах с водой под давлением, в водо-водяных реакторах с кипящей водой и в тяжеловодных реакторах. Based on the foregoing, it can be stated that the transition to a modernized core with the described fuel assemblies in VVER-1000 reactors makes it possible to reduce the thermal load on the fuel elements by 1.6-2.0 times. Such a significant reduction in linear thermal loads in the fuel rods of the fuel assemblies described in the modernized VVER-1000 reactor allows to increase the safety of a power plant with a VVER-1000 reactor; to provide an opportunity to solve the problem associated with maneuvering the power of the VVER-1000 reactor; increase the operability of fuel rods under normal operating conditions, which gives reason to consider it realistic to achieve an average fuel burnup in fuel rods of 55-60 MW • day / kg. It should be noted that the described fuel assemblies can be used not only in VVER-1000 reactors, but also in other pressurized water-cooled water reactors, in boiling water-cooled water reactors and in heavy water reactors.

Claims (4)

1. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, в виде диоксида урана, отличающаяся тем, что пучок содержит 528 - 648 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки 5,85 • 10^-3 - 6,17 • 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки 5,0 • 10^-3 - 5,22 • 10^-3 м соответственно и/или с наружным диаметром оболочки 6,66 • 10^-3 - 6,99 • 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки 5,67 • 10^-3 - 5,93 • 10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке составляет 400,2 - 505,8 кг.1. A fuel assembly of a pressurized water reactor containing a frame and a bundle of rod fuel rods with nuclear fuel enclosed in a shell in the form of uranium dioxide, characterized in that the bundle contains 528 - 648 rod fuel rods with an outer diameter of the shell of 5.85 • 10 ^{- 3} - 6.17 • 10 ^-3 m and an inner shell diameter of 5.0 • 10 ^-3 - 5.22 • 10 ^-3 m, respectively, and / or with an outer shell diameter of 6.66 • 10 ^-3 - 6.99 • 10 ^-3 m and an inner diameter of the shell of 5.67 • 10 ^-3 - 5.93 • 10 ^-3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam is 400.2 - 505.8 kg. 2. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающаяся тем, что пучок содержит 648 твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки стержневого твэла соответственно 5,97 • 10^-3 - 6,07 • 10^-3 м, 5,08 • 10^-3 - 5,14 • 10^-3 м и массой диоксида урана в пучке 450,5 - 467,2 кг или 528 твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки соответственно 6,76 • 10^-3 - 6,88 • 10^-3 м, 5,76 • 10^-3 - 5,83 • 10^-3 м и массой диоксида урана в пучке 471,2 - 491,7 кг.2. The fuel assembly of the pressurized water reactor according to claim 1, characterized in that the beam contains 648 fuel rods with the outer and inner diameters of the core of the rod fuel rod, respectively 5.97 • 10 ^-3 - 6.07 • 10 ^-3 m, 5, 08 • 10 ^-3 - 5.14 • 10 ^-3 m and a mass of uranium dioxide in the beam of 450.5 - 467.2 kg or 528 fuel rods with outer and inner shell diameters of 6.76 • 10 ^-3 - 6.88, respectively 10 ^-3 m, 5.76 • 10 ^-3 - 5.83 • 10 ^-3 m and a mass of uranium dioxide in the beam 471.2 - 491.7 kg. 3. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1 или 2, отличающаяся тем, что пучок содержит 114 твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки соответственно 5,97 • 10^-3 - 6,07 • 10^-3 м, 5,08 • 10^-3 - 5,14 • 10^-3 м и 414 твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки соответственно 6,76 • 10^-3 - 6,88 • 10^-3 м, 5,76 • 10^-3 - 5,83 • 10^-3 м и массой диоксида урана в пучке 448,7 - 467,8 кг.3. The fuel assembly of the pressurized water power reactor according to claim 1 or 2, characterized in that the bundle contains 114 fuel elements with outer and inner shell diameters of 5.97 • 10 ^-3 - 6.07 • 10 ^-3 m, 5, 08 • 10 ^-3 - 5.14 • 10 ^-3 m and 414 fuel rods with outer and inner clad diameters, respectively 6.76 • 10 ^-3 - 6.88 • 10 ^-3 m, 5.76 • 10 ^-3 - 5 , 83 • 10 ^-3 m and a mass of uranium dioxide in the beam 448.7 - 467.8 kg. 4. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1, или 2, или 3, отличающаяся тем, что ядерное топливо выполнено в виде таблеток со средней плотностью диоксида урана 10,4 • 10^-3 - 10,7 • 10³ кг/м³.4. The fuel assembly of the pressurized water reactor according to claim 1, or 2, or 3, characterized in that the nuclear fuel is made in the form of tablets with an average density of uranium dioxide of 10.4 • 10 ^-3 - 10.7 • 10 ³ kg / m ³ .

Images