RU2610717C1 - Nuclear reactor fuel assembly - Google Patents
Nuclear reactor fuel assembly Download PDFInfo
- Publication number
- RU2610717C1 RU2610717C1 RU2015152582A RU2015152582A RU2610717C1 RU 2610717 C1 RU2610717 C1 RU 2610717C1 RU 2015152582 A RU2015152582 A RU 2015152582A RU 2015152582 A RU2015152582 A RU 2015152582A RU 2610717 C1 RU2610717 C1 RU 2610717C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- diameter
- fuel assembly
- nuclear reactor
- nfa
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР.The invention relates to nuclear energy, and in particular to fuel assemblies (FAs) of VVER-type nuclear reactors.
Проблема заключается в том, что в некоторых конструкциях ТВС ядерных реакторов имеет место локальное увеличение потока нейтронов, которое негативно сказывается на их эксплуатационных характеристиках, в том числе на безопасности и энерговыработке АЭС.The problem is that in some designs of fuel assemblies of nuclear reactors there is a local increase in the neutron flux, which negatively affects their operational characteristics, including the safety and power generation of nuclear power plants.
Из уровня техники известна конструкция кассеты АРК, которая является рабочим органом СУЗ ядерного реактора ВВЭР-440 и обеспечивает быстрое прекращение ядерной реакции при срабатывании аварийной защиты, автоматическое регулирование мощности реактора, компенсацию изменения реактивности (отравление, мощностной и температурный эффекты) путем частичного или полного введения в активную зону (АЗ) поглотителя (см. Зверков В.В., Игнатенко Е.И. Ядерная паропроизводящая установка с ВВЭР-440. М.: Энергоатомиздат, 1987, рис. 12, с. 18), состоящая из ТВС и поглощающей надставки. ТВС АРК состоит из пучка твэлов, закрепленного в несущей решетке, расположенного в шестигранном чехле, головки для соединения с приводом и хвостовика с демпфером.The prior art design of the ARC cartridge, which is the working body of the CPS of the VVER-440 nuclear reactor and ensures the rapid termination of the nuclear reaction when emergency protection is triggered, automatic regulation of the reactor power, compensation for changes in reactivity (poisoning, power and temperature effects) by partial or full introduction into the active zone (AZ) of the absorber (see Zverkov V.V., Ignatenko E.I. Nuclear steam generating unit with VVER-440. M: Energoatomizdat, 1987, Fig. 12, p. 18), consisting of fuel assemblies and ayuschey extension. A fuel assembly of an ARC consists of a bundle of fuel rods fixed in a support grid located in a hexagonal case, a head for connecting to the drive, and a shank with a damper.
В процессе работы ТВС перемещается по высоте АЗ, в результате чего на стыке ее с надставкой возникает всплеск потока нейтронов, приводящий к увеличению температуры твэлов и теплоносителя на выходе из ТВС.During operation, the fuel assembly moves along the height of the AZ, as a result of which a surge of the neutron flux occurs at its junction with the extension, leading to an increase in the temperature of the fuel rods and coolant at the outlet of the fuel assembly.
Для компенсации этого негативного явления в настоящее время в верхней части чехла привариваются поглощающие нейтроны шесть гафниевых пластин, снижающие всплеск потока нейтронов в этом месте.To compensate for this negative phenomenon, six hafnium plates are welded to the neutrons absorbing neutrons in the upper part of the cover, which reduce the burst of the neutron flux in this place.
Однако конструктивно при наличии всплеска нейтронов в других местах такой метод использовать не представляется возможным.However, constructively in the presence of a neutron burst in other places, such a method cannot be used.
В ТВС реактора РБМК-1000 (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990., рис. П. 8.5, с. 319), сборка состоит из двух кассет. На стыке кассет в центре АЗ между заглушками верхнего и нижнего пучков твэлов имеется зазор, приводящий к всплеску потока нейтронов. Величина этого всплеска в допустимых пределах компенсируется конструктивным ограничением величины зазора, который по мере радиационного роста твэлов в процессе эксплуатации уменьшается, тем самым автоматически обеспечивая уменьшение всплеска нейтронов.In the fuel assemblies of the RBMK-1000 reactor (see Kirillov P.L. et al. Handbook of Thermohydraulic Calculations (nuclear reactors, heat exchangers, steam generators). M: Energoatomizdat, 1990., Fig. P. 8.5, p. 319), assembly consists of two cartridges. At the junction of the cassettes in the center of the AZ, there is a gap between the caps of the upper and lower bundles of fuel rods, leading to a surge in the neutron flux. The magnitude of this burst within acceptable limits is compensated by the structural restriction of the gap, which decreases with the growth of fuel rods during operation, thereby automatically reducing the neutron burst.
В некоторых конструкциях ТВС всплеск нейтронов локализуется в нижней части пучка твэлов и было предложено компенсировать его с помощью дополнительной поглощающей решетки (ПР), установленной на уголках внутри чехла в нижней части пучка твэлов.In some designs of fuel assemblies, a neutron burst is localized in the lower part of the fuel rod bundle and it was proposed to compensate for it with an additional absorbing grating (PR) mounted at the corners inside the cover in the lower part of the fuel bundle.
Данный метод является наиболее универсальным, т.к. ПР может быть установлена практически в любом месте пучка твэлов по высоте ТВС.This method is the most universal, because The PR can be installed practically anywhere in the fuel rod bundle along the fuel assembly height.
Наиболее близкой к предлагаемой является известная ТВС с ПР, которая представляет собой три группы пластин, образующих вокруг твэлов правильные шестиугольники, имеющие вписанный диаметр, больше диаметра оболочки твэла. Пластины ПР соединены друг с другом в местах пересечения с помощью пазов и сварены электронно-лучевой сваркой, аналогично перемешивающим решеткам ТВСА ВВЭР-1000 (RU67760 от 27.10.2007).Closest to the proposed one is the well-known FA with PR, which is three groups of plates forming regular hexagons around the fuel rods having an inscribed diameter greater than the diameter of the cladding of the fuel rod. The PR plates are connected to each other at the intersections by means of grooves and are welded by electron beam welding, similar to the mixing grids of TVSA VVER-1000 (RU67760 dated 10.27.2007).
Существенным недостатком известной пластинчатой конструкции ПР является большое количество деталей, сложность сборки и сварки (более 300 швов электронно-лучевой сварки и точечная сварка с уголками), значительно увеличивающих трудоемкость изготовления.A significant drawback of the known plate design of the PR is the large number of parts, the complexity of assembly and welding (more than 300 electron beam welding seams and spot welding with corners), significantly increasing the complexity of manufacturing.
Также пластинчатым решеткам свойственно существенное гидравлическое сопротивление за счет большой смоченной поверхности и малого гидравлического диаметра при одинаковом поперечном сечении, что увеличивает гидравлическое сопротивление ТВС в целом.Also, plate gratings are characterized by significant hydraulic resistance due to the large wetted surface and small hydraulic diameter with the same cross section, which increases the hydraulic resistance of the fuel assembly as a whole.
Задачей настоящего изобретения является создание конструкции ТВС с ПР, имеющей более простую конструкцию, минимальный объем сварки, более низкую трудоемкость изготовления, меньшее гидравлическое сопротивление по сравнению с известной ТВС при сохранении поперечного сечения ПР, определяющего ее поглощающую способность.The objective of the present invention is to provide a design of fuel assemblies with a PR having a simpler design, a minimum welding volume, lower manufacturing complexity, lower hydraulic resistance compared to the known fuel assemblies while maintaining the cross section of the PR, which determines its absorption capacity.
Для устранения этих недостатков предлагается ТВС выполнить с ПР в виде толстой перфорированной пластины, имеющей конические отверстия, с равной поглощающей способностью. При этом в предлагаемой ТВС ПР изготавливается с помощью гидроабразивной резки и установлена широкой частью конусов навстречу потоку теплоносителя.To eliminate these drawbacks, it is proposed that fuel assemblies be made with PR in the form of a thick perforated plate having conical openings with equal absorption capacity. Moreover, in the proposed fuel assembly PR is made using waterjet cutting and installed with a wide part of the cones towards the flow of coolant.
Техническим результатом изобретения является упрощение конструкции, уменьшение объема сварки до минимального (остается только сварка с уголками), уменьшение гидравлического сопротивления за счет уменьшения смоченного периметра ПР и снижение трудоемкости ее изготовления при сохранении поглощающей способности.The technical result of the invention is to simplify the design, reduce the welding volume to the minimum (only welding with corners remains), reduce the hydraulic resistance by reducing the wetted perimeter of the PR and reduce the complexity of its manufacture while maintaining the absorbing ability.
Данный технический результат достигается тем, что в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей пучок твэлов, расположенный в шестигранном чехле по правильной треугольной сетке, ПР выполнена в виде шестигранной перфорированной пластины, имеющей конические отверстия для прохода твэлов, диаметр которых больше диаметра оболочки твэла, ориентированной широкой стороной отверстий навстречу потоку теплоносителя, шестигранное отверстие в центральной части и выступы в шести углах по периферии для фиксации ее в чехле.This technical result is achieved by the fact that in a fuel assembly of a nuclear reactor containing a fuel rod located in a hexagonal sheath along a regular triangular grid, the PR is made in the form of a hexagonal perforated plate having conical holes for the passage of fuel rods, the diameter of which is larger than the diameter of the cladding of the fuel rod, oriented wide side of the holes towards the flow of coolant, a hexagonal hole in the central part and protrusions at six corners on the periphery to fix it in the case.
ПР может быть установлена в пучке твэлов на любой высоте, в том числе и в нижней части.PR can be installed in a bunch of fuel rods at any height, including the bottom.
Диаметр отверстий для прохода твэлов в ПР больше диаметра оболочки твэлов на 0,9…1,4 мм.The diameter of the holes for the passage of the fuel rods in the PR is greater than the diameter of the cladding of the fuel rods by 0.9 ... 1.4 mm.
ПР, предпочтительно, выполнена из нержавеющей стали.PR is preferably made of stainless steel.
Изобретение поясняется чертежами.The invention is illustrated by drawings.
На фиг. 1 изображена ТВС.In FIG. 1 shows a fuel assembly.
На фиг. 2 изображена ПР известной ТВС.In FIG. 2 shows a PR of a known fuel assembly.
На фиг. 3 изображена ПР предлагаемой ТВС.In FIG. 3 shows the PR of the proposed fuel assembly.
Предлагаемая ТВС содержит головку 1, хвостовик 2, поглощающую решетку 3, дистанционирующие решетки 4, твэлы 5.The proposed fuel assembly contains a
Известная ПР содержит пластины 6, сваренные в местах пересечения 7.Known PR contains
Для прохождения твэлов известная ПР имеет шестигранные отверстия 8. Закрепляется известная ПР точечной сваркой шести угловых пластин 9 с уголками ТВС.To pass the fuel rods, the known PR has
Предлагаемая ПР выполнена в виде перфорированной пластины 10, имеющей конические 11 и продолговатые отверстия 14 с конусностью для прохода твэлов. На внутреннем и наружном контурах ПР имеет полуотверстия 12. Закрепление ПР производится путем сварки ее в шести углах 13 с уголками ТВС.The proposed PR is made in the form of a
Claims (3)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015152582A RU2610717C1 (en) | 2015-12-09 | 2015-12-09 | Nuclear reactor fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015152582A RU2610717C1 (en) | 2015-12-09 | 2015-12-09 | Nuclear reactor fuel assembly |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2610717C1 true RU2610717C1 (en) | 2017-02-15 |
Family
ID=58458746
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2015152582A RU2610717C1 (en) | 2015-12-09 | 2015-12-09 | Nuclear reactor fuel assembly |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2610717C1 (en) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2236712C2 (en) * | 2002-10-24 | 2004-09-20 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Control fuel assembly of pressurized water reactors |
RU2428756C1 (en) * | 2010-02-26 | 2011-09-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Coverless fuel assembly with hexagonal fuel grid of water-cooled power reactor (versions) |
US20140241486A1 (en) * | 2013-02-26 | 2014-08-28 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Fuel assembly |
US9053831B2 (en) * | 2008-11-28 | 2015-06-09 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Shock-absorbing device for fuel assembly and fuel assembly housing container |
-
2015
- 2015-12-09 RU RU2015152582A patent/RU2610717C1/en active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2236712C2 (en) * | 2002-10-24 | 2004-09-20 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Control fuel assembly of pressurized water reactors |
US9053831B2 (en) * | 2008-11-28 | 2015-06-09 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Shock-absorbing device for fuel assembly and fuel assembly housing container |
RU2428756C1 (en) * | 2010-02-26 | 2011-09-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Coverless fuel assembly with hexagonal fuel grid of water-cooled power reactor (versions) |
US20140241486A1 (en) * | 2013-02-26 | 2014-08-28 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Fuel assembly |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4749544A (en) | Thin walled channel | |
KR102200640B1 (en) | Heavy radial neutron reflector for pressurized water reactors | |
EP0410171B1 (en) | Protective device for lower end portion of a nuclear fuel rod cladding | |
US9431135B2 (en) | Nuclear reactor fluence reduction systems and methods | |
JP6503188B2 (en) | Reactor core and fuel assembly loading method | |
US6470061B1 (en) | Control rod for nuclear reactor | |
RU2610717C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
US3239424A (en) | Neutron shielding | |
RU2610915C1 (en) | Absorbing grid for nuclear fuel assembly of nuclear reactor | |
US9536628B2 (en) | Nuclear fuel assembly support grid | |
USRE34246E (en) | Thin walled channel | |
RU2428756C1 (en) | Coverless fuel assembly with hexagonal fuel grid of water-cooled power reactor (versions) | |
JP6345481B2 (en) | Fuel assembly, core, and method for producing fuel assembly | |
EP2661751B1 (en) | Nuclear fuel rod plenum spring assembly | |
JP4558477B2 (en) | Boiling water reactor fuel assemblies | |
US20150357053A1 (en) | Crush resistant nuclear fuel assembly support grid | |
US20130070890A1 (en) | Grooved nuclear fuel assembly component insert | |
US3330734A (en) | Nuclear reactor | |
US20130114780A1 (en) | Nuclear core component | |
JP5324318B2 (en) | Control rod | |
JP7437258B2 (en) | fuel assembly | |
US20170032853A1 (en) | Nuclear fuel assembly with seismic/loca tolerance grid | |
JP6621610B2 (en) | Initial loading core of boiling water reactor | |
JPH01229997A (en) | Fuel assembly | |
RU2558656C1 (en) | Fuel assembly (versions) and operation method thereof |