RU68168U1 - Тепловыделяющая сборка исследовательской реакторной установки - Google Patents

Тепловыделяющая сборка исследовательской реакторной установки Download PDF

Info

Publication number
RU68168U1
RU68168U1 RU2007129361/22U RU2007129361U RU68168U1 RU 68168 U1 RU68168 U1 RU 68168U1 RU 2007129361/22 U RU2007129361/22 U RU 2007129361/22U RU 2007129361 U RU2007129361 U RU 2007129361U RU 68168 U1 RU68168 U1 RU 68168U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
displacer
fuel
channel
samples
fuel assembly
Prior art date
Application number
RU2007129361/22U
Other languages
English (en)
Inventor
Михаил Николаевич Святкин
Алексей Леонидович Петелин
Владимир Александрович Старков
Евгений Федорович Карташев
Василий Анатольевич Лукичёв
Виктор Михайлович Кочергин
Юрий Николаевич Исаев
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-исследовательский институт атомных реакторов"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-исследовательский институт атомных реакторов" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-исследовательский институт атомных реакторов"
Priority to RU2007129361/22U priority Critical patent/RU68168U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU68168U1 publication Critical patent/RU68168U1/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Заявляемое решение относится к ядерной технике и может быть использовано в составе активной зоны реакторной установки (РУ), как тепловыделяющая сборка (ТВС) и как устройство для облучения образцов. Заявляемая полезная модель позволяет проводить контролируемые исследования образцов, в т.ч. крупных образцов конструкционных материалов, при улучшении параметров облучения. Тепловыделяющая сборка исследовательской реакторной установки, содержит головку, оболочку, тепловыделяющие элементы, закрепленные в обоймах, хвостовик. Вместо части тепловыделяющих элементов установлен вытеснитель с внутренним сквозным каналом, при этом вытеснитель и оболочка выполнены из сплава на основе циркония. Вытеснитель выполнен в виде призмы с многогранным сечением и при квадратном сечении ТВС установлен в одном из ее углов. Для увеличения скорости накопления повреждающей дозы на образцах в канале и увеличения выгорания топлива загрузка урана-235 в тепловыделяющих элементах увеличена. Внутренний размер канала выбирается исходя из условий возможности загрузки в канал и выгрузки из него образцов максимального размера, минимального значения толщины стенки вытеснителя, обеспечивающего его работоспособность при наличии термических напряжений, и сохранении допустимого распределения энерговыделения. 4 з.п. ф-лы, 2 илл.

Description

Заявляемое решение относится к ядерной технике и может быть использовано в составе активной зоны реакторной установки (РУ), как тепловыделяющая сборка (ТВС) и как устройство для облучения образцов.
Известна тепловыделяющая сборка (Малков А.П. «Обеспечение ядерной безопасности исследовательского реактора СМ при подготовке и проведения экспериментов». Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. Нижний Новгород, НГТУ, 2003 г.) с 4-мя каналами ⌀11,9 мм, используемыми для накопления радионуклидов и облучения образцов конструкционных материалов.
Тепловыделяющая сборка содержит головку, квадратную оболочку из стали 12Х18Н10Т размером 69×0,5 мм с размещенными в ней 160 тепловыделяющими элементами (твэлами), сцентрированными и закрепленными в специальных обоймах, четыре закладные трубки 12,5×0,3 мм из стали 12Х18Н10Т, образующие каналы, и хвостовика.
ТВС - прототип имеет следующие недостатки:
- ограничение размера исследуемых образцов (max ⌀11.9 мм);
- невозможность размещения в каналах из-за их малого размера устройства с выводом информации;
- наличие оболочки из стали 12Х18Н10Т, имеющей значительное поглощение нейтронов;
Применение указанной ТВС ориентировано на оптимизацию накопления трансурановых элементов, но ограничивает возможности облучения крупных образцов конструкционных материалов, диаметр которых превышает 11,9 мм, с целью их исследования при контролируемых параметрах.
Применяемые в конструкции ТВС материалы не оптимальны из-за паразитного поглощения нейтронов в оболочке.
Указанные недостатки устраняются в заявляемой тепловыделяющей сборке исследовательской реакторной установки, которая содержит головку, оболочку, тепловыделяющие элементы, закрепленные в обоймах, хвостовик, причем вместо части тепловыделяющих элементов установлен вытеснитель с внутренним сквозным каналом, при этом вытеснитель и оболочка выполнены из сплава на основе циркония.
При квадратном сечении тепловыделяющей сборки вытеснитель установлен в одном из ее углов.
Вытеснитель выполнен в виде призмы с многогранным сечением.
Для увеличения скорости накопления повреждающей дозы на образцах в канале и увеличения выгорания топлива загрузка урана-235 в тепловыделяющих элементах увеличена.
Внутренний размер канала выбирается исходя из условий возможности загрузки в канал и выгрузки из него образцов максимального размера, минимального значения толщины стенки вытеснителя, обеспечивающего его работоспособность при наличии термических напряжений, и сохранении допустимого распределения энерговыделения.
Увеличение диаметра канала вытеснителя дает возможность разместить устройство для облучения значительно более крупных образцов по сравнению с прототипом, обеспечить нужные параметры испытаний и вывод необходимой информации.
Повышение загрузки U-235 в твэлах преимущественно с 5 г до 6 г обеспечивает повышение жесткости спектра нейтронов в канале вытеснителя и, следовательно, увеличивает скорость накопления повреждающей дозы.
Вытеснитель вытесняет воду, что увеличивает плотность потока быстрых нейтронов, а выполнение вытеснителя и оболочки из сплава на основе циркония снижает паразитное поглощение тепловых нейтронов и тем самым способствует увеличению запаса реактивности РУ.
На чертеже фиг.1 изображен общий вид ТВС, на чертеже фиг.2 изображен разрез «Б-Б», где:
1 - головка ТВС;
2 - вытеснитель;
3 - канал вытеснителя;
4 - тепловыделяющие элементы;
5 - обоймы;
6 - оболочка;
7 - хвостовик.
Тепловыделяющая сборка исследовательской реакторной установки содержит головку (1), оболочку (6), тепловыделяющие элементы (4), закрепленные в обоймах (5), хвостовик (7). Вместо части тепловыделяющих элементов установлен вытеснитель (2) с внутренним сквозным каналом (3). В данном примере в ТВС, первоначально содержащей 188 твэлов, вытеснитель (2) установлен вместо 30 твэлов.
Вытеснитель (2) и оболочка (6) выполнены из сплава на основе циркония Э110, что позволяет снизить поглощение нейтронов по сравнению с прототипом.
При квадратном сечении тепловыделяющей сборки вытеснитель(2) установлен в одном из ее углов и выполнен в виде призмы с многогранным сечением.
Для увеличения скорости поврежденной дозы на образцах в канале (3) и увеличения выгорания топлива загрузка урана-235 в тепловыделяющих элементах (4) увеличена с 5 г до 6 г.
Внутренний диаметр канала (3) вытеснителя (2) 24,5 мм выбран исходя из условий возможности загрузки в канал (3) и выгрузки из него образцов максимального размера. Минимальная толщина стенки вытеснителя (2) 0,5 мм обеспечивает его работоспособность при наличии термических напряжений, и сохранении допустимого распределения энерговыделения.
Работа заявляемой ТВС осуществляется следующим образом:
ТВС устанавливается в активную зону реакторной установки (РУ). В канал (3) вытеснителя (2) устанавливаются ампулы или устройства канального типа с исследуемыми образцами. Реактор выводится на номинальную мощность и производится облучение образцов (при необходимости с измерением рабочих параметров). При достижении необходимого времени облучения образцов РУ останавливается и производится выгрузка ампул и устройств. При достижении заданного выгорания топлива в твэлах (4) ТВС производится ее выгрузка в бассейн выдержки.
Таким образом, заявляемое решение позволяет проводить контролируемые исследования образцов, в т.ч. более крупных по сравнению с прототипом образцов конструкционных материалов, при улучшении параметров облучения.

Claims (5)

1. Тепловыделяющая сборка исследовательской реакторной установки, содержащая головку, оболочку, тепловыделяющие элементы, закрепленные в обоймах, хвостовик, отличающаяся тем, что вместо части тепловыделяющих элементов установлен вытеснитель с внутренним сквозным каналом, при этом вытеснитель и оболочка выполнены из сплава на основе циркония.
2. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что при квадратном ее сечении вытеснитель установлен в одном из углов.
3. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что вытеснитель выполнен в виде призмы с многогранным сечением.
4. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что для увеличения скорости накопления повреждающей дозы на образцах в канале и увеличения выгорания топлива загрузка урана-235 в тепловыделяющих элементах увеличена.
5. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что внутренний размер канала выбирается исходя из условий возможности загрузки в канал и выгрузки из него образцов максимального размера, минимального значения толщины стенки вытеснителя, обеспечивающего его работоспособность при наличии термических напряжений, и сохранении допустимого распределения энерговыделения.
Figure 00000001
RU2007129361/22U 2007-07-30 2007-07-30 Тепловыделяющая сборка исследовательской реакторной установки RU68168U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007129361/22U RU68168U1 (ru) 2007-07-30 2007-07-30 Тепловыделяющая сборка исследовательской реакторной установки

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007129361/22U RU68168U1 (ru) 2007-07-30 2007-07-30 Тепловыделяющая сборка исследовательской реакторной установки

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU68168U1 true RU68168U1 (ru) 2007-11-10

Family

ID=38958763

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2007129361/22U RU68168U1 (ru) 2007-07-30 2007-07-30 Тепловыделяющая сборка исследовательской реакторной установки

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU68168U1 (ru)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2471073A1 (en) A vented nuclear fission fuel module
Csom et al. Thorium as an alternative fuel for SCWRs
US20240105350A1 (en) Light water reactor fuel assembly, light water reactor core and mox fuel assembly production method
US9269462B2 (en) Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
JP2013050366A (ja) 高速炉の炉心
RU68168U1 (ru) Тепловыделяющая сборка исследовательской реакторной установки
US8929505B2 (en) Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
Do et al. Determination of fuel burnup distribution of a research reactor based on measurements at subcritical conditions
KR101694409B1 (ko) 토륨 증식을 위한 원자로 노심 및 이의 이용방법
Galahom et al. Design of an MCNPX model to simulate the performance of BWRs using thorium as fuel and its validation with HELIOS code
EP3457414B1 (en) Fuel assembly and nuclear reactor core loaded with same
RU2619599C1 (ru) Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u
US20180090233A1 (en) Light water reactor fuel assembly, light water reactor core and mox fuel assembly production method
JPH05232276A (ja) 原子炉の炉心
JP3044186B2 (ja) 原子炉を利用した不要核種の消滅処理方法
Hino et al. Application of the resource-renewable boiling water reactor for TRU management and long-term energy supply
Huo et al. IAEA CRP Proposal for Benchmark Analysis on Physical Start-Up Experiments of China Experimental Fast Reactor
Pham et al. The current status of DALAT nuclear research reactor and proposed core conversion studies
Núñez-Carrera et al. Design of a boiling water reactor core based on an integrated blanket–seed thorium–uranium concept
Ostrow INL Test Reactor Area Nuclear Modeling
JP2022181930A (ja) 軽水炉用燃料集合体および軽水炉炉心
RU131229U1 (ru) Тепловыделяющая сборка исследовательского реактора
JP2020118526A (ja) 燃料集合体および軽水炉の炉心
Guidez et al. Phenix: the irradiation program for transmutation experiments
Knezevich et al. Loss-of-water Experiment at the Livermore Pool-type Reactor

Legal Events

Date Code Title Description
HK1K Changes in a utility model publication
MM1K Utility model has become invalid (non-payment of fees)

Effective date: 20160731