Forbidden

You don't have permission to access /zzz_siteguard.php on this server.

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА - Патент РФ 2150150
Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Тепловыделяющий элемент предназначен для формирования активной зоны водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000. Конструкция тепловыделяющего элемента предполагает наличие в газосборнике продуктов деления цилиндрической пружины для поджатия топливного столба. Для увеличения ресурса тепловыделяющего элемента и повышения глубины выгорания топлива пружина содержит фиксирующую, буферную и компенсирующую группы витков при определенном отношении длины компенсирующей и буферной групп к суммарной длине пружины в свободном состоянии. Причем при относительно большой длине газосборника длина пружины занимает лишь определенную часть газосборника, количество витков компенсирующей и буферной групп строго регламентировано, а диаметр проволоки витков составляет от 0,9 до 1,3 мм. 7 з.п. ф-лы, 2 ил.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2150150
Класс(ы) патента: G21C3/18
Номер заявки: 98119830/06
Дата подачи заявки: 03.11.1998
Дата публикации: 27.05.2000
Заявитель(и): Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
Автор(ы): Курсков В.С.; Иванов А.В.; Потоскаев Г.Г.; Симаков Г.А.; Матвеев С.П.; Боков В.И.; Боевой В.И.; Бабенко Ю.Н.; Бек Е.Г.; Барзаковская Л.Л.; Янюк Б.И.
Патентообладатель(и): Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
Описание изобретения: Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), предполагающих наличие в своем составе устройств и средств для фиксации ядерного топлива при его транспортировке, изготовлении и пр., а также для поджатия во время эксплуатации топлива, например в виде таблеток, с требуемым усилием, и может быть использовано, в частности, в твэлах со значительной длиной газосборника продуктов деления, предназначенного для размещения такого средства, особенно при производстве твэлов для действующих реакторов водо-водяного типа с тепловой мощностью более 2600 МВт (например, ВВЭР-1000) или в реакторах с аналогичными особенностями в конструкции твэлов.
Уровень техники.
Функционирование стержневых твэлов в процессе эксплуатации тепловыделяющей сборки предполагает изменение длины столба ядерного топлива при изменениях температуры. Возможные изменения длины столба ядерного топлива, в частности при изготовлении его в виде таблеток, предполагают необходимость фиксации столба с целью исключения разрывов в топливном столбе при одновременном обеспечении возможности компенсации изменений длины столба ядерного топлива.
Для этого в настоящее время широко используются средства для поджатия столба ядерного топлива в виде цилиндрических пружин различных конструкций. При установке пружины непосредственно между столбом ядерного топлива и концевой заглушкой (см. патент США N 3713975, кл. G 21 C 3/18, 1975 г., заявка Великобритании N 1439207, кл. G 21 C 3/18, 1976 г.), обеспечивается наиболее полное использование предназначенного для размещения пружины пространства твэла, выполняющего также функцию газосборника.
Однако такие конструкции, предполагающие непосредственный контакт одного из торцев пружины с концевой заглушкой, имеют недостаток, заключающийся в следующем. При снаряжении твэла после установки пружины, проводится сварка концевой заглушки с оболочкой. Выступающая за пределы твэла пружина создает технологические проблемы при сборке твэла и сварке оболочки с концевой заглушкой.
Поэтому были разработаны тепловыделяющие элементы, в которых один из концов цилиндрической пружины отстоит на некотором расстоянии от концевой заглушки, т. е. удален из зоны сварки. Фиксация пружины внутри оболочки обеспечивается в этом случае за счет выполнения витков пружины со стороны заглушки с наружным диаметром, несколько большим, чем внутренний диаметр оболочки, что обеспечивает требуемое усилие закрепления пружины за счет трения (см. авторское свидетельство СССР N 704363, кл. G 21 C 3/17, 1985 г. ).
Наличие двух групп витков - фиксирующей с наружным диаметром, превышающим внутренний диаметр оболочки и компенсирующей с диаметром, меньшим, чем внутренний диаметр оболочки, упрощает процесс изготовления твэлов в автоматизированном режиме. Но за счет достаточно жесткого соединения витков фиксирующей группы с оболочкой в процессе эксплуатации такой пружины возникают негативные моменты, обусловленные следующими факторами. В месте перехода витков компенсирующей группы в витки фиксирующей группы возникают значительные напряжения, поскольку в данной области возникают динамические усилия аналогичные усилиям в "глухой заделке". Естественно, что при радиационном облучении происходит охрупчивание материала, что еще более усугубляет ситуацию. Поэтому при силовом воздействии может произойти разрушение пружины в месте перехода с диаметра компенсирующей группы на диаметр фиксирующей группы витков. Под действием расширяющегося топливного столба, вибраций и иных причин витки компенсирующей группы вкручиваются внутрь витков фиксирующей группы. Следствием этого процесса является снижение усилия поджатия топливного столба с образованием в топливном столбе недопустимых осевых зазоров между таблетками ядерного топлива в процессе эксплуатации.
Наиболее близким по технической сущности к описываемому является тепловыделяющий элемент ядерного реактора, содержащий размещенное в газосборнике продуктов деления средство для поджатия топливного столба в виде цилиндрической пружины, имеющей последовательно расположенные от топливного столба компенсирующую, буферную и фиксирующую группы витков, в которых наружный диаметр витков буферной группы больше внутреннего диаметра витков фиксирующей группы, а шаг витков буферной группы меньше шага витков компенсирующей группы (см. патент США N 4871509, кл. G 21 C 3/00, 1989 г.).
Наличие в известном тепловыделяющем элементе буферной группы витков, располагаемой между витками фиксирующей и компенсирующей групп, исключает возможность вкручивания витков компенсирующей группы в витки фиксирующей группы при разрушении пружины в месте перехода витков с диаметра компенсирующей группы на диаметр фиксирующей группы за счет различного шага витков компенсирующей и буферной групп. Действительно, меньший шаг витков буферной группы предполагает их полную сомкнутость ранее чем полностью сомкнутся витки компенсирующей группы и невозможность вкручивания в витки фиксирующей группы.
Однако использование данной конструкции цилиндрической пружины в составе тепловыделяющего элемента, имеющего достаточно большую длину газосборника продуктов деления, в котором размещена пружина, вызывает некоторые проблемы. При длине L газосборника продуктов деления от 235,0 до 255,5 мм имеется возможность создания фиксирующей пружины с требуемыми параметрами (усилие поджатия топливного столба, достаточное расширение топливного столба) в области упругих деформаций. Но при заполнении пружиной всей длины газосборника за исключением небольшой части в зоне концевой заглушки возникает существенная вероятность снижения усилия поджатая вследствии потери устойчивости компенсирующей группы витков, а потеря устойчивости может привести к заклиниванию компенсирующей группы витков в оболочке и отсутствию поджатая топливного столба при эксплуатации. В результате возможно образование осевых зазоров в топливном столбе, что уменьшит ресурс твэла и глубину выгорания топлива, особенно в режимах маневрирования мощностью реактора.
Сущность изобретения.
Задачей настоящего изобретения является создание конструкции тепловыделяющего элемента с повышенной надежностью в условиях маневрирования мощности реактора при повышении эффективности использования топлива.
В результате решения данных задач могут быть реализованы новые технические результаты, заключающиеся в увеличении ресурса тепловыделяющего элемента, повышении глубины выгорания топлива.
Указанные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющем элементе ядерного реактора, преимущественно водо-водяного типа тепловой мощностью более 2600 МВт, содержащем размещенное в газосборнике продуктов деления средство для поджатая топливного столба в виде цилиндрической пружины, имеющей последовательно расположенные от топливного столба компенсирующую, буферную и фиксирующую группы витков, в которых наружный диаметр витков буферной группы больше внутреннего диаметра витков фиксирующей группы, а шаг витков буферной группы меньше шага витков компенсирующей группы, при значении длины L газосборника продуктов деления от 235,0 до 255,0 мм отношение длины Lкб компенсирующей и буферной групп витков к суммарной длине L0 всех групп витков при свободном состоянии пружины выбрано от 0,83 до 0,94, отношение суммарной длины L0 всех групп витков при свободном состоянии пружины к длине L газосборника составляет от 0,67 до 0,77, а отношение наружного диаметра Dкб витков компенсирующей и буферной групп при свободном состоянии пружины к внутреннему диаметру D газосборника выбрано от 0,88 до 0,94, причем количество витков компенсирующей и буферной групп составляет от 56-и до 58-и при диаметре d их проволоки от 0,9 до 1,3 мм.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является выбор отношения суммарной длины L0 всех групп витков при свободном состоянии пружины к длине L газосборника в определенном диапазоне, что свидетельствует о размещении пружины только на части длины L газосборника.
При значении указанного отношения больше 0,77 практически невозможно обеспечить устойчивость пружины варьированием других параметров (число витков, шаг, диаметр проволоки и пр.). При потере устойчивости витки компенсирующей группы могут заклиниться в оболочке, что приведет к потере компенсирующих свойств пружины. В случае выбора величины данного отношения менее 0,67 возникают сложности по обеспечению требуемого усилия поджатая на достаточно большом заданном ходе до смыкания витков и функционированию компенсирующей группы витков в области упругих деформаций.
Выбор указанного диапазона отношения, кроме того, учитывает и другие характеристики пружины. Необходимо одновременно выбрать отношение между длиной Lкб компенсирующей и буферной групп к суммарной длине L0 всех групп витков при свободном состоянии пружины в диапазоне от 0,83 до 0,94. Превышение этого отношения более 0,94 не позволит надежно закрепить фиксирующую группу внутри оболочки, а выбор величины отношения менее 0,83 приведет к недопустимому уменьшению величины хода до смыкания витков.
Далее, существенным является также и выбор отношения наружного диаметра Dкб витков компенсирующей и буферной групп при свободном состоянии пружины к внутреннему диаметру D газосборника в диапазоне от 0,88 до 0,94, а также количества витков компенсирующей и буферной групп от 56-и до 58-и при диаметре d их проволоки от 0,9 до 1,3 мм. Действительно, при уменьшении величины отношения Dкб к D менее 0,88 возможна потеря устойчивости вследствие большого зазора между наружным диаметром витков компенсирующей группы и внутренним диаметром газосборника. При величине данного отношения более 0,94 зазор между внутренней поверхностью газосборника и наружной поверхностью витков компенсирующей группы может быть схлопнут, поскольку при сжатии пружины во время эксплуатации имеет место увеличение наружного диаметра витков. В свою очередь величина изменения наружного диаметра витков при сжатии пружины зависит также от количества витков и диаметра проволоки. Произвольный выбор количества витков диаметра проволоки может привести к заклиниванию витков компенсирующей группы внутри газосборника.
Экспериментально установлено, что функционирование пружины с сохранением ее требуемых характеристик в области упругих деформаций без существенной потери устойчивости возможно только при выборе вышеприведенных диапазонах параметров пружины.
Целесообразно шаг витков буферной группы при свободном состоянии пружины выбирать из условия, что они сомкнуты при поджатии топливного столба компенсирующей группой витков цилиндрической пружины в штатном режиме эксплуатации.
Шаг tк витков компенсирующей группы при свободном состоянии пружины может быть от 2,5 до 3,0 мм, а шаг tф витков фиксирующей группы при свободном состоянии пружины - от 4,5 до 5,5 мм.
Кроме того, количество витков фиксирующей группы может быть выбрано от трех до четырех, количество витков буферной группы от одного до двух, при суммарном количестве витков фиксирующей, буферной и компенсирующей групп от 61-ого до 63-х.
Предпочтительно пружину выполнять из железохромоникилиевого сплава с высокими механическими свойствами, релаксационной и радиационной стойкостью.
Перечень фигур чертежей.
На фиг. 1 показан общий вид тепловыделяющего элемента, на фиг. 2 изображено средство для поджатая топливного столба в виде цилиндрической пружины в свободном состоянии.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения.
Тепловыделяющий элемент 1 содержит оболочку 2, в которой размещен топливный столб, набранный из таблеток 3 ядерного топлива. Тепловыделяющий элемент загерметизирован нижней 4 и верхней 5 концевыми заглушками, приваренными к оболочке 2. Со стороны верхней заглушки 5 в твэле установлено средство поджатая топливного столба в виде цилиндрической пружины 6, располагаемой в газосборнике 7 продуктов деления, который выполняет функцию объема для размещения средства поджатия топливного столба. Цилиндрическая пружина имеет фиксирующую 8 и компенсирующую 9 группы витков, между которыми расположена буферная группа 10.
Установка и функционирование цилиндрической пружины осуществляется следующим образом (на примере реактора ВВЭР-1000). Изготавливают двухступенчатую пружину с диаметром Dф витков фиксирующей группы, превышающим внутренний диаметр D оболочки на 0,2 - 0,6 мм. Значение величины D для тепловыделяющего элемента реактора ВВЭР-1000 составляет 7,76 ± 0,03 мм. Значение диаметра Dкб витков компенсирующей и буферной групп выбирают равным 7,25 - 0,35 мм, что позволяет располагать витки компенсирующей группы с гарантированным зазором внутри оболочки для свободного сжатия витков компенсирующей группы. Разность между минимальным значением внутреннего диаметра D оболочки и максимальным значением диаметра Dкб должна быть по крайней мере больше величины приращения диаметра Dкб за счет сжатия витков и их температурного расширения. Выбор конкретной величины диаметра Dкб осуществляют также с учетом того, что значение Dкб не должно превышать величины внутреннего диаметра витков фиксирующей группы, а отношение Dкб к D составляет от 0,88 до 0,94. Навивку пружины осуществляют, выдерживая заданное отношение Lкб к L0, предварительно выбрав значение L0.
Установка цилиндрической пружины в твэл может производиться вручную или в автоматическом режиме с использованием специальной оснастки, в частности двухступенчатого штока. Установку осуществляют таким образом, чтобы за счет сжатия витков компенсирующей группы на 20 - 30 мм обеспечить необходимое начальное поджатие топливного столба. При этом после установки пружины наружный диаметр витков фиксирующей группы будет равен внутреннему диаметру оболочки, что приводит к натягу между данными элементами. За счет меньшего значения шага tб витков буферной группы по сравнению с шагом tк витков компенсирующей группы, витки буферной группы смыкаются и выполняют роль опоры для витков компенсирующей группы, исключая вкручивание в витки фиксирующей группы в случае поломки.
При расширении топливного столба в осевом направлении в процессе эксплуатации витки буферной и компенсирующей групп, отношение длины Lкб которых при свободном состоянии пружины к суммарной длине L0 всех групп витков составляет от 0,83 до 0,94, обеспечивают необходимое поджатие топливного столба без потери устойчивости пружины, исключая образование осевых зазоров в топливе даже в условиях достаточно широкого маневрирования мощностью реактора. В результате повышается глубина выгорания топлива и эффективность его использования, увеличивается ресурс твэла. Кроме того, наличие четких границ групп витков позволяет при рентгеновском контроле при изготовлении твэла более точно определить положение пружины в твэле.
Формула изобретения: 1. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, преимущественно водо-водяного типа тепловой мощностью более 2600 МВт, содержащий размещенное в газосборнике продуктов деления средство для поджатия топливного столба в виде цилиндрической пружины, имеющей последовательно расположенные от топливного столба компенсирующую, буферную и фиксирующую группы витков, в которых наружный диаметр витков буферной группы больше внутреннего диаметра витков фиксирующей группы, а шаг витков буферной группы меньше шага витков компенсирующей группы, отличающийся тем, что при значении длины L газосборника продуктов деления от 235 до 255 мм отношение длины Lкб компенсирующей и буферной групп витков к суммарной длине Lо всех групп витков при свободном состоянии пружины выбрано от 0,83 до 0,94, отношение суммарной длины Lо всех групп витков при свободном состоянии пружины к длине L газосборника составляет от 0,67 до 0,77, а отношение наружного диаметра Dкб витков компенсирующей и буферной групп при свободном состоянии пружины к внутреннему диаметру D газосборника выбрано от 0,88 до 0,94, причем количество витков компенсирующей и буферной групп составляет от 56 до 58 при диаметре d их проволоки от 0,9 до 1,3 мм.
2. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что шаг витков буферной группы при свободном состоянии пружины выбран из условия, что они сомкнуты при поджатии топливного столба компенсирующей группой витков цилиндрической пружины в штатном режиме эксплуатации.
3. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1 или 2, отличающийся тем, что шаг tк витков компенсирующей группы при свободном состоянии пружины составляет от 2,5 до 3,0 мм.
4. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что шаг tф витков фиксирующей группы при свободном состоянии пружины составляет от 4,5 до 5,5 мм.
5. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1, или 2, или 3, или 4, отличающийся тем, что количество витков фиксирующей группы выбрано от трех до четырех.
6. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, отличающийся тем, что количество витков буферной группы выбрано от одного до двух.
7. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, или 6, отличающийся тем, что суммарное количество витков фиксирующей, буферной и компенсирующей групп выбрано от 61 до 63.
8. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, или 6, или 7, отличающийся тем, что пружина выполнена из железохромоникелевого сплава с высокими механическими свойствами, релаксационной и радиационной стойкостью.