Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Авторы патента:

Мальчевский Дмитрий Вячеславович (RU)

Шустов Мстислав Александрович (RU)

Вьялицын Виктор Васильевич (RU)

Васильченко Иван Никитович (RU)

Енин Анатолий Алексеевич (RU)

G21C3/32 - связка параллельно расположенных топливных элементов в виде тонких стержней, стержней или труб

Владельцы патента RU 2419899:

Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" (RU)
ОАО "Новосибирский завод химконцентратов" (RU)

Изобретение относится атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку, хвостовик, направляющие каналы и центральный канал. Головка содержит защитно-направляющее устройство, с плитой, поджатое центральной пружиной, цанговые элементы. Цанговые элементы имеют на нижних концах бурты и закреплены на направляющих каналах. Между упомянутым центральным каналом и защитно-направляющим устройством имеется зазор, а бурты, как минимум, трех цанговых элементов выполнены взаимодействующими с плитой защитно-направляющего устройства. Изобретение позволяет исключить радиальные люфты в соединениях плиты защитно-направляющего устройства с цанговыми элементами и сохранить массы топлива в тепловыделяющих сборках при наличии бокового измерительного канала. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Область техники

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением.

Предшествующий уровень техники

Известна съемная головка тепловыделяющей сборки (патент №2212065, приоритет от 09.09.2001) ядерного реактора, включающая прижимную плиту, направляющие втулки, проходящие через отверстия в прижимной плите. Направляющие втулки снабжены упорами, установленными над прижимной плитой, внутренними уступами, стыкующимися с торцами направляющих каналов, и сцепными элементами, выполненными, например, в виде цанг, зацепляемыми за упомянутые направляющие каналы и запираемыми блокирующими элементами. Причем упомянутые направляющие втулки снабжены внешними выступами с установленными на них опорными элементами, взаимодействующими с пружинами, поджимающими прижимную плиту к упорам. Опорные элементы жестко соединены с блокирующими элементами, выполненными в виде гильз, юбки которых взаимодействуют с наружными поверхностями цанг. При этом плита защитно-направляющего устройства поджимается центральной пружиной и опирается на торец центральной трубы тепловыделяющей сборки.

Недостатком известной тепловыделяющей сборки является наличие радиальных люфтов в соединениях плиты защитно-направляющего устройства с блокирующими элементами, которые могут приводить к вибрации защитно-направляющего устройства под действием потока теплоносителя и, как следствие, виброизносу элементов тепловыделяющей сборки.

Известна тепловыделяющая сборка (патент №2.163.036, приоритет от 1998.03.12) ядерного реактора (прототип), содержащая головку и хвостовик, связанные между собой направляющими каналами, а также измерительный канал с верхним входом для измерительного зонда и расположенные в направляющих каналах поглощающие стержни, подвешенные к консолям своей подвижной траверсы. Измерительный и направляющие каналы этой тепловыделяющей сборки тоже размещены среди тепловыделяющих элементов, установленных вертикально в дистанционирующие решетки, причем измерительный канал расположен между проекциями консолей траверсы поглощающих стержней на поперечное сечение тепловыделяющей сборки по центру ее поперечного сечения.

Недостатком данной тепловыделяющей сборки является то, что в тепловыделяющих сборках с боковым измерительным каналом наличие центральной трубы уменьшает загрузку топлива в тепловыделяющей сборке на один твэл, что сокращает длительность топливной кампании, или повышает линейную тепловую нагрузку на твэлы.

Раскрытие изобретения

Целью изобретения является повышение надежности тепловыделяющей сборки и повышение запасов по обеспечению безопасности ядерного реактора.

Задачей изобретения является исключение возможности возникновения вибрационных нагрузок на элементы ТВС, и сохранение загрузки топлива при наличии внецентренного измерительного канала.

Техническим результатом изобретения является исключение радиальных люфтов в соединениях плиты защитно-направляющего устройства с цанговыми элементами и сохранение массы топлива в ТВС при наличии бокового измерительного канала.

Достижение цели изобретения обеспечивается тем, что тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку (1), хвостовик (2), направляющие каналы (3) и центральный канал (4), при этом головка (1) содержит защитно-направляющее устройство (5) с плитой (6), поджатое центральной пружиной (7), цанговые элементы (8), имеющие на нижних концах бурты (9) и закрепленные на направляющих каналах (3). Новым является то, что между упомянутым центральным каналом (4) и защитно-направляющим устройством (5) имеется зазор, а бурты (9) как минимум трех цанговых элементов (8) выполнены взаимодействующими с плитой (6) защитно-направляющего устройства (5).

Кроме того, согласно изобретению в этом случае вместо центрального канала (4) может быть установлен тепловыделяющий элемент (10).

При таком устройстве съемной головки защитно-направляющее устройство имеет как минимум три опоры, разнесенные по диаметру, вместо одной по центру, что позволит изменить схему нагружения защитно-направляющего устройства от потока теплоносителя и уменьшить вибрационную нагрузку на элементы тепловыделяющей сборки. Исключение связи центрального канала с защитно-направляющим устройством позволяет вместо центрального канала установить тепловыделяющий элемент, что дает возможность сохранить загрузку топлива в тепловыделяющих сборках с внецентренным измерительным каналом.

Краткое описание чертежей

Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены: фиг.1 - тепловыделяющая сборка ядерного реактора;

фиг.2 - вертикальный разрез съемной головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора, с зазором между центральным каналом (4) и защитно-направляющим устройством (5);

фиг.3 - вертикальный разрез узла соединения цанги с направляющим каналом, плита защитно-направляющего устройства упирается в бурты цанг;

фиг.4 - вертикальный разрез съемной головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора, с установленным на месте центральной трубы твэлом.

Осуществление изобретения

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит головку (1), хвостовик (2), направляющие каналы (3) и центральный канал (4), при этом головка (1) содержит защитно-направляющее устройство (5), с плитой (6), поджатое центральной пружиной (7), цанговые элементы (8), имеющие на нижних концах бурты (9) и закрепленные на направляющих каналах (3). Между упомянутым центральным каналом (4) и защитно-направляющим устройством (5) имеется зазор, а бурты (9) как минимум трех цанговых элементов (8) выполнены взаимодействующими с плитой (6) защитно-направляющего устройства (5).

Вместо центрального канала (4) может быть установлен тепловыделяющий элемент (10).

Работа тепловыделяющей сборки ядерного реактора осуществляется следующим образом.

Теплоноситель поступает в тепловыделяющую сборку снизу и, сняв с нее тепловую энергию, выходит через защитно-направляющее устройство (5) съемной головки (1). При этом на элементах съемной головки, в особенности на защитно-направляющем устройстве (5) создаются выталкивающие усилия от перепада давления на данных элементах. Этим выталкивающим усилиям противодействует, по крайней мере, только одна пружина (7). Однако при отдельных переходных режимах эксплуатации ядерного реактора в зависимости от расхода теплоносителя соотношение усилия пружины (7) и суммарного выталкивающего усилия на защитно-направляющем устройстве (5) может меняться, в результате чего указанное защитно-направляющее устройство (5) может подвергнуться вибрации. Защитно-направляющее устройство имеет как минимум три опоры, разнесенные по диаметру, и к данным опорам поджимается пружиной (7), обеспечивая при этом достаточное усилие для полного отсутствия перемещения защитно-направляющего устройства (5) относительно цанговых элементов (8) под действием потока теплоносителя, чем исключается возможность фреттинг-износа элементов конструкции тепловыделяющей сборки.

Таким образом, предлагаемое решение по устройству тепловыделяющей сборки ядерного реактора обладают существенными отличиями и техническими преимуществами по сравнению с прототипом. Внедрением предлагаемых решений достигается повышение надежности тепловыделяющей сборки за счет изменения схемы опирания защитно-направляющего устройства съемной головки.

Промышленная применимость

Наиболее целесообразно предложенные решения использовать для эксплуатации на водо-водяных ядерных энергетических реакторах.

1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая головку (1), хвостовик (2), направляющие каналы (3) и центральный канал (4), при этом головка (1) содержит защитно-направляющее устройство (5) с плитой (6), поджатое центральной пружиной (7), цанговые элементы (8), имеющие на нижних концах бурты (9) и закрепленные на направляющих каналах (3), отличающаяся тем, что между упомянутым центральным каналом (4) и защитно-направляющим устройством (5) имеется зазор, а бурты (9) как минимум трех цанговых элементов (8) выполнены взаимодействующими с плитой (7) защитно-направляющего устройства (5).

2. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что вместо центрального канала (4) установлен тепловыделяющий элемент (10).

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам ТВС (тепловыделяющей сборки), и используется в реакторах ВВЭР-440, ВВЭР-1000. .

Рабочая кассета для атомного реактора аэс с улучшенными прочностными и физическими характеристиками // 2407077

Изобретение относится к ядерным реакторам, в частности к блокам топливных элементов. .

Дистанционирующая решетка для тепловыделяющей сборки ядерного реактора // 2399968

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерного реактора с треугольной упаковкой тепловыделяющих элементов (твэлов).

Способ и устройство перемешивания теплоносителя в тепловыделяющих сборках ядерного реактора // 2391725

Изобретение относится к атомной технике, в частности к конструкциям смешивающих и антивибрационных решеток. .

Перемешивающая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора // 2383954

Изобретение относится к атомной технике, в частности, к конструкциям дистанционирующих и перемешивающих решеток тепловыделяющих сборок энергетических ядерных реакторов.

Способ работы тепловыделяющей сборки // 2359346

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в устройствах для нагрева воды, например в ядерных энергетических установках. .

Рабочая кассета для атомного реактора аэс // 2344501

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора // 2340019

Изобретение относится к ядерной технике и может найти применение на АЭС и на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих сборок для энергетических ядерных реакторов на тепловых, а также на быстрых нейтронах.

Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора // 2338273

Тепловыделяющая сборка и вставной дистанционирующий элемент // 2331119

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в конструкциях тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, особенно в реакторах PWR и BWR. .

Дистанционирующая решетка сборки тепловыделяющей // 2461086

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением

Тепловыделяющая сборка для реактора на быстрых нейтронах // 2462774

Изобретение относится к конструкции и монтажу тепловыделяющей сборки 10 для ядерного реактора на быстрых нейтронах (РРБН) и в частности для РРБН, использующего в качестве теплоносителя жидкий металл, например натрий

Пакетная тепловыделяющая сборка с шаровыми твэлами // 2473990

Изобретение относится к области ядерной техники

Активная зона ядерного реактора // 2473991

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты

Тепловыделяющая сборка // 2501102

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции сборок (ТВС) тепловыделяющих элементов (твэлов), в частности для высокоэнергонапряженных активных зон исследовательских реакторов, и может быть использовано как в водоводяных реакторах, так и в парогенерирующих установках с ядерным топливом. В тепловыделяющей сборке слоями уложены тороидальные твэлы, расположенные в слоях таким образом, чтобы они вписывались в шестигранник поперечного сечения сборки. При этом вертикальные оси симметрии тороидальных твэлов предыдущего и последующих слоев смещены относительно осей симметрии тороидальных твэлов среднего слоя. Каждый тороидальный твэл имеет пазы на верхней и нижней поверхностях в местах пересечения проекций твэлов предыдущего и последующего слоев, и в столбе тороидальных твэлов пазы на верхней поверхности тороидального твэла совмещаются с пазами на нижней поверхности тороидального твэла последующего слоя, образуя жесткое соединение слоев. Высота тороидального твэла в сборке уменьшается снизу вверх пропорционально скорости движения теплоносителя. Технический результат заключается в улучшении теплоотдачи твэлов за счет турбулизации потока теплоносителя и выравнивании поля температур в поперечном сечении ТВС за счет поперечного перемешивания теплоносителя, исключении режимов пленочного кипения. 3 з.п.флы, 5 ил.

Устройство дистанционирования тепловыделяющих элементов // 2532261

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов. В изобретении используются гидравлические усилия, действующие на ячейки дистанционирующих решеток со стороны потока теплоносителя, для дополнительного поджатия пуклевок ячеек к твэльным оболочкам. Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки содержит фигурные ячейки, на которых пуклевки выполнены таким образом, что внешняя поверхность ячеек в районе пуклевок направлена навстречу потоку теплоносителя. Пуклевки располагают в нижней части ячеек, перемещая область контакта ячеек с твэльными оболочками ближе к торцам ячеек и снижая тем самым радиальную жесткость ячеек. Заходную поверхность пуклевок выполняют в виде загиба торца ячейки. Технический результат - поджатие пуклевок к твэльным оболочкам набегающим потоком теплоносителя в процессе эксплуатации. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.

Корпус тепловыделяющей сборки и теплвыделяющая сборка с таким корпусом // 2536817

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора, преимущественно на быстрых нейтронах. Корпус тепловыделяющей сборки с продольной осью (X) содержит первый (4) и второй (6) трубчатые сегменты, выполненные из металлического материала и образующие продольные концы корпуса сборки. Рама (8), выполненная из металлического материала, соединяет первый (4) и второй (6) сегменты, причем рама (8) является ажурной. Между первым (4) и вторым (6) сегментами внутри рамы (6) размещена керамическая трубчатая внутренняя конструкция (10). Технический результат - устойчивость тепловыделяющей сборки как в штатном режиме работы реактора, так и в аварийном. 2 н. и 20 з.п. ф-лы, 1 табл., 8 ил.

Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления // 2547836

Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного реактора деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления, клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса, и керамическую трубную решетку для отвода тепла. Технический результат - повышение надежности тепловыделяющего модуля, увеличение кампании реактора. 2 н. и 25 з.п. ф-лы, 205 ил.

Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем // 2549371

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее реализации предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов. Активная зона содержит две части - центральную и периферийную. Зоны сформированы сборками, содержащими твэлы с геометрически одинаковыми оболочками, но с различной высотой топливного столба в твэлах центральной и периферийной частей. Радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в продольном сечении U-образной формой. Диаметр центральной части активной зоны при массовой доле топлива εm>0,305 составляет от 0,4 до 0,5 эффективного диаметра активной зоны, а высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны. Технический результат - простота конструкции активной зоны с отрицательным пустотным эффектом реактивности. 3 н. и 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Тепловыделяющая сборка стержневых твэлов (варианты) и способ ее работы // 2558656

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторах типа ВВЭР (PWR) и кипящих реакторах типа ВК (BWR). Предложена конструктивная схема ТВС со стержневыми твэлами, расположенными наклонно к вертикальной оси и образующими конусные и щелевые коллекторы для организации поперечного течения теплоносителя. Кипение теплоносителя в ТВС с поперечным течением имеет место преимущественно в центре и поэтому оказывает эффективное воздействие на реактивность, что позволяет реализовать спектральное регулирование запаса реактивности. Технический результат - возможность работы без выгорающего теплоносителя в период между перегрузками топлива. 3 н. и 2 з.п. ф-лы, 9 ил.