Патент на изобретение №2150152

(54) ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

(57) Реферат:

Тепловыделяющий элемент предназначен для формирования активной зоны вода-водяных энергетических реакторов с тепловой мощностью более 2600 МВт. Конструкция тепловыделяющего элемента предполагает наличие цилиндрической пружины для поджатия топливного столба. Для увеличения ресурса тепловыделяющего элемента, повышения глубины выгорания топлива и снижения удельных напряжений на цилиндрическую пружину 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 малой длине объема твэла для установки пружины количество витков компенсирующей и буферной групп строго регламентировано, а диаметр проволоки витков составляет от 1,4 до 1,6 мм. 8 з.п. ф-лы, 2 ил.

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 с ограничением по длине пространства, предназначенного для размещения такого средства, особенно при производстве твэлов для действующих канальных уран-графитовых реакторов с тепловой мощностью более 2600 МВт (например РБМК-1000, 1500) 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 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 относительно небольшую длину пространства для размещения пружины при одновременном относительно большом заданном усилии поджатия вызывает значительные трудности. При длине L объема (пространства) для установки пружины от 125,0 до 230,0 мм, необходимо с одной стороны обеспечить требуемое усилие поджатия топливного столба, а, с другой стороны обеспечить достаточное расширение топливного столба. При усилии поджатия величиной от 5 до 7 кгс практически недопустимо функционирование пружины в области пластических деформаций, т. к. в этом случае после незначительной пластической деформации пружина не в состоянии определенное время обеспечить необходимое усилие поджатия, которое возможно лишь при последующем расширении топливного столба. Достаточно значительная величина усилия поджатия обусловлена тем, что тепловыделяющие сборки реактора типа РБМК содержат два вертикальных пучка твэлов, симметрично ориентированных относительно стыка сборок. Поэтому в одном пучке твэлов пружины компенсируют лишь изменения удлинения топливного столба, а в другом пучке твэлов пружины должны дополнительно воспринимать массу топливного столба. Данная ситуация усугубляется при значительном маневрировании мощностью реактора, в частности при перегрузке реактора на ходу, когда твэл в составе тепловыделяющей сборки перегружается в менее энергонапряженную область активной зоны из области более энергонапряженной, что специфично для канальных уран-графитовых реакторов типа РБМК-1000, 1500. В этом случае имеют место существенные ограниченные во времени сжатия пружины и как следствие ее пластическая деформация с потерей упругих свойств, что приведет к образованию осевых зазоров в топливном столбе, уменьшит ресурс твэла и глубину выгорания топлива.

Сущность изобретения.

Задачей настоящего изобретения является создание конструкции тепловыделяющего элемента с повышенной надежностью в условиях маневрирования мощности реактора и тепловыделяющей сборки 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 канального уран-графитового тепловой мощностью более 2600 МВт, содержащем 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, при значении длины L объема для установки пружины от 125,0 до 230,0 мм и заданном усилии поджатия от 5,0 до 7 кгс, отношение длины L_кб компенсирующей и буферной групп витков к суммарной длине L₀ всех групп витков при свободном состоянии пружины выбрано от 0,8 до 0,88, причем количество витков компенсирующей и буферной групп составляет от 36-и до 38-и, а диаметр d их проволоки выбран от 1,4 до 1,6 мм.

Отличительной особенностью настоящего изобретения является выбор отношения длины L_кб компенсирующей и буферной групп витков к суммарной длине L₀ всех групп витков при свободном состоянии пружины в определенном диапазоне. При значении величины указанного отношения меньше чем 0,8 цилиндрическая пружина не обеспечит требуемый ход до соприкосновения витков ввиду недостаточной длины компенсирующей группы. Абсолютное увеличение длины компенсирующей группы витков невозможно в связи с малой длиной объема для размещения пружины. При величине отношения больше 0,88 длина фиксирующей группы витков недостаточна для надежного закрепления пружины внутри оболочки.

Причем при выборе указанного диапазона отношения необходимо также учитывать требование, касающееся функционирования пружины в области упругих деформаций при обеспечении необходимого усилия поджатия. Это условие соблюдается лишь при определенном выборе значений диаметра d проволоки и/или количества витков компенсирующей и буферной групп.

Экспериментально было установлено, что функционирование пружины возможно с сохранением ее требуемых характеристик при заданном поджатии в области упругих деформаций, только при количестве витков буферной и компенсирующей групп от 36-ти до 38-и и диаметре d проволоки от 1,4 до 1,6 мм. Данные параметры однозначно определяют в свою очередь также и необходимый ход до смыкания витков компенсирующей группы.

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, а в качестве объема для установки пружины использовать газосборник продуктов деления.

Шаг t_к витков компенсирующей группы при свободном состоянии пружины может быть от 3,0 до 3,4 мм, а шаг t_ф витков фиксирующей группы при свободном состоянии пружины – от 4,0 до 8,0 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 39-и до 42-х.

Предпочтительно пружину выполнять из железохромоникелевого 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 поджатия 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 поджатия 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 твэла РБМК-1000). Изготавливают двухступенчатую пружину с диаметром D_ф витков фиксирующей группы, превышающим внутренний диаметр D оболочки. Значение величины D для тепловыделяющего элемента реактора РБМК-1000 составляет 11,7^+0,1 мм, а значение диаметра D_ф составляет 12,2^-0,3 мм. Значение диаметра D_кб витков компенсирующей и буферной групп выбирают равным от 9,5 до 10,5 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 D_кб должна быть по крайней мере больше величины приращения диаметра D_кб за счет сжатия витков и их температурного расширения. Выбор конкретной величины диаметра D_кб осуществляют также с учетом того, что значение D_кб не должно превышать величины внутреннего диаметра витков фиксирующей группы.

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 (30 – 40) 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 t_б витков буферной группы по сравнению с шагом t_к 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 L_кб которых при свободном состоянии пружины к суммарной длине L₀ всех групп витков составляет от 0,8 до 0,88, обеспечивают необходимое поджатие топливного столба, 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.

Источники информации
US 3713975 A1, 1975.

GB 1439207 A1, 1976.

SU 704363 A1, 1985,
US 4871509 A1, 1989.

Формула изобретения

1. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора, преимущественно канального уран-графитового, тепловой мощностью более 2600 МВт, содержащий 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 объема для установки пружины от 125,0 до 230,0 мм и заданном усилии поджатия от 5,0 до 7 кгс, отношение длины L_кб компенсирующей и буферной групп витков к суммарной длине L_о всех групп витков при свободном состоянии пружины выбрано от 0,8 до 0,88, причем количество витков компенсирующей и буферной групп составляет от 36 до 38, а диаметр d их проволоки выбран от 1,4 до 1,6 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 при эксплуатации.

3. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1 или 2, отличающийся тем, что шаг t_к витков компенсирующей группы при свободном состоянии пружины составляет от 3,0 до 3,4 мм.

4. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что шаг t_ф витков фиксирующей группы при свободном состоянии пружины составляет от 4,0 до 8,0 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 39 до 42.

8. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, или 6, или 7, отличающийся тем, что в качестве объема для установки пружины использован газосборник продуктов деления.

9. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, или 6, или 7, или 8, отличающийся тем, что пружина выполнена из железохромоникелевого сплава с высокими механическими свойствами, релаксационной и радиационной стойкостью.

РИСУНКИ