"Патентоп" – информация из открытых реестров Роспатента

ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Статус
Неактуально
Название модели
ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Регистрационный номер
142942
Дата государственной регистрации
6 июня 2014 года
Авторы
Патентообладатели
Титов Борис Федорович
Адрес для почтовых отправлений
123592, Москва, Строгинский б-р, 7, к. 1, кв. 531, Титову Борису Федоровичу

Дата подачи заявки
31 января 2014 года
Номер заявки
2014103308
Дата начала действия патента
31 января 2014 года
Дата публикации патента
10 июля 2014 года
Номер публикации патента
19

Ссылка на источник в ФИПС
www1.fips.ru/fips_servl/fips_servlet?DB=RUPM&DocNumber=142942
Информация получена из открытого реестра полезных моделей Российской Федерации
и актуальна на 26 декабря 2019 года.

Дополнительно

(12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ

ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

(57) Реферат:

1. Твэл ядерного реактора, состоящий из ядерного топлива, находящегося в трубчатой витой оболочке крестообразного профиля, герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, отличающийся тем, что ядерное топливо представляет собой таблетки из диоксида урана или интерметаллида урана, межреберное пространство заполнено контактным сплавом.

2. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что контактный сплав представляет собой алюминиевый сплав.

3. Твэл по пп. 1 или 2, отличающийся тем, что трубчатая оболочка изготовлена из хромоникелевого сплава.

4. Твэл по пп. 1 или 2, отличающийся тем, что трубчатая оболочка изготовлена из циркониевого сплава.

5. Твэл по пп. 1 или 2, отличающийся тем, что трубчатая оболочка изготовлена из аустенитной нержавеющей стали.


Полезная модель относится к атомной энергетике, в частности к области твэлостроения для энергетических реакторов на тепловых нейтронах.

Тепловыделяющие элементы (твэлы) являются наиболее ответственными и самыми напряженными конструкциями активной зоны современного ядерного энергетического реактора. В общем виде твэл состоит из герметичной оболочки, внутри которой размещается ядерное топливо, где локализуются радиоактивные продукты деления. Оболочка твэла обеспечивает требуемую механическую прочность конструкции, защищает ядерное топливо от коррозионно-эрозионного воздействия теплоносителя. Выход твэла из строя приводит к наиболее опасным последствиям - попаданию в теплоноситель газообразных продуктов деления и ядерного топлива. Твэл считается работоспособным, если он в течение всего времени эксплуатации герметичен и его геометрические размеры не изменились настолько, чтобы заметным образом ухудшились внешнее охлаждение и объемное распределение температур в активной зоне. Поэтому одна из главных задач при разработке элементов активной зоны любого ядерного реактора гетерогенного типа заключается в создании надежных конструкций твэлов. (Ф.Г. Решетников, Ю.К. Бибилашвили, И.С. Головнин и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1, М.: Энергоатомиздат, 1995, с. 40) [1].

Основной причиной разгерметизации оболочек твэлов энергетических реакторов является нарушение прочности материала оболочки из-за коррозионного растрескивания под действием больших растягивающих напряжений и очаговой коррозии.

Известен твэл ядерного реактора, который состоит из ядерного топлива, находящегося в трубчатой оболочке сложного профиля, в частности крестообразного профиля (4-х реберная оболочка), герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки. Ядерное топливо состоит из топливных частиц делящегося материала в матрице из неделящегося вещества, т.е. твэл дисперсионного типа. (А.Г. Самойлов, А.И. Каштанов, В.С. Волков «Дисперсионные твэлы» том 2, М.: Энергоиздат, 1982, с. 3, 60-63, рис. 2.46) [2].

Процесс деформирования материала оболочки твэла происходит следующим образом. Радиационное распухание топливных частиц при делении урана-235 приводит к возникновению контактных напряжений, неравномерных по периметру оболочки давления. Под действием этих напряжений материал оболочки в ребре (радиус кривизны отрицательный) находится в состоянии сжатия, а во впадине (радиус кривизны положительный) - растяжения.

Главной особенностью дисперсионных твэлов является зависимость схемы деформирования материала оболочки от структурного состояния «пористого» каркаса топливных частиц - вязкий каркас, когда можно считать давление под оболочкой твэла примерно одинаковым, т.е. деформирование материала оболочки твэла идет без растяжения срединной поверхности, и работает схема деформирования материала оболочки изгибом. Вторая модель поведения при радиационном распухании топливных частиц - жесткий каркас, когда происходит изотропное радиационное увеличение объема топливных частиц, т.е. величина распухания пропорциональна геометрическим размерам каркаса. Эта схема деформирования каркаса топливных частиц самая неблагоприятная. Материал оболочки во впадине находится в растянутом состоянии по всей толщине оболочки. При достижении предельных деформаций, зависящих от флюенса быстрых нейтронов и температуры, происходит возникновение поверхностных трещин и практически мгновенно - магистральной, распространяющейся по всей толщине оболочки.

Следует отметить, что в каждом дисперсионном твэле невозможно заранее определить по высоте твэла схему деформирования каркаса топливных частиц. Поэтому расчеты работоспособности и прочности дисперсионных твэлов ведутся для случая жесткой модели поведения каркаса топливных частиц при проектных значениях нагружающих эксплуатационных факторов.

Таким образом, данный твэл имеет существенный недостаток, так как материал оболочки твэла при радиационном распухании топливной композиции может работать в сложно-напряженном состоянии с большими растягивающими напряжениями.

В активных зонах ядерных реакторов широко применяются тепловыделяющие сборки с оребренными твэлами, к которым относятся, в частности, сборки с витыми твэлами, имеющими различную форму поперечного сечения. Наиболее близкой к заявляемой конструкции твэла является конструкция дисперсионных самодистанционирующих твэлов реактора ПИК. Твэл реактора ПИК состоит из ядерного топлива, находящегося в трубчатой витой оболочке крестообразного профиля герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки. Ядерное топливо - это топливная композиция, которая представляет собой частички диоксида урана, диспергированного в медно-бериллиевой матрице. (Электронный журнал исследовано в России. Чухлов А.Г., Смирнов В.П., Афонин С.Ю. Применение периодических граничных условий к теплогидравлическому расчету ТВС с оребренными твэлами. стр. 363-370, 2010/031 URL: http://sci-journal.ru/2010.html) [3]. Данная конструкция твэла принята в качестве прототипа.

Эти твэлы имеют большую теплопередающую поверхность от твэлов к теплоносителю, поэтому они применяются в высокопоточных исследовательских реакторах, позволяющих в короткое время (~30 дней) облучения получить большие значения флюенса быстрых нейтронов. Основным недостатком этой конструкции дисперсионного твэла является непрерывность в процессе эксплуатации растягивающих напряжений и деформаций материала оболочки во впадине на наружной поверхности. А поскольку время облучения дисперсионных твэлов - дни, а не годы, то материал оболочки сохраняет герметичность. При больших временах облучения и больших значениях дозы облучения материалов твэла и радиационного распухания топливной композиции в энергетических реакторах возможна разгерметизация оболочек твэла.

Основной задачей предлагаемой полезной модели является создание такой конструкции твэла, которая за счет изменения схемы деформирования материала оболочки твэла позволит уменьшить растягивающее напряжение в ней.

Техническим результатом предлагаемой полезной модели является снижение уровня максимальных действующих напряжений и деформаций в материале оболочки твэла за счет изменения схемы нагружения, вместо плоского напряженного состояния используется схема изгиба в витой оболочке, работающей без растяжения срединной поверхности; и резкое снижение скорости распространения сквозной трещины по толщине оболочки из-за сопротивления «упругого ядра» между областями растягивающих сжимающих деформаций.

Технический результат достигается тем, что твэл ядерного реактора состоит из ядерного топлива, находящегося в трубчатой витой оболочке крестообразного профиля, герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, при этом ядерное топливо представляет собой таблетки из диоксида урана или интерметаллида урана, межреберное пространство заполнено контактным сплавом.

Контактный сплав представляет собой алюминиевый сплав.

Трубчатая оболочка изготовлена из хромоникелевого сплава.

Трубчатая оболочка изготовлена из циркониевого сплава.

Трубчатая оболочка изготовлена из аустенитной нержавеющей стали.

На фигуре 1 изображен поперечной разрез твэла ядерного реактора, имеющего крестообразный профиль трубчатой оболочки.

На фигуре 2 изображена расчетная схема крестообразного профиля твэла ядерного реактора.

Элементы, изображенные на фигурах, обозначены следующим образом:

1 - трубчатая оболочка;

2 - топливная таблетка;

3 - контактный сплав;

α=π/4 - угол симметрии профиля;

α1 - угол между осью Y и радиусом ребра;

α2 - угол между осью симметрии и радиусом впадины;

r1 - радиус ребра;

r2 - радиус впадины;

Y1 - координата y окружности r=r1

X2 - координата x окружности r=r1

Y2 - координата y окружности r=r2;

Δ - технологический зазор, для обеспечения загрузки топливной таблетки в твэл;

δ - толщина трубчатой оболочки;

dт - диаметр топливной таблетки;

rт - радиус топливной таблетки;

D - описанный диаметр твэла.

Твэл ядерного реактора состоит из ядерного топлива, находящегося в трубчатой 4-х реберной оболочке 1. Ядерное топливо представляет собой топливные таблетки 2 из диоксида урана или интерметаллида урана. Большое количество контактов топливных частиц с внутренней поверхностью оболочки в прототипе приводит к неравномерности контактного давления по периметру оболочки, а в случае наличия топливной таблетки 2 из диоксида урана или интерметаллида урана получается один контакт во впадине. Это определяет схему деформирования: в прототипе - растяжение с изгибом, а в предлагаемом твэле - «чистый» изгиб без растяжения срединной поверхности.

Трубчатая оболочка 1 имеет крестообразный профиль. Крестообразный профиль это самый оптимальный профиль выполнения. Овальный профиль при распухании ядерного топлива приводит к возникновению растягивающих напряжений даже на срединной поверхности оболочки, 3-х реберный профиль не обеспечивает самодистанционирование твэлов. Все остальные варианты выполнения профилей трубчатой оболочки 1 приводят к существенному увеличению максимальных растягивающих напряжений во впадине оболочки твэла. Трубчатая оболочка 1 герметично уплотнена концевыми деталями посредством сварки. Трубчатая оболочка 1 изготовлена из хромоникелевого сплава, либо из циркониевого сплава, либо из аустенитной нержавеющей стали. Данные сплавы рекомендуются для применения в различных конструкциях твэла.

Трубчатая оболочка 1 выполнена витой. Наружная поверхность топливной таблетки 2 и внутренняя поверхность трубчатой оболочки 1 образуют межреберное пространство. Межреберное пространство заполнено контактным сплавом 3. Контактный сплав 3 обеспечивает тепловой контакт топливной таблетки 2 и трубчатой оболочки 1, т.е. увеличивает теплоотдачу от делящегося материала к теплоносителю. В частности, контактный сплав 3 представляет собой алюминиевый сплав, например силумин или сплав С-80.

Твэл ядерного реактора работает следующим образом.

При радиационном увеличении объема делящегося материала топливной таблетки 2 происходит возникновение контактных напряжений и деформаций в контактном сплаве 3 и на внутренней поверхности трубчатой оболочки 1. Можно считать, что давление под трубчатой оболочкой 1 равномерно ее периметру. В результате материал трубчатой оболочки 1 нагружается изгибом. При достижении предельных деформаций растяжения материала трубчатой оболочки 1, зависящих в основном от флюенса быстрых нейтронов и температуры облучения, возникают поверхностные трещины, во впадине на наружной поверхности.

Дальнейшему развитию трещин по толщине трубчатой оболочки 1, работающей при изгибе, препятствует «упругое ядро» около срединной поверхности (т.е. материал, находящийся при напряжении меньше предела текучести). Это резко увеличивает время распространения трещины и повышает ресурсные характеристики твэла. Таким образом, с точки зрения работоспособности твэла и прочности оболочки 1 заявляемый твэл ядерного реактора лучше, чем прототип.

Обычно в техническом проекте твэлов прилагается теоретическое обоснование прочности твэла, работающего в неравномерных нейтронных и температурных полях по объему и времени облучения. Для сравнительных расчетов прочности оболочек можно ограничиться расчетом деформации растяжения при рабочей температуре и проектном значении флюенса быстрых нейтронов и примерно одинаковой объемной деформации твэла при одноразовом нагружении, т.е. без учета всей истории нагружения.

Исходные данные для расчета геометрических характеристик твэла - прототипа: D=7,0; δ=0,3; r1=1,5; r2=4,0; y1=2; y2=4,75; α1=π/3; α2=π/12; α=π/4 ΔD=0,1, Δδ=0; ΔSтк=Sтк·1,3.

Для определения деформаций материала трубчатой оболочки дисперсионного твэла - прототипа была составлена система описывающих уравнений:

- ;

- D/2=y1+r1

- y2=(r1+r2)·sinα1

- ; где:

ΔSтк - изменение площади топливной композиции;

D/2 - описанный диаметр твэла;

y2 - координата у центра окружности r=r2;

y1 - координата у центра окружности r=r1.

Решение задачи было получено с использованием приращений геометрических характеристик твэла. Расчет максимальной растягивающей деформации (εmax) материала оболочки твэла при радиационном распухании топливной композиции проводился по формуле:

εmax=εp+εизг - максимальные деформации растяжения материала оболочки, где:

εp=(l-lo)/lo - деформация растяжения нейтральной линии оболочки;

lo=(r2-δ/2)·α2 - длина нейтральной линии;

l=(r2+Δr2-δ/2)·(α2-Δα2) - длина наружного волокна во впадине;

- максимальная деформация при изгибе оболочки во впадине.

В результате расчета было получено εmax=0,0364. Система описывающих уравнений для расчета εmax в материале оболочки предлагаемого твэла:

- ΔSт=ΔDт·0,1

-

-

-

-

- y2(r1+r2)·sinα1

- y2=(1-ctgα1)·y2.

Обозначения всех геометрических характеристик крестообразного профиля твэла ядерного реактора представлены на Фиг. 2.

Допущение:

- Δδ=0 - приращение толщины стенки оболочки;

- - изменение длины средней линии в ребре;

- - изменение длины средней линии во впадине,

т.к. контактный сплав 3 при рабочей температуре можно считать квазижидкостью.

При этом пренебрегается толщиной диффузионных поясков сложных интерметаллидов из материалов трубчатой оболочки 1 и контактного сплава 3.

Где:

ΔSт - изменение площади таблетки;

Sтв - изменение площади поперечного сечения твэла;

- длина нейтральной линии в ребре;

- длина нейтральной линии во впадине;

y2 - координата у объема топливных частиц центра окружности r=r2;

y1 - координата у объема топливных частиц центра окружности r=r1

Δδ - изменение толщины оболочки при радиационном увеличении площади оболочки;

- - изменение длины нейтральной линии в ребре;

- - изменение длины нейтральной линии во впадине.

Решение задачи было получено с использованием приращений геометрических характеристик твэла.

В результате расчета было получено: , т.е. в раз меньше.

Такое резкое уменьшение растягивающих деформаций материала трубчатой оболочки предлагаемого твэла достигается за счет:

- изменения схемы радиационного распухания топливной композиции; В прототипе материал оболочки работает как в трубе с заглушками под внутренним давлением, т.е. практически без осевых деформаций, а в предлагаемом твэле материал оболочки под воздействием изотропного радиационного распухания таблетки из делящегося материала, осевая деформация твэла осуществляется с помощью осевого компенсатора.

- изменения схемы нагружения материала оболочки при радиационном распухании таблетки;

В прототипе возможно возникновение сквозных трещин в оболочке происходит в сечениях, работающих как жесткий каркас топливных частиц. При этом материал оболочки работает по схеме растяжения с изгибом, а в предлагаемой конструкции твэла радиационное распухание таблетки приводит только к изгибу оболочки без растяжения средней линии.

- использования вязкого при рабочих температурах контактного сплава, обеспечивающего некоторую компенсацию распухания таблетки до ее касания с внутренней поверхностью оболочки.

Технологический зазор между внутренней поверхностью оболочки и топливной таблеткой необходим при загрузке таблетки в чехол.

Таким образом, отсюда следуют следующие преимущества предлагаемой полезной модели:

- снижение уровня максимальных действующих напряжений и деформаций в материале оболочки твэла за счет изменения схемы нагружения, вместо плоского напряженного состояния используется схема изгиба в витой оболочке, работающей без растяжения срединной поверхности;

- резкое снижение скорости распространения сквозной трещины по толщине оболочки из-за сопротивления «упругого ядра» между областями растягивающих сжимающих деформаций.

Формула полезной модели

1. Твэл ядерного реактора, состоящий из ядерного топлива, находящегося в трубчатой витой оболочке крестообразного профиля, герметично уплотненной концевыми деталями посредством сварки, отличающийся тем, что ядерное топливо представляет собой таблетки из диоксида урана или интерметаллида урана, межреберное пространство заполнено контактным сплавом.

2. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что контактный сплав представляет собой алюминиевый сплав.

3. Твэл по пп. 1 или 2, отличающийся тем, что трубчатая оболочка изготовлена из хромоникелевого сплава.

4. Твэл по пп. 1 или 2, отличающийся тем, что трубчатая оболочка изготовлена из циркониевого сплава.

5. Твэл по пп. 1 или 2, отличающийся тем, что трубчатая оболочка изготовлена из аустенитной нержавеющей стали.

ФАКСИМИЛЬНЫЕ ИЗОБРАЖЕНИЯ

Реферат: Описание: Рисунки:

ИЗВЕЩЕНИЯ

MM1K Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 01.02.2017

Дата внесения записи в Государственный реестр: 09.10.2017

Дата публикации и номер бюллетеня: 09.10.2017 Бюл. №28