×
19.06.2019
219.017.840b

Твэл ядерного реактора

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в производстве твэлов активных зон водо-водяных ядерных реакторов. Дисперсионный твэл ядерного реактора включает цилиндрическую оболочку с концевыми заглушками, компенсатор крестообразной формы, размещенный при помощи дистанционирующего элемента внутри оболочки, частицы ядерного топлива с массовой долей изотопа U в уране от 7 до 93%, выполненные в виде крупки интерметаллидного соединения урана типа U(Al,Si) и/или в виде гранул диоксида урана. Активная часть твэла состоит из двух или более зон профилирования, различающихся значениями средней линейной плотности по урану в соседних зонах профилирования, с одинаковыми или различными длинами, видами ядерного топлива, размерами фракций частиц ядерного топлива, значениями массовой доли изотопа U в уране, значениями площади поперечного сечения компенсатора. Технический результат – возможность обеспечения твэлом увеличенных значений энерговыделения и максимальной энерговыработки в твэле, а также возможность профилирования линейной плотности по урану и/или изотопу U по длине сердечника при сохранении целостности и минимальном изменении размеров твэла при эксплуатации. 9 з.п. ф-лы, 8 ил.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в производстве твэлов активных зон водо-водяных ядерных реакторов стационарных, транспортных и транспортабельных установок.

Известен твэл ядерного реактора контейнерного типа, в котором сердечник выполнен в виде спеченных гранул оксидного топлива, загруженных в оболочку твэла с виброуплотнением [А.Г. Самойлов, B.C. Волков, М.И. Солонин "Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов". М.: Энергоатомиздат, 1996 г, с 113, 129-137]. Энерговыработка таких твэлов близка к энерговыработке твэлов с традиционным таблетированным оксидным топливом в одинаковых условиях при эксплуатации. Происходит перестройка структуры виброуплотненного сердечника, которая приближается к структуре облученного таблетированного оксидного топлива.

Однако к недостаткам обоих типов твэлов относится то, что они не обеспечивают требуемую надежность работы реактора при высоких выгораниях в переходных режимах и режимах маневрирования мощностью, которые в настоящее время становятся все более необходимыми для работы водо-водяных ядерных энергетических установок, в частности для плавучих АЭС и атомных ледоколов.

Известно, что в современных реакторах типа ВВЭР, которые в ближайшие 30-50 лет составят основу ядерной энергетики, в случае применения твэлов контейнерного типа, состоящих из оболочки с торцевыми заглушками и сердечника в виде таблеток или гранул из смешанного уран-плутониевого топлива, количество накопившегося плутония не сократится, а лишь уменьшится скорость его накопления. Поэтому с целью сокращения накопившегося плутония интенсивно ведутся работы по замене урановой матрицы в смешанном топливе на инертную, не дающую воспроизводства новых делящихся нуклидов, в твэлах контейнерного типа с сердечником в виде таблеток или гранул. Однако применение таких твэлов АЭС малой мощности ограничено требованиями безопасности и нераспространения ядерных материалов.

Известен твэл, включающий оболочку с торцевыми заглушками, в котором часть ядерного топлива заключена в одну или несколько герметичных ампул различной геометрической формы [Патент РФ №2124767, МПК G21C 3/62]. В остальной части сердечника твэла размещено дополнительное ядерное топливо и воспроизводящие нуклиды. Пустоты, образованные ампулами и ядерным топливом внутри оболочки твэла, заполнены контактным материалом для обеспечения теплоотвода от ампул и ядерного топлива сердечника. Конструктивно ампулы могут быть выполнены в виде шаров, дисков, колец, многогранных или фигурных пластин, прямых или скрученных относительно продольной оси или навитых в виде различных спиралей или стержней с круглым, овальным, треугольным, многогранным и другим поперечным сечением, в том числе с ребрами для самодистанционирования.

Однако к недостаткам этого твэла относится то, что он имеет сложную конструкцию, а технология его получения мало пригодна для массового производства топлива для АЭС малой мощности. Кроме того, твэл не обеспечивает достижение требуемого энерговыделения при заданной величине обогащения урана.

Известен твэл [Патент РФ №2170956, МПК G21C 3/20], состоящий из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника с частицами ядерного топлива, имеющего массовую долю делящихся нуклидов от 20 до 100%, и контактным материалом, который при рабочих условиях находится в твердом или жидком состоянии, внутри оболочки соосно с ней на всю длину активной части твэла размещен вытеснитель из конструкционного материала, который может содержать выгорающий поглотитель, выполненный в виде стержня. Вытеснитель имеет постоянную или переменную по длине активной части твэла площадь поперечного сечения, составляющую от 30 до 80% площади поперечного сечения, ограниченной внутренней поверхностью оболочки твэла, а между оболочкой и вытеснителем помещены частицы ядерного топлива в виде крупки или гранул с пористостью от 2 до 30% и контактный материал.

Вытеснитель выполнен в виде различных геометрических форм с круглым, овальным, ленточным, трех или более многогранным, трех или более лопастным поперечным сечением, прямым или скрученным с постоянным или переменным шагом относительно продольной оси, монолитным или полым для сбора газообразных осколков деления или для компенсации объемных изменений топливной композиции от накапливаемых в ней осколков деления, или заполнен материалом, содержащим воспроизводящее ядерное топливо и/или выгорающий поглотитель, и/или замедлитель нейтронов.

Однако к недостаткам этого твэла относится то, что он имеет сложную конструкцию, а технология его изготовления мало пригодна для массового производства топлива для АЭС малой мощности. Кроме того, конструктивное выполнение твэла не обеспечивает достижение требуемого энерговыделения при заданной величине обогащения урана, которое ограничено для энергетических реакторов величиной 20%.

Наиболее близким аналогом к заявляемому является твэл ядерного реактора [ПМ №112483; МПК G21C 3/20, опубл. 2012 г.], включающий оболочку диаметром от 6,3 до 7,1 мм с торцевыми заглушками, сердечник в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, выполненных в виде гранул из диоксида урана, пористость которых составляет от 3 до 6%, причем плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см3, и компенсатор крестообразной формы со скругленными выступами и впадинами, размещенный внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, отличающийся тем, что оболочка выполнена из трубы, имеющей толщину стенки от 0,11 до 0,32 мм, частицы ядерного топлива имеют размер от 0,2 до 1,2 мм, площадь поперечного сечения компенсатора составляет от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, а масса урана задана в пределах от 1,58 до 1,95 г на сантиметр сердечника.

Этот твэл может быть использован для ядерных реакторов на тепловых нейтронах, например, для реакторов плавучих атомных станций и позволяет решить ряд технологических и технико-экономических задач при разработке таких реакторов. Так, использование этого твэла в энергетических реакторах малой мощности более экономично, экологично и безопасно по сравнению с контейнерными твэлами с таблеточным оксидным топливом и позволяет увеличить энерговыработку до уровня 150 МВт⋅сутки/(кг U).

При всех несомненных достоинствах этот твэл обладает следующими недостатками:

- использование в качестве ядерного топлива только диоксида урана;

- узкий интервал плотности по урану в сердечнике твэла;

- ограничения массовой доли урана-235 не выше 20%;

- ограничение ресурса твэла при использовании оболочек из циркониевых сплавов толщиной не более 0,32 мм, обусловленное коррозионными свойствами этих сплавов;

- узкий диапазон вариации диаметра твэла;

- и в результате малый диапазон вариаций сочетаний размеров твэла, компенсатора для обеспечения различных требуемых ресурса, энерговыработки и энерговыделения твэла.

По сути, этот вариант ориентирован на использования только в активных зонах водо-водяных реакторных установок плавучих энергоблоков и АЭС малой мощности в экспортном исполнении для обеспечения условий нераспространения.

Задачей, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, является создание дисперсионного твэла с большим диапазоном вариации диаметра твэла, толщины стенки оболочки, размеров и площади компенсатора, плотности по урану, в том числе и переменной плотности по длине активной части, и расширение сферы применения твэла при сохранении как принципиальной конструкции в части геометрии, так и принципиальной технологической схемы изготовления.

Технический результат - возможность обеспечения твэлом увеличенных значений энерговыделения и максимальной энерговыработки в твэле, а также возможность профилирования линейной плотности по урану и/или изотопу 235U по длине сердечника при сохранении целостности и минимальном изменении размеров твэла при эксплуатации. Профилирование содержания урана и/или изотопа 235U позволяет нужным образом регулировать энерговыделение по длине сердечника, увеличить среднюю энерговыработку в твэле и, соответственно, повысить эффективность использования изотопа 235U.

Технический результат достигается в твэле ядерного реактора, включающем цилиндрическую оболочку из трубы, герметизированную концевыми заглушками, компенсатор крестообразной формы с герметичной полостью, размещенный при помощи дистанционирующего элемента внутри оболочки, и частицы ядерного топлива, распределенные в матричном материале в активной части твэла между оболочкой и компенсатором, частицы ядерного топлива с массовой долей изотопа 235U в уране от 7 до 93% выполненные в виде крупки интерметаллидного соединения урана типа U(Al, Si)3 и/или в виде гранул диоксида урана, активная часть твэла состоит из двух или более зон профилирования длиной не менее 30 мм, различающихся значениями средней линейной плотности по урану в соседних зонах профилирования, с одинаковыми или различными длинами, видами ядерного топлива, размерами фракций частиц ядерного топлива, значениями массовой доли изотопа 235U в уране, значениями площади поперечного сечения компенсатора, пробки под и над активной частью из распределенных в матричном материале частиц инертного наполнителя, размещенный соосно с оболочкой компенсатор, имеющий постоянный описанный диаметр в активной части твэла и прямую или закрученную профильную часть, которая выходит за верхнюю и нижнюю границы активной части, дистанционирующий элемент, выполненный из циркониевого сплава или нержавеющей стали, намотанный на компенсатор с количеством витков от 6 до 16 и закрепленный на его концах, при этом площадь поперечного сечения компенсатора постоянна в каждой зоне профилирования и составляет от 0,075 до 0,88 от площади поперечного сечения между компенсатором и оболочкой твэла в том же сечении.

При выполнении оболочки из нержавеющей стали или сплава на основе никеля и хрома используются трубы диаметром от 5,0 до 9,6 мм и толщиной стенки от 0,11 до 0,45 мм.

В любой зоне профилирования твэла с оболочкой из нержавеющей стали или сплава на основе никеля и хрома и с ядерным топливом в виде интерметаллидного соединения урана типа U(Al, Si)3 с размером фракции крупки от 0,1 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,25 до 1,77 г/см.

В любой зоне профилирования твэла с оболочкой из нержавеющей стали или сплава на основе никеля и хрома и с ядерным топливом в виде гранул диоксида урана с пористостью не более 10% и размером фракции от 0,315 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,35 до 3,90 г/см.

При выполнении оболочки из сплава на основе циркония используются трубы диаметром от 5,0 до 9,6 мм и толщиной стенки от 0,4 до 0,75 мм.

В любой зоне профилирования твэла с оболочкой из сплава на основе циркония и с ядерным топливом в виде интерметаллидного соединения урана типа U(Al, Si)3 с размером фракции крупки от 0,1 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,23 до 1,57 г/см.

В любой зоне профилирования твэла с оболочкой из сплава на основе циркония и с ядерным топливом в виде гранул диоксида урана с пористостью не более 10% и размером фракции от 0,315 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,34 до 3,35 г/см.

Концевые заглушки выполнены из того же материала, что и оболочка.

При выполнении дистанционирующего элемента в виде проволоки используется проволока диаметром от 0,4 до 0,5 мм.

При выполнении дистанционирующего элемента в виде спирали используется изготовленная из проволоки диаметром от 0,4 до 0,5 мм растянутая правая спираль диаметром от 0,5 до 3,0 мм, намотанная с левым направлением на компенсатор.

В зависимости от области применения (на международном или внутреннем рынке) и требований технического задания на разработку в твэле можно использовать ядерное топливо с массовой долей делящихся нуклидов как ниже 20%, так и до 93%.

Матричный материал выполнен из сплава на основе алюминия с кремнием и никелем (типа силумина) с содержанием кремния от 11,4 до 12,2% и содержанием никеля от 1,9 до 2,1%.

Сущностью предлагаемого изобретения является:

- использование ядерного топлива не только в виде гранул диоксида урана, но и в виде крупки интерметаллидного соединения урана типа U(Al, Si)3;

- использование, в том числе, высокообогащенного ядерного топлива с массовой долей изотопа 235U в уране от 7 до 93%;

- расширение диапазона изменения плотности ядерного топлива по урану до значений от 2,5 до 6,6 г/см3;

- возможность зонного профилирования линейной плотности делящихся нуклидов по длине активной части за счет изменения плотности по урану и/или плотности по изотопу 235U и/или за счет изменения площади поперечного сечения компенсатора и/или за счет изменения вида ядерного топлива;

- расширение диапазона диаметров применяемых оболочечных труб со значениями от 5,0 до 9,6 мм;

- расширение диапазона толщин применяемых оболочечных труб со значениями от 0,11 до 0,45 мм для труб из нержавеющей стали или сплава на основе никеля и хрома и от 0,40 до 0,75 мм для труб сплава на основе циркония;

- расширение диапазона изменения площади поперечного сечения компенсатора от 0,075 до 0,88 от площади поперечного сечения между компенсатором и оболочкой твэла в том же сечении;

- расширение диапазона изменения средней линейной плотности по урану до значений от 0,23 до 3,90 г/см.

На Фиг. 1 представлена конструкция твэла в виде продольного разреза и вынесенных поперечных сечений твэла в зонах профилирования с активной частью, состоящей из трех зон профилирования, отличающихся длиной и значением линейной плотности по урану, где 1 - оболочка, 2 - нижняя заглушка, 3 - верхняя заглушка с лункой для фиксации твэла в ТВС, 4 - компенсатор с поперечным сечением крестообразной формы с переменной площадью поперечного сечения с прямыми лопастями вдоль продольной оси и герметичной полостью, 5 - дистанционирующий элемент в виде проволоки, намотанный с левым направлением на компенсатор, 6, 7 - нижний и верхний слои инертного наполнителя, 8 - крупка интерметаллидного ядерного топлива, 10 - матричный материал.

На Фиг. 2 представлена конструкция твэла в виде продольного разреза и вынесенного поперечного сечения твэла с активной частью из пяти зон профилирования, отличающихся длиной и значениями линейной плотности по урану, где 1 - оболочка, 2 - нижняя заглушка с лункой для фиксации твэла в ТВС, 3 - верхняя заглушка, 4 - закрученный вправо крестообразный компенсатор с постоянной площадью поперечного сечения, 5 - дистанционирующий элемент в виде растянутой спирали из проволоки, намотанный с левым направлением на компенсатор, 6, 7 - нижний и верхний слои инертного наполнителя, 8 - крупка интерметаллидного ядерного топлива, 10 - матричный материал.

На Фиг. 3 представлена конструкция твэла в виде продольного разреза и вынесенных поперечного сечения твэла и поперечных сечений компенсатора в зонах профилирования с активной частью, состоящей из пяти зон профилирования, отличающихся длиной и значением линейной плотности по урану, где 1 - оболочка, 2 - нижняя заглушка с лункой для фиксации твэла в ТВС, 3 - верхняя заглушка, 4 - закрученный вправо крестообразный компенсатор с переменной площадью поперечного сечения и герметичной полостью, 5 -дистанционирующий элемент в виде растянутой спирали из проволоки, намотанный с левым направлением на компенсатор, 6, 7 - нижний и верхний слои инертного наполнителя, 8 - крупка интерметаллидного ядерного топлива, 10 - матричный материал.

На Фиг. 4 представлена конструкция твэла в виде продольного разреза и вынесенных поперечных сечений твэла с активной частью из трех зон профилирования, отличающихся длиной, видом ядерного топлива и значениями линейной плотности по урану, где 1 - оболочка, 2 - нижняя заглушка с лункой для фиксации твэла в ТВС, 3 - верхняя заглушка, 4 - закрученный вправо крестообразный компенсатор с постоянной площадью поперечного сечения, 5 - дистанционирующий элемент в виде растянутой спирали из проволоки, намотанный с левым направлением на компенсатор, 6, 7 - нижний и верхний слои инертного наполнителя, 8 - крупка интерметаллидного ядерного топлива, 9 - гранулы диоксидного ядерного топлива, 10 - матричный материал.

На Фиг. 5, 6, 7, 8 представлены распределение линейной плотности урана и средние линейные плотности урана (горизонтальные линии) в каждой зоне профилирования для твэлов по примерам 1, 2, 3,4 соответственно.

Пример 1 (см. Фиг. I).

Твэл состоит из оболочки 1 с осаженными концами из нержавеющей стали 06Х16Н15М3Б-ИД (ЭИ-847) диаметром 5,0 мм с толщиной стенки оболочки 0,11 мм. Нижняя 2 и верхняя 3 заглушки также из стали ЭИ-847 приварены к оболочке аргонодуговой сваркой. На верхней заглушке 3 имеется лунка для фиксации твэла в ТВС. Внутри оболочки 1 соосно с ней помещен прямой крестообразный компенсатор 4. Компенсатор 4 с постоянным по длине описанным диаметром 3,8 мм изготовлен из трубы диаметром 3,8×0,12 мм из нержавеющей стали 06Х18Н10Т. Профильная часть компенсатора 4 имеет три отличающихся по площади поперечного сечения участка, образующих три зоны профилирования. Компенсатор 4 центрируется внутри оболочки твэла с помощью дистанционирующего элемента 5 в виде проволоки диаметром 0,45 мм из нержавеющей стали навитой на компенсатор с левым направлением. Количество витков дистанционирующей проволоки составляет от 8 до 10. Площадь поперечного сечения компенсатора 4 составляет: для зоны L1 8,37 мм2, для зоны L2 7,40 мм2, для зоны L3 6,46 мм2. Доля площади компенсатора от площади между оболочкой 1 и компенсатором 4 составляет для зоны L1 0,874, для зоны L2 0,701, для зоны L3 0,562. В активной части твэла между оболочкой 1 и компенсатором 4 расположено ядерное топливо 8 в виде крупки интерметаллидного соединения урана с размером фракции от 0,14 до 0,5 мм. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой ядерного топлива 8 заполнено матричным материалом 10. Массовая доля 235U в уране составляет 19,45%. Активная часть твэла номинальной длиной 950 мм состоит из трех зон профилирования, отличающихся длиной, значениями площади поперечного сечения компенсатора и линейной плотностью по урану. Длины зон профилирования составляют: L1=80 мм, L2=240 мм, L3=630 мм. Номинальная плотность по урану составляет 2,6 г/см. Номинальные линейные плотности урана по длинам зон профилирования составляют: для зоны L1 0,249 г/см, для зоны L2 0,274 г/см, для зоны L3 0,299 г/см. Под и над активной частью между оболочкой 1 и компенсатором 4 размещены нижний 6 и верхний 7 слои инертного наполнителя. В качестве инертного наполнителя применена крупка электрокорунда белого с размером фракции от 0,1 до 0,25 мм для нижнего слоя 6 и от 0,4 до 0,63 мм для верхнего слоя 7. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой инертного наполнителя 6 и 7 также заполнено матричным материалом 10. Распределение линейной плотности урана в трех зонах профилирования представлено на Фиг. 5.

Пример 2 (см. Фиг. 2).

Твэл состоит из оболочки 1 из циркониевого сплава Э110 диаметром 9,15 мм с толщиной стенки оболочки 0,715 мм. Нижняя 2 и верхняя 3 заглушки из циркониевого сплава Э110 приварены к оболочке контактно-стыковой сваркой КСС-2. На нижней заглушке 2 имеется лунка для фиксации твэла в ТВС. Внутри оболочки 1 соосно с ней помещен закрученный вправо крестообразный компенсатор 4. Компенсатор 4 с описанным диаметром 3,7 мм изготовлен из трубы диаметром 3,7×0,15 мм из циркониевого сплава Э110. Компенсатор 4 центрируется внутри оболочки твэла с помощью дистанционирующего элемента 5 в виде растянутой спирали диаметром 2,01 мм, изготовленного из проволоки диаметром 0,45 мм из циркониевого сплава Э110, который намотан на компенсатор с левым направлением навивки. Количество витков спирали составляет от 10 до 12. Площадь поперечного сечения компенсатора равна 6,0 мм2 и составляет около 0,147 от площади сечения между оболочкой и компенсатором. В активной части твэла между оболочкой 1 и компенсатором 4 расположено ядерное топливо 8 в виде крупки интерметаллидного соединения урана. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой ядерного топлива 8 заполнено матричным материалом 10. Активная часть твэла номинальной длиной 1200 мм состоит из пяти зон профилирования, отличающихся длиной, размерами фракций крупки ядерного топлива, плотностью по урану и линейной плотностью по урану. Под и над активной частью между оболочкой 1 и компенсатором 4 размещены нижний 6 и верхний 7 слои инертного наполнителя. Длины зон профилирования составляют: L1=180 мм, L2=240 мм, L3=260 мм, L4=280 мм, L5=240 мм. Размеры фракций крупки ядерного топлива составляют: для зоны L1 от 0,2 до 0,8 мм, для зоны L2 от 0,2 до 1,0 мм, для зоны L3 от 0,2 до 1,2 мм, для зоны L4 от 0,14 до 1,0 мм, для зоны L5 от 0,14 до 1,2 мм. Массовая доля 235U в уране составляет 47,0%. Номинальные плотности по урану составляют: для зоны L1 2,69 г/см3, для зоны L2 2,77 г/см3, для зоны L3 2,84 г/см3, для зоны L4 2,98 г/см3, для зоны L5 3,12 г/см3. Номинальные линейные плотности урана по длинам зон профилирования составляют: для зоны L1 1,10 г/см, для зоны L2 1,13 г/см, для зоны L3 1,16 г/см, для зоны L4 1,22 г/см, для зоны L5 1,27 г/см. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой инертного наполнителя 6 и 7 также заполнено матричным материалом 10. Распределение линейной плотности урана в пяти зонах профилирования представлено на Фиг. 6.

Пример 3 (см. Фиг. 3).

Твэл состоит из оболочки 1 с осаженными концами из хромоникелевого сплава 42ХНМ диаметром 6,9 мм с толщиной стенки оболочки 0,25 мм. Нижняя 2 и верхняя 3 заглушки из хромоникелевого сплава 42ХНМ приварены к оболочке аргонодуговой сваркой. На нижней заглушке 2 имеется лунка для фиксации твэла в ТВС. Внутри оболочки 1 соосно с ней помещен закрученный вправо крестообразный компенсатор 4. Компенсатор 4 с постоянным по длине описанным диаметром 3,7 мм изготовлен из трубы диаметром 3,7×0,15 мм из циркониевого сплава Э110. Профильная часть компенсатора 4 имеет пять отличающихся по площади поперечного сечения участков, образующих зоны профилирования. Компенсатор центрируется внутри оболочки твэла с помощью дистанционирующего элемента 5 в виде растянутой спирали диаметром 1,35 мм, изготовленного из проволоки диаметром 0,45 мм из циркониевого сплава Э110, который намотан на компенсатор с левым направлением навивки. Количество витков спирали составляет от 10 до 12. Площадь компенсатора 4 равна: для зоны L1 6,7 мм2, для зоны L2 6,4 мм2, для зоны L3 6,0 мм2, для зоны L4 5,5 мм2, для зоны L5 5,0 мм2. Доля площади компенсатора от площади между оболочкой 1 и компенсатором 4 составляет для зоны L1 0,263, для зоны L2 0,248, для зоны L3 0,229, для зоны L4 0,206, для зоны L5 0,184. В активной части твэла между оболочкой 1 и компенсатором 4 расположено ядерное топливо 8 в виде крупки интерметаллидного соединения урана с размером фракции от 0,14 до 0,8 мм. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой ядерного топлива 8 заполнено матричным материалом 10. Массовая доля 235U в уране составляет 49,0%. Активная часть твэла номинальной длиной 1200 мм состоит из пяти зон профилирования, отличающихся длиной, значениями площади поперечного сечения компенсатора и линейной плотностью по урану. Длины зон профилирования составляют: L1=180 мм, L2=240 мм, L3=260 мм, L4=280 мм, L5=240 мм. Номинальная плотность по урану составляет 2,69 г/см3. Номинальные линейные плотности урана по зонам профилирования составляют: для зоны L1 0,69 г/см г/см, для зоны L2 0,70 г/см, для зоны L3 0,71 г/см, для зоны L4 0,72 г/см, для L5 0,73 зоны. Под и над активной частью между оболочкой 1 и компенсатором 4 размещены нижний 6 и верхний 7 слои инертного наполнителя. В качестве инертного наполнителя применена крупка электрокорунда белого с размером фракции от 0,1 до 0,25 мм для нижнего слоя 6 и от 0,4 до 0,63 мм для верхнего слоя 7. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой инертного наполнителя 6 и 7 также заполнено матричным материалом 10. Распределение линейной плотности урана в пяти зонах профилирования представлено на Фиг. 7.

Пример 4 (см. Фиг. 4).

Твэл состоит из оболочки 1 из хромоникелевого сплава 42ХНМ диаметром 9,5 мм с толщиной стенки оболочки 0,43 мм. Нижняя 2 и верхняя 3 заглушки из хромоникелевого сплава 42ХНМ приварены к оболочке контактно-стыковой сваркой КСС-2. На нижней заглушке 2 имеется лунка для фиксации твэла в ТВС. Внутри оболочки 1 соосно с ней помещен закрученный вправо крестообразный компенсатор 4. Компенсатор 4 с описанным диаметром 3,7 мм изготовлен из трубы диаметром 3,7×0,15 мм из циркониевого сплава Э110. Компенсатор центрируется внутри оболочки твэла с помощью дистанционирующего элемента 5 в виде растянутой спирали диаметром 2,47 мм, изготовленного из проволоки диаметром 0,45 мм из циркониевого сплава Э110, который намотан на компенсатор с левым направлением навивки. Количество витков спирали составляет от 14 до 16. Площадь поперечного сечения компенсатора равна 6,0 мм2 и составляет около 0,114 от площади сечения между оболочкой и компенсатором. Активная часть твэла номинальной длиной 1600 мм состоит из трех зон профилирования (L1, L2, L3), отличающихся длиной, видом ядерного топлива и линейной плотностью по урану. В активной части твэла между оболочкой 1 и компенсатором 4 расположено ядерное топливо 8 в виде крупки интерметаллидного соединения урана (зона L1) и ядерное топливо 9 в виде гранул диоксида урана (зоны L2 и L3). Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой 8 и гранулами 9 ядерного топлива заполнено матричным материалом 10. Длины зон профилирования составляют: L1=35 мм, L2=625 мм, L3=940 мм. Массовая доля 235U в уране составляет 19,5% для зоны профилирования L1 и 13,0% для зон профилирования L2 и L3. Ядерное топливо 8 в виде крупки интерметаллидного соединения урана имеет размер фракции от 0,14 до 1,2 мм для зоны L1, ядерное топливо 9 в виде гранул диоксида урана имеет размер фракции от 0,315 до 0,8 мм для зоны L2 и от 0,315 до 1,2 мм для зоны L3. Номинальные плотности по урану составляют: для зоны L1 3,12 г/см3, для зоны L2 6,04 г/см3, для зоны L3 6,59 г/см3. Номинальные линейные плотности урана по длинам зон профилирования составляют: для зоны L1 1,64 г/см, для зоны L2 3,18 г/см, для зоны L3 3,47 г/см. Под и над активной частью между оболочкой 1 и компенсатором 4 размещены нижний 6 и верхний 7 слои инертного наполнителя. В качестве инертного наполнителя применена крупка электрокорунда белого с размером фракции от 0,1 до 0,25 мм для нижнего слоя 6 и от 0,5 до 0,63 мм для верхнего слоя 7. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой инертного наполнителя 6 и 7 также заполнено матричным материалом 10. Распределение линейной плотности урана в трех зонах профилирования представлено на Фиг. 8.

Таким образом, разработана конструкция дисперсионного твэла с увеличенным диапазоном вариации диаметра твэла, толщины стенки оболочки, с возможностью зонного профилирования линейной плотности делящихся нуклидов по длине активной части за счет изменения плотности по урану и/или плотности по изотопу 235U и/или площади поперечного сечения компенсатора и/или вида ядерного топлива и/или размера фракции частиц ядерного топлива, и расширенной сферой применения твэла при сохранении как принципиальной конструкции в части геометрии, так и принципиальной технологической схемы изготовления. Этот твэл обеспечит достижение увеличенных значений энерговыделения и средней энерговыработки в твэле с профилированием линейной плотности по урану и/или изотопу 235U по длине сердечника при сохранении целостности и минимальном изменении размеров твэла при эксплуатации. Профилирование содержания урана и/или изотопа 235U позволяет нужным образом регулировать энерговыделение по длине сердечника, увеличить среднюю энерговыработку в твэле и, соответственно, повысить эффективность использования изотопа 235U.


Твэл ядерного реактора
Твэл ядерного реактора
Твэл ядерного реактора
Твэл ядерного реактора
Твэл ядерного реактора
Твэл ядерного реактора
Твэл ядерного реактора
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 1-10 of 33 items.
10.08.2015
№216.013.6e55

Способ изготовления композиционного сверхпроводящего провода на основе соединения nbsn и технологическая линия для изготовления композиционного сверхпроводящего провода на основе соединения nbsn

Изобретение относится к технологии получения сверхпроводящих материалов и может быть использовано в электротехнической промышленности и других отраслях науки и техники при изготовлении сверхпроводящих магнитных систем различного назначения. Задачей, на решение которой направлено предлагаемое...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002559803
Дата охранного документа: 10.08.2015
10.11.2015
№216.013.8c3c

Микротвэл ядерного реактора

Изобретение относится к области использования ядерной энергии, с применением в качестве топлива микросферических кернов ядерного материала с защитными слоями из керамических покрытий. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу и защитное покрытие. Покрытие включает слой...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002567507
Дата охранного документа: 10.11.2015
10.08.2016
№216.015.5406

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора включает две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593831
Дата охранного документа: 10.08.2016
13.01.2017
№217.015.84e2

Микротвэл ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергии, в частности к микротвэлам ядерного реактора. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу на основе оксидного топлива и защитное покрытие, включающее первый от топливной микросферы низкоплотный слой толщиной 84-110 мкм, второй...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603018
Дата охранного документа: 20.11.2016
13.01.2017
№217.015.858e

Способ изготовления микротвэлов ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергии, в частности к производству микротвэлов. Последовательно осаждают на топливную микросферу пиролизом смеси газов в кипящем слое низкоплотный, высокоплотный, слой карбида кремния и наружный высокоплотный слои покрытий. Низкоплотный слой карбида...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603020
Дата охранного документа: 20.11.2016
13.01.2017
№217.015.85cf

Способ переработки облучённого ядерного топлива

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки облученного ядерного топлива включает волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива. Удаление молибдена, технеция и рутения осуществляют перекисно-щелочной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603019
Дата охранного документа: 20.11.2016
13.01.2017
№217.015.85eb

Способ изготовления микротвэлов ядерного реактора

Изобретение относится к производству микротвэлов ядерного реактора. Способ изготовления микротвэлов включает последовательное осаждение на топливные микросферы пиролизом смеси газов в кипящем слое защитных слоев покрытия. Слой низкоплотного пироуглерода осаждают пиролизом смеси ацетилена и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603358
Дата охранного документа: 27.11.2016
13.01.2017
№217.015.8614

Способ выделения америция из жидких радиоактивных отходов и отделения его от редкоземельных элементов

Изобретение относится к способу выделения америция из жидких радиоактивных отходов с отделением его от редкоземельных металлов. Способ включает совместную экстракцию америция и редкоземельных металлов из азотнокислого радиоактивного раствора раствором нейтрального органического экстрагента в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603405
Дата охранного документа: 27.11.2016
13.01.2017
№217.015.8774

Способ получения оксидов урана

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения оксидов урана под действием микроволнового излучения осуществляют путем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603359
Дата охранного документа: 27.11.2016
13.01.2017
№217.015.8801

Способ герметизации тепловыделяющих элементов ядерного реактора с оболочкой из высокохромистой стали

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов) для атомных реакторов. Способ герметизации твэлов включает аргонодуговую сварку оболочки с заглушкой из высокохромистой стали, снаряжение твэла топливом, приварку к другому...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603355
Дата охранного документа: 27.11.2016
Showing 1-4 of 4 items.
27.10.2013
№216.012.7a2b

Способ обустройства антарктиды

Изобретение относится к строительству транспортных сооружений, городов в условиях экстремально холодного климата, имеет отношение к нетрадиционной энергетике, в частности к строительству ветровых и солнечных электростанций, и может быть использовано при обустройстве континента Антарктида....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002496937
Дата охранного документа: 27.10.2013
10.02.2015
№216.013.225e

Способ электрохимического извлечения благородных металлов

Изобретение может быть использовано при переработке вторичного сырья, включающего отработанные катализаторы, содержащие металлы платиновой группы и рений, и концентраты. Способ электрохимического извлечения благородных металлов включает обработку материала в электролите с выщелачиванием и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002540251
Дата охранного документа: 10.02.2015
23.05.2023
№223.018.6d71

Сплав на основе урана (варианты)

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано как ядерное топливо при изготовлении тепловыделяющих элементов тепловых реакторов типа ВВЭР. Сплав на основе урана содержит, мас.%: кремний 2,0-7,0, алюминий 0,1-2,0, по крайней мере один элемент, выбранный из группы: углерод...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002760902
Дата охранного документа: 01.12.2021
23.05.2023
№223.018.6dc2

Металлокерамический сплав на основе урана

Изобретение относится к атомной технике, а именно к металлокерамическому сплаву на основе урана и может быть использовано при изготовлении ядерного топлива тепловыделяющих элементов (ТВЭЛОВ) для коммерческих реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР (как толерантное топливо), а также для...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002763048
Дата охранного документа: 27.12.2021
+ добавить свой РИД