Сборка тепловыделяющая ядерного реактора

Сборка тепловыделяющая ядерного реактора

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных энергетических реакторов с водой сверхкритического давления.

Известна сборка тепловыделяющая ядерного реактора, содержащая пучок тепловыделяющих элементов, установленных в расположенных дистанционирующих решетках сотового типа по высоте сборки с шагом (водо-урановое отношение 2÷2,2), выполненных из многогранных ячеек, головку, хвостовик, соединенных опорными элементами (Б.А.Дементьев, «Ядерные энергетические реакторы», Москва ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ. 1990, стр.44).

Недостатком известной тепловыделяющей сборки ядерного реактора является невозможность применения в ядерных энергетических реакторах с водой сверхкритического давления с быстрорезонансным спектром нейтронов из-за локального по периметру перегрева оболочек при обеспечении требуемого водо-уранового отношения (0,5÷1,0), путем применения тесных топливных решеток.

Задачей изобретения является создание сборки тепловыделяющей ядерного энергетического реактора с водой сверхкритического давления.

Техническим результатом изобретения является:

- обеспечение требуемого водо-уранового отношения;

- интенсификация теплообмена в тесных решетках путем азимутального перемешивания теплоносителя.

Достижение задачи изобретения и технического результата обеспечивается тем, что сборка тепловыделяющая ядерного реактора содержит: головку, хвостовик, соединяющие их направляющие каналы, пучок твэлов, собранный дистанционирующими решетками, расположенными с шагом по высоте сборки тепловыделяющей и состоящими из многогранных ячеек. Новым является то, что между тремя смежными тепловыделяющими элементами установлен стержень, равноудаление которого от тепловыделяющих элементов обеспечивается многогранными ячейками. Размещение стержней в пучке сборки тепловыделяющей обеспечивает требуемое водо-урановое отношение.

Стержень может быть выполнен в виде цилиндра, имеющего на наружной поверхности, как минимум, одно ребро, которое выполняет роль дистанционатора и интенсификатора теплообмена и располагается по спирали вдоль стержня. А также стержень может быть выполнен в виде твэла с одним или несколькими ребрами, который имеет центральную часть из делящихся и воспроизводящих элементов с дисперсионным или оксидным топливом, например, U-235, U-238 или Pu-239.

Таким образом обеспечивается требуемое водо-урановое отношение (0,5÷1,0) и осуществляется интенсификация теплообмена в пучке тепловыделяющих элементов путем перемешивания теплоносителя между соседними ячейками.

Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены:

Фиг.1 - Сборка тепловыделяющая ядерного реактора;

Фиг.2 - Поперечное сечение сборки тепловыделяющей ядерного реактора;

Фиг.3 - Фрагмент дистанционирующей решетки (2) со стержнями (7);

Фиг.4 - Фрагмент дистанционирующей решетки (2) со стержнями (7), имеющими ребра (8);

Фиг.5 - Фрагмент дистанционирующей решетки (2) со стержнями (7), выполненными в виде тепловыделяющих элементов;

Фиг.6 - Стержень (7), выполненный в виде тепловыделяющего элемента.

Сборка тепловыделяющая ядерного реактора содержит пучок тепловыделяющих элементов (1), установленных в дистанционирующих решетках (2), которые выполнены из многогранных ячеек (3) и расположены с шагом по высоте тепловыделяющей сборки, а также головку (4) и хвостовик (5), соединенные направляющими каналами (6). Между, минимум, тремя смежными тепловыделяющими элементами (1) установлен стержень (7), равноудаление которого от тепловыделяющих элементов (1) обеспечивается многогранными ячейками (3). В качестве варианта стержень (7) выполнен в виде цилиндра и имеет на наружной поверхности, как минимум, одно ребро (8), которое выполняет роль дистанционатора и интенсификатора теплообмена и располагается по спирали вдоль стержня (7). В качестве варианта стержень (7) выполнен в виде твэла с ребрами (8), который имеет центральную часть из делящихся и воспроизводящих элементов с дисперсионным или оксидным топливом (9), например, U-235, U-238 или Pu-239.

Таким образом, конструкция сборки тепловыделяющей ядерного реактора обеспечивает требуемое водо-урановое отношение, а интенсификация теплообмена в пучке тепловыделяющих элементов осуществляется путем перемешивания теплоносителя между соседними многогранными ячейками.

1. Сборка тепловыделяющая ядерного реактора, содержащая пучок тепловыделяющих элементов, установленный в дистанционирующих решетках, которые выполнены из многогранных ячеек и расположены с шагом по высоте сборки, головку, хвостовик, соединенные направляющими каналами, отличающаяся тем, что между как минимум тремя смежными тепловыделяющими элементами установлен стержень, равноудаление которого от тепловыделяющих элементов обеспечивается многогранными ячейками.

2. Сборка тепловыделяющая по п.1, отличающаяся тем, что стержень выполнен в виде цилиндра и имеет на наружной поверхности как минимум одно ребро, которое выполняет роль дистанционатора и интенсификатора теплообмена и располагается по спирали вдоль стержня.

3. Сборка тепловыделяющая по п.1 или 2, отличающаяся тем, что центральная часть стержня заполнена делящимися и воспроизводящими элементами, например U-235, U-238 или Pu-239.