RU145011U1 - Nuclear reactor fuel rod - Google Patents
Nuclear reactor fuel rod Download PDFInfo
- Publication number
- RU145011U1 RU145011U1 RU2014125573/07U RU2014125573U RU145011U1 RU 145011 U1 RU145011 U1 RU 145011U1 RU 2014125573/07 U RU2014125573/07 U RU 2014125573/07U RU 2014125573 U RU2014125573 U RU 2014125573U RU 145011 U1 RU145011 U1 RU 145011U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- retainer
- fuel rod
- zirconium
- spring
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 48
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 13
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 13
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 8
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract description 8
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims abstract description 5
- 230000006835 compression Effects 0.000 claims abstract description 3
- 238000007906 compression Methods 0.000 claims abstract description 3
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 4
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 4
- 229910000639 Spring steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 3
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 3
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- MRMBZHPJVKCOMA-YJFSRANCSA-N biapenem Chemical compound C1N2C=NC=[N+]2CC1SC([C@@H]1C)=C(C([O-])=O)N2[C@H]1[C@@H]([C@H](O)C)C2=O MRMBZHPJVKCOMA-YJFSRANCSA-N 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 239000008187 granular material Substances 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000003071 parasitic effect Effects 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
1. Твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий герметичную стальную оболочку, в которой размещено оксидное топливо, фиксатор топливного столба, размещенный в верхнем газовом компенсационном объеме, и теплоизолирующий вкладыш из циркония или сплава на его основе, размещенный между верхом топливного столба и фиксатором, отличающийся тем, что вкладыш выполнен в форме пористого газопроницаемого деформируемого при сжатии компакта, а фиксатор выполнен из циркония или сплава на его основе.2. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что фиксатор выполнен в форме многовитковой проволочной пружины.3. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что фиксатор выполнен в форме многовитковой ленточной пружины.4. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что фиксатор выполнен в форме разрезной пружинной втулки.1. Fuel element of a nuclear reactor on fast neutrons, containing a hermetically sealed steel shell in which the oxide fuel is placed, a fuel column retainer located in the upper gas compensation volume, and a heat-insulating insert made of zirconium or an alloy based on it, placed between the top of the fuel column and the retainer, characterized in that the insert is made in the form of a porous gas-permeable compact deformable in compression, and the retainer is made of zirconium or an alloy based on it. Fuel element according to claim 1, characterized in that the retainer is made in the form of a multi-turn wire spring. Fuel element according to claim 1, characterized in that the retainer is made in the form of a multi-turn tape spring. Fuel element according to claim 1, characterized in that the retainer is made in the form of a split spring sleeve.
Description
Полезная модель относится к ядерной энергетике, в частности, к конструкции твэла с оксидным топливом для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением.The utility model relates to nuclear energy, in particular, to the design of oxide fuel rods for sodium-cooled fast reactors.
Известен твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий стальную оболочку, в которой размещен столб оксидного топлива, пружинный фиксатор топливного столба, размещенный в верхнем газовом компенсационном объеме и теплоизолирующий вкладыш из циркония или сплава на его основе, размещенный между верхом топливного столба и стальным пружинным фиксатором с сохранением диаметрального зазора между вкладышем и оболочкой (Патент РФ №117699, БИПМ №18)Known fuel element of a fast neutron reactor containing a steel shell in which an oxide fuel column is placed, a spring lock of the fuel column located in the upper gas compensation volume and a heat-insulating insert made of zirconium or an alloy based on it, located between the top of the fuel column and the steel spring lock while maintaining the diametrical clearance between the liner and the sheath (RF Patent No. 117699, BIPM No. 18)
Недостатки известного твэла заключаются в следующем. Размещение теплоизолирующего вкладыша в оболочке с зазором не исключает возможности проникновения мелких частиц оксидного топлива через зазор в верхний газовый компенсационный объем при транспортных и технологических операциях. Особенно опасно попадание пылевидных частиц топлива в зону верхнего торца оболочки при технологических операциях загрузки топливного столба, предшествующих герметизации твэла методом оплавления верхнего торца оболочки и заглушки. Наличие частиц топлива в герметизирующем сварном шве является браковочным признаком для твэла.The disadvantages of the known fuel rod are as follows. Placing a heat-insulating liner in the shell with a gap does not exclude the possibility of penetration of small particles of oxide fuel through the gap into the upper gas compensation volume during transport and technological operations. Particularly dangerous is the ingress of dusty fuel particles into the area of the upper end of the shell during technological operations of loading the fuel column, preceding the sealing of a fuel rod by fusing the upper end of the shell and the plug. The presence of fuel particles in a sealing weld is a rejection sign for a fuel element.
Уменьшение зазора не исключает этой опасности ввиду наличия пылевидных фракций топлива и необходимости вакуумирования оболочки через верхний торец перед ее заполнением гелием и герметизацией. Кроме этого, окисление циркония в процессе эксплуатации твэла сопровождается увеличением геометрических размеров вкладыша. Это объясняется различиями в плотностях циркония и его оксида. Плотный механический контакт окисленного вкладыша и оболочки ограничивает площадь поверхности вкладыша только его нижнем торцом, который будет сохранять возможность контактировать (химически реагировать) с кислородом, выделяющимся из оксидного топлива в процессе его эксплуатации. Это уменьшает эффективность циркониевого вкладыша как геттера кислорода, тем самым уменьшает надежность твэла и реактора в целом.Reducing the gap does not exclude this danger due to the presence of pulverulent fractions of the fuel and the need for evacuation of the shell through the upper end before filling it with helium and sealing. In addition, the oxidation of zirconium during the operation of a fuel rod is accompanied by an increase in the geometric dimensions of the liner. This is due to differences in the densities of zirconium and its oxide. The tight mechanical contact of the oxidized liner and the shell limits the surface area of the liner only to its lower end, which will retain the ability to contact (chemically react) with oxygen released from the oxide fuel during its operation. This reduces the efficiency of the zirconium liner as an oxygen getter, thereby reducing the reliability of the fuel rod and the reactor as a whole.
Изготовление фиксатора топливного столба из пружинной стали обеспечивает фиксацию топливного столба в оболочке при транспортных и технологических операциях, которым твэл подвергается до его установки в активную зону реактора.The manufacture of the fuel column retainer from spring steel ensures the fixation of the fuel column in the shell during transport and technological operations, which the fuel rod is subjected to before being installed in the reactor core.
В то же время компоненты пружинной стали (Fe, Cr, Ni) имеют достаточно высокие сечения «паразитного» поглощения нейтронов (2,5…5 барн) в сравнении с 0,18 барн у циркония. Поглощение нейтронов компонентами пружинной стали приводит к образованию долгоживущих радиоактивных изотопов и новых радиоактивных элементов, например Co-60. Нейтронная активация стальной пружины фиксатора затрудняет (удорожает) послереакторные операции с облученным твэлом.At the same time, the components of spring steel (Fe, Cr, Ni) have rather high cross-sections of “parasitic” neutron absorption (2.5 ... 5 bar) compared to 0.18 bar for zirconium. Neutron absorption by spring steel components leads to the formation of long-lived radioactive isotopes and new radioactive elements, such as Co-60. Neutron activation of the steel retainer spring complicates (increases the cost of) post-reactor operations with an irradiated fuel rod.
Технической задачей предлагаемой модели является увеличение уровня надежности и экономичности реактора на быстрых нейтронах.The technical task of the proposed model is to increase the level of reliability and efficiency of a fast neutron reactor.
Для решения вышеуказанной задачи твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий оболочку, в которой размещено оксидное топливо, фиксатор топливного столба, размещенный в верхнем газовом компенсационном объеме и теплоизолирующий вкладыш из циркония или сплава на его основе, размещенный между верхом топливного столба и фиксатором, вкладыш выполнен в форме пористого газопроницаемого деформируемого при сжатии компакта, а фиксатор выполнен из циркония или сплава на его основе.To solve the aforementioned problem of a fast neutron fuel rod, containing a shell containing oxide fuel, a fuel column retainer located in the upper gas compensation volume and a heat-insulating insert made of zirconium or an alloy based on it, located between the top of the fuel column and the retainer, liner made in the form of a porous gas-permeable deformable during compression compact, and the retainer is made of zirconium or an alloy based on it.
В качестве пористого газопроницаемого и деформируемого компакта фиксатора используют многовитковую проволочную пружину, многовитковую ленточную пружину или разрезную пружинную втулку.A multi-turn wire spring, a multi-turn tape spring or a split spring sleeve are used as a porous gas-permeable and deformable clamp compact.
Использование вкладыша в форме пористого газопроницаемого и деформируемого компакта обеспечивает ликвидацию зазора между вкладышем и оболочкой, увеличивает площадь поверхности, имеющей возможность химически реагировать с кислородом, выделяющимся из оксидного топлива при его эксплуатации. Это увеличивает эффективность циркониевого вкладыша как геттера кислорода, повышает надежность твэла и реактора в целом.The use of the liner in the form of a porous gas-permeable and deformable compact ensures the elimination of the gap between the liner and the shell, increases the surface area that can chemically react with oxygen released from the oxide fuel during its operation. This increases the efficiency of the zirconium liner as an oxygen getter, increases the reliability of the fuel rod and the reactor as a whole.
На прилагаемом чертеже изображена конструкция твэла с разным исполнением фиксатора, где:The attached drawing shows the design of the fuel rod with different versions of the retainer, where:
1. - трубчатая оболочка;1. - a tubular shell;
2. - заглушка верхнего торца;2. - a cap of the upper end;
3. - топливный столб;3. - a fuel column;
4. - пористый вкладыш;4. - porous liner;
5. - фиксатор топливного столба;5. - a fuel column latch;
Внутри оболочки (1) помещают топливный столб (3) в форме набора таблеток оксидного топлива или виброуплотненного гранулята оксидного топлива, затем пористый вкладыш (4) и фиксатор топливного столба (5), выполненный в форме многовитковой пружины или пружинной разрезной втулки из металлического циркония или сплава на его основе. После сборки твэл герметизируют со стороны верхнего торца заглушкой (2), изделие готово к работе в реакторе.Inside the shell (1), a fuel column (3) is placed in the form of a set of oxide fuel pellets or vibration-compacted oxide fuel granules, then a porous liner (4) and a fuel column retainer (5) made in the form of a multi-coil spring or spring split sleeve made of metal zirconium or alloy based on it. After assembly, the fuel rod is sealed from the upper end by a plug (2), the product is ready for operation in the reactor.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014125573/07U RU145011U1 (en) | 2014-06-24 | 2014-06-24 | Nuclear reactor fuel rod |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014125573/07U RU145011U1 (en) | 2014-06-24 | 2014-06-24 | Nuclear reactor fuel rod |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU145011U1 true RU145011U1 (en) | 2014-09-10 |
Family
ID=51540535
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2014125573/07U RU145011U1 (en) | 2014-06-24 | 2014-06-24 | Nuclear reactor fuel rod |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU145011U1 (en) |
-
2014
- 2014-06-24 RU RU2014125573/07U patent/RU145011U1/en active
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2576532C2 (en) | Primary neutron source multiplier assembly | |
| US11456083B2 (en) | Nuclear fuel pellet, a fuel rod, and a fuel assembly | |
| US10636537B2 (en) | Secondary startup neutron source | |
| RU145011U1 (en) | Nuclear reactor fuel rod | |
| CN111667939A (en) | Reactor core assembly and system for producing carbon-14 isotopes | |
| EP0230376B1 (en) | Burnable neutron absorber elements | |
| US20210375494A1 (en) | Method to pressurize sic fuel cladding tube before end plug sealing by pressurization pushing spring loaded end plug | |
| CN202102737U (en) | Primary neutron-source part for starting nuclear reactor | |
| RU117699U1 (en) | Nuclear reactor fuel rod | |
| KR101350822B1 (en) | Nuclear fuel rod for fast reactor | |
| Van Konynenburg et al. | Carbon-14 in waste packages for spent fuel in a tuff repository | |
| RU2680836C1 (en) | Fast neutron nuclear reactor with liquid metal heat carrier | |
| Porollo et al. | Analysis of Experimental Data on Gas Release and Swelling of Uranium Mononitride Fuel Irradiated in the BR-10 Reactor. | |
| Lee et al. | Weld joint design for SFR metallic fuel element closures | |
| RU131895U1 (en) | Nuclear reactor fuel rod | |
| CN101377963B (en) | Pot-shaped spring for increasing internal space of fuel rod of nuclear fuel assembly | |
| KR102299271B1 (en) | Damage tolerant nuclear fuel | |
| Lee et al. | Endplug Welding Techniques developed for SFR Metallic Fuel Elements | |
| KR20080060805A (en) | Nuclear fuel rods with end caps to increase space inside fuel rods and support compression springs in fuel assemblies | |
| RU2316066C2 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
| Ishikawa et al. | Influence of adsorption of molecular iodine onto aerosols on iodine source term in severe accident | |
| Joung et al. | Development of welding and instrumentation technology for nuclear fuel test rod | |
| Mizutani et al. | Development of hydride neutron absorber for fast reactor-Development of sodium filling and inspection techniques on sodium bond type control rods-FF215 | |
| Salisbury | IAEA Questions to Syria Remain Unanswered | |
| Nabielek | Quantitative performance evaluation |