СБОРКА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
NUCLEAR REACTOR FUEL ASSEMBLY

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.