Тепловидільний елемент водо-водяного ядерного реактора

Тепловидільний елемент водо-водяного ядерного реактора з квадратною граткою, що містить трубчату оболонку, в середині якої розташовані циліндричні облатки ядерного палива з внутрішньою порожниною-компенсатором та фіксатором його положення у гратці, який відрізняється тим, що компенсатор виготовлений чотирипелюсткової форми, при цьому осі кожного з пелюстків орієнтовані в напрямку до поруч розта Винахід відноситься до ядерної техніки, а більш конкретно, до пристроїв, які підвищують надійність та ресурс тепловидільних елементів (твелів) водоводяних ядерних реакторів з квадратною граткою ВІДОМІ конструкції твелів, які широко застосовуються на ядерних реакторах [див Б Фрост Твели ядерних реакторів / Пер з англ - М Энергоатомвидавн, 1986 - С 181-182] Ці твели мають трубчатий кожух, в серед єні якого розташований сердечник ядерного палива в вигляді циліндричних облаток з внутрішньою осьовою порожниноюкомпенсатором, яка зменшує формозмінення паливного сердечника при робочих температурах, що підвищує надійність та ресурс твела водо-водяного ядерного реактора Найбільш близьким за сукупністю вагомих суттєвих ознак є стерженьковий твел, який містить керамічні облатки ядерного палива з внутрішньою осьовою порожниною-компенсатором циліндричної форми, [див Заявка Японії № 6130234, G 21C3/28, 1986 г] У цьому твелі радіус центральної порожнини-компенсатора вибирається в залежності від ЩІЛЬНОСТІ диоксіду урану Недоліком прототипу є те, що циліндрична фо шованих тепловидільних елементів (ТВЕЛів) активної зони реактора, а чотирипелюсткова обвідна порожнини-компенсатора розрахована за формулою де г(ф) - відстань від осі ТВЕЛа до внутрішнього краю облатки ядерного палива, Ф - кут в межах половини сектора, обмеженого напрямками на два поруч розташовані ТВЕЛи, R - радіус паливної облатки, а(ф) - локальний коефіцієнт тепловіддачі на поверхні ТВЕЛа, а * - локальний коефіцієнт тепловіддачі на поверхні ТВЕЛа у напрямку до центру елементарного гідравлічного вічка рма порожнини-компенсатора не спроможна забезпечити рівномірне поле температур у кожному перетині периметра твела на поверхні оболонки, як наслідок гетерогенності активної зони, де твели розміщені у достатньо ТІСНІЙ регулярній гратці В зв'язку з тим, що елементарне гідравлічне вічко являє собою азімутальну гідравлічну нерівномірність, де найменша товщина граничного шару потоку теплоносія розповсюджується до центру елементарного гідравлічного вічка, вона однозначно визначається граткою твелів Якщо допустити, що елементарне фізичне вічко являє собою азімутальну рівномірність нейтронного потоку для кожного твела, що автоматично приводить до азімутальної рівномірності поля тепловиділення по азимуту твела Нерівномірність ЩІЛЬНОСТІ, теплового потоку є наслідком взаємодії рівномірного поля тепловиділення та нерівномірного поля швидкості теплоносія по азимуту твела Таким чином, максимум температури оболонки твелів направлені на поруч розташовані твели у активної зони реактора Це створює можливість чередування максимальних термічних напружень і може привести до розтріскування оболонки твела та зменшення ресурсу його викорис О о 47001 тання Технічним завданням винаходу стало підвищення надійності та ресурсу твелів водо-водяних ядерних реаісгорів з квадратной) граткою шляхом усунення термічної азимутальної, нерівномірності Суть винаходу полягає в тому, що внутрішня порожнина-компенсатор виготовлена чотирохпелюстковою в кожній із паливних облаток, при цьому ВІСІ пелюстків орієнтовані в сторону поруч розташованих твелів в квадратні гратці активної зони реактора, що дозволяє профілювати поле тепловиділення і як наслідок ЩІЛЬНІСТЬ теплового потоку через оболонку твела в азимутальному напрямку і за рахунок цього знизити азимутальну температурну нерівномірність оболонки твела ядерного реактора Згідно винаходом твелы водо-водяного ядерного реактора накреслені на фіг 1, де 1 -трубчата оболонка твела, 2 - циліндрична облатка ядерного палива, 3 чотирохпелюсткова порожнинакомпенсатор, 4 - елементарне фізичне вічко, 5 - елементарне гідравлічне вічко, 6 -твели На фіг 2 зображена діаграма азимутального поля температур на поверхні оболонки твела у квадратному ВІЧЦІ реактора, де 1 - крива температурного розподілу при наявності циліндричної порожнини-компенсатора у твелі ядерного реактора, 2 - пряма з чотирохпелюстковою порожниноюкомпенсатором утвелі ядерного реактора Таким чином, заявляемий тепловиділяючий елемент містить трубчату оболонку 1, в середині якої розташовані циліндричні облатки ядерного палива 2 з внутрішньою чотирохпелюстковою порожниною-компенсатором 3, при цьому осі пелюстків орієнтовані в напрямку до поряд розташованих твелів ґратки активної зони реактора, а обвідна кожного із пелюстків порожнини-компенсатора розрахована за формулою де г(ф) - відстань від осі твела до внутрішнього краю облатки ядерного палива, Ф - кут в межах половини сектора, обмеженого напрямками на два поруч розташовані твели R - радіус паливної облатки, а(ф) - локальний коефіцієнт тепловіддачі на поверхні твела, а* - локальний коефіцієнт тепловіддачі на поверхні твела у напрямку до центру елементарного гідравлічного вічка Виготовлення порожнини-компенсатора чотирохпелюсткової форми, де вісь кожного из пелюстків орієнтована в напрямку до поруч розташованих твелів ґратки активної зони реактора, дозволяє профілювати ЩІЛЬНІСТЬ теплового потоку через оболонку твела в азимутальному напрямку і за допомогою цього знизити азимутальну температурну нерівномірність оболонки тепло ви дільчого елемента, яка наявна, коли порожнина-компенсатор виконана за циліндричною формою Математичні розрахунки оптимальної форми обвідної порожнини-компенсатора тепловидільчого елементу підтверджені компьютерною програмою дослідження ефективності досягнення рівномірного азімутального поля температур у квадратній гратці водо-водяного ядерного реактора Впровадження запропанованної конструкції тепловиділяючого елемента на водо-водяних ядерних реакторах з квадратною граткою вирівнює азімутальне поле температур на поверхні твелів, зменшує термічне азимутальне напруження, запобігає від розтріскуванню оболонки твелів, підвищує їх ДОВГОВІЧНІСТЬ і ресурс, а також радіаційну безпеку та надійність ядерного реактора у цілому ДП «Український інститут промислової власності» (Укрпатент) вул Сім'ї Хохлових, 15, м Київ, 04119, Україна ( 0 4 4 ) 4 5 6 - 2 0 - 90 ТОВ "Міжнародний науковий комітет" вул Артема, 77, м Київ, 04050, Україна (044)216-32-71