Тепловыделяющий элемент

СООЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕОНИХ

РЕСПУБЛИК

„„SU„„816302

3(g) С 21 С 3/02

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЪСТВУ

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР

ПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТНРЦТИИ (21) 2853225/18-25 (22) 17.12 79 (46) 30.07.83 Бюл. < 28 (72) И.Г. Гвердцители, А.Г. Каландаришвили, В.А. Кучухидзе и И.Д. Чилингаришвили (53) 621.039.5(088.8) (56) 1. Займовский Я.С. и др. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов. M., Атомиздат, 1966.

2. Гвердцители И.Г. и др. Тепловыделяющие элементы с непрерывным контролем выгорания топлива. Журнал физической химии, т.49, 1975, с. 217 (прототип). (54) (57) ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕИТ,содержащий корпус, ядерное топливо, дистанционирующие и концевые детали, отличающийся тем, что, с целью непрерывного контроля выгорания топлива, тепловыделяющий элемент содержит пиролитический графит, установленный между двумя фланцами, один из которых выполнен подвижным и .через шток соединен с устройством для измерения перемещения пиролитического графита вдоль С"оси.

81б 302

1

Изобретение относитгя к области ядерной физики, преимущественно к атомной энергетике, и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов атомных реакторов.

Известны тепловыделяющие элементы, которые включают активный объем, оболочку, концевыЕ и дистанционирующие

1 детали (1 g.

1О

Выбор конструкции известных тепловыделяющих элементов в основном определяется типом реактора (видом теплоносителя, замедлителя, температурным полем и т.д. J, 15

Недостатком всех известных конст" рукций тепловыделяющих элементов является отсутствие возможности контроля выгорания ядерного топлива в про" цессе работы реактора.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому является тепловыделяющий элемент, содержащий корпус, ядернбе топливо, дистанционирующие и концевые детали Г 23.

Недостатком известной конструкции является невозможность непрерывного контроля выгорания топлива.

Целью изобретения является разработка конструкции тепловыделяющего элемента, позволяющей,,непрерывно контролировать выгорание топлива.

Цель достигается тем, что тепловы- деляющий элемент, содержащий корпус, ядерное топливо, дистанционирующие и концевые детали„ содержит пиролити- 35

Ческий графит, установленный между дву" мя фланцами, один из которых выполнен подвижным и через шток соединен с устройством для измерения перемещения пиролитического графита вдоль

С-оси.

На чертеже изображен общий вид опи" сываемого тепловыделяющего элемента в разрезе.

Тепловыделяющий элемент содержит 4 тепловыделяющую сборку 1, оболочку 2, концевые 3 и дистанционирующие 4 детали, пиролитический графит 5, помещенный между неподвижным фланцем 6

2 и подвижным фланцем 7, соединенным с сильфоном 8 и со штоком 9, и измерительный блок 10.

При работе реактора по мере выгорания ядерного топлива пропорционально растет количество выделяемых продуктов деления (цезия и рубидия ), которые, диффундируя в топливе, попадают в объем графитовой матрицы и ин" теркалируются в последней, вызывая .ее расширение вдоль С-оси, что и фиксируется с помощью штока 9 измеритель" ным блоком 10.

Пример. Проводился теорети"ческий расчет эффективности предлагаемого изобретения для топливной сборки иэ двуокиси урана с 103-ным обогащением по U23 oáùèè весом 5 кг в по" ле нейтронного потока равного 10"3н/

/сии. с.

Выгорание ядерного топлива вычислялось по формуле

z = moog к о!о

Е

f где (з - сечение деления атома деляХ щегася материала;

9 " средний поток тепловых нейтронов; ь - время облучения.

При каждом акте деления вероятность выхода изотопа щелочного метал" ла составляет 203. Расчетные данные выхода металла по мере выгорания ядерного топлива приведены в таблице.

Относительное расширение рассчитывалось по формуле л п е "c

Р и с где Р - первоначальная длина графитового блока вдоль С-оси;

I? - длина графитового блока пос" ле внедрения; р - плотность слоистого соединения; р " плотность графитовой матрицы1

m " масса внедрившегося изотопа;

tn " масса графитовой матрицы.

Результаты расчета сведены в таблицуо

816302

Выход ме" талла, г

Время, Ц

Выгорание, В

ОтносительАбсолютное удлинение, Примечание ное удлинение

О, 1136

100

0,21

1,03

2,709

0,42

0,2267

200

1,05

2 515

17,15

0,839

300

1,19

1,927

400

1,44

3,7

39,73

5,089

68,62

1,76

500

Составитель Е. Гусарова

Редактор Е. Иесропова Техред И.Иетелева 1 орректор А 11овх

Заказ 6551/3 Тираж 427 Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий филиал ППЙ "Патент", г. Ужгород, ул. Проектная, 4

Применение изобретения позволит более эффективно использовать ядерное топливо, т.е. даст возможность продлить кампанию реактора, полуГрафитовый блок представляет втулку с внутренним диаметром

6 мм, наружным

8 мм и длиной

9,03 см чить картину выгорания во всем объеме

20 активной зоны, тем самым повысить технико-экономические показатели ядерных реакторов.