CN105593944A - 高温强度、耐腐蚀、事故宽容的核燃料组件栅格 - Google Patents

高温强度、耐腐蚀、事故宽容的核燃料组件栅格 Download PDF

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Abstract

本发明涉及核燃料组件栅格或栅格的局部或部件,例如栅格条带和/或整体式混流器,其至少部分地由含一种或多种具有通式I的三元化合物的组合物构成:Mn+1AXn,其中M是过渡金属,A是选自化学周期表中A族元素的元素,X是碳或氮,并且n是从1至3的整数。本发明进一步涉及制造核燃料组件栅格或者栅格的局部或部件的方法,通过采用烧结过程来烧结粉末形式的含有一种或多种三元化合物的组合物使得产生的栅格或者栅格的局部或部件包括多个烧结层。

Description

高温强度、耐腐蚀、事故宽容的核燃料组件栅格
背景
1.技术领域
本发明总体上涉及核反应堆燃料组件,且更具体地涉及采用由高温强度、耐腐蚀、事故宽容度的组合物构造的间隔器或混合器或支承栅格的核反应堆燃料组件,以及制造该间隔器或混合器或支承栅格的方法。
2.相关技术的描述
在大多数压水核反应堆(PWR)、沸水反应堆(BWR)和重水反应堆(HWR)(统称为水反应堆)中,反应堆堆芯包含大量延长的燃料组件,所述燃料组件产生反应堆的反应功率。这些燃料组件典型包括由多个栅格以有组织的阵列保持的多个燃料棒,所述栅格沿燃料组件长度轴向地间隔并且连接到多个加长的套管(thimbletube)或燃料组件的其它支承结构。
特别地提供PWR结构的描述,然而应理解本发明通常适用于水反应堆。
套管典型地在其中容纳控制棒或仪器。顶部和底部喷嘴处在燃料组件的相反两端并且被固定到套管的末端,所述套管的末端延伸稍微高于和低于燃料棒的末端。
使用栅格(在相关领域是已知的)以精确维持反应堆堆芯中燃料棒之间的间距和支承,为燃料棒提供横向支承并且引起冷却剂的混合。一类常规栅格设计包括多个交叉条条带(strap),它们共同形成具有多个大致方形栅元(其在其中单独地接受燃料棒)的蛋篓型(egg-crate)构造。根据套管的构造,套管可以要么容纳在尺寸设定为与其中容纳燃料棒的那些相同的栅元中,要么在交叉条条带中限定的相对较大的套管栅元中。交叉条条带提供与套管的连接点,从而使得能够将栅格沿燃料组件长度定位在间隔的位置。
配置所述条条带使得燃料棒穿过的栅元各自包括一个或多个相对柔顺的弹簧和多个相对刚性的凹窝(dimple),它们配合以形成栅格的燃料棒支承特征。将栅格的外部条条带连接在一起并且在周边包围栅格的内部条条带以赋予栅格强度和刚度,并且围绕栅格周界限定各个燃料棒栅元。内部条条带典型在每个交叉点处被焊接或焖炖并且内部条条带还被焊接或焖炖周边条条带或外部条条带从而限定出组件的外周边。
在单个栅元水平,一般通过上述刚性支承凹窝和柔性弹簧的组合提供燃料棒支承。有许多已经使用的和目前使用的弹簧-凹窝支承几何结构的变体,包括对角弹簧、“I”形弹簧、悬臂弹簧、水平和纵向的凹窝等等。每个栅元的弹簧数目也变化。典型的配置是每个栅元两个弹簧和四个凹窝。需要仔细地确定凹窝和弹簧的几何形状以提供跨组件寿命的适当棒支承。
在辐照期间,初始的弹簧弹力或多或少地快速松弛,这取决于弹簧材料和辐照环境。作为非常高的冷却剂压力和操作温度的结果,包壳(cladding)直径也变化,并且棒内部的燃料芯块也因致密化和膨胀改变它们的直径。由于氧化层的形成,外部的包壳直径也增加。由于这些尺寸和材料属性的变化,跨燃料组件寿命维持适当的棒支承是非常有挑战性的。
在反应堆内的热和压力梯度引起的轴向流动和横向流动以及其它流动干扰(例如驻波和涡流)的影响下,燃料棒(其为细长体)以相对较小的幅度不断地振动。如果棒未得到适当支承,这种很小的振动幅度可导致支承点和包壳之间的相对运动。如果滑动棒在相对较小的凹窝上和栅格支承表面上施加的压力足够高,可以通过磨蚀、将基体金属暴露于冷却剂来去除包壳表面上的小腐蚀层。因为在暴露的新鲜包壳表面上形成新的腐蚀层,也通过磨蚀将其除去直到棒壁最终穿孔。这种现象被称为腐蚀损耗并且在2006年它是PWR反应堆中燃料失效的主要原因。
支承栅格还提供燃料组件中的另一个重要作用,冷却剂混合以降低最大冷却剂温度。由于每个燃料棒产生的热量是不均匀的,因此在冷却剂中存在热梯度。在燃料组件设计中的一个重要参数是维持从燃料棒至冷却剂的高效热传递。每单位时间移除的热量越高,产生的功率越高。在足够高的冷却剂温度下,在给定时间内每单位包壳面积可移除热量的速率以显著的方式急剧下降。这种现象被称为偏离核态沸腾或DNB。如果在反应堆运行的参数内,冷却剂温度将达到DNB点,包壳表面温度将迅速增加以便疏散燃料棒内部产生的热量并且快速的包壳氧化将导致包壳失效。显然,需要避免DNB以防止燃料棒失效。由于DNB(如果其发生的话)发生在冷却剂处于其最大温度的点,结果是通过组件内的冷却剂混合降低最大冷却剂温度允许更大功率量的产生而不达到DNB条件。通常,通过在栅格结构下流侧中使用混合叶片来实现改善的混合。混合的效果依赖于混合叶片相对于燃料棒的形状、尺寸和位置。
栅格的其它重要功能包括如下能力:在预期的事故负荷下维持操纵和正常操作而不丧失功能以及避免由于在燃料棒和支承点之间的蒸汽泡的形成所致燃料棒上的“热点”,当局部没有足够的冷却剂可用以疏散燃料棒中产生的热量时可以产生该热点。通过包壳的快速局部腐蚀,蒸汽泡引起燃料棒过热至失效点。
栅格、栅格条条带和整体式混流器例如混合叶片典型地由锆合金构造,因为这些材料展现出低的中子吸收横截面和适当的机械和化学性质。类似地,燃料包壳材料也由锆合金构造。然而,对于未来的核反应堆设计和操作正在考虑替代性的燃料包壳材料。此类新且不同的材料包括碳化硅(SiC)陶瓷基体复合材料,其展现出的性能可提供更好的安全裕度和事故宽容度。然而,实施新燃料包壳材料如SiC的益处可能被抵消,因为栅格、条条带和/或堆芯内的混合叶片包含大量的锆。因此,期望用在超过核反应堆的正常运行和设计基础事故的温度下具有较好的结构稳定性、强度和抗氧化性的其它材料代替含锆的栅格、条条带和混合叶片。
因此期望提供改进的材料(例如含有很少锆乃至不含锆),其展现出适用于构建核反应堆燃料组件栅格的高温强度、耐腐蚀性和事故宽容度。
发明内容
采用一种用于核反应堆的燃料组件实现前述目标,所述核反应堆燃料组件具有支承在下喷嘴和上喷嘴之间的多个伸长的核燃料棒的平行、间隔的阵列,以及在上喷嘴和下喷嘴之间沿燃料棒的轴向长度串联设置的多个间隔栅格。所述多个间隔栅格或者其局部或部件是由包含一种或多种具有通式I的三元化合物的组合物构造:
Mn+1AXn(I)
其中M是过渡金属,A是选自化学周期表中A族元素的元素,X选自碳和氮,并且n是从1至3的整数。
在某些实施方案中,M选自钛、锆和铌。此外,A可以选自铝、硅和锡。
在某些实施方案中,所述具有通式I的一种或多种三元化合物选自Ti2AlC、Ti3AlC2、Ti4AlN3、Ti2SiC、Ti3SiC2、Ti3SnC2、Zr2AlC、Zr2TiC、Zr2SnC、Nb2SnC、Nb3SiC2、(ZrxNb1-x)2AlC,其中x大于零且小于1。
具有通式I的一种或多种三元化合物的M成分对A成分对X成分的摩尔比可以选自2:1:1、3:1:2和4:1:3。
具有通式I的三元化合物可以各自具有大于其理论密度的85%的密度,并且优选地大于其理论密度的95%。
在某些实施方案中,所述多个间隔栅格中一个或多个具有印在材料表面上的图案。
此外,所述多个间隔栅格中的一个或多个可以包括栅格条条带、整体式混流器和它们的组合。
该燃料组件可用于选自压水反应堆、沸水反应堆和重水反应堆的水反应堆中。
另一方面,发明提供制备选自核反应堆燃料组件的支承栅格、栅格条条带和整体式混流器中的制品的方法,该方法包括以粉末形式获取包含具有通式I的一种或多种三元化合物的组合物:
Mn+1AXn(I)
其中M是过渡金属,A是选自化学周期表中A族元素的元素,X选自碳和氮,并且n是从1至3的整数,以及使该组合物经受选自如下的过程:单轴或等静热压、添加剂制造技术、电场辅助烧结和冷压并随后常规烧结。
在某些实施方案中,通过以下方式制造该制品:获取包含第一种式I三元化合物的第一粉末组合物以及包含不同的第二种式I三元化合物的第二粉末组合物,沉积第一粉末组合物的第一部分到目标区域上,在目标区域的表面上方扫描发出射束的定向能量源,烧结对应于制品的第一横截面区域的第一粉末组合物部分的第一层,沉积第二粉末组合物的第二部分到第一烧结层上,在第一烧结层上方扫描定向能量源,烧结对应于制品的第二横截面区域的第二粉末组合物部分的第二层,在第二层的烧结期间连接第一层和第二层,以及沉积第一粉末组合物和第二粉末组合物的相继交替部分到先前的烧结层上并且烧结各个相继部分以产生在先前的烧结层处连接的相继烧结层和包括多个烧结层的制品。
该方法可以进一步包括采用三维CAD文件,其在数学上切分成二维截面。
在某些实施方案中,该制品包括一个或多个栅格条条带,通过选自焊接、钎焊和熔合的工艺使所述栅格条条带连接在一起。可以使用激光或电子束进行熔合并且用于钎焊的材料选自铜、铜-锌、铜-锌-镍、镍-铬-磷、镍-银、和银合金。
附图说明
当结合附图阅读时,可以从下面的优选实施方案描述获得本发明的进一步理解,其中:
图1A是以竖向缩短形式说明的燃料组件的正视图(部分以截面),局部脱离以便于清楚;
图1B是图1A中所示的燃料组件局部的详细视图;
图2是应用到图1A中所示的传统PWR燃料组件的常规蛋篓型支承栅格的平面图;
图3是显示“垂直”和“水平”条条带的另一框架组件的顶视图;
图4是图3中所示的框架组件的等轴视图;
图5是图3中所示的框架组件的支承栅格的详细视图;
图6是具有四个燃料棒接触部位的管状元件的等轴视图;
图7是设置在具有燃料棒的栅元中的具有四个燃料棒接触部位的管状元件的等轴视图;
图8是具有邻近栅元的单一接触部位的管状元件的等轴视图;
图9是具有两个燃料棒接触部位的管状元件的等轴视图;
图10是具有两个燃料棒接触部位的管状元件的替代性等轴视图;
图11是由管状框架部件制成框架组件局部的顶视图;
图12是由排列的管状框架部件制成的框架组件局部的顶视图;
图13是管状框架部件中的管状部件的详细顶视图;
图14是由螺旋形框架部件制成的框架组件的详细顶视图;
图15是在栅元接触部位具有平台的管状部件的详细顶视图;
图16是在燃料棒接触部位具有平台的管状部件的详细顶视图;
图17是在栅元接触部位和燃料棒接触部位具有平台并且具有扁平过渡部分的管状部件的详细顶视图;
图18是现有技术中已知的烧结设备的示意图;并且
图19是显示根据本发明的某些实施方案生产的部件的一部分分层构造的图示。
优选实施方案的描述
本发明涉及用于构建制品的烧结的三元化合物,例如核反应堆燃料组件的栅格或者栅格的部分或部件(例如栅格条条带和整体式混流器)。历史上,栅格、栅格条条带和整体式混流器由锆和/或锆合金构造。本发明的目的是用包括一种或多种烧结三元化合物的组合物代替这些常规材料,所述组合物具有下列中一种或多种性能:在超过正常运行的温度下改善的结构稳定性、强度和抗氧化性。考虑依照发明的组合物基本上由一种或多种三元化合物组成,然而该组合物可以包括除该一种或多种三元化合物之外的材料。
为了便于描述,本文中提供的公开针对于加压核反应堆(PWR)设计,然而应理解发明同样适用于包括沸水反应堆(BWR)和重水反应堆(HWR)的各种水反应堆设计。
当冷却剂损失事故(LOCA)发生时,燃料包壳温度可以高达2200℉,并且与燃料棒接触的栅格、栅格条条带和整体式混流器的温度可以是同样高的温度。对于超出设计基础的事故,包壳和栅格温度可以远超2200℉持续延长的时段。据显示当暴露于2200℉以上温度的蒸汽时,由常规材料(例如锆合金)制成的栅格、栅格条条带和整体式混流器可能已“失控”氧化,作为结果丧失强度和结构的完整性,并产生氢气。栅格、栅格条条带和整体式混流器的失效可以导致更严重的后果例如可冷却几何结构的损失或者甚至堆芯熔化。
因此,本发明的目的是开发用于核反应堆燃料组件的制品,例如栅格、栅格条条带和整体式混流器如混合叶片,所述制品由含三元化合物的组合物构建,所述组合物展示出优秀的抗氧化性能并且能够避免在LOCA温度下的“失控”氧化。
图1A是通常以附图标记110总体标示的燃料组件的立视图,以竖向缩短形式呈现。燃料组件110是用于压水反应堆中的类型并且具有结构骨架,该结构骨架在其下端包括底部喷嘴112。在核反应堆的堆芯区域中底部喷嘴112支承下堆芯板114上的燃料组件110。除底部喷嘴112之外,燃料组件110的结构骨架还包括在其上端的顶部喷嘴116和若干导向管或套管118,该引导管或套管与反应堆上方内部中的导向管对齐。导向管或套管118在底部喷嘴112和顶部喷嘴和116之间纵向地延伸并且在相反两端与其刚性连接。
燃料组件110进一步包括:沿着导向套管118并与其固定的多个横向栅格120,以及细长燃料棒122的有组织阵列,所述燃料棒横向间隔并且由栅格120支承。图2中示出没有导向套管118和燃料棒122的常规栅格120的平面图。导向套管118穿过标记为124的栅元并且燃料棒122占据除中心栅元(其为仪器套管138保留)以外的剩余栅元126(示于图1A中)。从图2可以看出,传统上由正交条条带128和130形成栅格120,所述正交条条带以蛋篓型式相互交叉,且四个条条带的邻近界面限定出大致正方形的支承栅元,由此以彼此横向、间隔的关系将燃料棒122支承栅元126中。在许多设计中,将弹簧132和凹窝134压入形成支承栅元126的条条带128和130的相对壁中。所述弹簧和凹窝径向延伸到支承栅元中并且将燃料棒122俘于其间;在燃料棒包壳上施加压力以便将棒保持就位。在每个条条带的末端将条条带128和130的正交阵列焊接到边界条带136以完成栅格结构120。在图2中显示的现有技术实施方案中,由在拐角处焊接在一起的四个独立条带形成边界条带136。此外,如前所述,组件110(如图1A中所示)具有位于其中心的仪器管138,所述仪器管在底部喷嘴和顶部喷嘴112和116之间延伸并且被其俘获。以这样的部件配置,燃料组件110形成整体单元,该整体单元能够方便地操纵而不损坏部件的组装。
如上所述,通过沿燃料组件长度间隔的栅格120以互相间隔的关系将阵列中的燃料棒122保持在组件110中。如图1A中所示,每个燃料棒122包括多个核燃料芯块140并且其通过上端塞142和下端塞144在其相对端封闭。通常,在上端塞142和芯块140之间设置空气室弹簧150以便以紧密堆垛关系将芯块维持在棒122内。由裂变材料构成的燃料芯块140是产生核反应堆的反应功率的原因。将液体减速剂/冷却剂(例如水或含硼的水以及其它冷却剂添加剂)向上泵送穿过堆芯的燃料组件以便提取其中产生的热量用于产生有用功。围绕芯块140的包壳146充当阻挡体以防止裂变副产物进入冷却剂和进一步污染反应堆系统。
为了控制裂变过程,一些控制棒148在位于燃料组件110中预定位置的导向套管118中是可相互移动的。图2中具体可见导向套管栅元位置124,由仪器管138占据的中心位置除外。具体地,棒簇控制机构152(位于顶部喷嘴116上方)支承多个控制棒148。该控制机构具有内穿的圆柱形中心部件154,该中心部件具有多个径向延伸的锚爪或臂156,它们形成通常称为多脚架(spider)的构造。每个臂156连接至控制棒148使得控制棒机构152可用以在导向套管118中竖向移动控制棒从而控制燃料组件110中的裂变过程,这是在结合到控制棒中心154的控制棒驱动轴的驱动力下,所有均为公知的方式。
图1B显示了图1A中燃料组件110的一部分,其中通过栅格120以互相间隔的关系保持燃料棒122。如图1B中所示,混合叶片89安装在所述多个栅格120之一的上表面。混合叶片89例如在区域91中产生湍流。
支承栅格、间隔器和混合器的各种设计在本领域中是已知的。本发明不受这些特定设计的限制,因此本发明同等适用于各种设计。例如,在图3至17中说明了替代性的支承栅格设计。
如图3和图5中所示,支承栅格26包括框架组件40和至少一个大体上圆柱形的管状部件50。框架组件40包括多个栅元42,所述栅元由栅元壁43限定。每个栅元42具有以字母“w”表示的宽度。在一个实施方案中,栅元42和栅元壁43由多个基本上扁平、伸长的条带部件44形成,所述条带部件位于两个互锁的组中,即竖向组46和水平组48。在条带部件44的竖向和水平组48中的条带部件44一般彼此垂直。此外,每组中的条带部件44一般是均匀间隔的。在这种构造中,条带部件44形成大致方形的栅元42A。因此,每个栅元42A具有两个对角轴“d1”和“d2”(它们互相垂直并且延伸穿过栅元42A的拐角),以及两个法向轴“n1”和“n2”(它们互相垂直并且延伸穿过栅元42A的中心并且它们与栅元壁43垂直相交)。两个法向轴穿过的栅元壁43上的点是最接近的点“cp”,在栅元壁43和栅元42的中心之间。如图4中所示,框架组件40还具有通过字母“h”表示的高度,其中高度显著小于框架组件40的宽度或长度。此外,框架组件40具有顶侧47和底侧49。值得注意的是本发明的条带部件44不包括突出物,例如弹簧和凹窝。缺少额外支承结构使得框架组件40的构造非常容易。
图5和6中示出支承栅格26的管状部件50。管状部件50包括至少一个螺旋槽部分或燃料棒接触部位52、栅元接触部位54和位于其间的过渡部分56。如图5-7所示,管状部件50具有四个燃料棒接触部位52,这是优选的实施方案。其它构造在下面讨论。栅元接触部位54具有大致等于所述栅元宽度的较大直径,并且进行构造以紧密接合栅元46。燃料棒接触部位52具有大致等于所述燃料棒28直径的较小直径。因此,可以将管状部件50设置在栅元42中并且可以将燃料棒28设置在管状部件50中。在优选的实施方案中,管状部件50由具有均匀厚度的材料制成。因此,螺旋形燃料棒接触部位52限定出介于管状部件50外侧和栅元壁43之间的外通道60。此外,栅元接触部位54(其从燃料棒28间隔开)限定出内通道62。流动穿过外通道60或内通道62的水受到螺旋形燃料棒接触部位52的形状影响,从而导致水被混合。
可以用任何数目的螺旋形燃料棒接触部位52构建管状部件50,所述燃料棒接触部位可以具有任何倾斜度。例如,如图8中所示,管状部件50具有单一螺旋形燃料棒接触部位52,其围绕管状部件50延伸360度。如图9中所示,管状部件50具有两个螺旋形燃料棒接触部位52,它们围绕管状部件50各自延伸180度。如图10中所示,管状部件50具有两个螺旋形燃料棒接触部位52,它们围绕管状部件50各自延伸360度。如上所述,图6示出具有四个螺旋形燃料棒接触部位52的管状部件50,它们围绕管状部件50各自延伸90度。优选地,使螺旋形燃料棒接触部位52围绕管状部件50均匀地间隔,但这不是必需的。
这些实例使用了若干(N)螺旋形燃料棒接触部位52和等于360度或360度的倍数的角位移(A)。这种构造特别适合用于方形栅元42A。即,栅元接触部位54将仅在栅元壁43上的最近点处接触栅元壁43。在其它点,例如栅元42A的拐角,管状部件50较大直径(即栅元接触部位54)将不接触栅元壁43。因此,如图7中最佳所示,当存在四个均匀间隔的螺旋形燃料棒接触部位52时(它们各自围绕管状部件50延伸90度),存在四个对应的栅元接触部位54(它们各自位于螺旋形的燃料棒接触部位52之间)。为了确保管状部件50和栅元壁43之间最大量的表面积接触,如下安置管状部件50:在栅元的顶侧47处每个螺旋形燃料棒接触部位52与对角轴大体上对齐并且在栅元的底侧49处与不同的对角轴对齐。在这种定向中,在顶侧47和底侧49处使栅元接触部位54与栅元壁43最近点对齐。可以用任何形状的栅元42制造类似的构造。即,螺旋形燃料棒接触部位52的数目(N)优选地等于到栅元42的侧面数目(S),并且角位移(A)优选是360度/S。因此,可以对管状部件进行定位,使每个螺旋形燃料棒接触部位52在栅元顶侧47与穿过栅元42拐角的轴大致对齐以及在栅元底侧49与穿过栅元42拐角的不同轴对齐。因此,在顶侧47以及在底侧49,栅元接触部位54与栅元壁43最近点对齐。
在另一实施方案中,框架组件40包括通过由多个连接的管状框架部件70限定的多个圆柱形栅元42B。如图11中所示,框架组件40可以具有多个密集堆垛的管状框架部件70,然而如图12中所示,对齐的管状框架部件70的型式是优选的。即,管状框架部件70相对于每个管状框架部件70的周边以90度间隔彼此结合。将管状部件50设置在圆柱状栅元42B内。如图13中所示,管状部件50和圆柱状栅元42B的结合再一次产生介于燃料棒28和管状部件50之间的内部通道62以及介于管状部件50和管状框架部件70之间的外部通道60。管状框架部件70的圆柱状栅元42B具有额外优势:整个栅元接触部位54紧靠栅元壁43。即,圆柱状栅元42B的直径与栅元宽度相同(其也与最近点相同),并且因此栅元接触部位54将沿栅元壁43的整个高度接合栅元壁43。这不同于方形栅元42A,其中在拐角处栅元接触部位54不接触栅元壁43。
在另一实施方案中(在图14中显示),将管状部件50和管状框架部件70的功能结合在螺旋形框架部件80中。即,框架组件40包括以矩阵型式设置的多个螺旋形框架部件81。如同管状部件50,螺旋形框架部件80包括至少一个螺旋形燃料棒接触部位52,然而并非栅元接触部位54,螺旋形框架部件80的外侧是接触部位55,该接触部位被构造以直接结合到邻近螺旋形框架部件80的接触部位55。正如框架组件40的管状框架部件70实施方案,螺旋形框架部件80相对于每个螺旋形框架部件80的周边以90度间隔互相结合。此外,在该实施方案中,框架组件40优选地包括多个外条带82,其被构造为相对于所述多个螺旋形框架部件81的周边延伸。外条带82结合至螺旋形框架部件80的接触部位55,所述接触部位设置在所述多个螺旋形框架部件81的外缘处。穿过至少一个螺旋形框架部件80设置燃料棒28。
如图13中最佳所示(以横截面观察),使管状部件50组成部分即螺旋形燃料棒接触部位52、栅元接触部位54和过渡部分56优选地成形为平滑曲线。这种构造给予管状部件50可压缩的、类似弹簧的特性。然而,如图15中所示,栅元接触部位54可以包括延伸的平面长度或平台90。对该平台90进行构造以提供接合栅元壁43的较大表面积。平台90的较大长度将使得过渡部分56必须具有急弯曲线(sharpcurve)。类似地,如图16中所示,螺旋形燃料棒接触部位52可以包括适合相对于燃料棒28径向延伸的凹形平台92。依旧,凹形平台92的较大长度将使得过渡部分56必需具有急弯曲线。管状部件50也可以包括在栅元接触部位54处的平台90和在螺旋形燃料棒接触部位52处的凹形平台92两者。最后,也可以将管状部件50构造为具有成角末端94的大致平的过渡部分56。如图17中所示,在该实施方案中,过渡部分56在横截面顶视图中是大致平的。应理解的是,由于燃料棒接触部位52的螺旋形性质,过渡部分56在框架组件40的高度方向上不是平的。
发明的组合物包括具有通式I的一种或多种三元化合物:
Mn+1AXn(I)
其中M是过渡金属,A是选自化学周期表中A族元素的元素,X是碳(C)或氮(N),并且n是从1至3的整数。这些三元化合物被称为MAX相化合物。在某些实施方案中,M包括钛(Ti)、锆(Zr)、铌(Nb)以及它们的混合物和组合。此外,在某些实施方案中,A包括铝(Al)、硅(Si)、锡(Sn)以及它们的混合物和组合。因此,在某些实施方案中,依照本发明的三元化合物包括Ti2AlC、Ti3AlC2、Ti4AlN3、Ti2SiC、Ti3SiC2、Ti3SnC2、Zr2AlC、Zr2TiC、Zr2SnC、Nb2SnC、Nb3SiC2、(ZrxNb1-x)2AlC以及它们的混合物和组合,其中x大于零且小于1。
用于本发明的合适的通式I化合物具有大于它们理论密度的85%的密度,并且优选具有大于它们理论密度的95%的密度。此外,在某些实施方案中,该三元化合物的化学计量比使得M成分对A成分对X成分的摩尔比(M:A:X)是2:1:1或2:1:2或4:1:3。即,n等于1、2或3。
在某些实施方案中,本发明的组合物可以包括碳化物(其中X是碳)、氮化物(其中X是氮)或者碳化物与氮化物的混合物或组合(其中X是氮和氮的混合物或组合)
根据通式I的三元化合物展现出类似于锆合金材料强度的材料强度(例如杨氏模量)并且它们能在高温度下维持该强度。例如,Ti2AlC的屈服强度是约700MPa,这是因科镍718的屈服强度的约一半但却是具有1%Sn和0.7%Nb的典型锆合金的屈服强度的两倍。此外,根据本发明的合适三元的化合物表现出至少一种以下属性:足够的延展性、弹性和低的中子吸收截面。此外,使用根据本发明的三元化合物导致较少的氢产生,因此,该三元化合物和由其构建的制品不像锆合金易那样易受氢致脆化影响。此外,据预期该三元化合物的最大应变或伸长率增加,这是由于在通式I中存在元素M和A,它们在基体中形成金属间化合物。
在核反应堆堆芯中,由SiC构建的包壳和由MAX相化合物构建的制品(例如栅格、栅格条带和整体式混流器)的组合允许从堆芯中至少大量并且在某些情况下完全去除锆,从而进一步增加核燃料的事故宽容度。
可以使用本领域已知的常规技术制造由根据本发明的含有三元化合物的组合物构建的核反应堆燃料组件的制品,例如栅格、栅格条带和混合叶片。此类技术的非限制性的实例包括单轴或等静热压、添加剂制造技术、电场辅助烧结以及冷压然后常规烧结。
在某些实施方案中,例如,可以使用常规的无压烧结制造制品,所述无压烧结采用包括激光器或其它定向能量源(其可选择用于在目标区域中发出射束)、用于将粉末沉积到目标区域中的粉末分配器系统和激光控制机构以移动激光束的瞄向(aim)并且调节激光以选择性地烧结分配到目标区域中的一层粉末。该控制机构运行以选择性地仅烧结位于限定边界内的粉末以产生制品的期望层。该控制机构操作激光以选择性地烧结相继的粉末层,从而产生包括烧结在一起的多个层的完成制品。
可以用常规方式例如通过机械破碎使三元化合物粉末化。
优选地,控制机构包括计算机(例如CAD/CAM系统)以确定每个层的限定边界。即,给定制品例如栅格、栅格条带或整体式混流器的总体尺寸和构造,计算机确定每个层的限定边界并且依照该限定边界操作激光控制机构。作为替代,可以最初用每个层的限定边界对计算机进行编程。烧结设备和方法在本领域中通常是已知的。用于本发明中的合适设备和方法公开于美国专利US4,863,538中,通过引用将其整体并入本文。
根据本发明的某些实施方案,在烧结过程中使用具有通式I的一种或多种三元化合物(例如分层)以生产制品,例如栅格、栅格条带或整体式混流器。所述一种或多种三元化合物是粉末形式并且被沉积到上述的目标区域中。控制该过程使得激光选择性地烧结由第一种三元化合物粉末(具有通式I)组成的层并且激光然后选择性地烧结相继的粉末层,从而产生包含烧结在一起的多个层的完成制品。这些相继层中的每一个可以包括第一种三元化合物粉末,或者作为替代,这些相继层中的每一个可以包括第一种三元化合物粉末和不同的第二种三元化合物粉末(具有通式I)的交替层。
可以将另外的材料或粉末与所述一种或多种三元化合物混合或结合以形成依据发明的组合物。
在一个实施方案中,可以通过将激光或电子束用于烧结来制造栅格,其中用3DCAD文件(其在数学上切分成2D截面)引发该过程并且每次一层构建栅格直到完成。因此,栅格可以是逐层过程的积累。即,可将栅格看作是多个不连续的横截面区域,它们累积得出栅格的三维构造。每个不连续横截面区域已限定出二维边界。
图18概括说明烧结设备210,该烧结设备包括激光器212、粉末分配器214和激光控制装置216。更详细地,粉末分配器214包括料斗220,该料斗用于接收粉末222并且具有出口224。使出口224定向以向目标区域226分配粉末,在图18中一般通过限制结构228来限定该目标区域。应预期和理解存在许多替代方式用以分配粉末222。依照本发明,粉末222包括一种、两种或多种具有通式I的碳化物和/或氮化物的结合。
图18中多少示意性地示出激光器212的部件,所述部件包括激光头230、安全遮板232和前镜组件234。使用的激光器类型取决于许多因素,并且特别地取决于要烧结的粉末222的类型。通常,激光器212的激光束输出具有近红外的波长。在脉冲或连续模式中,可以调节激光器212开启或关闭以选择性地产生激光束,所述激光束通常沿图18中的箭头所示的路径行进。
为了聚焦激光束,沿如图18中所示的激光束的行进路径设置发散透镜236和会聚透镜238。放置在激光器212和会聚透镜238之间的发散透镜236产生介于发散透镜236和激光器212之间的虚拟焦点。改变会聚透镜238和虚拟焦点之间的距离允许沿着在会聚透镜238远离激光器212一侧上的激光束行进路径控制真实焦点。在光学领域中已有许多进展,并且应认识到许多替代方式可用于将激光束有效聚焦在已知位置。
激光控制装置216包括计算机240和扫描系统242。在优选的实施方案中,计算机240包括用来控制激光器212的微处理器和用于产生数据的CAD/CAM系统。在图18中说明的实施方案中,使用个人计算机。
如图18中所示,扫描系统242包括用于再定向激光束的行进路径的棱镜244。扫描系统242还包括一对镜子246、247,它们受各自检流计248、249驱动。函数发生器驱动器250控制检流计248的移动使得可将激光束(由图18中的箭头表示)的瞄向控制在目标区域226中。驱动器250操作连接至图18中所示的计算机240。将理解的是可利用替代性的扫描方法用作扫描系统242,包括声-光扫描仪、旋转多边形镜和谐振镜扫描仪。
在图19中,示意说明252的一部分并且其示出四个层254-257。如在266处以光栅扫描模式引导激光束212的瞄向。如本文中所用的,“瞄向”用作中性术语指示方向,但不暗示激光器212的调制状态。根据本发明,层254可以包括第一种三元化合物粉末(具有通式I),层255可以包括不同的第二种三元化合物粉末(具有通式I),层256可以包括第一种化合物粉末以及层257可以包括不同的第二种三元化合物粉末。
将粉末222的第一部分沉积在目标区域226中并且通过激光束212选择性地烧结以产生第一烧结层254(图19)。第一烧结层254对应于期望栅格的第一横截面区域。激光束选择性地仅烧结限定边界的范围内的沉积粉末222。逐层重复该过程,使各个层烧结在一起以产生紧密结合的栅格,例如图19的部件252。
制品的尺寸通常可以不同。在某些实施方案中,栅格或栅格条带的厚度(例如在烧结过程中的依次层)可以在约0.015英寸和约0.035英寸之间。该高度可以在约0.45英寸和约2.25英寸之间。宽度可以在约7英寸和约15英寸之间。
在某些实施方案中,可以使用定制模具压印出根据本发明制造的栅格或栅格条带以产生图案,该图案可用于组装燃料栅格。可以使用本领域已知的常规设备、技术和方法完成压印(stamp)。
此外,使用普通技术人员已知的常规设备、技术和方法通过焊接或钎焊可以将根据本发明生产的栅格条带接合在一起。钎焊材料包括但不限于铜、铜-锌、铜-锌-镍、镍-铬-磷、镍-银、和银合金。此外,可以使用激光或电子束将栅格条带熔合在一起。
虽然已经详细地描述了发明的具体实施方案,但本领域技术人员将理解的是可以根据本公开的总体教导开发那些细节的各种修改和替代。因此,所公开的具体实施方案仅旨在是说明性的并且不限制本发明的范围,本发明的范围由所述权利要求书以及它们的任何和所有等效方式的全部幅度给出。

Claims (20)

1.一种用于核反应堆的燃料组件[110],该燃料组件包含:
支承在下喷嘴[112]和上喷嘴[116]之间的多个伸长的核燃料棒[122]的平行、间隔的阵列,以及在上喷嘴[116]和下喷嘴[112]之间沿燃料棒[122]的轴向长度串联设置的多个间隔栅格[120],所述多个间隔栅格[120]或者其局部或部件是由包含一种或多种具有如下通式的三元化合物的组合物构造:
Mn+1AXn(I)
其中M是过渡金属,A是选自化学周期表中A族元素的元素,X选自碳和氮,并且n是从1至3的整数。
2.根据权利要求1所述的燃料组件[110],其中M选自钛、锆和铌。
3.根据权利要求1所述的燃料组件[110],其中A选自铝、硅和锡。
4.根据权利要求1所述的燃料组件[110],其中所述一种或多种三元化合物选自Ti2AlC、Ti3AlC2、Ti4AlN3、Ti2SiC、Ti3SiC2、Ti3SnC2、Zr2AlC、Zr2TiC、Zr2SnC、Nb2SnC、Nb3SiC2、(ZrxNb1-x)2AlC,其中x大于零且小于1。
5.根据权利要求1所述的燃料组件[110],其中M对A对X的摩尔比可以选自2:1:1、3:1:2和4:1:3。
6.根据权利要求1所述的燃料组件[110],其中所述一种或多种三元化合物各自具有大于其理论密度的85%的密度。
7.根据权利要求1所述的燃料组件[110],其中所述一种或多种三元化合物各自具有大于其理论密度的95%的密度。
8.根据权利要求1所述的燃料组件[110],其中所述多个栅格[120]中的一个或多个具有印在表面上的图案。
9.根据权利要求1所述的燃料组件[110],其中所述多个间隔栅格[120]中的一个或多个具有附着到其上的部件,该部件选自栅格条带[128,130]、整体式混流器[89]和它们的组合。
10.根据权利要求1所述的燃料组件[110],其中该燃料组件[110]用于选自压水反应堆、沸水反应堆和重水反应堆的水反应堆中。
11.一种制备选自核反应堆燃料组件的支承栅格[120]、栅格条带[128,130]和整体式混流器[89]的制品的方法,该方法包含:
以粉末形式获取组合物,该组合物包含:
具有通式I的一种或多种三元化合物:
Mn+1AXn(I)
其中M是过渡金属,A是选自化学周期表中A族元素的元素,X选自碳和氮,并且n是从1至3的整数;以及
使该组合物经受选自热压、添加剂制造技术、烧结、冷压及其组合的过程。
12.根据权利要求11所述的方法,其中所述过程包括:
获取包含第一种式I三元化合物的第一粉末组合物以及包含不同的第二种式I三元化合物的第二粉末组合物;
沉积第一粉末组合物[222]的第一部分到目标区域[226]上;
在目标区域[226]的表面上方扫描发射激光束[212]的定向能量源;
烧结对应于制品的第一横截面区域的第一粉末组合物[222]部分的第一层[254];
沉积第二粉末组合物的第二部分到第一烧结层[254]上;
在第一烧结层[254]上方扫描定向能量源[212];
烧结对应于制品的第二横截面区域的第二粉末组合物部分的第二层[255];
在第二层[255]的烧结期间连接第一层和第二层[254,255];和
沉积第一粉末组合物和第二粉末组合物的相继交替部分到先前的烧结层上并且烧结各个相继部分以产生在先前的烧结层处连接的相继烧结层和包括多个烧结层的制品。
13.根据权利要求12所述的方法,进一步包含采用三维CAD文件,该CAD文件在数学上切分成二维截面。
14.根据权利要求12所述的方法,其中生产的制品是栅格条带[128,130]。
15.根据权利要求14所述的方法,其中通过选自焊接、钎焊和熔合的工艺使一个或多个栅格条带[128,130]连接在一起。
16.根据权利要求15所述的方法,其中用于钎焊的材料选自铜、铜-锌、铜-锌-镍、镍-铬-磷、镍-银、和银合金。
17.根据权利要求14所述的方法,其中使用激光或电子束进行熔合。
18.根据权利要求12所述的方法,其中生产的制品是整个栅格结构[120]。
19.根据权利要求12所述的方法,其中所述定向能量源是激光器。
20.根据权利要求11的方法,其中通过选自无压烧结、热压及其组合的工艺生产栅格条带[128,130]。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111331213A (zh) * 2018-12-18 2020-06-26 中核建中核燃料元件有限公司 一种燃料组件空间曲面结构下管座钎焊方法

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10522255B2 (en) 2015-02-19 2019-12-31 X-Energy, Llc Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same
US9786391B2 (en) * 2015-02-19 2017-10-10 X-Energy, Llc Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same
DE102015205787A1 (de) * 2015-03-31 2016-10-06 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren zur Herstellung eines Bauteils aus MAX-Phasen
CA2939288A1 (en) 2015-08-28 2017-02-28 Rolls-Royce High Temperature Composites, Inc. Ceramic matrix composite including silicon carbide fibers in a ceramic matrix comprising a max phase compound
TWI673160B (zh) * 2016-06-01 2019-10-01 國立清華大學 三維選擇性燒結修補系統、設備及其應用方法
US10614923B2 (en) 2016-07-19 2020-04-07 Battelle Energy Alliance, Llc Methods of forming structures and fissile fuel materials by additive manufacturing
US11014265B2 (en) 2017-03-20 2021-05-25 Battelle Energy Alliance, Llc Methods and apparatus for additively manufacturing structures using in situ formed additive manufacturing materials
US10818402B2 (en) * 2017-03-31 2020-10-27 Westinghouse Electric Company Llc Spacer grid using tubular cells with mixing vanes
RU2021127618A (ru) * 2018-06-21 2021-11-16 БВКсТ НЬЮКЛИАР ЭНЕРДЖИ, ИНК. Универсальный инвертированный реактор и способ для проектирования и изготовления универсального инвертированного реактора
CN111524616B (zh) * 2020-05-14 2023-09-01 吉林农业大学 一种基于增材制造工艺的整体式定位格架

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5026517A (en) * 1984-12-11 1991-06-25 Siemens Aktiengesellschaft Nuclear power plant with water or liquid sodium coolant and a metallic component contacting the coolant
US6226342B1 (en) * 1996-06-27 2001-05-01 Abb Atom Ab Fuel assembly comprising a component for retaining elongated elements
CN102301430A (zh) * 2008-12-25 2011-12-28 钍能源股份有限公司 轻水反应堆燃料组件(替换物)、轻水反应堆和燃料组件的燃料元件
CN102640230A (zh) * 2009-10-08 2012-08-15 法国原子能及替代能源委员会 核燃料组件本体以及具有该本体的核燃料组件

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3454396A (en) * 1964-07-09 1969-07-08 Minnesota Mining & Mfg Fuel elements
DE3445166A1 (de) * 1984-12-11 1986-06-19 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach Oberflaechenbeschichtete bauteile von kernenergieanlagen
US4863538A (en) 1986-10-17 1989-09-05 Board Of Regents, The University Of Texas System Method and apparatus for producing parts by selective sintering
JP3060876B2 (ja) * 1995-02-15 2000-07-10 日新電機株式会社 金属イオン注入装置
US6144716A (en) 1997-07-02 2000-11-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly grid with diagonal fuel retaining springs
US6231969B1 (en) 1997-08-11 2001-05-15 Drexel University Corrosion, oxidation and/or wear-resistant coatings
US7627075B2 (en) 1999-09-30 2009-12-01 Framatome Anp Zirconium-based alloy and method for making a component for nuclear fuel assembly with same
US8374308B2 (en) 2005-01-11 2013-02-12 Westinghouse Electric Company Llc Helically fluted tubular fuel rod support
JP4900663B2 (ja) 2006-03-08 2012-03-21 独立行政法人産業技術総合研究所 排気ガス浄化用フィルター及びその製造方法
US8537962B1 (en) 2008-02-08 2013-09-17 Westinghouse Electric Company Llc Advanced gray rod control assembly
US8358733B2 (en) 2009-08-10 2013-01-22 Westinghouse Electric Company Llc Helically fluted tubular fuel rod support
JP5916286B2 (ja) 2010-11-08 2016-05-11 株式会社日立製作所 高耐食ジルコニウム合金材料の製造方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5026517A (en) * 1984-12-11 1991-06-25 Siemens Aktiengesellschaft Nuclear power plant with water or liquid sodium coolant and a metallic component contacting the coolant
US6226342B1 (en) * 1996-06-27 2001-05-01 Abb Atom Ab Fuel assembly comprising a component for retaining elongated elements
CN102301430A (zh) * 2008-12-25 2011-12-28 钍能源股份有限公司 轻水反应堆燃料组件(替换物)、轻水反应堆和燃料组件的燃料元件
CN102640230A (zh) * 2009-10-08 2012-08-15 法国原子能及替代能源委员会 核燃料组件本体以及具有该本体的核燃料组件

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
LIANGFA HU ET AL.: "Processing and characterization of porous Ti2AlC with controlled porosity and pore size", 《ACTA MATERIALIA》 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111331213A (zh) * 2018-12-18 2020-06-26 中核建中核燃料元件有限公司 一种燃料组件空间曲面结构下管座钎焊方法
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