CN87104308A - 具有防蚀格架的燃料组件 - Google Patents

具有防蚀格架的燃料组件 Download PDF

Info

Publication number
CN87104308A
CN87104308A CN87104308.4A CN87104308A CN87104308A CN 87104308 A CN87104308 A CN 87104308A CN 87104308 A CN87104308 A CN 87104308A CN 87104308 A CN87104308 A CN 87104308A
Authority
CN
China
Prior art keywords
screen work
assembly
nuclear fuel
sheath
fin
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Withdrawn
Application number
CN87104308.4A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1011270B (zh
Inventor
汤马泽特·约尔
科尔马耶·安德烈
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuclear Materials Corp
Areva NP SAS
Original Assignee
Nuclear Materials Corp
Framatome SA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Family has litigation
First worldwide family litigation filed litigation Critical https://patents.darts-ip.com/?family=9335366&utm_source=google_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=CN87104308(A) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Application filed by Nuclear Materials Corp, Framatome SA filed Critical Nuclear Materials Corp
Publication of CN87104308A publication Critical patent/CN87104308A/zh
Publication of CN1011270B publication Critical patent/CN1011270B/zh
Expired legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/22Fuel elements with fissile or breeder material in contact with coolant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Epoxy Compounds (AREA)
  • Catalysts (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

用于核反应堆堆芯的燃料组件,包括位于组件上部的隔离格架,彼此间排列的距离小于位于组件下部的格架。上部格架对冷却剂的搅动作用比下部格架要更强烈,以便减小上部的腐蚀以及减小护套顶部与冷却剂之间的温度差。

Description

本发明与核反应堆的燃料组件有关,在该反应堆中,冷却剂通过配置在反应堆容器中的核堆芯组件向上进行循环。每一组件都包括一燃料元件束,而每一束燃料元件由金属管护套构成,护套内装有核燃料芯块并用气密帽加以密封。这些元件安装在一个刚性结构中,这个刚性结构包括用拉杆连结在一起的端部构件和若干沿拉杆分隔开的隔离格架。燃料元件分布在方形网络的节点上,该网络是由按予定间隔排列的隔离格架而形成的。
本发明特别适用于压水核反应堆(PWR)的燃料组件,但并不专用于此种反应堆。其燃料元件具有用锆基合金制成的金属护套。
上面所描述的那种类型的燃料组件的格架,能够起到一些不同的作用。一方面,格架可从侧面支撑并固定含有裂变材料的燃料元件,这些格架能够保护组件在装卸时,在发生地震时或发生操作事故时,抵抗横向的冲击。另一方面,这些格架能够搅动通过堆芯向上循环的冷却剂流。冷却剂的这种搅动,对于按最佳的、连续的方式有规律地吸收裂变材料燃料元件所释放的热,是很重要的,同时避免了冷却剂局部温度的提高,防止冷却剂产生局部沸腾。充分的搅拌,就可使冷却剂的总的热函得以增加,堆芯中横向扩散更为均匀,然而,为了从堆芯的热功耗散中获得最大的输出,同时又避免局部沸腾,就不应搅动。
现在已经知道了不同类型的组件,它们由按予定距离相间隔的隔离格架所组成,并具有上面提到的功能。在压水反应堆的原有技术中,核组件就由这种典型的格架组成,它们从组件的顶部到底部,以有规律的间隔排列起来。法国文献8418645描述了这种类型的组件,它包括一种骨架或刚性结构,具有两个用细长零件,例如导管,连结在一起的端部构件,以及许多沿导管相隔开的格架,从而形成用于支撑燃料元件的栅元,所述的元件分布在有规则的网络的节点上。格架有不同的类型,其要点是:中间格架,它的结构可以抵抗横向冲击,并具有翅片,使沿组件流动的冷却剂产生湍流;下部格架和上部格架,用来确保元件的紧固,并且,它们对冷却剂产生的压降,比中间格架产生的压降要小。
这种方案能解决一些问题,然而,在燃料元件具有锆基合金护套的特定情况下,申请人注意到,发生的腐蚀,在元件顶部比底部要严重得多。
大家都知道,局部腐蚀现象取决于冷却剂的温度,以及由每个燃料元件所耗散的局部热功率,也知道堆芯顶部存在的冷却剂温度必然比堆芯底部要高。这两个因素:冷却剂温度和由堆芯局部释放的热功率,可以用来向本领域的技术人员说明在燃料元件底部与顶部之间会产生不同的腐蚀,但是,同样会使他们认为,这种现象是不可避免的。
本发明的一个任务就是提供一种用于核反应堆堆芯的经改进的燃料组件,更具体地说,是提供一种能减少元件顶部腐蚀的组件。
为此,首先必须对这种现象提出一种新的分析,同时应指出,除已有技术所公知的原因以外,还可能存在加速其顶部腐蚀的其他原因。这个分析导致一种假说,由于腐蚀,在元件护套或外壳上形成的氧化层,使燃料元件与元件周围的加压水之间的热交换,变得有效,从而加剧了腐蚀,并且,由于燃料元件顶部的温度比底部温度高,其氧化层的厚度增加得更快,因而腐蚀现象更进一步加大。
通过在护套的许多点上测量氧化层的厚度,这种分析得到了证实,氧化层是在受到辐照过的燃料元件护套表面上形成的。测量是用涡流探头完成的。结果表明,氧化层厚度从底部到顶部显著增加。例如,对于一个用于分析的燃料护套,它受到超过40,000兆瓦日/吨铀(MWD/TU)的燃耗作用,结果发现,在护套底端部分的厚度约为18微米,而在护套顶端部分达到50微米。申请人还注意到,氧化物的厚度随着金属和留在反应堆中的燃料元件上产生的氧化物之间的界面温度的增加而增加,而顶端部分被增加了厚度的氧化物,又使金属与氧化物之间的界面温度增加,从而又加速了氧化物的形成。
为了减少护套顶部腐蚀加剧这一现象,申请人试图提高在压水反应堆中的每一燃料元件与冷却剂(即加压水)之间,在元件顶部所进行的热交换。为此,本发明的一个目的是提供一种特殊的,上面所限定的类型的燃料组件,其中,适用于组件上部的上格架的排列距离,比适用于组件下部的下格架的排列距离要小,所述的上格架提供了一种经改进的,对通过上格架进行循环的冷却剂流(加压水)的搅动作用,它比按原有技术的上格架所提供的对冷却剂的搅动作用更为强烈。
于是,能够得到这样的效果:
-延缓在组件顶部燃料元件的护套表面上出现的腐蚀,这是由于:
-在组件顶部冷却剂的搅动更好,同时保持一种可允许的压降,使反应堆处于良好的条件下工作。
-延缓在护套顶部氧化物的形成,而组件底部,又不致恶化。
本发明还提供一种组件,其上部格架具有翅片,同时下部格架不带翅片。靠近上端构件的一个格架,最好也用不带翅片的格架。
本发明的另一个目的是提供一种结构相当轻的上部格架,例如,法国文献FR8602501所描述的那种类型的格架。这种格架包括四周的边板以及至少两组平行的板,一组板与另一组板构成一个角度,以使两组板限定许多栅元,作为燃料元件的通道。平行板分布在至少两个基架上,基架沿组件纵向隔开,所述的板上具有半个翅片,它们在两个基架的每一个基架上分别具有不同的方向。
下面通过对一种特殊实施例的描述(不限于所给的实施例),可以更好地理解本发明。
进行说明时,参照了下列附图,其中:
图1是经辐照的燃料元件整个锆合金护套上形成的氧化层厚度的略图,观察的是已有技术的组件,其已知类型的格架按规律相隔离。
图2是用于压水反应堆的燃料组件的视图,其格架按本发明的方式相隔离。
图3是上部格架的简略的等轴图,由两个基架板组成,并表示出本发明组件中优先使用的翅片的可能排列方式。
图4的简略等轴图表示出如图3的两个基架板所构成的上部搅动格架中,翅片的可能排列方式。
图5是在本发明的组件中上部格架的构成板的一种可能排列方式的前视图。
图6是图5的局部顶视图。
图7是放大的简略视图,表示具有单个基架的格架板的横断面,它限定了一个用于本发明组件的栅元。
图8是本发明组件的下部格架的两个板墙上形成的凸台部分的简略等轴图。
图9是沿图81Ⅸ-1Ⅸ线的剖面图。
图1的曲线表示燃料元件护套表面形成的氧化锆层厚度的变化情况,它是根据已知类型的组件沿纵向位置进行测量而得出的,其格架按照原有技术有规则地分隔并加以固定。
燃料元件的底端部与元件被测部分之间的距离,在OX轴上表示,所测得的氧化层厚度在OY轴上表示。格架沿燃料元件纵向分隔的位置,在图1上是用垂直的杆杠从A到H来表示的,格架A是最靠近组件底端构件的格架,因此,也最靠近被检测元件的底部气密帽。
图1的曲线是申请人所进行的测量而获得的,它表示:
-在格架E和H之间的氧化层比组件底部格架之间的氧化层要厚得多。
-在元件护套上可观察到,不仅是在格架本身前面位置的氧化层厚度,而且在靠近所述格架下方的氧化层厚度,比该格架靠近冷却剂流上方的区域内氧化层厚度要小些。
-最后,根据申请人的观察,依赖于格架的位置,可观察到,在格架下方大约10-30厘米起,在元件护套上的氧化锆层的厚度开始变厚,而在稍偏离二格架中间距离的位置,氧化层厚度达到一个峰值,在格架F和G之间,其峰值最大。
图2表示由骨架组成的组件1,包括下端构件3和上端构件4,它们用细长零件,如导管5连接起来。
该组件具有下部格架6,7,8,9和上部格架10,11,12,13,14,15,16,适于组件1上半部使用的两个相邻的上部格架之间的距离,比适于组件1下半部使用的两个相邻下部格架之间的距离要小。在这种特定情况下,图示的组件包括7个上部格架和4个下部格架,但这些数字不应受到限制。
所示的采用七个上部格架的配置,对于组件上部分中的冷却剂的搅动作用,比按照原有技术的组件所得到的搅动作用要好,而且能获得同样的反应堆散发的热功率,也能够获得从组件而来的冷却剂的温度输出,其结果就使护套的温度降低,因此,这部分氧化层厚度的增长速度就慢下来,在这部分燃料元件上所形成的腐蚀,包括在图1格架E和H之间所形成的腐蚀,就能得到延缓。
在本发明的一个较好的实施例中,上部格架的数目是加倍的,燃料元件,例如是杆状的,被格架支撑着,格架按轴向每25厘米相间隔。
图3是根据本发明组件中上部格架的一种类型,它包括由板23组成的两个平行基架21和22,用来固定并分隔燃料组件。板上有搅动翅片24,它们除了起到支撑的作用外,还起到对液体流的搅动作用。
图4表示带有两个基架21和22的搅动格架的一种类型,两个基架由杆或角棒25连接起来。每个基架包括板26,它们在两个不同的方向上进行安装。应该指出,图3和图4上所表示的由板组成的每个基架,作为接收燃料元件27的栅元来讲,是不完整的,这种栅元只有用属于两个基架的板才能完全限定。
上部格架可以采用在法国文献FR8602501中所描述的那种型式,其它类型的格架,对本发明的组件也是适用的。
图5和图6表示一种可以采用的,具有单个基架的上部格架的实施例,其中的连接片31,用来将格架30固定到一些导管上。
在板35的每个表面上,在两个水平面位置上,加工有凸起部分或凸台33和34,它们使格架30起到一种支撑燃料元件32的作用。翅片36,在冷却剂通过组件向上流动的过程中引起湍流。翅片36的型式,可以采用,例如法国专利申请FR8416803中所描述的那种类型。
为了进一步增强格架的刚性,至少在某些板上延伸出一个突起部分37,它具有纵向加强的折叠结构38。
图7是从上面表示的,在本发明组件中优先采用的下部格架。这些格架包括两组带有槽41(图8)的板40,一旦装配到一起,这些板就被焊缝42加以固定,例如用电子枪进行焊接。板40进行冲压加工,在板的每一边产生一个凸起部分,它们伸进到两个相邻的凹槽中,例如图7中的孔或栅元43和44之中。这些凸起部分使裂变材料元件,例如图7中的燃料元件45,获得横向支撑。
在图7、图8和图9中表示的格架,在栅元的每个表面上都包括一单个凸台,在图8和图9中,相应于栅元43的凸台,用数字46表示。在两个相垂直的表面上的凸台,具有不同的水平面。裂变材料45的每一元件,都由于同四个凸台固定接触,因而获得横向支撑。每一凸台46同相反方向上的凸台47结合起来,但是,由导管48(图7)所占据的栅元,其墙面上没有凸台。下部格架不包含翅片,因此,仅对液体流稍微有点搅动作用,仅产生极小的压降。
本发明应不限于上面所描述的各种实施例,它还包括其他方式,特别是:
-其中格架具有非正交的多边形截面的实施方式,
-其中下部格架也具有搅动翅片的实施方式,
-其中上部格架和/或下部格架彼此结构不同的实施方式。

Claims (4)

1、在一种核反应堆中,具有一个容器,用于盛装减速和冷却的加压水,所述容器中有一个堆芯,其结构可使所述加压水向上通过,以及包括许多彼此相邻的向上竖立的核燃料组件,
核燃料组件包括:
--由许多燃料元件组成的燃料元件束,每一束都具有锆基管状护套,护套有一个上端零件和一个下端零件,并包含核燃料材料,
-一种刚性结构,用于保持和支撑所述的互相平行的燃料元件束,所述的刚性结构具有一个上端部构件和一个下端部构件,由拉杆和许多格架连接在一起,格架沿拉杆隔开,所述的许多格架包括:
--由位于组件上部的上格架组成的上面一套格架,按第一种予定距离彼此有规则地隔开,并具有用于搅动通过上格架的水流的第一种搅动装置,
--由位于组件下部的下格架组成的下面一套格架,按第二种予定距离彼此有规则地隔开,第二种予定距离大于第一种予定距离,并具有第二种搅动装置,其结构和配置使其对水流的搅动效率比上格架的第一种搅动装置低,
由此,上格架的结构和排列,由于提高了在燃料元件护套上端部分与水之间,由所述上格架所产生的热交换,从而限制了在其上端部分锆基管状护套上的腐蚀,并减小了所述护套的上端部分与下端部分之间的温度梯度。
2、根据权利要求1的核燃料组件,其中上面一套格架的上格架具有搅动翅片,下面一套格架的下格架没有翅片,所述核燃料组件还包括一个位于上面一套格架和核燃料组件上端构件之间的顶部格架,且没有翅片。
3、根据权利要求1的核燃料组件,其中上格架之间的第一种予定距离的数值,在15至30厘米的范围内。
4、根据权利要求1的核燃料组件,其中上格架由四周边板和至少两组平行板组成,其中一组板与另一组板成一角度,以使这两组板限定燃料元件的通道栅元,所述的平行板分布在至少两个基架上,基架沿组件的纵向方向相分隔,并且在一个基架与另一个基架之间具有不同方向的翅片。
CN87104308A 1986-05-20 1987-05-19 具有防蚀格架的燃料组件 Expired CN1011270B (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8607133 1986-05-20
FR8607133A FR2599177B1 (fr) 1986-05-20 1986-05-20 Assemblage combustible a grilles anti-corrosion

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN87104308A true CN87104308A (zh) 1988-02-24
CN1011270B CN1011270B (zh) 1991-01-16

Family

ID=9335366

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN87104308A Expired CN1011270B (zh) 1986-05-20 1987-05-19 具有防蚀格架的燃料组件

Country Status (9)

Country Link
US (1) US4804516A (zh)
EP (1) EP0246962B1 (zh)
JP (1) JP2572231B2 (zh)
KR (1) KR950001734B1 (zh)
CN (1) CN1011270B (zh)
DE (1) DE3770871D1 (zh)
ES (1) ES2022391B3 (zh)
FR (1) FR2599177B1 (zh)
ZA (1) ZA873582B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101303905B (zh) * 2008-05-14 2012-04-25 中科华核电技术研究院有限公司 一种燃料组件及使用该燃料组件的核反应堆堆芯
WO2019056222A1 (zh) * 2017-09-20 2019-03-28 岭澳核电有限公司 定位格架及燃料组件

Families Citing this family (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SE464994B (sv) * 1989-11-14 1991-07-08 Asea Atom Ab Braenslepatron foer en kokarreaktor
FR2665292B1 (fr) * 1990-07-24 1992-11-13 Framatome Sa Grille additionnelle pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et assemblage en comportant application.
FR2666678B1 (fr) * 1990-07-24 1993-07-30 Framatome Sa Grille a ailettes de melange pour assemblage combustible nucleaire.
SE468571B (sv) * 1991-06-12 1993-02-08 Asea Atom Ab Spridare foer sammanhaallande av braenslestavar i en kaernreaktors braenslepatron
DE4308364A1 (de) * 1993-03-16 1994-09-22 Siemens Ag Druckwasserreaktor mit individuell angepaßter Druckverteilung im Kühlmittel
SE505285C2 (sv) * 1993-06-30 1997-07-28 Asea Atom Ab Bränslepatron för kokarvattenreaktor, innefattande sju spridare
US5488644A (en) 1994-07-13 1996-01-30 General Electric Company Spring assemblies for adjoining nuclear fuel rod containing ferrules and a spacer formed of the spring assemblies and ferrules
US5519747A (en) 1994-10-04 1996-05-21 General Electric Company Apparatus and methods for fabricating spacers for a nuclear fuel rod bundle
US5546437A (en) 1995-01-11 1996-08-13 General Electric Company Spacer for nuclear fuel rods
US5566217A (en) 1995-01-30 1996-10-15 General Electric Company Reduced height spacer for nuclear fuel rods
US5675621A (en) 1995-08-17 1997-10-07 General Electric Company Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods
GB9707690D0 (en) * 1997-04-16 1997-06-04 British Nuclear Fuels Plc Improvements in or relating to fuel assemblies
SE510656C2 (sv) * 1997-10-01 1999-06-14 Asea Brown Boveri Bränslepatron för kärnreaktor
EP1141966B1 (de) * 1998-12-18 2005-06-01 Framatome ANP GmbH Brennelement für einen siedewasser-kernreaktor
FR2817385B1 (fr) * 2000-11-30 2005-10-07 Framatome Anp Pastille de combustible nucleaire oxyde et crayon comportant un empilement de telles pastilles
US7085340B2 (en) * 2003-09-05 2006-08-01 Westinghouse Electric Co, Llc Nuclear reactor fuel assemblies
DE102005035486B3 (de) * 2005-07-26 2007-02-22 Areva Np Gmbh Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor
US20070206717A1 (en) * 2006-03-02 2007-09-06 Westinghouse Electric Company Llc Multiple and variably-spaced intermediate flow mixing vane grids for fuel assembly
US8135107B2 (en) * 2006-09-06 2012-03-13 Holtec International, Inc. Canister apparatus and basket for transporting, storing and/or supporting spent nuclear fuel
US8238511B2 (en) * 2009-06-09 2012-08-07 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly protective bottom grid

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3368946A (en) * 1964-03-04 1968-02-13 Alfa Laval Ab Fuel assembly
US3764471A (en) * 1970-06-01 1973-10-09 Gen Electric Nuclear fuel assembly
US3862000A (en) * 1972-08-31 1975-01-21 Exxon Nuclear Co Inc Coolant mixing vanes
US4039379A (en) * 1975-02-28 1977-08-02 Exxon Nuclear Company, Inc. Mixing vane grid spacer
JPS56124893U (zh) * 1980-02-22 1981-09-22
US4576786A (en) * 1983-12-21 1986-03-18 Westinghouse Electric Corp. Partial grid for a nuclear reactor fuel assembly
ZA849684B (en) * 1983-12-30 1985-08-28 Westinghouse Electric Corp A coolant flow mixer grid for a nuclear reactor fuel assembly
IL73802A0 (en) * 1983-12-30 1985-02-28 Westinghouse Electric Corp Coolant flow mixing grid for a nuclear reactor fuel assembly
US4692302A (en) * 1983-12-30 1987-09-08 Westinghouse Electric Corp. Coolant flow mixer grid for a nuclear reactor fuel assembly
FR2574579B1 (fr) * 1984-12-06 1987-02-13 Fragema Framatome & Cogema Assemblage de combustible pour reacteur nucleaire
JPS61154589U (zh) * 1985-03-18 1986-09-25
JP3093302B2 (ja) * 1991-03-29 2000-10-03 マツダ株式会社 自動車のエアバッグ装置

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101303905B (zh) * 2008-05-14 2012-04-25 中科华核电技术研究院有限公司 一种燃料组件及使用该燃料组件的核反应堆堆芯
WO2019056222A1 (zh) * 2017-09-20 2019-03-28 岭澳核电有限公司 定位格架及燃料组件
GB2581891A (en) * 2017-09-20 2020-09-02 Ling Ao Nuclear Power Coltd Positioning grid and fuel assembly
GB2581891B (en) * 2017-09-20 2022-02-23 Ling Ao Nuclear Power Co Ltd Spacer grid and fuel assembly

Also Published As

Publication number Publication date
CN1011270B (zh) 1991-01-16
DE3770871D1 (de) 1991-07-25
KR870011624A (ko) 1987-12-24
JPS6333696A (ja) 1988-02-13
ES2022391B3 (es) 1991-12-01
FR2599177A1 (fr) 1987-11-27
US4804516A (en) 1989-02-14
JP2572231B2 (ja) 1997-01-16
FR2599177B1 (fr) 1991-10-18
ZA873582B (en) 1989-01-25
EP0246962A1 (fr) 1987-11-25
KR950001734B1 (ko) 1995-02-28
EP0246962B1 (fr) 1991-06-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN87104308A (zh) 具有防蚀格架的燃料组件
US4749544A (en) Thin walled channel
US4478786A (en) Fuel assembly
KR910006796B1 (ko) 저감속 원자로
JPS62261092A (ja) 核燃料集合体
US4664882A (en) Segmented fuel and moderator rod
US4803044A (en) Bwr assembly
EP0283935B1 (en) Nuclear fuel assembly
US5627865A (en) Triangular lattice for LWR square fuel assemblies
JP2004509322A (ja) 加圧水型原子炉の燃料アセンブリ用スペーサ・グリッド
EP0751527B1 (en) BWR fuel assembly having fuel rods with variable fuel rod pitches
CN1127736C (zh) 具有对角线燃料卡紧弹簧的核燃料组合件栅格
JPH06207995A (ja) 沸騰水型原子炉の炉心
US4818478A (en) BWR fuel assembly mini-bundle having interior fuel rods of reduced diameter
KR101522943B1 (ko) 연료봉들 사이에 가변 간격을 가지는 핵 연료 조립체
US5878100A (en) Fuel assembly for a boiling water reactor
JPH11505926A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体
JP2510561B2 (ja) 燃料集合体
USRE34246E (en) Thin walled channel
US3520776A (en) Assembly of fuel elements for nuclear reactors
KR880003338A (ko) 자유단 그리드를 구비한 핵 연료 집합체
US6735267B2 (en) Fuel assembly
EP0704856B1 (en) Square BWR nuclear fuel assembly with 10 x 12 triangular array layout
EP0608994A1 (en) Fuel bundle with improved resistance to bulge and improved critical power performance
JPH0769448B2 (ja) 沸騰水型原子炉用上部タイプレート

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C13 Decision
C14 Grant of patent or utility model
C19 Lapse of patent right due to non-payment of the annual fee