EA019989B1 - Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор - Google Patents
Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор Download PDFInfo
- Publication number
- EA019989B1 EA019989B1 EA201100729A EA201100729A EA019989B1 EA 019989 B1 EA019989 B1 EA 019989B1 EA 201100729 A EA201100729 A EA 201100729A EA 201100729 A EA201100729 A EA 201100729A EA 019989 B1 EA019989 B1 EA 019989B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- fuel
- ignition
- fuel assembly
- module
- reproducing
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
- G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
- G21C1/024—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
- G21C3/3262—Enrichment distribution in zones
- G21C3/3265—Radial distribution
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
- G21C3/3305—Lower nozzle
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Liquid Carbonaceous Fuels (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Fuel Cell (AREA)
Abstract
Изобретение относится к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий, в частности к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок, из которых сформированы активные зоны водо-водяных энергетических реакторов, таких как реакторы типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.). Топливная сборка (1) легководного реактора имеет в плане квадратную форму и содержит запальный модуль (2), окружающий его воспроизводящий модуль (3), головку (4), хвостовик (5) запального модуля и хвостовик (6) воспроизводящего модуля. Пучок топливных элементов запального модуля (2) расположен рядами по рядам и столбцам квадратной координатной сетки и имеет четырехлепестковый профиль, образующий по длине топливного элемента винтовые дистанционирующие ребра. Воспроизводящий модуль (3) содержит каркас, в котором расположен пучок топливных элементов, выполненных из тория с добавлением обогащенного урана. Топливные элементы воспроизводящего модуля расположены по двум рядам и столбцам квадратной координатной сетки. В другом варианте осуществления изобретения топливная сборка легководного реактора имеет аналогичную конструкцию, при этом топливные элементы воспроизводящего модуля расположены по трем рядам и столбцам квадратной координатной сетки. Изобретение относится также к топливным элементам, используемым в топливных сборках, и легководным реакторам типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.), использующих топливные сборки.
Description
Изобретение относится в целом к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий, в частности к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок в форме квадрата, из которых сформированы активные зоны водо-водяных энергетических реакторов, известных как реакторы типа Р\УР (например, АР-1000, ЕРЯ и т.д.).
Предшествующий уровень техники
Ядерная энергия остается сегодня важным энергетическим ресурсом во всем мире. Многие страны, не имеющие достаточных местных ископаемых топливных ресурсов, полагаются, в основном, на ядерную энергию для получения электричества. Во многих других странах ядерная энергия используется в качестве конкурирующего источника получения электричества, который также увеличивает разнообразие используемых видов энергии. Кроме того, ядерная энергия также вносит очень важный вклад в достижение таких целей, как управление загрязнением окружающей среды, связанным с ископаемым топливом (например, кислотные дожди, глобальное потепление), и сохранение ископаемого топлива для будущих поколений.
Несмотря на то, что безопасность определенно является главным вопросом при конструировании и эксплуатации ядерных реакторов, другой главный вопрос заключается в опасности распространения материалов, которые могут использоваться в ядерном оружии. Это особенно касается стран с нестабильными правительствами, чье обладание ядерным оружием может создать значительную угрозу мировой безопасности. Поэтому ядерная энергия должна вырабатываться и использоваться таким образом, чтобы это не приводило к распространению ядерного оружия и возникающему в результате риску его использования.
Все имеющиеся в настоящее время ядерные реакторы создают большое количество материала, который принято называть реакторным плутонием. Например, обычный реактор на 1000 МВт создает порядка 200-300 кг в год реакторного плутония, который может быть пригоден для изготовления ядерного оружия. Таким образом, топливо, выгруженное из активной зоны обычных реакторов, является сильно размножающимся материалом, и требуются меры предосторожности для того, чтобы выгруженное топливо не попало в руки тех лиц, которые не имеют права им владеть. Сходная проблема безопасности существует также в связи с огромными запасами оружейного плутония, которые созданы в США и в странах бывшего СССР при демонтаже ядерного оружия.
Другая проблема, связанная с работой обычных ядерных реакторов, связана с постоянной необходимостью захоронения долгоживущих радиоактивных отходов, а также с быстрым истощением мировых ресурсов природного уранового сырья.
Для решения вышеупомянутых проблем в последнее время были сделаны попытки создать ядерные реакторы, которые работают на относительно небольших количествах непролиферативного обогащенного урана (обогащенный уран имеет содержание И-235 20% или менее) и не вырабатывают значительные количества размножающихся материалов, таких как плутоний. Примеры таких реакторов раскрыты в международных заявках \УО 85/01826 и \¥О 93/16477, в которых представлены реакторы с двойной активной зоной, содержащей запальную зону и зону воспроизводства, которые получают значительный процент своей мощности из зон воспроизводства с торием в качестве топлива. Зоны воспроизводства окружают по кругу запальную зону, в которой находятся топливные стержни из непролиферативного обогащенного урана. Уран в топливных стержнях запальной зоны выделяет нейтроны, которые захватываются торием в зонах воспроизводства, благодаря чему создается способный к ядерному делению И233, который сгорает на месте и выделяет тепло для силовой установки реактора.
Использование тория в качестве топлива для ядерного реактора является привлекательным, поскольку запасы тория в мире значительно превосходят запасы урана. Кроме того, оба указанных выше реактора являются непролиферативными в том смысле, что ни исходное загружаемое топливо, ни топливо, выгружаемое в конце каждого топливного цикла, не подходят для производства ядерного оружия. Это достигается за счет того, что применяется только непролиферативный обогащенный уран в качестве топлива запальной зоны, причем выбираются отношения объемов замедлитель/топливо, которые сводят к минимуму образование плутония, и добавляется небольшое количество непролиферативного обогащенного урана в зону воспроизводства, в которой компонента И-238 однородно смешивается с остающимся в конце цикла воспроизводства И-233 и денатурирует (изменяет естественные свойства) И-233, вследствие этого он становится непригодным для изготовления ядерного оружия.
К сожалению, ни одна из указанных выше конструкций реактора не является истинно непролиферативной. В частности, обнаружено, что обе эти конструкции приводят к уровню образования пролиферативного плутония в запальной зоне, превышающему минимально возможный уровень. Использование круговой запальной зоны с внутренней или центральной зоной воспроизводства и внешней окружающей зоной воспроизводства не может обеспечить работу реактора как непролиферативного реактора, поскольку тонкая круговая запальная зона имеет соответственно небольшую оптическую толщину, которая приводит к тому, что спектр (нейтронов) запальной зоны будет доминировать над значительно более жестким спектром внутренней и внешней зон воспроизводства. Это приводит к возникновению в запальной зоне большей доли надтепловых нейтронов и большему, чем минимальное количество, производству
- 1 019989 размножающегося плутония.
Обе эти предыдущие конструкции реактора, кроме того, не оптимизированы, исходя из стандартной точки рабочих параметров. Например, отношения объемов замедлитель/топливо в запальной зоне и зонах воспроизводства особенно критичны для получения в запальной зоне минимального количества плутония для того, чтобы из топливных стержней запальной зоны выделялось адекватное количество тепла и обеспечивалось оптимальное преобразование тория в ϋ-233 в зоне воспроизводства. Исследования показали, что предпочтительные значения отношения замедлитель/топливо, указанные в этих международных заявках, слишком высоки в запальных зонах и слишком низки в зонах воспроизводства.
Предыдущие конструкции активной зоны реактора также не особенно эффективны при потреблении непролиферативного обогащенного урана в топливных элементах запальной зоны. В результате, топливные стержни, выгруженные в конце каждого цикла топлива запальной зоны, содержали так много оставшегося урана, что их требовалось перерабатывать для повторного использования в другой активной зоне реактора.
Реактор, раскрытый в заявке \¥О 93/16477, также требует сложной механической схемы управления реактором, которая делает неподходящим его для переоснащения им активной зоны обычного реактора. Аналогично, активная зона реактора, раскрытого в заявке \¥О 85/01826, не может быть легко перенесена в обычную активную зону, поскольку ее конструктивные параметры не совместимы с параметрами обычной активной зоны.
И наконец, обе предыдущие конструкции реакторов были сконструированы специально для сжигания непролиферативного обогащенного урана с торием и они не подходят для потребления большого количества плутония. Следовательно, ни одна из этих конструкций не обеспечивает решение проблемы по хранящемуся накопленному плутонию.
Известен реактор по патенту КН 2176826 с активной зоной, включающей множество запальновоспроизводящих модулей, каждый из которых содержит центральную запальную зону, причем запальная зона включает топливные элементы запальной зоны, выполненные из материала, способного к ядерному делению, содержащего уран-235 и уран-238, круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно торий и 10 об.% или менее обогащенного урана, замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 2,5 до 5,0 и замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение замедлителя к топливу находится в диапазоне значений 1,5-2,0. При этом каждый из топливных элементов запальной зоны состоит из уран-циркониевого (И-Ζγ) сплава, а запальная зона составляет 25-40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля.
Известный реактор обеспечивает оптимальную работу с точки зрения экономичности и не является пролиферативным. Этот реактор может быть использован для потребления больших количеств плутония с торием, не создавая при этом отходов, являющихся пролиферативными материалами. При этом данный реактор производит значительно меньшие количества высокорадиоактивных отходов, вследствие чего значительно уменьшаются потребности в местах длительного хранения отходов.
Однако используемые в данном реакторе запально-воспроизводящие модули не приспособлены для использования их в существующих легководных реакторах указанного выше типа Р\УК (например, АР1000, ЕРК и т.д.).
Из описания к патенту КИ 2222837 известна топливная сборка легководного реактора, аналогичного описанному выше реактору, которая имеет, в частности, квадратную форму поперечного сечения, что позволяет установить указанную топливную сборку из запально-воспроизводящих модулей в обычный легководный реактор.
Однако кроме указания на форму поперечного сечения сборки в описании к указанному выше патенту не содержится информации о конструктивном выполнении сборки, позволяющем установить её в существующий легководный реактор типа Р\УК (например, АР-1000, ЕРК и т.д.) без внесения какихлибо изменений в конструкцию реактора.
Известна топливная сборка легководного реактора по патенту КИ 2294570, содержащая пучок тепловыделяющих элементов и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках, хвостовик и головку, причем дистанционирующие решетки соединены между собой и с хвостовиком элементами, расположенными по длине тепловыделяющей сборки, а головка состоит из соединенных верхней и нижней плит, обечайки, расположенной между упомянутыми плитами, и пружинного блока, при этом обечайка головки снабжена наружными ребрами, соединенными между собой по выступающим частям ободом и по нижним частям - перфорированными пластинами.
Известная топливная сборка относится к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок, из которых сформированы активные зоны водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000, и обладает повышенными эксплуатационными качествами за счет повышенной жесткости, уменьшенной длины головки и увеличенного свободного пространства между пучком тепловыделяющих элементов и головкой с одновременным увеличением длины тепловыделяющих элементов. Это позволяет увеличить загрузку в топливную сборку топлива с большей глубиной выгорания и тем самым увеличить мощность активной зоны реактора, а также продолжительность эксплуатации тепловыделяющей сборки.
- 2 019989
Однако в этой сборке все тепловыделяющие элементы выполнены из традиционно используемого в легководных реакторах делящегося материала, следовательно, реактору с такими сборками присущ описанный выше недостаток - создание большого количества реакторного плутония. Кроме того, данная сборка приспособлена для реакторов типа ВВЭР-1000, т.е. имеет шестиугольную форму поперечного сечения, что не соответствует форме топливных сборок, используемых в реакторах типа Р\УЕ (например, АР-1000, ЕРЕ и т.д.).
Задачей изобретения является создание топливной сборки, которая, с одной стороны, вырабатывает значительную часть своей мощности в зоне воспроизводства с торием в качестве топлива и не создает при её использовании отходов, являющихся пролиферативными материалами, а, с другой стороны, может быть установлена в существующий легководный реактор типа Р^Е (например, АР-1000, ЕРЕ и т.д.) без необходимости его существенной модификации.
Раскрытие изобретения
Указанная задача в соответствии с одним из вариантов осуществления изобретения решается тем, что топливная сборка легководного ядерного реактора, имеющая в плане квадратную форму, содержит запальный модуль, включающий в себя пучок запальных топливных элементов, в поперечном сечении расположенных по рядам и столбцам квадратной координатной сетки, при этом каждый из запальных топливных элементов содержит сердечник, включающий обогащенный уран или плутоний; и воспроизводящий модуль, окружающий вышеупомянутый запальный модуль и содержащий пучок воспроизводящих топливных элементов, каждый из которых содержит керамический торий, при этом воспроизводящие топливные элементы в поперечном сечении расположены в двух кольцах квадратной формы по рядам и столбцам квадратной координатной сетки.
Топливная сборка также содержит направляющие каналы, расположенные в запальном модуле таким образом, чтобы соответствовать расположению направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки ядерного реактора типа Р\УЕ. обеспечивая их взаимозаменяемость. В частности, топливная сборка содержит 24 направляющих канала, расположенных в запальном модуле таким образом, чтобы соответствовать расположению 24 направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки 17x17 ядерного реактора типа Р^Е, обеспечивая их взаимозаменяемость.
Каждый из множества запальных топливных элементов имеет четырехлепестковый профиль, образующий винтовые дистанционирующие ребра.
Преимущественно топливные элементы воспроизводящего модуля в поперечном сечении топливной сборки расположены в двух крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки из 19 рядов и 19 столбцов, а запальные топливные элементы расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки из 13 рядов и 13 столбцов.
При этом топливная сборка содержит кожух, имеющий квадратную форму в поперечном сечении и отделяющий топливные элементы запального модуля от топливных элементов воспроизводящего модуля. С кожухом соединен хвостовик запального модуля, на котором закреплена опорная решетка для фиксации запальных топливных элементов. Кроме того, на кожухе в его верхней части закреплена направляющая решетка для установки запальных топливных элементов с возможностью их свободного осевого перемещения.
Преимущественно количество запальных топливных элементов составляет 144 элемента, а воспроизводящих топливных элементов - 132 элемента.
Воспроизводящий модуль содержит хвостовик воспроизводящего модуля, продольно расположенные угловые элементы и несколько продольно расположенных стоек, при этом хвостовик воспроизводящего модуля жестко связан с указанными угловыми элементами и стойками, образуя каркас воспроизводящего модуля. При этом количество угловых элементов, как и количество стоек, преимущественно равно четырем.
На каркасе закреплены дистанционирующие решетки, в центральной зоне каждой из которых выполнено отверстие для расположения в нём запального модуля.
Запальный и воспроизводящий модули соединены между собой с помощью средства разъемного соединения, позволяющего совместно вводить указанные модули в активную зону ядерного реактора и выводить их из активной зоны как единый блок, а также обеспечить возможность разделения запального и воспроизводящего модулей.
Указанная задача согласно другому варианту осуществления изобретения решается тем, в топливной сборке в отличие от описанного выше варианта её выполнения воспроизводящие топливные элементы в поперечном сечении расположены в трех кольцах квадратной формы по рядам и столбцам квадратной координатной сетки.
При этом часть направляющих каналов расположена в запальном модуле, а другая часть - в воспроизводящем модуле, при этом все направляющие каналы расположены таким образом, чтобы соответствовать расположению направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки ядерного реактора типа Р^Е, обеспечивая их взаимозаменяемость.
Топливные элементы запального и воспроизводящего модулей в топливной сборке по второму варианту её выполнения в поперечном сечении топливной сборки расположены по 17 рядам и 17 столбцам
- 3 019989 квадратной координатной сетки, причем запальные топливные элементы расположены в средней части этой сетки в 11 рядах и 11 столбцах.
Топливная сборка по данному варианту, так же как и сборка по первому варианту, содержит кожух, имеющий квадратную форму в поперечном сечении и отделяющий топливные элементы запального модуля от топливных элементов воспроизводящего модуля. При этом 16 направляющих канала расположены внутри кожуха, а 8 - снаружи таким образом, чтобы соответствовать расположению 24 управляющих стержней топливной сборки 17x17 ядерного реактора типа Р\УД. обеспечивая их взаимозаменяемость. С кожухом также соединен хвостовик запального модуля, на котором закреплена опорная решетка для фиксации запальных топливных элементов. Кроме того, на кожухе в его верхней части также закреплена направляющая решетка для установки запальных топливных элементов с возможностью их свободного осевого перемещения.
В данном варианте выполнения топливной сборки в отличие от описанного выше варианта множество запальных топливных элементов включает в себя множество первых запальных топливных элементов, в поперечном сечении топливной сборки расположенных в 9 рядах и 9 столбцах средней части квадратной координатной сетки, и множество вторых запальных топливных элементов, расположенных в крайних рядах и столбцах средней части квадратной координатной сетки, причем каждый из множества первых запальных топливных элементов имеет больший диаметр описанной окружности по сравнению с диаметром описанной окружности каждого из вторых запальных топливных элементов. При этом множество первых запальных топливных элементов содержит 72 элемента, а множество вторых запальных топливных элементов содержит 36 элементов.
Вторые запальные топливные элементы в каждом из двух рядов и каждом из двух столбцов в поперечном сечении запального модуля смещены по направлению к центру кожуха, а для предотвращения поперечного смещения запальных топливных элементов на внутренней поверхности кожуха между двумя соседними вторьми запальными топливными элементами расположены средства ограничения поперечного перемещения запальных топливных элементов. Эти средства могут быть выполнены в виде пуклевок на кожухе запального модуля или в виде продольно расположенных в кожухе стержней.
Множество воспроизводящих топливных элементов в данном варианте выполнения сборки включает в себя 156 воспроизводящих топливных элементов, в поперечном сечении топливной сборки расположенных в трех крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки.
Воспроизводящий модуль в данном варианте выполнения, так же как и в первом варианте, содержит хвостовик воспроизводящего модуля, однако в данном варианте указанный хвостовик для образования каркаса воспроизводящего модуля жестко связан с расположенными в воспроизводящем модуле направляющими каналами. На каркасе также закреплены дистанционирующие решетки, в центральной зоне каждой из которых выполнено отверстие для расположения в нём запального модуля.
Как и в сборке по первому варианту выполнения, запальный и воспроизводящий модули соединены между собой с помощью средства разъемного соединения, позволяющего совместно вводить указанные модули в активную зону ядерного реактора и выводить их из активной зоны как единый блок, а также обеспечить возможность разделения запального и воспроизводящего модулей.
Размеры, форма, а также нейтронные и теплогидравлические свойства топливной сборки как по первому, так и по второму вариантам её выполнения соответствуют размерам и форме, а также нейтронным и теплогидравлическим свойствам традиционной топливной сборки ядерного реактора типа Р^К, обеспечивая их взаимозаменяемость. При этом выходная мощность топливной сборки при размещении её в ядерном реакторе вместо традиционной топливной сборки ядерного реактора типа Р\УК без внесения каких-либо дополнительных изменений в конструкцию реактора находится в пределах проектного диапазона реактора, рассчитанного на эксплуатацию с традиционными топливными сборками.
Указанная задача в соответствии с изобретением решается также тем, что топливный элемент топливной сборки ядерного реактора содержит сердечник, включающий обогащенный уран или плутоний и охватывающую его оболочку, и имеет четырехлепестковый профиль. Лепестки профиля образуют винтовые дистанционирующие ребра, при этом шаг аксиальной завивки винтовых дистанционирующих рёбер составляет от 5 до 30% длины топливного элемента. Оболочка выполнена из циркониевого сплава, а вдоль продольной оси сердечника расположен вытеснитель, имеющий в поперечном сечении практически квадратную форму. Вытеснитель выполнен из циркония или его сплава, а сердечник - из уранциркониевого (И-Ζτ) сплава с объемным содержанием урана до 30%, при этом уран обогащен до 20% по изотопу урана-235. Сердечник также может быть выполнен из плутоний-циркониевого (Ри-Ζτ) сплава с объемным содержанием энергетического плутония до 30%.
Кроме этого, указанная задача в соответствии с изобретением решается тем, что в легководном реакторе, содержащем множество топливных сборок, по крайней мере одна или все топливные сборки выполнены в соответствии с одним или другим вариантом осуществления изобретения.
Краткое описание чертежей
Особенности и достоинства настоящего изобретения будут очевидны из последующего детального описания его предпочтительных вариантов осуществления с учетом прилагаемых чертежей, на которых фиг. 1 представляет общий вид топливной сборки в соответствии с первым вариантом осуществле
- 4 019989 ния изобретения;
фиг. 2 - схематичное изображение поперечного сечения топливной сборки в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения;
фиг. 3 - общий вид топливной сборки в соответствии со вторым вариантом осуществления изобретения;
фиг. 4 - схематичное изображение поперечного сечения топливной сборки в соответствии со вторым вариантом осуществления изобретения;
фиг. 5 - схематичное изображение расположения топливных элементов запального модуля в его периферийной области в соответствии со вторым вариантом осуществления изобретения;
фиг. 6 - схематичное изображение в перспективе топливного элемента запального модуля;
фиг. 7 - схематичное изображение поперечного сечения топливного элемента запального модуля;
фиг. 8 - схематичное изображение одного из вариантов узла соединения хвостовиков запального и воспроизводящего модулей;
фиг. 9 - схематичное изображение расположения топливного элемента воспроизводящего модуля в дистанционирующей решетке;
фиг. 10 - схематичное изображение поперечного сечения активной зоны реактора, содержащей топливные сборки, выполненные в соответствии с изобретением.
Варианты осуществления изобретения
На фиг. 1 показана топливная сборка, обозначенная общей позицией 1, в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения. Топливная сборка 1 содержит запальный модуль 2, воспроизводящий модуль 3, головку 4, хвостовик 5 запального модуля и хвостовик 6 воспроизводящего модуля. Как показано на фиг. 2, запальный модуль 2 содержит пучок топливных элементов 7, а воспроизводящий модуль 3 - пучок топливных элементов 8. Каждый из топливных элементов 7 имеет четырехлепестковый профиль, образующий по длине топливного элемента винтовые дистанционирующие ребра 9 (фиг. 6), содержит сердечник 10 (фиг. 7), включающий обогащенный уран или плутоний, и охватывающую его оболочку 11 из циркониевого сплава. Внутри сердечника 10 расположен вытеснитель 12. Все топливные элементы 7 имеют контакт с каждым соседним топливным элементом 7 в точках касания винтовых дистанционирующих ребер 9. Точки касания винтовых дистанционирующих ребер 9 отстоят друг от друга в осевом направлении на расстоянии, равном 25% от величины шага винтовой линии.
Каждый из топливных элементов 8 имеет в плане круглую форму и выполнен из тория с добавлением обогащенного урана. Топливные элементы 7 и 8 в поперечном сечении расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки так, что вся топливная сборка имеет в плане форму квадрата. В частности, топливные элементы запального модуля 7 расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки из 13 рядов и 13 столбцов, а топливные элементы воспроизводящего модуля 8 расположены в двух крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки из 19 рядов и 19 столбцов.
Профили каждого топливного элемента 7 имеют одинаковый диаметр описанной окружности, составляющий, например, 12,6 мм. Количество топливных элементов 7 составляет 144 штуки. Топливные элементы 8 имеют одинаковый диаметр, составляющий, например, 8,6 мм, и расположены по сторонам квадрата в двух рядах и столбцах квадратной координатной сетки. Количество топливных элементов 8 составляет 132 штуки.
В центре запального модуля 2 расположена трубка 13, образующая направляющий канал для размещения в нем средств контроля. В пределах запального модуля 2 расположены направляющие каналы 14 для введения поглощающих стержней и стержней аварийной защиты, установленные в головке 4 с возможностью осевого смещения и связанные с хвостовиком 5 запального модуля 2 и хвостовиком 6 воспроизводящего модуля 3 посредством резьбового соединения 15 или цангового соединения 16 (фиг. 8).
Пучок топливных элементов 7 запального модуля 2 окружен кожухом 17, закрепленным в хвостовике 5. Нижние концевые участки топливных элементов 7 запального модуля 2 установлены в опорной решетке 18, а верхние их концевые участки - в направляющей решетке 19 (фиг. 1). Топливный элемент 7 запального модуля 2 может быть изготовлен методом совместного прессования (выдавливания через матрицу) в виде единой сборочной единицы. Шаг винтовой линии винтовых дистанционирующих рёбер 9 выбран из условия взаимного расположения осей смежных топливных элементов 7 на расстоянии, равном диаметру описанной окружности в поперечном сечении топливного элемента, и составляет от 5 до 30% длины топливного элемента.
Воспроизводящий модуль 3 содержит каркас, образованный четырьмя угловыми элементами 20 и четырьмя стойками 21, закрепленными на хвостовике 6. На каркасе закреплены дистанционирующие решетки 22, сквозь отверстия в которых проходят топливные элементы 8 (фиг. 9). Дистанционирующие решетки 22 имеют в центральной зоне отверстие для расположения в нем запального модуля 2.
На фиг. 3 показана топливная сборка, обозначенная общей позицией 1', в соответствии со вторым вариантом осуществления изобретения. Эта сборка содержит запальный модуль 2', воспроизводящий модуль 3', головку 4, хвостовик 5' запального модуля и хвостовик 6' воспроизводящего модуля. Как показано на фиг. 4, запальный модуль 2' содержит пучок топливных элементов 7', а воспроизводящий модуль 3' - пучок топливных элементов 8'.
- 5 019989
Аналогично топливной сборке в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения, каждый из топливных элементов 7' имеет четырехлепестковый профиль, образующий по длине топливного элемента винтовые дистанционирующие ребра 9 (фиг. 6), содержит сердечник 10 (фиг. 7), включающий обогащенный уран или плутоний, и охватывающую его оболочку 11 из циркониевого сплава. Внутри сердечника 10 расположен вытеснитель 12. Каждый из топливных элементов 8' имеет в плане круглую форму и выполнен из различных керамических композиций из тория и урана.
Топливные элементы 7' и 8' в поперечном сечении расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки так, что вся топливная сборка имеет в плане форму квадрата. В частности топливные элементы запального 7' и воспроизводящего модулей 8' расположены по 17 рядам и 17 столбцам квадратной координатной сетки, причем топливные элементы 7' расположены в средней части этой сетки в 11 рядах и 11 столбцах.
Профили топливных элементов 7', расположенные в крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки, имеют одинаковый диаметр описанной окружности, составляющий, например, 10,3 мм. Профили остальных топливных элементов 7' имеют одинаковый и больший диаметр описанной окружности, составляющий, например, 12,6 мм. Количество топливных элементов 7', расположенных в крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки, составляет 36 штук (по 9 штук в каждом крайнем ряду и столбце квадратной координатной сетки), а число остальных топливных элементов 7' составляет 72 штуки. Топливные элементы 8' имеют одинаковый диаметр, составляющий, например, 9,5 мм, и расположены в трех рядах и столбцах квадратной координатной сетки. Количество топливных элементов 8' составляет 156 штук.
Аналогично топливной сборке в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения, в центре запального модуля 2' расположена трубка 13, образующая направляющий канал для размещения в нем средств контроля. В пределах запального модуля 2' расположена одна часть направляющих каналов 14 для введения поглощающих стержней и стержней аварийной защиты, установленных в головке 4 с возможностью осевого смещения и связанных с хвостовиком 5' запального модуля 2' посредством резьбового соединения 15 или цангового соединения 16 (фиг. 8). Другая часть периферийных направляющих каналов 14' расположена в пределах воспроизводящего модуля 3', установлена в головке 4 с возможностью осевого смещения и связана с хвостовиком 6' воспроизводящего модуля 3' посредством резьбового соединения 15 или цангового соединения 16 (фиг. 8).
Аналогично топливной сборке в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения пучок топливных элементов 7' запального модуля 2' окружен кожухом 17', закрепленным на хвостовике 5'. Нижние концевые участки топливных элементов 7' запального модуля 2' установлены в опорной решетке 18, а верхние их концевые участки - в направляющей решетке 19 (фиг. 3).
Аналогично топливной сборке в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения воспроизводящий модуль 3' содержит каркас, образованный периферийными направляющими каналами 14' для введения поглощающих стержней и стержней аварийной защиты, установленными в головке 4 с возможностью осевого смещения. На каркасе закреплены дистанционирующие решетки 22, сквозь отверстия в которых проходят топливные элементы 8' (фиг. 9). Дистанционирующие решетки 22 имеют в центральной зоне отверстие для расположения в нем запального модуля 2'.
Кожух 17' запального модуля 2' и каркас воспроизводящего модуля 3' могут быть связаны посредством фиксаторов, расположенных в верхней части топливной сборки 1', как это показано на фиг. 3, с помощью шарикового фиксатора 23, взаимодействующего с обечайкой 24, закрепленной на каркасе воспроизводящего модуля 3'.
Как указано выше и как показано на фиг. 4, топливные элементы 7' крайних рядов и столбцов квадратной координатной сетки запального модуля 2' имеют меньший диаметр описанной окружности в сравнении с остальными топливными элементами 7' запального модуля 2'. Для стабилизации относительного положения топливных элементов 7' в кожухе 17' на его внутренней поверхности расположены средства ограничения поперечного перемещения топливных элементов 7'.
На фиг. 5 показана схема расположения топливных элементов запального модуля в его периферийной области в соответствии со вторым вариантом осуществления изобретения. Все топливные элементы 7' имеют контакт с каждым соседним топливным элементом 7' в точках касания винтовых дистанционирующих ребер 9, отстоящих друг от друга в осевом направлении на расстоянии равном 25% от величины шага винтовой линии. Точки контакта топливного элемента 7' с кожухом 17' запального модуля 2' могут быть расположены в областях пуклевок 25 (в деформированных областях кожуха 17'), как это показано в правой части фиг. 5. В качестве альтернативы могут быть использованы дистанционирующие стержни 26, как это показано в верхней части фиг. 5, расположенные в осевом направлении и закрепленные на хвостовике 6'. Сплошными и пунктирными линиями на фиг. 5 показаны четырехлепестковые профили топливных элементов 7' в различных сечениях для иллюстрации расположения указанных точек контакта.
Топливные сборки в соответствии с настоящим изобретением имеют топливные элементы запального модуля с сердечником 10, включающим обогащенный уран или плутоний. Преимущественно сердечник 10 выполнен из уран-циркониевого (υ-Ζτ) сплава, причем объемное содержание урана в топливной композиции составляет до 30% при обогащении по изотопу урана-235 до 20% или из плутоний
- 6 019989 циркониевого (Ри-Ζγ) сплава с объемным содержанием плутония до 30%. Вытеснитель 12, расположенный вдоль продольной оси сердечника 10, в поперечном сечении имеет практически квадратную форму. Шаг винтовой линии винтовых дистанционирующих ребер 9 составляет от 5 до 30% длины топливного элемента.
Активная зона реактора имеет такую же геометрическую конфигурацию и размеры, что и в обычном легководном реакторе типа Р\УЯ (например, АР-1000, ЕРЯ и т.д.), так что можно переоснастить этот реактор такими сборками и сформировать активную зону из необходимого числа топливных сборок. На фиг. 10 показан пример активной зоны 27 легководного реактора, которая имеет в целом круговое поперечное сечение и несколько топливных сборок, каждая из которых имеет квадратное поперечное сечение.
Монтаж топливной сборки 1 в соответствии с первым вариантом осуществления изобретения выполняется в следующей последовательности. В нижней опорной решетке 18 запального модуля 2 размещают топливные элементы 7, трубку 13 и направляющие каналы 14. Опорную решетку 18 закрепляют на хвостовике 5 запального модуля 2. Верхние концы топливных элементов 7, трубки 13 и направляющих каналы 14 располагают в верхней направляющей решетке 19. Далее на пучок топливных элементов надевают кожух 17 и крепят его к хвостовику 5 и направляющей решетке 19. Головку 4 устанавливают на верхний конец трубки 13 и верхние концы направляющих каналов 14 и фиксируют трубку 13 и направляющие каналы 14 в головке 4 с возможностью осевого перемещения.
На хвостовике 6 воспроизводящего модуля 3 закрепляют каркас, образованный угловыми элементами 20 и стойками 21, на которых располагают дистанционирующие решетки 22. Топливные элементы 8 воспроизводящего модуля 3 располагают в дистанционирующих решетках 22. Далее головку 4 и связанный с ней посредством трубки 13 и направляющих каналов 14 запальный модуль 2 с топливными элементами 7 вводят в отверстие в дистанционирующих решетках 22 и пропускают нижние участки трубки 13 и периферийных направляющих каналов 14 через хвостовик 6 воспроизводящего модуля с последующей их фиксацией с помощью резьбового соединения 15 или цангового соединения 16. Таким образом, запальный модуль 2 и воспроизводящий модуль 3 связываются друг с другом.
Собранная топливная сборка 1 устанавливается в активную зону 27 реактора.
Разборка топливной сборки 1 после ее удаления из активной зоны 27 реактора осуществляется в обратной последовательности.
Монтаж топливной сборки 1' в соответствии со вторым вариантом выполнения изобретения осуществляется различным образом в зависимости от способа относительной фиксации запального модуля 2' и воспроизводящего модуля 3'.
1. В случае использования шарикового фиксатора 23 производится его крепление на кожух 17'. Дальнейший монтаж запального модуля 2' осуществляется аналогично монтажу запального модуля 2 по первому варианту осуществления изобретения. В нижней опорной решетке 18 запального модуля 2' размещают топливные элементы 7', трубку 13 и направляющие каналы 14. Опорную решетку 18 закрепляют на хвостовике 5' запального модуля 2'. Верхние концы топливных элементов 7', трубки 13 и направляющих каналов 14 располагают в верхней направляющей решетке 19. Далее на пучок топливных элементов надевают кожух 17' и крепят его к хвостовику 5' и направляющей решетке 19. Головку 4 устанавливают на верхний конец трубки 13 и верхние концы направляющих каналов 14 и фиксируют трубку 13 и направляющие каналы 14 в головке 4 с возможностью осевого перемещения.
Периферийные направляющие каналы 14' устанавливают в хвостовике 6 воспроизводящего модуля 3' и закрепляют на направляющих каналах 14' дистанционирующие решетки 22, образующие каркас воспроизводящего модуля 3'. Топливные элементы 8' воспроизводящего модуля 3' располагают в дистанционирующих решетках 22 и обечайке 24.
Далее головку 4 и связанный с ней посредством трубки 13 и периферийных направляющих каналов 14' запальный модуль 2' с топливными элементами 7' вводят в отверстие в дистанционирующих решетках 22 и закрепляют направляющие каналы 14' в головке 4 с возможностью осевого перемещения. Относительная фиксация запального модуля 2' и каркаса воспроизводящего модуля 3' обеспечивается шариковым фиксатором 23.
Собранная топливная сборка 1 устанавливается в активную зону 27 реактора.
Демонтаж топливной сборки 1' после ее удаления из активной зоны 27 реактора осуществляется в обратной последовательности.
2. В случае использования резьбового или цангового соединения монтаж и демонтаж топливной сборки 1' осуществляется аналогично монтажу/демонтажу топливной сборки по первому варианту осуществления изобретения, т.е. хвостовик 5 запального модуля 2' и хвостовик 6 воспроизводящего модуля 3' соединяются между собой посредством резьбового соединения 15 или цангового соединения 16.
Функционирование топливных сборок 1 и 1' в активной зоне 27 реактора осуществляется аналогично тому, как это происходит в известных реакторах типа Р\УЯ (например, АР-1000, ЕРЯ и т.д.).
Использование настоящего изобретения позволяет добиться экономии природного урана за счет наличия в конструкции топливной сборки ториевой части (воспроизводящий модуль), т.к. торий в процессе выгорания накапливает вторичное ядерное горючее в виде урана-233, сгорание которого вносит сущест
- 7 019989 венный вклад в энерговыработку активной зоны с такими сборками. Это приводит к улучшению характеристик нераспространения и упрощению проблем обращения с отработавшими топливными сборками, поскольку в значительной степени снижается (на 80%) накопление традиционного для реакторов Р\УК (например, АР-1000, ЕРК и т.д.) вторичного ядерного горючего (плутония, пригодного для изготовления ядерного оружия), а новое вторичное ядерное горючее - уран-233 (вернее то, что остается после его сгорания в ториевом воспроизводящем модуле на месте) является непригодным для изготовления ядерного оружия из-за загрязнения изотопом урана-232 и четными изотопами плутония. При этом удается добиться упрощения проблем обращения с отработавшими топливными сборками путем снижения объемов отходов за счет увеличения назначенного ресурса топлива и за счет снижения содержания в выгруженном топливе изотопов с длительной радиационной токсичностью.
Конструкция топливной сборки в соответствии с настоящим изобретением позволяет использовать её в реакторах типа Р\УК (например, АР-1000, ЕРК и т.д.) за счет как механической, так и гидравлической и нейтронно-физической совместимости с конструкций штатных топливных сборок.
Механическая совместимость со штатной топливной сборкой реактора Р\УК (например, АР-1000, ЕРК и т.д.) обеспечивается наличием силового каркаса, обеспечивающего устойчивость к формоизменению при длительной эксплуатации и высоких выгораниях топлива; идентичностью присоединительных размеров;
использованием конструкции хвостовика, головки и силового каркаса, совместимых с аналогичными частями штатных топливных сборок;
совместимостью конструкции запального модуля с конструкцией штатных органов регулирования и перегрузочных устройств.
Полная гидравлическая характеристика топливной сборки в соответствии с настоящим изобретением практически совпадает с характеристикой штатной топливной сборки за счет наличия системы двух образованных запальным и воспроизводящим модулями параллельных каналов, объединенных общими раздающим (напорным) и сборным коллекторами. При этом запальный и воспроизводящий модули гидравлически связаны между собой на нижнем входном и верхнем выходном участках. Такое выполнение топливной сборки обеспечивает сохранение сопротивления активной зоны реактора типа Р\УК (например, АР-1000, ЕРК и т.д.) с топливными сборками согласно изобретению на уровне штатного значения. Таким образом, установка топливных сборок в соответствии с настоящим изобретением в реактор типа Р\УК (например, АР-1000, ЕРК и т.д.) не приведет к изменению расхода теплоносителя в первом контуре реактора. При этом соотношение гидравлических сопротивлений между входом в сборку, активной частью воспроизводящего модуля и выходом из сборки в топливных сборках согласно изобретению и штатной топливной сборки близки, что обеспечивает гидравлическую совместимость топливных сборок согласно изобретению со штатными сборками и отсутствие нештатных (дополнительных) перетечек теплоносителя между ними. Это позволяет использовать в реакторе часть топливных сборок в соответствии с настоящим изобретением одновременно со штатными топливными сборками реактора.
Нейтронно-физическая совместимость со штатной топливной сборкой обеспечивается следующим: назначенный ресурс по выгоранию достигается за счет использования специально подобранных топливных композиций и композиций с выгорающим поглотителем;
штатная мощность топливной сборки достигается за счет использования специально подобранных содержаний топливной загрузки в топливных композициях запального и воспроизводящего модулей;
удовлетворение требований по неравномерности профиля энерговыделения достигается за счет использования специально подобранных содержаний топливной загрузки в различных рядах и столбцах квадратной координатной сетки топливных элементов запального модуля и содержания топливной загрузки в воспроизводящем модуле;
сохранение эффектов реактивности в диапазоне, характерном для штатных топливных сборок, достигается за счет использования специально подобранных характеристик топливных композиций;
возможность регулирования уровня мощности и сброса мощности штатными органами регулирования обеспечивается совместимостью конструкции двухсекционной топливной сборки со штатным размещением технологических каналов (труб) для перемещения органов регулирования.
Преимуществом настоящего изобретения является также то, что двухсекционная топливная сборка в соответствии с настоящим изобретением является разборной, что позволяет обеспечить независимую перегрузку запального модуля. Более частая перегрузка запального модуля позволяет создать наиболее благоприятные условия (по нейтронному балансу и длительности облучения) для тория, помещенного в воспроизводящий модуль сборки.
Claims (46)
- ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ1. Топливная сборка легководного ядерного реактора, имеющая в плане квадратную форму и содержащая запальный модуль, включающий в себя пучок запальных топливных элементов, в поперечном сечении расположенных по рядам и столбцам квадратной координатной сетки, при этом каждый из запаль- 8 019989 ных топливных элементов содержит сердечник, включающий обогащенный уран или плутоний;воспроизводящий модуль, окружающий вышеупомянутый запальный модуль и содержащий пучок воспроизводящих топливных элементов, каждый из которых содержит керамический торий, при этом воспроизводящие топливные элементы в поперечном сечении расположены в двух кольцах квадратной формы по рядам и столбцам квадратной координатной сетки.
- 2. Топливная сборка по п.1, содержащая направляющие каналы, расположенные в запальном модуле таким образом, чтобы соответствовать расположению направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки ядерного реактора типа Р\УЯ. обеспечивая их взаимозаменяемость.
- 3. Топливная сборка по п.2, содержащая 24 направляющих канала, расположенных в запальном модуле таким образом, чтобы соответствовать расположению 24 направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки 17x17 ядерного реактора типа Р^К, обеспечивая их взаимозаменяемость.
- 4. Топливная сборка по п.1, в которой каждый из множества запальных топливных элементов имеет четырехлепестковый профиль, образующий винтовые дистанционирующие ребра.
- 5. Топливная сборка по п.4, в которой топливные элементы воспроизводящего модуля в поперечном сечении топливной сборки расположены в двух крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки из 19 рядов и 19 столбцов, а запальные топливные элементы расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки из 13 рядов и 13 столбцов.
- 6. Топливная сборка по п.5, содержащая кожух, имеющий квадратную форму в поперечном сечении и отделяющий топливные элементы запального модуля от топливных элементов воспроизводящего модуля.
- 7. Топливная сборка по п.6, содержащая соединенный с кожухом хвостовик запального модуля.
- 8. Топливная сборка по п.7, содержащая опорную решетку, закрепленную на хвостовике запального модуля для фиксации запальных топливных элементов.
- 9. Топливная сборка по п.6, содержащая закрепленную на кожухе в его верхней части направляющую решетку для установки запальных топливных элементов с возможностью их свободного осевого перемещения.
- 10. Топливная сборка по п.5, в которой множество запальных топливных элементов содержит 144 элемента.
- 11. Топливная сборка по п.5, в которой множество воспроизводящих топливных элементов содержит 132 элемента.
- 12. Топливная сборка по п.1, в которой воспроизводящий модуль содержит хвостовик воспроизводящего модуля и продольно расположенные угловые элементы и несколько продольно расположенных стоек, при этом хвостовик воспроизводящего модуля жестко связан с указанными угловыми элементами и стойками, образуя каркас воспроизводящего модуля.
- 13. Топливная сборка по п.12, в которой количество угловых элементов равно четырем.
- 14. Топливная сборка по п.13, в которой количество стоек равно четырем.
- 15. Топливная сборка по п.12, содержащая закрепленные на каркасе дистанционирующие решетки, в центральной зоне каждой из которых выполнено отверстие для расположения в нём запального модуля.
- 16. Топливная сборка по п.1, содержащая средство соединения запального и воспроизводящего модулей для их совместного введения в активную зону ядерного реактора и выведения из активной зоны как единого блока.
- 17. Топливная сборка по п.16, в которой средство соединения запального и воспроизводящего модулей выполнено разъемным для обеспечения возможности разделения запального и воспроизводящего модулей.
- 18. Топливная сборка по п.1, размеры, форма, а также нейтронные и теплогидравлические свойства которой соответствуют размерам и форме, а также нейтронным и теплогидравлическим свойствам традиционной топливной сборки ядерного реактора типа Р^К, обеспечивая их взаимозаменяемость.
- 19. Топливная сборка по п.18, выходная мощность которой при размещении её в ядерном реакторе вместо традиционной топливной сборки ядерного реактора типа Р\УК без внесения каких-либо дополнительных изменений в конструкцию реактора находится в пределах проектного диапазона реактора, рассчитанного на эксплуатацию с традиционными топливными сборками.
- 20. Топливная сборка легководного ядерного реактора, имеющая в плане квадратную форму и содержащая запальный модуль, включающий в себя пучок запальных топливных элементов, в поперечном сечении расположенных по рядам и столбцам квадратной координатной сетки, при этом каждый из запальных топливных элементов содержит сердечник, включающий обогащенный уран или плутоний;воспроизводящий модуль, окружающий вышеупомянутый запальный модуль и содержащий пучок воспроизводящих топливных элементов, каждый из которых содержит керамический торий, при этом воспроизводящие топливные элементы в поперечном сечении расположены в трех кольцах квадратной формы по рядам и столбцам квадратной координатной сетки.
- 21. Топливная сборка по п.20, содержащая направляющие каналы, часть из которых расположена в запальном модуле, а другая часть - в воспроизводящем модуле, при этом все направляющие каналы рас- 9 019989 положены таким образом, чтобы соответствовать расположению направляющих каналов для управляющих стержней топливной сборки ядерного реактора типа РАЯ, обеспечивая их взаимозаменяемость.
- 22. Топливная сборка по п.21, содержащая 24 направляющих канала, часть из которых расположена в запальном модуле, а другая часть - в воспроизводящем модуле, при этом все 24 направляющих канала расположены таким образом, чтобы соответствовать расположению 24 управляющих стержней топливной сборки 17x17 ядерного реактора типа РАК обеспечивая их взаимозаменяемость.
- 23. Топливная сборка по п.20, в которой каждый из множества запальных топливных элементов имеет четырехлепестковый профиль, образующий винтовые дистанционирующие ребра.
- 24. Топливная сборка по п.23, в которой топливные элементы запального и воспроизводящего модулей в поперечном сечении топливной сборки расположены по 17 рядам и 17 столбцам квадратной координатной сетки, причем запальные топливные элементы расположены в средней части этой сетки в 11 рядах и 11 столбцах.
- 25. Топливная сборка по п.24, содержащая кожух, имеющий квадратную форму в поперечном сечении и отделяющий топливные элементы запального модуля от топливных элементов воспроизводящего модуля.
- 26. Топливная сборка по п.25, содержащая 24 направляющих канала, 16 из которых расположены внутри кожуха, а 8 - снаружи таким образом, чтобы соответствовать расположению 24 управляющих стержней топливной сборки 17x17 ядерного реактора типа РАЯ, обеспечивая их взаимозаменяемость.
- 27. Топливная сборка по п.25, содержащая соединенный с кожухом хвостовик запального модуля.
- 28. Топливная сборка по п.27, содержащая опорную решетку, закрепленную на хвостовике запального модуля для фиксации запальных топливных элементов.
- 29. Топливная сборка по п.28, содержащая закрепленную на кожухе в его верхней части направляющую решетку для установки запальных топливных элементов с возможностью их свободного осевого перемещения.
- 30. Топливная сборка по п.25, в которой множество запальных топливных элементов включает в себя множество первых запальных топливных элементов, в поперечном сечении топливной сборки расположенных в 9 рядах и 9 столбцах средней части квадратной координатной сетки, и множество вторых запальных топливных элементов, расположенных в крайних рядах и столбцах средней части квадратной координатной сетки, причем каждый из множества первых запальных топливных элементов имеет больший диаметр описанной окружности по сравнению с диаметром описанной окружности каждого из вторых запальных топливных элементов.
- 31. Топливная сборка по п.30, в которой множество первых запальных топливных элементов содержит 72 элемента, а множество вторых запальных топливных элементов содержит 36 элементов.
- 32. Топливная сборка по п.31, в которой вторые запальные топливные элементы в каждом из двух рядов и каждом из двух столбцов в поперечном сечении запального модуля смещены по направлению к центру кожуха.
- 33. Топливная сборка по п.32, в которой на внутренней поверхности кожуха между двумя соседними вторыми запальными топливными элементами расположены средства ограничения поперечного перемещения запальных топливных элементов.
- 34. Топливная сборка по п.33, в которой средства ограничения поперечного перемещения запальных топливных элементов выполнены в виде пуклевок на кожухе запального модуля.
- 35. Топливная сборка по п.33, в которой средства ограничения поперечного перемещения запальных топливных элементов выполнены в виде продольно расположенных в кожухе стержней.
- 36. Топливная сборка по п.24, в которой множество воспроизводящих топливных элементов включает в себя 156 воспроизводящих топливных элементов, в поперечном сечении топливной сборки расположенных в трех крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки.
- 37. Топливная сборка по п.21, в которой воспроизводящий модуль содержит хвостовик воспроизводящего модуля, жестко связанный с расположенными в воспроизводящем модуле направляющими каналами, образуя каркас воспроизводящего модуля.
- 38. Топливная сборка по п.37, содержащая закрепленные на каркасе дистанционирующие решетки, в центральной зоне каждой из которых выполнено отверстие для расположения в нём запального модуля.
- 39. Топливная сборка по п.20, содержащая средство соединения запального и воспроизводящего модулей для их совместного введения в активную зону ядерного реактора и выведения из активной зоны как единого блока.
- 40. Топливная сборка по п.39, в которой средство соединения запального и воспроизводящего модулей выполнено разъемным для обеспечения возможности разделения запального и воспроизводящего модулей.
- 41. Топливная сборка по п.20, размеры, форма, а также нейтронные и теплогидравлические свойства которой соответствуют размерам и форме, а также нейтронным и теплогидравлическим свойствам традиционной топливной сборки ядерного реактора типа РАЯ, обеспечивая их взаимозаменяемость.
- 42. Топливная сборка по п.41, выходная мощность которой при размещении её в ядерном реакторе- 10 019989 вместо традиционной топливной сборки ядерного реактора типа РАЯ без внесения каких-либо дополнительных изменений в конструкцию реактора находится в пределах проектного диапазона реактора, рассчитанного на эксплуатацию с традиционными топливными сборками.
- 43. Легководный ядерный реактор, содержащий множество топливных сборок, отличающийся тем, что содержит по меньшей мере одну топливную сборку по пп.1-19.
- 44. Легководный реактор по п.43, отличающийся тем, что все топливные сборки представляют собой топливные сборки по пп.1-19.
- 45. Легководный реактор, содержащий множество топливных сборок, отличающийся тем, что содержит по меньшей мере одну топливную сборку по пп.20-42.
- 46. Легководный реактор по п.45, отличающийся тем, что все топливные сборки представляют собой топливные сборки по пп.20-42.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
PCT/RU2008/000801 WO2010074592A1 (ru) | 2008-12-25 | 2008-12-25 | Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты), легководный ядерный реактор и топливный элемент топливной сборки |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
EA201100729A1 EA201100729A1 (ru) | 2011-12-30 |
EA019989B1 true EA019989B1 (ru) | 2014-07-30 |
Family
ID=42287975
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
EA201100729A EA019989B1 (ru) | 2008-12-25 | 2008-12-25 | Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор |
Country Status (12)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US9355747B2 (ru) |
EP (4) | EP2372717B1 (ru) |
JP (1) | JP5755568B2 (ru) |
KR (1) | KR101546814B1 (ru) |
CN (1) | CN102301430B (ru) |
AU (1) | AU2008365658B2 (ru) |
CA (2) | CA2748367C (ru) |
EA (1) | EA019989B1 (ru) |
ES (2) | ES2715529T3 (ru) |
HU (3) | HUE027561T2 (ru) |
UA (1) | UA102716C2 (ru) |
WO (1) | WO2010074592A1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2020009600A1 (ru) * | 2018-07-04 | 2020-01-09 | Акционерное Общество "Твэл" | Ядерный реактор с водой под давлением |
Families Citing this family (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CA2710432C (en) | 2007-12-26 | 2016-04-26 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor, fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor and a fuel cell for a fuel assembly |
CN102301430B (zh) | 2008-12-25 | 2016-06-29 | 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 |
US10170207B2 (en) * | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
WO2012097029A1 (en) * | 2011-01-14 | 2012-07-19 | Thorium Power, Inc. | Locking device for nuclear fuel sub-assemblies |
US10128004B2 (en) * | 2013-10-04 | 2018-11-13 | Westinghouse Electric Company Llc | High temperature strength, corrosion resistant, accident tolerant nuclear fuel assembly grid |
US20170206983A1 (en) * | 2016-01-17 | 2017-07-20 | Yousef M. Farawila | Method and fuel design to stabilize boiling water reactors |
JP6896561B2 (ja) * | 2016-09-26 | 2021-06-30 | 株式会社東芝 | 軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心、軽水炉用燃料集合体製造方法およびmox燃料集合体製造方法 |
KR101987105B1 (ko) * | 2017-08-30 | 2019-06-11 | 한국원자력연구원 | 판형 핵연료 집합체 가공용 고정구 및 이를 이용한 판형 핵연료 집합체의 가공방법 |
RU180840U1 (ru) * | 2017-12-12 | 2018-06-28 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Твэл дисперсионного типа |
TWI795484B (zh) * | 2017-12-20 | 2023-03-11 | 美商Tn美國有限責任公司 | 用於燃料總成的模組提籃總成 |
CN108922642B (zh) * | 2017-12-27 | 2019-09-17 | 中核北方核燃料元件有限公司 | 一种环形核燃料组件上管座机械加工方法及加工夹具 |
RU2689138C1 (ru) * | 2017-12-28 | 2019-05-24 | Акционерное общество "ТВЭЛ" (АО "ТВЭЛ") | Устройство для улавливания твердых частиц в тепловыделяющей сборке ядерного реактора |
CN109215809B (zh) * | 2018-09-13 | 2022-03-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种超临界二氧化碳反应堆微球形燃料组件 |
CN109872826B (zh) * | 2019-01-30 | 2020-10-23 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种用于反应堆的燃料元件及其制备方法 |
RU2755261C1 (ru) * | 2021-03-10 | 2021-09-14 | Акционерное общество "Обнинское научно-производственное предприятие "Технология" им. А.Г.Ромашина" | Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах |
RU2755683C1 (ru) * | 2021-03-15 | 2021-09-20 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора |
CA3151169A1 (en) | 2021-05-11 | 2022-11-11 | Clean Core Thorium Energy Llc | Thorium-based fuel design for pressurized heavy water reactors |
KR102643938B1 (ko) | 2022-02-04 | 2024-03-08 | 한국수력원자력 주식회사 | 핵연료 집합체 해체시스템 및 해체방법 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB920343A (en) * | 1959-04-30 | 1963-03-06 | Babcock & Wilcox Co | Improvements in or relating to fuel element assembly for nuclear reactors |
RU2170956C1 (ru) * | 2000-07-31 | 2001-07-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
RU2176826C2 (ru) * | 1994-08-16 | 2001-12-10 | Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн | Ядерный реактор (варианты), способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора (варианты) и активная зона ядерного реактора (варианты) |
Family Cites Families (435)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2780517A (en) | 1943-04-27 | 1957-02-05 | Beppino J Fontana | Separation of uranium from foreign substances |
US2887357A (en) | 1944-11-03 | 1959-05-19 | Glenn T Seaborg | Dry fluorine separation method |
US2894827A (en) | 1949-10-10 | 1959-07-14 | Earl K Hyde | Uranium separation process |
GB853511A (en) | 1949-02-22 | 1960-11-09 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to heat transfer systems |
US2898185A (en) | 1949-09-14 | 1959-08-04 | George E Boyd | Adsorption method for separating thorium values from uranium values |
US2879216A (en) | 1954-02-05 | 1959-03-24 | Jr Henry Hurwitz | Neutronic reactor |
LU34099A1 (ru) | 1955-02-16 | 1900-01-01 | ||
BE559120A (ru) | 1956-07-12 | |||
BE553708A (ru) * | 1956-07-18 | |||
BE562944A (ru) | 1956-12-11 | |||
GB887713A (en) | 1957-03-11 | 1962-01-24 | Babcock & Wilcox Ltd | Improvements in nuclear fuel sheaths or cans and in nuclear reactors of the kind including fuel enclosed in cans |
US3197376A (en) * | 1957-04-22 | 1965-07-27 | North American Aviation Inc | Epithermal thorium power-breeder nuclear reactor |
FR1189249A (fr) | 1957-11-14 | 1959-10-01 | Réacteur nucléaire à liquide bouillant | |
DE1074168B (de) | 1958-03-17 | 1960-01-28 | Westinghouse Electric Corporation, East Pittsburgh, Pa. (V. St. A.) | Spaltstoffelemcnt für heterogene Kernreaktoren, insbesondere für Druckwasserreaktoren |
US3070527A (en) | 1958-04-29 | 1962-12-25 | Walter J Hurford | Composite fuel element |
GB909637A (en) | 1958-12-10 | 1962-10-31 | Rolls Royce | Improvements in or relating to nuclear reactors |
GB889775A (en) | 1959-01-14 | 1962-02-21 | Gen Electric Co Ltd | Improvements in and relating to thorium disilicide |
GB904140A (en) | 1959-02-13 | 1962-08-22 | Parsons C A & Co Ltd | Improvements in and relating to means for assisting heat transfer between a surface and a fluid |
FR1234258A (fr) | 1959-05-13 | 1960-10-17 | Barre de combustible avec canaux intérieurs pour réacteur nucléaire | |
US3046088A (en) | 1960-06-22 | 1962-07-24 | Frederick L Horn | Protactinium extraction |
NL273960A (ru) * | 1961-01-25 | |||
US3105035A (en) | 1961-10-02 | 1963-09-24 | Sterling J Weems | Construction of nuclear fuel elements |
NL288609A (ru) | 1962-02-09 | |||
BE628206A (ru) | 1962-02-09 | |||
BE633880A (ru) | 1962-06-20 | |||
GB1031678A (en) | 1962-11-30 | 1966-06-02 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to cermets |
NL127098C (ru) | 1963-09-06 | |||
US3154471A (en) | 1963-11-15 | 1964-10-27 | Radkowsky Alvin | Nuclear reactor |
US3252867A (en) * | 1964-06-26 | 1966-05-24 | George H Conley | Long lifetime nuclear reactor |
US3208912A (en) | 1964-07-20 | 1965-09-28 | Jaye Seymour | Nuclear reactor fuel management method |
US3322644A (en) | 1964-07-22 | 1967-05-30 | Physies Internat Company | Core element for a breeder nuclear reactor |
BE651866A (ru) | 1964-08-14 | 1965-02-15 | ||
US3285825A (en) | 1964-09-16 | 1966-11-15 | Atomic Power Dev Ass Inc | Reinforced ceramic fuel elements |
JPS4320223Y1 (ru) | 1964-10-31 | 1968-08-24 | ||
US3219535A (en) | 1964-12-15 | 1965-11-23 | Thomas R Robbins | Nuclear reactor control means |
DE1514124A1 (de) | 1965-03-05 | 1969-09-04 | Licentia Gmbh | Hohlzylindrisches Kernreaktor-Brennelement |
FR1444002A (fr) | 1965-04-28 | 1966-07-01 | Akad Wissenschaften Ddr | élément combustible et son procédé de fabrication |
US3309277A (en) | 1965-05-17 | 1967-03-14 | Jaye Seymour | Nuclear reactor and method of fuel management therefor |
FR1444181A (fr) | 1965-05-19 | 1966-07-01 | Commissariat Energie Atomique | élément combustible de réacteur nucléaire |
FR1462237A (fr) | 1965-07-22 | 1966-04-15 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur nucléaire refroidi par métal liquide |
US3335060A (en) | 1965-09-20 | 1967-08-08 | Richard L Diener | Seed-blanket neutronic reactor |
JPS4212028Y1 (ru) | 1965-09-21 | 1967-07-06 | ||
US3339631A (en) | 1966-07-13 | 1967-09-05 | James A Mcgurty | Heat exchanger utilizing vortex flow |
US3378453A (en) | 1966-07-13 | 1968-04-16 | Atomic Energy Commission Usa | High heat flux neutronic fuel element |
GB1126396A (en) | 1966-07-18 | 1968-09-05 | Ca Atomic Energy Ltd | Nuclear reactor fuel element and method of manufacturing same |
BE694504A (ru) | 1967-02-23 | 1967-07-31 | ||
US3486973A (en) | 1967-04-11 | 1969-12-30 | Westinghouse Electric Corp | Breeder reactor |
US3394049A (en) | 1967-09-28 | 1968-07-23 | Atomic Energy Commission Usa | Nuclear reactor core configuration |
US3546068A (en) | 1967-11-01 | 1970-12-08 | Babcock & Wilcox Co | Nuclear reactor core construction |
US3660228A (en) | 1967-11-06 | 1972-05-02 | Teledyne Inc | Nuclear reactor control with reflector and absorber means |
US3577225A (en) | 1968-07-18 | 1971-05-04 | Atomic Energy Commission | Method for separating uranium, protactinium, and rare earth fission products from spent molten fluoride salt reactor fuels |
GB1279084A (en) | 1968-11-15 | 1972-06-21 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
US3637931A (en) | 1968-12-20 | 1972-01-25 | Philips Corp | Optic relay for use in television |
US3640844A (en) | 1969-11-07 | 1972-02-08 | Atomic Energy Commission | Power-flattened seed-blanket reactor core |
US3736227A (en) | 1970-06-01 | 1973-05-29 | Continental Oil Co | Nuclear reactor fuel element spacer assembly lock |
US3714322A (en) | 1970-06-10 | 1973-01-30 | Atomic Energy Commission | Method for preparing high purity 233 uranium |
US3859165A (en) | 1970-07-29 | 1975-01-07 | Atomic Energy Commission | Epithermal to intermediate spectrum pressurized heavy water breeder reactor |
US3671392A (en) | 1971-03-15 | 1972-06-20 | Atomic Energy Commission | Light-water breeder reactor |
US3814667A (en) | 1971-05-20 | 1974-06-04 | Combustion Eng | Fuel assembly hold-down device |
USRE31583E (en) | 1971-05-20 | 1984-05-08 | Combustion Engineering, Inc. | Fuel assembly hold-down device |
US3801734A (en) | 1971-12-23 | 1974-04-02 | Combustion Eng | Reactor-fuel assembly hold down |
US3847736A (en) | 1972-01-24 | 1974-11-12 | Combustion Eng | Flow twister for a nuclear reactor |
US3853703A (en) | 1972-07-03 | 1974-12-10 | Combustion Eng | Fuel assembly hold-up device |
US4077835A (en) | 1972-11-24 | 1978-03-07 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor with self-orificing radial blanket |
DE2307925A1 (de) | 1973-02-17 | 1974-08-29 | Bayer Ag | Herstellung von fluoriden aus kieselfluorwasserstoffsaeure |
US4393510A (en) | 1973-07-20 | 1983-07-12 | Pacific Nuclear Fuels, Inc. | Reactor for production of U-233 |
US4202793A (en) | 1973-10-26 | 1980-05-13 | Agip Nucleare S.P.A. | Production of microspheres of thorium oxide, uranium oxide and plutonium oxide and their mixtures containing carbon |
US3957575A (en) | 1974-04-16 | 1976-05-18 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Mechanical design of a light water breeder reactor |
US3960655A (en) | 1974-07-09 | 1976-06-01 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Nuclear reactor for breeding U233 |
US3998692A (en) | 1974-07-09 | 1976-12-21 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Nuclear reactor for breeding U233 |
US4059539A (en) | 1974-07-22 | 1977-11-22 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | (U,Zr)N alloy having enhanced thermal stability |
US3971575A (en) | 1974-11-29 | 1976-07-27 | Combustion Engineering, Inc. | Releasable locking device |
UST947011I4 (ru) | 1975-04-17 | 1976-06-01 | ||
US4029740A (en) | 1975-11-24 | 1977-06-14 | Rockwell International Corporation | Method of producing metal nitrides |
DE2601684C3 (de) | 1976-01-17 | 1978-12-21 | Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Herstellung von Brenn- und Brutstoff-Partikeln |
US4078967A (en) | 1976-07-26 | 1978-03-14 | Combustion Engineering, Inc. | Holddown device for nuclear fuel assembly |
US4072564A (en) | 1976-09-24 | 1978-02-07 | The Babcock & Wilcox Company | Motion restraining apparatus for a nuclear reactor |
US4192716A (en) | 1976-12-27 | 1980-03-11 | Combustion Engineering Inc. | Peripheral pin alignment system for fuel assemblies |
US4111348A (en) | 1977-03-09 | 1978-09-05 | Westinghouse Electric Corp. | Grid braze application mold |
DE2733384C2 (de) | 1977-07-23 | 1982-02-25 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zur Herstellung von Brutstoff- oder Brenn- und Brutstoffkernen für Brennelemente von Kernreaktoren |
DE2742946C2 (de) | 1977-09-23 | 1979-07-26 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Federelement für die Niederhaltung von Kernreaktorbrennelementen |
IL53122A (en) | 1977-10-13 | 1980-11-30 | Univ Ramot | Nuclear reactor and method of operating same |
US4194948A (en) | 1977-11-14 | 1980-03-25 | General Atomic | Locking support for nuclear fuel assemblies |
US4235669A (en) | 1978-03-30 | 1980-11-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor composite fuel assembly |
DE2819734C2 (de) | 1978-05-05 | 1986-10-16 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Kernreaktor |
JPS5923830Y2 (ja) | 1978-06-21 | 1984-07-14 | 石川島播磨重工業株式会社 | シ−ルド掘進機の土砂付着防止装置 |
US4309251A (en) | 1978-11-13 | 1982-01-05 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel assembly holddown apparatus |
US4298434A (en) | 1978-11-13 | 1981-11-03 | Combustion Engineering, Inc. | Bottom mounted fuel holddown mechanism |
US4268357A (en) | 1978-11-24 | 1981-05-19 | Combustion Engineering, Inc. | Positive lock holddown device |
US4292278A (en) | 1979-02-21 | 1981-09-29 | Wyoming Mineral Corp. | Purification of wet process phosphoric acid as a pretreatment step in the recovery of uranium |
US4285771A (en) | 1979-02-22 | 1981-08-25 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear core and fuel assemblies |
US4324618A (en) | 1979-06-08 | 1982-04-13 | The Babcock & Wilcox Company | Fuel element assembly |
US4304631A (en) | 1979-07-02 | 1981-12-08 | The Babcock & Wilcox Company | Control component retainer |
US4320093A (en) | 1979-11-13 | 1982-03-16 | Bohumil Volesky | Separation of uranium by biosorption |
FR2479535A1 (fr) | 1980-03-26 | 1981-10-02 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de limitation des effets de la poussee hydraulique axiale s'exercant sur des assemblages combustibles de reacteurs nucleaires |
US4344912A (en) | 1980-06-16 | 1982-08-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method of increasing the deterrent to proliferation of nuclear fuels |
US4381284A (en) | 1980-12-16 | 1983-04-26 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly for a nuclear reactor |
SE424929B (sv) | 1980-12-19 | 1982-08-16 | Asea Atom Ab | Brenslepatron avsedd for en kokvattenreaktor |
JPS57194390A (en) | 1981-05-26 | 1982-11-29 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fixing device for nuclear fuel assembly |
US4474398A (en) | 1981-06-26 | 1984-10-02 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly locking apparatus |
US4450016A (en) | 1981-07-10 | 1984-05-22 | Santrade Ltd. | Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors |
JPS5819592A (ja) | 1981-07-27 | 1983-02-04 | 株式会社日立製作所 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
JPS5821194A (ja) | 1981-07-29 | 1983-02-07 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉燃料集合体 |
KR860000966B1 (ko) | 1981-11-30 | 1986-07-23 | 엘돈 에이취. 루터 | 원자로 연료 조립체용 힘 방지 그리드 |
FR2520148B1 (fr) | 1982-01-18 | 1986-01-10 | Commissariat Energie Atomique | Piece d'extremite d'assemblage combustible de reacteur nucleaire comportant un levier rigide rappele elastiquement |
JPS58140678A (ja) | 1982-02-16 | 1983-08-20 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 核燃料集合体用スペ−サ |
US4666664A (en) | 1982-04-15 | 1987-05-19 | Westinghouse Electric Corp. | Coolant flow paths within a nuclear fuel assembly |
US4560532A (en) | 1982-04-15 | 1985-12-24 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel assembly |
US4584167A (en) | 1982-04-23 | 1986-04-22 | Westinghouse Electric Corp. | Blanket management method for liquid metal fast breeder reactors |
JPS58187891A (ja) * | 1982-04-26 | 1983-11-02 | 日本原子力事業株式会社 | 燃料集合体 |
US4495136A (en) | 1982-05-11 | 1985-01-22 | Westinghouse Electric Corp. | Maximum power capability blanket for nuclear reactors |
US4968476A (en) | 1982-05-14 | 1990-11-06 | Touro College | Light water breeder reactor using a uranium-plutonium cycle |
SE434679B (sv) | 1982-07-01 | 1984-08-06 | Asea Ab | Anordning vid hermetiskt slutna lastceller for eliminering av inverkan pa metverdet av en skillnad mellan trycket i ett givarrum och atmosferstrycket |
US4544522A (en) | 1982-08-20 | 1985-10-01 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer |
US4508679A (en) | 1982-08-20 | 1985-04-02 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer |
US4507259A (en) | 1982-10-28 | 1985-03-26 | The United States Of America As Represented By The Department Of Energy | Axially staggered seed-blanket reactor fuel module construction |
US4880607A (en) | 1982-12-20 | 1989-11-14 | Phillips Petroleum Company | Recovering mineral values from ores |
US4578240A (en) | 1983-01-03 | 1986-03-25 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor fuel assembly spacer grid |
IT1174055B (it) | 1983-01-13 | 1987-07-01 | Westinghouse Electric Corp | Complesso di combustibile per reattore nucleare |
FR2544538B1 (fr) | 1983-04-13 | 1985-08-02 | Fragema Framatome & Cogema | Dispositif anti-envol pour reacteur nucleaire |
FR2592516B2 (fr) * | 1985-12-30 | 1989-08-18 | Framatome Sa | Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire a variation de spectre utilisant des grappes de deplacement d'eau |
US5386439A (en) | 1983-09-13 | 1995-01-31 | Framatome | Spectral shift nuclear reactor with improved efficiency |
IL70026A0 (en) | 1983-10-21 | 1984-01-31 | Univ Ramot | Nuclear reactors of the seed and blanket type |
US4615862A (en) | 1983-12-21 | 1986-10-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with fuel assembly support means |
US4572816A (en) | 1983-12-21 | 1986-02-25 | Westinghouse Electric Corp. | Reconstituting a nuclear reactor fuel assembly |
US4589929A (en) | 1984-02-09 | 1986-05-20 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Method for treating the surface of finished parts, particularly the surface of tubes and spacers formed of zirconium alloys, for nuclear reactor fuel assemblies |
FR2561151B1 (fr) | 1984-03-13 | 1987-08-28 | Fragema Framatome & Cogema | Procede et installation de soudage de grilles pour assemblage de combustible nucleaire |
FR2562314B1 (fr) | 1984-03-27 | 1989-02-17 | Commissariat Energie Atomique | Procede pour recuperer le plutonium contenu dans des dechets solides |
JPH0658437B2 (ja) | 1984-11-06 | 1994-08-03 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントの放射能低減方法 |
US4684495A (en) | 1984-11-16 | 1987-08-04 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly bottom nozzle with integral debris trap |
US4671927A (en) | 1984-12-03 | 1987-06-09 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod containing a hybrid gadolinium oxide, boron carbide burnable absorber |
US4664880A (en) | 1984-12-07 | 1987-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Wire mesh debris trap for a fuel assembly |
US4670213A (en) | 1985-02-12 | 1987-06-02 | Westinghouse Electric Corp. | Removable top nozzle subassembly for a reconstitutable nuclear fuel assembly |
US4699758A (en) | 1985-04-02 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Reusable locking tube in a reconstitutable fuel assembly |
US4678627A (en) | 1985-04-04 | 1987-07-07 | Westinghouse Electric Corp. | Debris-retaining trap for a fuel assembly |
US4671924A (en) | 1985-05-02 | 1987-06-09 | Westinghouse Electric Corp. | Hold-down device of fuel assembly top nozzle employing leaf springs |
US4716015A (en) | 1985-05-15 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Modular nuclear fuel assembly design |
US4678632A (en) | 1985-06-05 | 1987-07-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel assembly grid with predetermined grain orientation |
US4762676A (en) | 1985-07-05 | 1988-08-09 | Westinghouse Electric Corp. | Top nozzle adapter plate with fuel rod capture grid having pressure drop adjusting means |
FR2585499B1 (fr) | 1985-07-29 | 1989-10-27 | Fragema Framatome & Cogema | Dispositif de maintien hydraulique pour assemblage combustible nucleaire et reacteur nucleaire en comportant application |
US4702883A (en) | 1985-08-05 | 1987-10-27 | Westinghouse Electric Corp. | Reconstitutable fuel assembly having removable upper stops on guide thimbles |
US4652425A (en) | 1985-08-08 | 1987-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Bottom grid mounted debris trap for a fuel assembly |
FR2589614B1 (fr) | 1985-08-09 | 1988-01-08 | Fragema Framatome & Cogema | Assemblage combustible nucleaire a structure de maintien et dispositif anti-envol |
US4692304A (en) | 1985-12-23 | 1987-09-08 | Westinghouse Electric Corp. | Removable and reusable locking pin for top nozzle assembly and disassembly |
US4842814A (en) | 1986-02-03 | 1989-06-27 | Hitachi, Ltd. | Nuclear reactor fuel assembly |
US4699761A (en) | 1986-04-30 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Integral reusable locking arrangement for a removable top nozzle subassembly of a reconstitutable nuclear fuel assembly |
US6278757B1 (en) | 1986-09-17 | 2001-08-21 | Hitachi, Ltd | Fuel assembly and nuclear reactor |
FR2606201B1 (fr) | 1986-11-03 | 1988-12-02 | Electricite De France | Procede de gestion du coeur d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
GB8626238D0 (en) | 1986-11-03 | 1986-12-03 | Nat Nuclear Corp Ltd | Nuclear reactor core restraint |
EP0277533A1 (de) | 1987-01-28 | 1988-08-10 | Siemens Aktiengesellschaft | Kernreaktorbrennelement |
JPS63134520U (ru) | 1987-02-24 | 1988-09-02 | ||
US4749544A (en) * | 1987-03-24 | 1988-06-07 | General Electric Company | Thin walled channel |
US4765909A (en) | 1987-04-23 | 1988-08-23 | Gte Laboratories Incorporated | Ion exchange method for separation of scandium and thorium |
US4900507A (en) | 1987-05-05 | 1990-02-13 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle |
ES2034312T3 (es) | 1987-06-23 | 1993-04-01 | Framatome | Procedimiento de fabricacion de un tubo de aleacion de circonio para reactor nuclear y aplicaciones. |
ES2027026T3 (es) | 1987-08-24 | 1992-05-16 | Framatome | Procedimiento para la fabricacion de una rejilla tabique para un conjunto combustible de un reactor nuclear. |
FR2623792B1 (fr) | 1987-11-27 | 1991-02-15 | Rhone Poulenc Chimie | Procede de separation du thorium et des terres rares d'un concentre de fluorures de ces elements |
FR2627321B1 (fr) | 1988-02-11 | 1992-08-14 | Framatome Sa | Equipements internes superieurs de reacteur nucleaire muni d'un dispositif de separation des debits |
US4832905A (en) | 1988-04-15 | 1989-05-23 | Combustion Engineering, Inc. | Lower end fitting debris collector |
FR2632657B1 (fr) | 1988-06-10 | 1990-09-28 | Cogema | Procede de traitement d'un minerai uranifere en limitant les pertes de reactifs |
JPH0266494A (ja) * | 1988-08-31 | 1990-03-06 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 原子炉用金属燃料 |
US4942016A (en) | 1988-09-19 | 1990-07-17 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
US4879086A (en) | 1988-09-27 | 1989-11-07 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Neutron economic reactivity control system for light water reactors |
JP2559136B2 (ja) | 1988-10-26 | 1996-12-04 | 三菱マテリアル株式会社 | 原子炉燃料被覆管支持格子用Zr合金 |
US5024807A (en) | 1988-12-05 | 1991-06-18 | Combustion Engineering, Inc. | Debris catching spring detent spacer grid |
US4986960A (en) | 1989-01-30 | 1991-01-22 | The Babcock & Wilcox Company | Two piece end fitting with hairpin springs |
US5136619A (en) | 1989-02-13 | 1992-08-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermal breeder fuel enrichment zoning |
GB8906004D0 (en) | 1989-03-15 | 1989-04-26 | British Nuclear Fuels Plc | A process for producing uranium hexafluoride |
US5024426A (en) | 1989-03-17 | 1991-06-18 | Advanced Nuclear Fuels Corporation | Bimetallic spring member for radiation environment |
FR2646004B1 (fr) | 1989-04-12 | 1993-12-24 | Framatome | Plaque de filtration associee a un embout inferieur d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire |
JPH0713664B2 (ja) | 1989-04-26 | 1995-02-15 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体および燃料スペーサ |
FR2646548B1 (fr) | 1989-04-28 | 1993-11-26 | Framatome | Grille a ressorts de maintien pour assemblage combustible nucleaire |
US5024810A (en) | 1989-05-22 | 1991-06-18 | Combustion Engineering, Inc. | Support grid with integral inclined waves |
US5024809A (en) | 1989-05-25 | 1991-06-18 | General Electric Company | Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods |
US5026516A (en) | 1989-05-25 | 1991-06-25 | General Electric Company | Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods |
US4986957A (en) | 1989-05-25 | 1991-01-22 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
US5073336A (en) | 1989-05-25 | 1991-12-17 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
FR2649417B1 (fr) | 1989-07-06 | 1992-05-07 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede d'obtention d'uranium a partir d'oxyde et utilisant une voie chlorure |
US4997596A (en) | 1989-09-18 | 1991-03-05 | General Electric Company | Fissionable nuclear fuel composition |
FR2652591B1 (fr) | 1989-10-03 | 1993-10-08 | Framatome | Procede d'oxydation superficielle d'une piece en metal passivable, et elements d'assemblage combustible en alliage metallique revetus d'une couche d'oxyde protectrice. |
US5094802A (en) | 1989-10-13 | 1992-03-10 | B&W Fuel Company | Nuclear fuel assembly debris filter |
US5037605A (en) | 1989-10-13 | 1991-08-06 | B&W Fuel Company | Nuclear fuel assembly debris filter |
US5009837A (en) | 1989-11-03 | 1991-04-23 | Westinghouse Electric Corp. | Axially modular fuel assembly and rod for optimal fuel utilization |
SE464994B (sv) | 1989-11-14 | 1991-07-08 | Asea Atom Ab | Braenslepatron foer en kokarreaktor |
JPH03158485A (ja) | 1989-11-16 | 1991-07-08 | Tanaka Kikinzoku Kogyo Kk | ウラニル塩の還元方法 |
JPH0830748B2 (ja) | 1989-12-06 | 1996-03-27 | 三菱原子燃料株式会社 | 支持格子 |
US5002726A (en) | 1989-12-27 | 1991-03-26 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer and loop spring with enhanced flexibility |
US5085827A (en) | 1989-12-27 | 1992-02-04 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer and loop spring with enhanced flexibility |
US5019327A (en) | 1990-01-25 | 1991-05-28 | General Electric Company | Fuel assembly transfer basket for pool type nuclear reactor vessels |
US5089210A (en) | 1990-03-12 | 1992-02-18 | General Electric Company | Mox fuel assembly design |
US5069864A (en) | 1990-04-16 | 1991-12-03 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer and spring |
US5030412A (en) | 1990-05-04 | 1991-07-09 | Advanced Nuclear Fuels Corporation | Fuel assembly debris screen |
US5221515A (en) | 1990-05-07 | 1993-06-22 | Franco-Belge De Fabrication De Combustible | Method for manufacturing grids for a nuclear fuel assembly |
US5032351A (en) | 1990-05-11 | 1991-07-16 | General Electric Company | Modified cross point spacer apparatus and construction |
FR2665292B1 (fr) | 1990-07-24 | 1992-11-13 | Framatome Sa | Grille additionnelle pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et assemblage en comportant application. |
US5149491A (en) | 1990-07-10 | 1992-09-22 | General Electric Company | Seed and blanket fuel arrangement for dual-phase nuclear reactors |
US5110539A (en) | 1990-12-07 | 1992-05-05 | Combustion Engineering, Inc. | Spacer grid assembly fixture |
FR2665293B1 (fr) | 1990-07-24 | 1993-12-24 | Framatome | Procede de fabrication de grille a cellules calibrees pour assemblage combustible nucleaire. |
US5194216A (en) | 1990-08-22 | 1993-03-16 | Nuclear Assurance Corporation | Guide plate for locating rods in an array |
US5009839A (en) | 1990-09-04 | 1991-04-23 | B&W Fuel Company | Nuclear fuel assembly bottom nozzle plate |
US5053191A (en) | 1990-09-13 | 1991-10-01 | Combustion Engineering, Inc. | Fuel assembly holddown spring |
US5141701A (en) | 1990-09-14 | 1992-08-25 | Combustion Engineering, Inc. | Bottom nozzle to lower grid attachment |
JPH06500854A (ja) | 1990-09-18 | 1994-01-27 | シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト | 脚部と燃料集合体チャネルボックスとの間に封止ばねを備える沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
JP3036810B2 (ja) | 1990-09-19 | 2000-04-24 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
JP2945459B2 (ja) | 1990-10-25 | 1999-09-06 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
US5209899A (en) | 1990-10-25 | 1993-05-11 | General Electric Company | Composite spacer with inconel grid and zircaloy band |
US5089221A (en) | 1990-10-25 | 1992-02-18 | General Electric Company | Composite spacer with Inconel grid and Zircaloy band |
EP0488027B2 (en) | 1990-11-28 | 2008-12-31 | Hitachi Ltd. | Method of manufacturing a zirconium based alloy fuel channel box |
DE59108476D1 (de) | 1990-12-05 | 1997-02-20 | Siemens Ag | Brennelement oder steuerelement mit einer lösbaren verriegelung zwischen kasten und oberen oder unteren endteil des elementes |
EP0501259B1 (en) | 1991-02-25 | 1995-08-02 | Hitachi, Ltd. | Fuel assembly with channel box |
US5192495A (en) | 1991-02-27 | 1993-03-09 | Babcock & Wilcox Company | Sic barrier overcoating and infiltration of fuel compact |
SE468110B (sv) | 1991-03-13 | 1992-11-02 | Asea Atom Ab | Spridare foer sammanhaallande av braenslestavar i en kaernreaktors braenslepatron |
JPH04303796A (ja) | 1991-03-30 | 1992-10-27 | Toshiba Corp | 原子炉用燃料集合体 |
US5188797A (en) | 1991-04-03 | 1993-02-23 | Combustion Engineering, Inc. | Extended weld tab for fuel assembly grid |
US5147597A (en) | 1991-04-09 | 1992-09-15 | Electric Power Research Institute | Prestabilized chromium protective film to reduce radiation buildup |
US5200142A (en) | 1991-04-18 | 1993-04-06 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel assembly top nozzle with improved peripheral hold-down assembly |
US5186891A (en) | 1991-05-17 | 1993-02-16 | General Electric Company | Swirl vanes in inconel spacer |
US5259009A (en) | 1991-08-19 | 1993-11-02 | Siemens Power Corporation | Boiling water reactor fuel rod assembly with fuel rod spacer arrangement |
EP0529128B1 (de) | 1991-08-28 | 1995-10-18 | Siemens Aktiengesellschaft | Kernreaktorbrennelement mit Blattfedern |
JP2638351B2 (ja) | 1991-09-20 | 1997-08-06 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
US5259010A (en) | 1991-09-30 | 1993-11-02 | B&W Nuclear Service Company | Replacement spacer pin with locking keys |
FR2682213B1 (fr) | 1991-10-04 | 1994-01-07 | Framatome | Embout inferieur d'un assemblage combustible pour reacteur nucleaire refroidi a l'eau. |
US5135728A (en) | 1992-01-03 | 1992-08-04 | Karraker David G | Method for dissolving delta-phase plutonium |
US5386440A (en) | 1992-01-10 | 1995-01-31 | Hitachi, Ltd. | Boiling water reactor |
FR2686445B1 (fr) | 1992-01-17 | 1994-04-08 | Framatome Sa | Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon. |
HUT68211A (en) | 1992-02-04 | 1995-06-28 | Radkowsky Thorium Power Corp | Nonproliferative light water nuclear reactor with economic use of thorium |
US5219519A (en) | 1992-02-21 | 1993-06-15 | General Electric Company | Increased fuel column height for boiling water reactor fuel rods |
US5267291A (en) | 1992-02-21 | 1993-11-30 | General Electric Company | Spacer band with optimized fuel bundle to channel clearance in a boiling water reactor |
DE9206038U1 (de) | 1992-02-28 | 1992-07-16 | Siemens AG, 80333 München | Werkstoff und Strukturteil aus modifiziertem Zirkaloy |
SE470032B (sv) | 1992-03-17 | 1993-10-25 | Asea Atom Ab | Spridare för sammanhållning av ett antal långsträckta bränslestavar till ett knippe för placering i en kärnreaktor av BWR- eller PWP-typ. |
US5247550A (en) | 1992-03-27 | 1993-09-21 | Siemens Power Corporation | Corrosion resistant zirconium liner for nuclear fuel rod cladding |
US5278883A (en) | 1992-03-30 | 1994-01-11 | Siemens Power Corporation | Low pressure drop spacer for nuclear fuel assemblies |
US5297176A (en) | 1992-05-22 | 1994-03-22 | Westinghouse Electric Corp. | Remotely replaceable fuel assembly alignment pin |
US5241570A (en) | 1992-06-08 | 1993-08-31 | General Electric Company | Core-control assembly with a fixed fuel support |
US5283821A (en) | 1992-06-29 | 1994-02-01 | Combustion Engineering, Inc. | Split-cone spacer grid |
US5307393A (en) | 1992-06-29 | 1994-04-26 | Combustion Engineering, Inc. | Split vane alternating swirl mixing grid |
FR2692880B1 (fr) | 1992-06-29 | 1994-09-02 | Pechiney Uranium | Procédé d'électro-fluoration sélective d'alliages ou de mélanges métalliques à base d'uranium. |
US5271053A (en) | 1992-07-02 | 1993-12-14 | Combustion Engineering, Inc. | Holddown leaf spring assembly |
FR2693476B1 (fr) | 1992-07-09 | 1994-09-02 | Cezus Co Europ Zirconium | Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation. |
US5272742A (en) | 1992-07-20 | 1993-12-21 | B&W Fuel Company | Upper end fitting |
US5286946A (en) | 1992-09-02 | 1994-02-15 | Beloit Technologies, Inc. | Method and apparatus for securing an end of a headbox flow tube |
US5349618A (en) | 1992-09-09 | 1994-09-20 | Ehud Greenspan | BWR fuel assembly having oxide and hydride fuel |
US5282231A (en) | 1992-09-23 | 1994-01-25 | Siemens Power Corporation | Lower tie plate cast frame |
US5274685A (en) | 1992-09-24 | 1993-12-28 | Siemens Power Corporation | Non-levitating PWR fuel assembly |
US5299246A (en) | 1992-09-25 | 1994-03-29 | Combustion Engineering, Inc. | Shape-memory alloys in the construction of nuclear fuel spacer grids |
US5243635A (en) | 1992-09-25 | 1993-09-07 | Combustion Engineering, Inc. | Fuel rod capturing grid spring and arch |
EP0664920B1 (de) | 1992-10-13 | 1997-04-02 | Siemens Aktiengesellschaft | Gitterförmiger Abstandhalter für ein Kernreaktorbrennelement |
FR2697010B1 (fr) | 1992-10-19 | 1995-02-24 | Rhone Poulenc Chimie | Procédé de traitement des composés solubles du thorium et nouveau phosphate de thorium ainsi obtenu. |
US5301218A (en) | 1992-10-22 | 1994-04-05 | General Electric Company | Tolerant metal fuel/cladding barrier and related method of installation |
US5377246A (en) | 1992-10-28 | 1994-12-27 | General Electric Company | Elliptical metal fuel/cladding barrier and related method for improving heat transfer |
SE506174C2 (sv) | 1992-12-18 | 1997-11-17 | Asea Atom Ab | Metod att framställa kärnbränsleelement |
US5278882A (en) | 1992-12-30 | 1994-01-11 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with superior corrosion resistance |
US5384814A (en) | 1993-04-12 | 1995-01-24 | General Electric Company | Lower tie plate strainers for boiling water reactors |
US5483564A (en) | 1993-04-12 | 1996-01-09 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including double corrugated strainers for boiling water reactors |
US5375154A (en) | 1993-04-15 | 1994-12-20 | General Electric Company | Reduced pressure drop spacer for boiling water reactor fuel bundles |
US5618356A (en) | 1993-04-23 | 1997-04-08 | General Electric Company | Method of fabricating zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
US5519748A (en) | 1993-04-23 | 1996-05-21 | General Electric Company | Zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
US5437747A (en) | 1993-04-23 | 1995-08-01 | General Electric Company | Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation |
SE509238C2 (sv) | 1993-07-05 | 1998-12-21 | Asea Atom Ab | Reaktorhärd |
US5517540A (en) | 1993-07-14 | 1996-05-14 | General Electric Company | Two-step process for bonding the elements of a three-layer cladding tube |
US5341407A (en) | 1993-07-14 | 1994-08-23 | General Electric Company | Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers |
US5469481A (en) | 1993-07-14 | 1995-11-21 | General Electric Company | Method of preparing fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer |
US5524032A (en) | 1993-07-14 | 1996-06-04 | General Electric Company | Nuclear fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer |
US5383228A (en) | 1993-07-14 | 1995-01-17 | General Electric Company | Method for making fuel cladding having zirconium barrier layers and inner liners |
US5390221A (en) | 1993-08-23 | 1995-02-14 | General Electric Company | Debris filters with flow bypass for boiling water reactors |
SE509202C2 (sv) | 1993-09-20 | 1998-12-14 | Asea Atom Ab | Spridare och bränslepatron för en kokarreaktor |
US5417780A (en) | 1993-10-28 | 1995-05-23 | General Electric Company | Process for improving corrosion resistance of zirconium or zirconium alloy barrier cladding |
ES2129665T5 (es) | 1993-10-29 | 2004-04-01 | Carlo Rubbia | Amplificador de energia para la produccion de energia nuclear "limpia" gobernado por un acelerador de haz de particulas. |
SE510816C2 (sv) | 1993-11-02 | 1999-06-28 | Asea Atom Ab | Spridare och bränslepatron för en kärnreaktor |
US5390220A (en) | 1993-11-29 | 1995-02-14 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including helical spring strainers for boiling water reactors |
US5345483A (en) | 1993-12-02 | 1994-09-06 | General Electric Company | Lower tie plate strainers having double plate with offset holes for boiling water reactors |
US5452334A (en) | 1993-12-17 | 1995-09-19 | Siemens Power Corporation | Pressurized water reactor nuclear fuel assembly with disengaging upper tie plate corner post |
US5440599A (en) | 1994-02-03 | 1995-08-08 | Combustion Engineering, Inc. | Spacer grid with integral "side supported" flow directing vanes |
US5488634A (en) | 1994-02-10 | 1996-01-30 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
US5538701A (en) | 1994-02-28 | 1996-07-23 | The Regents Of The University Of California, Office Of Technology Transfer | Process to remove actinides from soil using magnetic separation |
US5434898A (en) | 1994-03-14 | 1995-07-18 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel assembly |
US5438598A (en) | 1994-03-15 | 1995-08-01 | B&W Fuel Company | Combined lower end fitting and debris filter |
JP3094778B2 (ja) | 1994-03-18 | 2000-10-03 | 株式会社日立製作所 | 軽水炉用燃料集合体とそれに用いられる部品及び合金並びに製造法 |
US5436947A (en) | 1994-03-21 | 1995-07-25 | General Electric Company | Zirconium alloy fuel cladding |
US5434897A (en) | 1994-03-21 | 1995-07-18 | General Electric Company | Hydride damage resistant fuel elements |
FR2717717B1 (fr) | 1994-03-24 | 1996-05-15 | Cezus Co Europ Zirconium | Procédé de fabrication d'une ébauche tubulaire en zircaloy 2 plaquée intérieurement en zirconium et apte au contrôle ultrasonore de l'épaisseur de zirconium. |
US5444748A (en) | 1994-04-04 | 1995-08-22 | Westinghouse Electric Corporation | Grid structure for supporting fuel rods in a nuclear reactor |
US5473650A (en) | 1994-04-15 | 1995-12-05 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
SE516267C2 (sv) | 1994-06-13 | 2001-12-10 | Westinghouse Atom Ab | Styrning av kylflöde över ett stort blandningstvärsnitt i en kärnreaktor |
US5436946A (en) | 1994-06-20 | 1995-07-25 | General Electric Company | Spring retention of upper tie plate and fuel bundle channel in a nuclear reactor assembly |
US5481578A (en) | 1994-06-24 | 1996-01-02 | General Electric Company | Perforated tube debris catcher for a nuclear reactor |
US5481577A (en) | 1994-06-30 | 1996-01-02 | Siemens Power Corporation | Boiling water reactor fuel assembly filter |
US5420901A (en) | 1994-07-13 | 1995-05-30 | Johansson; Eric B. | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
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 |
JPH0836079A (ja) | 1994-07-21 | 1996-02-06 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 燃料集合体に用いられるグリッドのロー付け方法及び該方法によりロー付けされた燃料集合体用グリッド |
US5526387A (en) | 1994-08-12 | 1996-06-11 | General Electric Company | Flow tabs for a fuel rod bundle spacer |
FR2723965B1 (fr) | 1994-08-30 | 1997-01-24 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede de fabrication de toles en alliage de zirconium presentant une bonne resistance a la corrosion nodulaire et a la deformation sous irradiation |
SE503349C2 (sv) | 1994-09-09 | 1996-05-28 | Asea Atom Ab | Kärnbränsleelement innefattande en kapsling med ett yttre skikt av Zr-Sn-Fe-legering |
WO1996009628A1 (de) | 1994-09-21 | 1996-03-28 | Siemens Aktiengesellschaft | Naturumlaufreaktor, insbesondere siedewasserreaktor, und verfahren zur regulierung des kernkühlmitteldurchsatzes eines naturumlaufreaktors |
US5490189A (en) | 1994-09-22 | 1996-02-06 | B&W Fuel Company | Nuclear fuel assembly debris filter |
US5539793A (en) | 1994-10-27 | 1996-07-23 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
US5519745A (en) | 1994-11-03 | 1996-05-21 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
US5528640A (en) | 1994-11-07 | 1996-06-18 | General Electric Company | Low pressure double offset plate catcher for a nuclear reactor |
US5699396A (en) | 1994-11-21 | 1997-12-16 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloy for extended-life fuel cladding |
US5519746A (en) | 1994-11-28 | 1996-05-21 | General Electric Company | Large BWR fuel channel design |
FR2727691A1 (fr) | 1994-12-01 | 1996-06-07 | Framatome Sa | Procede de revetement d'un substrat en metal ou alliage passivable, par une couche d'oxyde, et tube de gainage et grille-entretoise pour assemblage combustible revetus d'une couche d'oxyde |
US5490190A (en) | 1994-12-21 | 1996-02-06 | Westinghouse Electric Corporation | Alignment pin and method for aligning a nuclear fuel assembly with respect to a core plate disposed in a nuclear reactor pressure vessel |
FR2728718A1 (fr) | 1994-12-23 | 1996-06-28 | Framatome Sa | Assemblage combustible a poison consommable et procede d'exploitation de reacteur mettant en oeuvre un tel assemblage |
FR2729000A1 (fr) | 1994-12-29 | 1996-07-05 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire et tubes conformes a ceux ainsi obtenus |
US5546437A (en) | 1995-01-11 | 1996-08-13 | General Electric Company | Spacer for nuclear fuel rods |
FR2730090B1 (fr) | 1995-01-30 | 1997-04-04 | Framatome Sa | Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
US5600694A (en) | 1995-02-22 | 1997-02-04 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel upper end fitting quick disconnect joint |
FR2736191B1 (fr) | 1995-06-29 | 1997-09-26 | Franco Belge Combustibles | Procede et installation de soudage d'une grille-entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire et dispositif de soudage par l'interieur d'une grille |
FR2736192B1 (fr) | 1995-06-29 | 1997-09-26 | Franco Belge Combustibles | Procede et dispositif de soudage de plaquettes entrecroisees d'une grille-entretoise d'un assemblage de combustible par l'exterieur de la grille |
FR2736189B1 (fr) | 1995-06-29 | 1997-09-26 | Framatome Sa | Grille-entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire comportant des ressorts rapportes |
US5572560A (en) | 1995-06-29 | 1996-11-05 | Siemens Power Corporation | BWR fuel assembly having fuel rods with variable fuel rod pitches |
SE504643C2 (sv) | 1995-07-12 | 1997-03-24 | Asea Atom Ab | Bränslepatron för en kokarvattenreaktor där bränslestavarna är försedda med ett plenumrör som omsluter ett fissionsgasplenum |
FR2737335B1 (fr) | 1995-07-27 | 1997-10-10 | Framatome Sa | Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
US5675621A (en) | 1995-08-17 | 1997-10-07 | General Electric Company | Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods |
SE504805C2 (sv) | 1995-08-24 | 1997-04-28 | Asea Atom Ab | Spridare för en bränslepatron och en bränslepatron |
US5606724A (en) | 1995-11-03 | 1997-02-25 | Idaho Research Foundation, Inc. | Extracting metals directly from metal oxides |
FR2742254B1 (fr) | 1995-12-12 | 1998-02-13 | Comurhex | Procede d'obtention d'un melange d'oxydes metalliques pulverulents, appartenant a la filiere nucleaire, a partir de leurs nitrates |
US6002735A (en) | 1996-01-30 | 1999-12-14 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel pellet |
US5727039A (en) | 1996-03-19 | 1998-03-10 | General Electric Company | Spacer capture mechansim for non-round water rods |
US5740218A (en) | 1996-03-26 | 1998-04-14 | General Electric Company | Spacer for a transportable nuclear fuel rod bundle |
US5748694A (en) | 1996-03-26 | 1998-05-05 | General Electric Company | Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly |
US5711826A (en) | 1996-04-12 | 1998-01-27 | Crs Holdings, Inc. | Functionally gradient cladding for nuclear fuel rods |
FR2747397B1 (fr) | 1996-04-16 | 1998-07-10 | Cezus Co Europ Zirconium | Alliage a base de zirconium resistant au fluage et a la corrosion par l'eau et la vapeur, procede de fabrication, et utilisation dans un reacteur nucleaire |
US6005906A (en) | 1996-06-12 | 1999-12-21 | Siemens Power Corporation | Corrosion and hydride resistant nuclear fuel rod |
SE508059C2 (sv) | 1996-06-20 | 1998-08-17 | Asea Atom Ab | Kärnbränslepatron uppbyggd av ett flertal på varandra staplade bränsleenheter |
SE506819C2 (sv) | 1996-06-20 | 1998-02-16 | Asea Atom Ab | Bränslepatron med topp- och bottenplatta vilka innefattar sidostöd för stödjande av bränslestavar. Bränslepatron där topp- och bottenplattan innefattar blandningsfenor. Bränslepatron där topp- och bottenplattan har ett vågformigt tvärsnitt |
SE506820C2 (sv) | 1996-06-20 | 1998-02-16 | Asea Atom Ab | Bränslepatron innefattande ett flertal på varandra staplade bränsleenheter, där bränsleenheterna innefattar bränslestavar med skilda diametrar |
SE9602541D0 (sv) | 1996-06-27 | 1996-06-27 | Asea Atom Ab | Bränslepatron innefattande en komponent för sammanhållning av långsträckta element |
US6320924B1 (en) | 1996-07-02 | 2001-11-20 | General Electric Company | I-Spring and associated ferrule assembly for a nuclear fuel bundle |
GB9619182D0 (en) | 1996-09-13 | 1996-10-23 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in and relating to nuclear fuel assemblies |
JP2001512562A (ja) | 1997-01-15 | 2001-08-21 | シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト | 原子炉の燃料集合体におけるばねが固定されたスペーサ |
SE508875C2 (sv) | 1997-03-11 | 1998-11-09 | Asea Atom Ab | Anordning och förfarande för låsning av stavar i bottenplattan på en bränslepatron |
US5768332A (en) | 1997-03-27 | 1998-06-16 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel rod for pressurized water reactor |
JP3411466B2 (ja) | 1997-03-31 | 2003-06-03 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉炉心及びその運転方法 |
US5787142A (en) | 1997-04-29 | 1998-07-28 | Siemens Power Corporation | Pressurized water reactor nuclear fuel assembly |
US5826163A (en) | 1997-05-21 | 1998-10-20 | United States Enrichment Corporation | Removal of technetium impurities from uranium hexafluoride |
US5859887A (en) | 1997-06-20 | 1999-01-12 | Westinghouse Electric Company | Nuclear fuel assembly support grid |
FR2766003B1 (fr) | 1997-07-11 | 1999-12-03 | Framatome Sa | Grille pour assemblage combustible nucleaire et plaquette pour une telle grille |
US5838753A (en) | 1997-08-01 | 1998-11-17 | Siemens Power Corporation | Method of manufacturing zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup |
US5854818A (en) | 1997-08-28 | 1998-12-29 | Siemens Power Corporation | Zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup |
KR100265027B1 (ko) | 1997-12-12 | 2000-09-01 | 장인순 | 원자로의핵연료집합체이중판노즐형냉각재혼합지지격자 |
KR100318233B1 (ko) | 1997-12-22 | 2002-03-20 | 장인순 | 프레팅마모억제를위한h형스프링이부착된지지격자체 |
JP3065576B2 (ja) | 1997-12-25 | 2000-07-17 | 核燃料サイクル開発機構 | 原子炉用液体金属ボンド型燃料棒 |
KR100287278B1 (ko) | 1998-02-04 | 2001-04-16 | 장인순 | 회전유동발생장치를가진핵연료집합체지지격자 |
JP3913386B2 (ja) | 1998-02-10 | 2007-05-09 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
US6934350B1 (en) | 1998-02-17 | 2005-08-23 | General Electric Company | Core configuration for a nuclear reactor |
US6010671A (en) | 1998-05-22 | 2000-01-04 | Siemens Power Corporation | Process for selective recovery of uranium from sludge |
JPH11352272A (ja) | 1998-06-10 | 1999-12-24 | Hitachi Ltd | 原子炉の炉心及びその炉心に用いられる燃料集合体並びに燃料要素 |
US6228337B1 (en) | 1998-12-02 | 2001-05-08 | Cameco Corporation | Method for reducing uranium trioxide |
JP3977532B2 (ja) | 1998-12-24 | 2007-09-19 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体、原子炉の炉心及びチャンネルボックス |
JP2000214286A (ja) | 1999-01-27 | 2000-08-04 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 支持格子溶接装置 |
JP2000214285A (ja) | 1999-01-27 | 2000-08-04 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 支持格子溶接装置 |
EP1153396B1 (fr) | 1999-02-15 | 2003-06-18 | Framatome ANP | Procede de fabrication d'elements minces en alliage a base de zirconium et plaquettes ainsi realisees |
WO2000058973A2 (de) | 1999-03-29 | 2000-10-05 | Framatome Anp Gmbh | Brennelement für einen druckwasser-reaktor und verfahren zur herstellung seiner hüllrohre |
US6243433B1 (en) | 1999-05-14 | 2001-06-05 | General Electic Co. | Cladding for use in nuclear reactors having improved resistance to stress corrosion cracking and corrosion |
KR100330355B1 (ko) | 1999-06-04 | 2002-04-01 | 장인순 | 회전유동발생 날개를 가진 덕트형 핵연료 집합체 지지격자 |
KR100330354B1 (ko) | 1999-06-11 | 2002-04-01 | 장인순 | 핵연료집합체의 바가지형 혼합날개 지지격자체 |
KR100330358B1 (ko) | 1999-07-29 | 2002-04-01 | 장인순 | 냉각수 혼합을 위한 딤플형 베인과 다중스프링이 부착된 지지격자체 |
US6478970B1 (en) | 1999-09-17 | 2002-11-12 | Framatome Anp Inc. | Treatment process for removing radioactive thorium from solvent extraction liquid effluent |
US6434209B1 (en) | 1999-09-27 | 2002-08-13 | Atomic Energy Of Canada Limited/Energie | Critical power enhancement system for a pressurized fuel channel type nuclear reactor using alignment of fuel bundle pairs |
FR2799210B1 (fr) | 1999-09-30 | 2001-11-30 | Framatome Sa | Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage |
FR2801323B1 (fr) | 1999-11-23 | 2002-02-01 | Cezus Cie Europ Du Zirconium | Alliage a base de zirconium a forte resistance a la corrosion et a l'hydruration par l'eau et la vapeur d'eau et procede de transformation thermomecanique de l'alliage |
GB9928035D0 (en) | 1999-11-27 | 2000-01-26 | British Nuclear Fuels Plc | A method of separating Uranium from irradiated Nuclear Fuel |
FR2802330B1 (fr) | 1999-12-13 | 2002-03-01 | Franco Belge Combustibles | Dispositif et procede de montage d'une grille-entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire |
US6539073B1 (en) | 2000-02-17 | 2003-03-25 | General Electric Company | Nuclear fuel bundle having spacers captured by a water rod |
FR2809225B1 (fr) | 2000-05-16 | 2002-07-12 | Commissariat Energie Atomique | Element combustible monobloc et reacteur nucleaire a eau bouillante et a spectre rapide utilisant des elements de ce type |
US6519309B1 (en) | 2000-06-29 | 2003-02-11 | Framatone Anp Inc. | Pressurized water reactor fuel assembly spacer grid |
DE60124464T2 (de) | 2000-08-01 | 2007-09-27 | General Electric Co. | Kernbrennstabbündel mit Trümmerfänger |
FR2815035B1 (fr) | 2000-10-05 | 2003-03-07 | Commissariat Energie Atomique | Procede de coprecipitation d'actinides et procede de preparation d'oxydes mixtes d'actinides |
JP2002122687A (ja) | 2000-10-17 | 2002-04-26 | Toshiba Corp | 原子炉炉心および原子炉運転方法 |
ES2233799T3 (es) | 2001-01-26 | 2005-06-16 | Framatome Anp Gmbh | Separador con medios para evitar daños por rozamiento en las barras de combustible y el correspondiente elemento del reactor nuclear. |
JP4312969B2 (ja) | 2001-03-02 | 2009-08-12 | 東京電力株式会社 | 使用済原子燃料の再処理方法 |
US6488783B1 (en) | 2001-03-30 | 2002-12-03 | Babcock & Wilcox Canada, Ltd. | High temperature gaseous oxidation for passivation of austenitic alloys |
US6522710B2 (en) | 2001-07-03 | 2003-02-18 | Westinghouse Electric Company Llc | Fastened spacer for grid of a nuclear reactor with associated method |
FR2827071B1 (fr) | 2001-07-04 | 2003-09-05 | Commissariat Energie Atomique | Procede de sulfuration d'une poudre d'uo2 et procede de fabrication de pastilles de combustible nucleaire a base d'uo2 ou oxide mixte (u,pu)o2 avec addition de soufre |
KR100432581B1 (ko) | 2001-07-10 | 2004-05-24 | 한국수력원자력 주식회사 | 연료봉 접촉면적과 스프링 탄성영역을 확장하는 격자스프링이 부착된 지지격자체 |
TW557450B (en) | 2001-07-16 | 2003-10-11 | Toshiba Corp | Fuel supporting attachment, fuel inlet mechanism, and fuel assembly |
US6608880B2 (en) | 2001-07-17 | 2003-08-19 | Westinghouse Electric Co. Llc | Reduced pressure drop debris filter bottom nozzle for a fuel assembly of a nuclear reactor |
KR100423737B1 (ko) | 2001-08-07 | 2004-03-22 | 한국수력원자력 주식회사 | 이중편향날개를 가진 핵연료집합체 지지격자 |
KR100423738B1 (ko) | 2001-08-10 | 2004-03-22 | 한국수력원자력 주식회사 | 복합유동혼합장치를 가진 핵연료집합체 지지격자 |
JP4346842B2 (ja) | 2001-08-15 | 2009-10-21 | 三菱重工業株式会社 | Pwr原子炉用燃料集合体の異物フィルタ |
DE10146128B4 (de) | 2001-09-19 | 2005-03-03 | Framatome Anp Gmbh | Brennelement für einen Druckwasserreaktor |
KR100431725B1 (ko) | 2001-10-29 | 2004-05-17 | 한국수력원자력 주식회사 | 측면 용접지지대 및 유동혼합날개를 구비하는핵연료집합체 지지격자 |
JP2003149369A (ja) | 2001-11-08 | 2003-05-21 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 燃料集合体支持格子の製造方法 |
JP4006678B2 (ja) | 2001-12-25 | 2007-11-14 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | 原子燃料集合体下部タイプレートおよびその組立て方法 |
KR100444699B1 (ko) | 2001-12-26 | 2004-08-21 | 한국수력원자력 주식회사 | 입술형 다목적 핵연료 지지격자체 |
JP3960069B2 (ja) | 2002-02-13 | 2007-08-15 | 住友金属工業株式会社 | Ni基合金管の熱処理方法 |
FR2835823B1 (fr) | 2002-02-13 | 2004-04-09 | Centre Nat Rech Scient | Procede de preparation d'un produit a base de phosphate de thorium et/ou d'actinides |
JP4040888B2 (ja) | 2002-02-25 | 2008-01-30 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
FR2837975B1 (fr) | 2002-03-29 | 2005-08-26 | Framatome Anp | Grille entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere |
US7087206B2 (en) | 2002-04-12 | 2006-08-08 | Pg Research Foundation | Multicolumn selectivity inversion generator for production of high purity actinium for use in therapeutic nuclear medicine |
US6819733B2 (en) | 2002-05-15 | 2004-11-16 | Westinghouse Electric Company Llc | Fuel assembly and associated grid for nuclear reactor |
FR2841367B1 (fr) | 2002-06-11 | 2005-03-18 | Framatome Anp | Dispositif de positionnement et d'alignement axial d'un assemblage de combustible et procede et dispositif de reconstitution d'un element de positionnement |
JP4098002B2 (ja) | 2002-06-19 | 2008-06-11 | 株式会社東芝 | 燃料集合体群および原子炉炉心 |
ITBS20020087U1 (it) | 2002-07-16 | 2004-01-16 | Foppa Pedretti Spa | Lavandino per bambini trasportabile |
RU2227171C1 (ru) | 2002-12-23 | 2004-04-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Цирконий-ниобиевый кислородсодержащий сплав и способ его получения |
KR100526721B1 (ko) | 2003-01-29 | 2005-11-08 | 한전원자력연료 주식회사 | 원자력 연료 골격체를 위한 로봇 점용접 장치 및 이를이용한 점용접방법 |
US7192563B2 (en) | 2003-03-31 | 2007-03-20 | Secretary, Department Of Atomic Energy, Government Of India | Process for recovery of high purity uranium from fertilizer grade weak phosphoric acid |
RU2246142C1 (ru) | 2003-05-30 | 2005-02-10 | Фгуп Окб "Гидропресс" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты) |
US20050069075A1 (en) | 2003-06-04 | 2005-03-31 | D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. | Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control |
US7085340B2 (en) | 2003-09-05 | 2006-08-01 | Westinghouse Electric Co, Llc | Nuclear reactor fuel assemblies |
FR2860334B1 (fr) * | 2003-09-30 | 2007-12-07 | Framatome Anp | Assemblage de combustible nucleaire comprenant un dispositif maille de renfort et utilisation d'un tel dispositif dans un assemblage de combustible nucleaire |
FR2860335B1 (fr) | 2003-09-30 | 2007-12-07 | Framatome Anp | Assemblage de combustible nucleaire comprenant un dispositif interieur de renfort |
KR100600983B1 (ko) | 2003-10-07 | 2006-07-13 | 한국원자력연구소 | 경수로 원자로용 핵연료집합체의 지지격자체 |
RU2267175C2 (ru) * | 2003-10-14 | 2005-12-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Тепловыделяющий элемент для исследовательских реакторов и тепловыделяющая сборка на его основе (варианты) |
FR2864323B1 (fr) | 2003-12-22 | 2008-07-18 | Framatome Anp | Embout d'extremite d'assemblage de combustible a moyens de maintien des extremites des crayons et assemblage correspondant |
US7822165B2 (en) | 2004-01-05 | 2010-10-26 | Westinghouse Electric Co Llc | Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle |
US20050238131A1 (en) | 2004-04-21 | 2005-10-27 | Hellandbrand Patrick A Jr | Grid insert for the lowermost grid in a fuel assembly |
JP4022608B2 (ja) | 2004-07-30 | 2007-12-19 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | 分留法を用いるフッ化物揮発法による再処理方法 |
US7889829B2 (en) | 2004-09-02 | 2011-02-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assembly protective grid |
US7526058B2 (en) | 2004-12-03 | 2009-04-28 | General Electric Company | Rod assembly for nuclear reactors |
US8317035B2 (en) | 2004-12-30 | 2012-11-27 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc. | Debris filter |
US8374308B2 (en) * | 2005-01-11 | 2013-02-12 | Westinghouse Electric Company Llc | Helically fluted tubular fuel rod support |
US20080144762A1 (en) | 2005-03-04 | 2008-06-19 | Holden Charles S | Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors |
US20060233685A1 (en) | 2005-04-15 | 2006-10-19 | Janes Clarence W | Non-aqueous method for separating chemical constituents in spent nuclear reactor fuel |
US20060251205A1 (en) | 2005-05-02 | 2006-11-09 | Westinghouse Electric Co. Llc | In-core fuel restraint assembly |
US7412021B2 (en) | 2005-07-26 | 2008-08-12 | Westinghouse Electric Co Llc | Advanced gray rod control assembly |
RU2294570C1 (ru) | 2005-12-05 | 2007-02-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
US8594269B2 (en) | 2006-01-13 | 2013-11-26 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assemblies with structural support replacement rods |
JP4422690B2 (ja) | 2006-02-28 | 2010-02-24 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 自然循環式沸騰水型原子炉 |
US20070206717A1 (en) | 2006-03-02 | 2007-09-06 | Westinghouse Electric Company Llc | Multiple and variably-spaced intermediate flow mixing vane grids for fuel assembly |
US7548602B2 (en) | 2006-03-09 | 2009-06-16 | Westinghouse Electric Co. Llc | Spacer grid with mixing vanes and nuclear fuel assembly employing the same |
KR20070102001A (ko) | 2006-04-13 | 2007-10-18 | 한국원자력연구원 | 연료봉과 등각 접촉면적을 증가시키는 지지격자 스프링 |
KR100804406B1 (ko) | 2006-07-15 | 2008-02-15 | 한국원자력연구원 | 이중 냉각 핵연료봉의 상, 하부 봉단마개 |
CN1945751B (zh) | 2006-11-21 | 2010-05-12 | 中国原子能科学研究院 | 加速器驱动的快-热耦合次临界反应堆 |
US8019038B2 (en) | 2006-11-21 | 2011-09-13 | Advanced Engineered Products Incorporated | Steam generator nozzle dam and method for installing and removing steam generator nozzle dam |
US7672418B2 (en) | 2006-12-22 | 2010-03-02 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Control rod guide tube and method for providing coolant to a nuclear reactor fuel assembly |
US7577230B2 (en) | 2006-12-22 | 2009-08-18 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Fuel support and method for modifying coolant flow in a nuclear reactor |
CA2710432C (en) | 2007-12-26 | 2016-04-26 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor, fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor and a fuel cell for a fuel assembly |
US8116423B2 (en) * | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
JP2008170454A (ja) | 2008-03-24 | 2008-07-24 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 加圧水型原子炉用mox燃料集合体 |
CN101299351B (zh) * | 2008-06-27 | 2011-09-07 | 张育曼 | 水冷双区增殖核反应堆堆芯及采用该堆芯的核反应堆 |
RU2389089C1 (ru) | 2008-08-08 | 2010-05-10 | Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А.Бочвара" | Тепловыделяющий элемент для ядерных реакторов (варианты) и способ его изготовления (варианты) |
CN102301430B (zh) | 2008-12-25 | 2016-06-29 | 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 |
WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
-
2008
- 2008-12-25 CN CN200880132741.8A patent/CN102301430B/zh active Active
- 2008-12-25 JP JP2011543460A patent/JP5755568B2/ja active Active
- 2008-12-25 HU HUE08879222A patent/HUE027561T2/en unknown
- 2008-12-25 CA CA2748367A patent/CA2748367C/en active Active
- 2008-12-25 ES ES16153633T patent/ES2715529T3/es active Active
- 2008-12-25 WO PCT/RU2008/000801 patent/WO2010074592A1/ru active Application Filing
- 2008-12-25 EP EP08879222.1A patent/EP2372717B1/en active Active
- 2008-12-25 CA CA2946210A patent/CA2946210C/en active Active
- 2008-12-25 ES ES19156631T patent/ES2827304T3/es active Active
- 2008-12-25 EP EP19156631.4A patent/EP3511945B1/en active Active
- 2008-12-25 US US13/139,677 patent/US9355747B2/en active Active
- 2008-12-25 UA UAA201109224A patent/UA102716C2/ru unknown
- 2008-12-25 HU HUE19156631A patent/HUE052242T2/hu unknown
- 2008-12-25 KR KR1020117016736A patent/KR101546814B1/ko active IP Right Grant
- 2008-12-25 EP EP16153633.9A patent/EP3032541B1/en active Active
- 2008-12-25 AU AU2008365658A patent/AU2008365658B2/en active Active
- 2008-12-25 EP EP20187454.2A patent/EP3796334A3/en active Pending
- 2008-12-25 EA EA201100729A patent/EA019989B1/ru not_active IP Right Cessation
- 2008-12-25 HU HUE16153633A patent/HUE043364T2/hu unknown
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB920343A (en) * | 1959-04-30 | 1963-03-06 | Babcock & Wilcox Co | Improvements in or relating to fuel element assembly for nuclear reactors |
RU2176826C2 (ru) * | 1994-08-16 | 2001-12-10 | Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн | Ядерный реактор (варианты), способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора (варианты) и активная зона ядерного реактора (варианты) |
RU2222837C2 (ru) * | 1994-08-16 | 2004-01-27 | Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн | Топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) |
RU2170956C1 (ru) * | 2000-07-31 | 2001-07-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2020009600A1 (ru) * | 2018-07-04 | 2020-01-09 | Акционерное Общество "Твэл" | Ядерный реактор с водой под давлением |
RU2759217C1 (ru) * | 2018-07-04 | 2021-11-11 | Акционерное Общество "Твэл" | Ядерный реактор с водой под давлением |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN102301430A (zh) | 2011-12-28 |
EP3796334A2 (en) | 2021-03-24 |
US20110311016A1 (en) | 2011-12-22 |
EP2372717B1 (en) | 2016-04-13 |
CA2946210C (en) | 2019-02-12 |
EA201100729A1 (ru) | 2011-12-30 |
CN102301430B (zh) | 2016-06-29 |
EP3796334A3 (en) | 2021-06-23 |
AU2008365658A1 (en) | 2011-07-14 |
HUE052242T2 (hu) | 2021-04-28 |
KR101546814B1 (ko) | 2015-08-24 |
ES2827304T3 (es) | 2021-05-20 |
EP3511945A1 (en) | 2019-07-17 |
EP3032541B1 (en) | 2019-02-20 |
US9355747B2 (en) | 2016-05-31 |
CA2748367A1 (en) | 2010-07-01 |
EP3511945B1 (en) | 2020-09-09 |
EP2372717A4 (en) | 2013-05-15 |
HUE027561T2 (en) | 2016-10-28 |
EP2372717A1 (en) | 2011-10-05 |
CA2946210A1 (en) | 2010-07-01 |
KR20110105384A (ko) | 2011-09-26 |
UA102716C2 (ru) | 2013-08-12 |
AU2008365658B2 (en) | 2015-05-21 |
JP2012514197A (ja) | 2012-06-21 |
ES2715529T3 (es) | 2019-06-04 |
HUE043364T2 (hu) | 2019-08-28 |
WO2010074592A1 (ru) | 2010-07-01 |
CA2748367C (en) | 2016-11-29 |
JP5755568B2 (ja) | 2015-07-29 |
EP3032541A1 (en) | 2016-06-15 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EA019989B1 (ru) | Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор | |
JP5585883B2 (ja) | 核燃料集合体、核燃料集合体を含む軽水炉、及び核燃料集合体の使用方法 | |
US4285769A (en) | Control cell nuclear reactor core | |
EP2077560B1 (en) | A fuel element, a fuel assembly and a method of using a fuel assembly | |
US6512805B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
US20180040385A1 (en) | Nuclear fuel containing a neutron absorber mixture | |
CN103971758A (zh) | 核反应堆(可选的)、用于核反应堆(可选的)的点火区-再生区子组件的燃料组件和用于燃料组件的燃料元件 | |
JP5921046B2 (ja) | 燃料要素、燃料集合体、及び燃料要素を製造する方法 | |
RU2428755C1 (ru) | Бесчехловая тепловыделяющая сборка с гексагональной топливной решеткой водо-водяного энергетического реактора (варианты) | |
EA023549B1 (ru) | Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора | |
Kim et al. | Design Optimization of Core Design Concept for a 10MWt Research Reactor | |
AU2014202305A1 (en) | Nuclear reactor (variants), fuel assembly consisting of driver- breeding modules for a nuclear reactor (variants) and a fuel cell for a fuel assembly |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | Lapse of a eurasian patent due to non-payment of renewal fees within the time limit in the following designated state(s) |
Designated state(s): AM AZ KG MD TJ TM |