EA023017B1 - Топливная сборка - Google Patents
Топливная сборка Download PDFInfo
- Publication number
- EA023017B1 EA023017B1 EA201201481A EA201201481A EA023017B1 EA 023017 B1 EA023017 B1 EA 023017B1 EA 201201481 A EA201201481 A EA 201201481A EA 201201481 A EA201201481 A EA 201201481A EA 023017 B1 EA023017 B1 EA 023017B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- fuel
- fuel cells
- cells
- core
- fuel assembly
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 914
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 135
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 90
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 90
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 27
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 27
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims abstract description 14
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 claims abstract description 11
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 42
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 42
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 37
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims description 33
- 239000011257 shell material Substances 0.000 claims description 33
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 29
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 29
- 238000013461 design Methods 0.000 claims description 23
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 23
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 21
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 17
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 17
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 17
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 17
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical group [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 claims description 14
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims description 14
- 238000001125 extrusion Methods 0.000 claims description 14
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims description 14
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 13
- 238000012546 transfer Methods 0.000 claims description 11
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 claims description 10
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 claims description 9
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 claims description 9
- 230000004323 axial length Effects 0.000 claims description 7
- 239000003380 propellant Substances 0.000 claims description 6
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims description 5
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims description 5
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 4
- JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N uranium-233 Chemical compound [233U] JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N 0.000 claims description 4
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 abstract description 66
- 238000000429 assembly Methods 0.000 abstract description 66
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 abstract description 5
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 2
- 239000011162 core material Substances 0.000 description 117
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 15
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 15
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 13
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 9
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 8
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 7
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 7
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 7
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 241000006966 Areva Species 0.000 description 4
- 229910002065 alloy metal Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 4
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 4
- 230000008859 change Effects 0.000 description 4
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 4
- 238000011068 loading method Methods 0.000 description 4
- 238000004663 powder metallurgy Methods 0.000 description 4
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 4
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 4
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 description 3
- -1 I235 Chemical compound 0.000 description 3
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000005266 casting Methods 0.000 description 3
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 3
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 3
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 3
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 3
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 description 3
- 229910052691 Erbium Inorganic materials 0.000 description 2
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N Titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 2
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 2
- 229910002056 binary alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 2
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N erbium Chemical compound [Er] UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 230000013011 mating Effects 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 2
- 239000012255 powdered metal Substances 0.000 description 2
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 2
- NBWXXYPQEPQUSB-UHFFFAOYSA-N uranium zirconium Chemical compound [Zr].[Zr].[U] NBWXXYPQEPQUSB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 241000239223 Arachnida Species 0.000 description 1
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000925 Cd alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052692 Dysprosium Inorganic materials 0.000 description 1
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- KJTLSVCANCCWHF-UHFFFAOYSA-N Ruthenium Chemical compound [Ru] KJTLSVCANCCWHF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 206010040844 Skin exfoliation Diseases 0.000 description 1
- 238000003723 Smelting Methods 0.000 description 1
- 229910000711 U alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- BCEYEWXLSNZEFA-UHFFFAOYSA-N [Ag].[Cd].[In] Chemical compound [Ag].[Cd].[In] BCEYEWXLSNZEFA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- LZJLRRQFSBMOGR-UHFFFAOYSA-N [Zr].[Pu] Chemical group [Zr].[Pu] LZJLRRQFSBMOGR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- HXPJIEMQFBIQMQ-UHFFFAOYSA-N [Zr].[U] Chemical compound [Zr].[U] HXPJIEMQFBIQMQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- PONLSTWIGVAHBQ-UHFFFAOYSA-N azane plutonium Chemical compound N.[Pu] PONLSTWIGVAHBQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000010612 desalination reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N dysprosium atom Chemical compound [Dy] KBQHZAAAGSGFKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 238000007667 floating Methods 0.000 description 1
- 238000009472 formulation Methods 0.000 description 1
- 229910001938 gadolinium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 229940075613 gadolinium oxide Drugs 0.000 description 1
- CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N gadolinium(iii) oxide Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[Gd+3].[Gd+3] CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 1
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 229910052741 iridium Inorganic materials 0.000 description 1
- GKOZUEZYRPOHIO-UHFFFAOYSA-N iridium atom Chemical compound [Ir] GKOZUEZYRPOHIO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000005012 migration Effects 0.000 description 1
- 238000013508 migration Methods 0.000 description 1
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010955 niobium Substances 0.000 description 1
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052762 osmium Inorganic materials 0.000 description 1
- SYQBFIAQOQZEGI-UHFFFAOYSA-N osmium atom Chemical compound [Os] SYQBFIAQOQZEGI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010587 phase diagram Methods 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 239000003870 refractory metal Substances 0.000 description 1
- 229910052702 rhenium Inorganic materials 0.000 description 1
- WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N rhenium atom Chemical compound [Re] WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052707 ruthenium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 229910052715 tantalum Inorganic materials 0.000 description 1
- GUVRBAGPIYLISA-UHFFFAOYSA-N tantalum atom Chemical compound [Ta] GUVRBAGPIYLISA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010936 titanium Substances 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 1
- 229910052720 vanadium Inorganic materials 0.000 description 1
- LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N vanadium atom Chemical compound [V] LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
- G21C21/10—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings by extrusion, drawing, or stretching by rolling, e.g. "picture frame" technique
-
- 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
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
-
- 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
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/08—Casings; Jackets provided with external means to promote heat-transfer, e.g. fins, baffles
-
- 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
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
-
- 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
- G21C3/30—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
- G21C3/42—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
- 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
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/64—Ceramic dispersion fuel, e.g. cermet
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B22—CASTING; POWDER METALLURGY
- B22F—WORKING METALLIC POWDER; MANUFACTURE OF ARTICLES FROM METALLIC POWDER; MAKING METALLIC POWDER; APPARATUS OR DEVICES SPECIALLY ADAPTED FOR METALLIC POWDER
- B22F5/00—Manufacture of workpieces or articles from metallic powder characterised by the special shape of the product
- B22F5/10—Manufacture of workpieces or articles from metallic powder characterised by the special shape of the product of articles with cavities or holes, not otherwise provided for in the preceding subgroups
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
- G21C21/16—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings by casting or dipping techniques
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10T—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
- Y10T29/00—Metal working
- Y10T29/49—Method of mechanical manufacture
- Y10T29/49826—Assembling or joining
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
Abstract
Топливные сборки ядерного реактора включают в себя топливные элементы, которые спекаются или отливаются для образования заготовок и подвергаются совместной экструзии для получения спиральной многолопастной формы. Топливный сердечник может содержать металлический сплав из металлического топливного материала и металлического нетопливного материала или керамическое топливо в металлической матрице из нетопливного материала. Топливные элементы могут использовать более обогащенный делящийся материал и в то же время обеспечить поддержание безопасных рабочих температур. Такие топливные элементы, выполненные согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения, могут обеспечить более высокую установленную мощность при более безопасных, более низких температурах, чем возможно в случае использования традиционных топливных стержней из оксида урана. Топливная сборка может также включать в себя множество традиционных топливных стержней из диоксида урана, что может помочь топливной сборки удовлетворить требования относительно имеющегося пространства для размещения тепловых сборок внутри традиционных ядерных реакторов.
Description
Область техники, к которой относится изобретение
Данное изобретение относится к топливным сборкам ядерного реактора, используемым в активной зоне ядерного реактора, а более конкретно - к металлическим ядерным топливным элементам.
Уровень техники
В патентной заявке в США №2009/0252278 А1 описана топливная сборка ядерного реактора, которая включает в себя блок запальной зоны и блок зоны воспроизводства ядерного реактора. Блок зоны воспроизводства ядерного реактора включает в себя топливные элементы на основе тория. Блок запальной зоны ядерного реактора включает в себя металлические топливные элементы, изготовленные из урана или плутония, используемые для высвобождения нейтронов, которые захватываются топливными элементами из тория зоны воспроизводства, в результате образуя делящийся уран И-233, который сгорает на месте и выделяет тепло для атомной электростанции.
В традиционных атомных электростанциях обычно используются топливные сборки, которые включают в себя множество топливных стержней, каждый из которых содержит топливо из оксида урана, заключённое в цилиндрическую трубку.
Краткое описание изобретения
Площадь поверхности цилиндрической трубки обычных топливных стержней ограничивает количество тепла, которое может быть передано от стержня к первичному теплоносителю. Чтобы избежать перегрева топливного стержня в результате ограниченной площади поверхности для отбора теплового потока, количество делящегося материала в этих топливных стержнях из оксида урана или топливных стержней из смеси оксида плутония и оксида урана обычно существенно ограничивалось. Один или несколько вариантов осуществления данного изобретения позволяют преодолеть различные недостатки, присущие традиционным топливным стержням из оксида урана, путём замены их полностью металлическими многолопастными топливными стержнями, изготовленных с помощью совместной экструзии с использованием метода порошковой металлургии (топливных элементов). Металлические топливные элементы имеют значительно большую площадь поверхности, чем аналогичные им стержни из оксида урана и, следовательно, способствуют передаче значительно большего тепла от топливного элемента к первичному теплоносителю при более низкой температуре. Спиральные рёбра многолопастных топливных элементов обеспечивают конструкционную поддержку топливного элемента, что может способствовать уменьшению количества или исключению дистанционирующих решёток, которые требовались бы в противном случае. Уменьшение количества или исключение таких дистанционирующих решёток имеет то преимущество, что оно уменьшает силу гидравлического сопротивления потоку теплоносителя, что может улучшить теплопередачу к теплоносителю.
Более высокая теплопередача от металлических топливных стержней к теплоносителю означает, что возможно генерировать больше тепла (т.е. мощности) и в то же время поддерживать топливные элементы при более низкой рабочей температуре благодаря значительно более высокой теплопроводности металлов по сравнению с оксидами. Хотя традиционные топливные стержни из оксида или смеси оксидов обычно ограничены нагрузкой делящегося материала порядка 4-5% из-за соображений, связанных с перегревом, более высокие теплопередающие свойства металлических топливных элементов, выполненных согласно различным вариантам осуществления данного изобретения, позволяют использовать значительно более высокие загрузки делящегося материала и при этом поддерживать безопасную работу топлива. И наконец, использование металлических топливных элементов согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения может обеспечить большую величину вырабатываемой мощности из той же активной зоны реактора, чем возможна при использовании традиционных топливных стержней из оксида урана или смеси оксидов.
Применение полностью металлических топливных элементов согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения может иметь то преимущество, что оно уменьшает риск отказа топлива, поскольку металлические топливные элементы снижают риск выброса газообразных продуктов деления в теплоноситель первого контура, что возможно в случае использования традиционных топливных стержней из оксида урана или смеси оксидов.
Применение полностью металлических топливных элементов согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения может быть, кроме того, более безопасным, чем использование традиционных топливных стержней из оксида урана, поскольку полностью металлическая конструкция увеличивает теплопередачу внутри топливного элемента, тем самым уменьшая разницу температур внутри топливного элемента и уменьшая риск локального перегрева топливного элемента.
В одном или нескольких вариантах осуществления данного изобретения предложена топливная сборка для использования в активной зоне ядерного энергетического реактора (например, наземного или морского ядерного реактора). Сборка включает в себя каркас, содержащий хвостовик, выполненный в форме и конфигурации, рассчитанных на его крепление к внутренней конструкции активной зоны ядерного реактора, и множество удлинённых металлических топливных элементов, опирающихся на каркас. Каждый из множества топливных элементов включает в себя металлический топливный сердечник из сплава металлов, содержащий металлический топливный материал и металлический нетопливный материал. Топливный материал включает в себя делящийся материал. Каждый топливный элемент также
- 1 023017 включает в себя оболочку, окружающую топливный сердечник. Множество удлинённых металлических топливных элементов составляет по меньшей мере 70% по объёму от всего делящегося материала топливной сборки.
В одном или нескольких вариантах осуществления данного изобретения предложена топливная сборка для использования в активной зоне ядерного энергетического реактора. Сборка включает в себя каркас, содержащий хвостовик, выполненный в форме и конфигурации, предназначенных для его крепления к внутренней конструкции активной зоны ядерного реактора. Сборка включает в себя также множество удлинённых, изготовленных с помощью экструзии металлических топливных элементов, опирающихся на каркас, причём каждый из вышеупомянутого множества топливных элементов включает в себя металлический топливный сердечник из сплава, включающий в себя металлический топливный материал и металлический нетопливный материал. Топливный материал содержит делящийся материал. Топливный элемент включает в себя также оболочку, окружающую топливный сердечник. Воднотопливное отношение в зоне металлических топливных элементов составляет 2,5 или менее.
В одном или нескольких вариантах осуществления данного изобретения предлагается способ изготовления топливной сборки для использования в активной зоне ядерного энергетического реактора. Этот способ включает в себя изготовление каждого из множества удлинённых металлических топливных элементов с порошкообразным металлическим нетопливным материалом, причём порошкообразный металлический топливный материал включает в себя делящийся материал, спекание смешанного порошкообразного металлического топливного материала и металлического нетопливного материала для образования топливного сердечника, заключение топливного сердечника в оболочку и совместную экструзию топливного сердечника и материала оболочки для формирования топливного элемента. Этот способ включает также монтаж множества удлинённых металлических топливных элементов на каркасе топливной сборки. Водно-топливное отношение в зоне металлических топливных элементов может составлять 2,5 или менее. Этот способ может включать в себя позиционирование вытеснителя внутри смеси порошкообразного металлического топливного материала и металлического нетопливного материала перед вышеупомянутым спеканием, так что вышеупомянутое спекание приводит в результате к образованию топливного сердечника, который включает в себя вытеснитель. Топливная сборка может размещаться в наземном ядерном энергетическом реакторе.
Согласно одному или нескольким этим вариантам осуществления данного изобретения множество удлинённых топливных элементов могут составлять по меньшей мере 60% от общего объёма всех топливных элементов топливной сборки.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения средняя толщина оболочки составляет по меньшей мере 0,6 мм.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения топливная сборка имеет термодинамическую конструкцию и выполняется физически в форме, пригодной для эксплуатации в составе наземного ядерного энергетического реактора.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения топливная сборка может применяться в сочетании с наземным ядерным энергетическим реактором, причём топливная сборка располагается внутри наземного ядерного энергетического реактора.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения в отношении множества топливных элементов: топливный материал топливного сердечника имеет обогащение до 20% или менее по урану-235 и/или урану-233 и составляет от 20 до 30% объёмного содержания топливного сердечника; нетопливный металл составляет от 70 до 80% объёмного содержания топливного сердечника. В отношении множества топливных элементов степень обогащения топливного материала может составлять от 15 до 20%. Нетопливный металл топливного сердечника может включать в себя цирконий.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения сердечник включает в себя δ-фазный υΖτ2.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения в отношении множества топливных элементов: топливный материал топливного сердечника включает в себя плутоний; нетопливный металл топливного сердечника включает в себя цирконий, причём нетопливный металл топливного сердечника составляет от 70 до 97% объёмного содержания топливного сердечника.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения топливный материал включает в себя комбинацию: урана и тория; плутония и тория; или урана, плутония и тория.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения оболочка множества из множества топливных элементов металлургически сцеплена с топливным сердечником.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения нетопливный металл множества из множества топливных элементов включает в себя алюминий.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения нетопливный металл множества из множества топливных элементов включает в себя жаростойкий металл.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения оболочка множества из множества топливных элементов включает в себя цирконий.
- 2 023017
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения множество из множества топливных элементов изготавливаются с помощью совместной экструзии топливного сердечника и оболочки.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения топливная сборка, один или большее число элементов топливной сборки и/или один или большее число топливных сердечников топливных элементов включают в себя выгорающий поглотитель.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения множество удлинённых металлических топливных элементов составляют по меньшей мере 80% от общего объёма делящегося материала топливной сборки.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения наземный ядерный энергетический реактор представляет собой традиционную ядерную энергетическую установку, имеющую конструкцию реактора, которая фактически эксплуатировалась до 2010 г. Каркас топливной сборки может иметь форму и конфигурацию, предназначенные для встраивания в наземный ядерный энергетический реактор вместо традиционной топливной сборки на основе оксида урана для реактора.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения один или большее число топливных элементов имеют спирально закрученный многолопастной профиль, который образует множество спиральных рёбер.
Дистанционирующие рёбра соседних топливных элементов из множества топливных элементов могут периодически контактировать друг с другом вдоль осевой длины топливных элементов, причём такое контактирование помогает поддерживать определённое расстояние между соседними топливными элементами. Топливная сборка может иметь водно-топливное отношение по меньшей мере 2,5 или 2,5 и менее. Многолопастной профиль может включать в себя вогнутые зоны между соседними рёбрами.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения соответствующие топливные сердечники из металлического сплава множества металлических топливных элементов формируются с помощью спекания топливного материала и металлического нетопливного материала.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения многолопастной профиль включает в себя кончики лопастей и промежуточные секции между соседними лопастями, причём оболочка толще на кончиках лопастей, чем на промежуточных секциях между лопастями.
В одном или нескольких таких вариантах осуществления данного изобретения предложен способ изготовления топливной сборки для использования в активной зоне наземного ядерного энергетического реактора. Этот способ включает в себя изготовление каждого из множества удлинённых металлических топливных элементов путём смешивания порошкообразного металлического топлива с порошкообразным металлическим нетопливным материалом, причём порошкообразный металлический топливный материал включает в себя делящийся материал. Изготовление каждого из удлинённых металлических топливных элементов включает в себя также спекание смеси порошкообразного металлического топлива и металлического нетопливного материала для образования заготовки топливного сердечника, заключение заготовки топливного сердечника в оболочку и совместную экструзию топливного сердечника и материала оболочки для образования топливного элемента. Этот способ включает в себя также монтаж множества удлинённых топливных элементов на каркасе топливной сборки, содержащей хвостовик, имеющий форму и конфигурацию для крепления к активной зоне наземного ядерного энергетического реактора. Множество удлинённых металлических топливных элементов составляют по меньшей мере 70% от общего объёма делящегося материала топливной сборки. Топливная сборка имеет термодинамическую конструкцию и физическую форму, рассчитанные на её эксплуатацию в наземном ядерном энергетическом реакторе.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения этот способ также включает в себя позиционирование вытеснителя внутри смеси порошкообразного металлического топливного материала и металлического нетопливного материала перед спеканием, так чтобы спекание привело в результате к формированию топливного сердечника, включающего в себя вытеснитель.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения этот способ также включает в себя размещение топливной сборки внутри наземного ядерного энергетического реактора.
В одном или нескольких вариантах осуществления данного изобретения предложен ядерный реактор, который включает в себя реактор с тяжёлой водой под давлением и топливную сборку, размещённую в реакторе с тяжёлой водой под давлением. Топливная сборка включает в себя множество удлинённых металлических топливных элементов, прикреплённых друг к другу. Каждый из множества топливных элементов включает в себя металлический топливный сердечник из сплава металлов, изготовленный методом порошковой металлургии, содержащий металлический топливный материал и металлический нетопливный материал, причём топливный материал содержит делящийся материал. Каждый топливный элемент включает в себя также оболочку, окружающую топливный сердечник. Множество удлинённых металлических топливных элементов составляют по меньшей мере 70% от общего объёма делящегося материала топливной сборки. Каждый из топливных элементов имеет спирально закрученный многоло- 3 023017 пастной профиль, который образует множество спиральных дистанционирующих рёбер.
В одном или нескольких вариантах осуществления данного изобретения предложен ядерный реактор, который включает в себя реактор с тяжёлой водой под давлением и топливную сборку, распложенную в реакторе с тяжёлой водой под давлением. Топливная сборка включает в себя множество удлинённых металлических топливных элементов, прикреплённых друг к другу, причём каждый из вышеупомянутого множества топливных элементов включает в себя металлический топливный сердечник из сплава, содержащий металлический топливный материал и металлический нетопливный материал, причём топливный материал содержит делящийся материал, и оболочку, окружающую топливный сердечник. Водно-топливное отношение в области металлических топливных элементов может составлять 2,5 или менее.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения топливная сборка включат в себя также множество топливных элементов из диоксида урана, опирающихся на каркас, причём каждый из топливных элементов из диоксида урана содержит топливо ИО2. По меньшей мере, некоторые из множества удлинённых топливных элементов из диоксида урана могут быть расположены в поперечном направлении наружу от множества удлинённых металлических топливных элементов. Топливо из диоксида урана может быть обогащено менее чем на 15% ураном И-235.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения топливная сборка включает в себя также кожух, который отделяет поток теплоносителя, протекающий вблизи множества удлинённых топливных элементов из диоксида урана, от потока теплоносителя, протекающего вблизи множества удлинённых металлических топливных элементов.
В одном или нескольких вариантах осуществления данного изобретения предложена топливная сборка для использования в активной зоне ядерного энергетического реактора. Эта сборка включает в себя каркас, содержащий хвостовик, выполненный в форме и имеющий конфигурацию, рассчитанные на крепление хвостовика к внутренней конструкции активной зоны ядерного реактора. Сборка включает в себя множество удлинённых, изготовленных методом экструзии металлических топливных элементов, опирающихся на каркас. Каждый из вышеупомянутого множества топливных элементов включает в себя металлический топливный сердечник из сплава, содержащий металлический топливный материал и металлический нетопливный материал, причём топливный материал содержит делящийся материал, и оболочку, окружающую топливный сердечник. Сборка включает в себя множество дополнительных удлинённых топливных элементов, опирающихся на каркас. Если смотреть на вид в разрезе топливной сборки, то множество дополнительных удлинённых топливных элементов могут быть расположены в виде кольца шириной в один топливный элемент, окружающего множество удлинённых, выполненных методом экструзии металлических топливных элементов. Множество удлинённых металлических топливных элементов может составлять по меньшей мере 60% от общего объёма всех топливных элементов топливной сборки.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения каждый топливный элемент из множества дополнительных удлинённых топливных элементов традиционного контейнерного типа содержит полый стержень с таблеточным топливом из диоксида урана, расположенным внутри стержня.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения часть топливной сборки, которая поддерживает множество дополнительных удлинённых топливных элементов, является неотделимой от части топливной сборки, которая поддерживает множество удлинённых, изготовленных методом экструзии металлических топливных элементов.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения множество дополнительных удлинённых топливных элементов являются неотделимыми, как единый блок, от множества удлинённых, изготовленных методом экструзии металлических топливных элементов.
Согласно одному или нескольким таким вариантам осуществления данного изобретения топливная сборка образует решетку позиций 17x17, причём каждый из множества удлинённых, изготовленных методом экструзии металлических топливных элементов расположен в одной из позиций этой решетки, ни один из множества удлинённых, изготовленных методом экструзии металлических топливных элементов, не расположен в любой из периферийных позиций решётки 17x17 и каждый из множества дополнительных удлинённых топливных элементов расположен в отличной от других периферийной позиции решетки 17x17.
Согласно одному или нескольким вышеупомянутым вариантам осуществления данного изобретения сердечник может содержать керамический топливный материал вместо металлического топливного материала. В одном или нескольких таких вариантах осуществления данного изобретения топливный материал содержит керамический топливный материал, расположенный в матрице из металлического нетопливного материала. В противоположность этому, в одном или нескольких вариантах осуществления данного изобретения в отношении металлического топлива множество удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов содержит множество удлинённых, изготовленных методом экструзии металлических топливных элементов, причём топливный материал содержит металлический
- 4 023017 топливный материал, а топливный сердечник представляет собой топливный сердечник из сплава металлов, содержащий сплав металлического топливного материала и матрицу из металлического нетопливного материала.
Эти и другие аспекты различных вариантов осуществления данного изобретения, а также способы эксплуатации и функционирования соответствующих элементов конструкции и комбинация частей и компонентов и аспекты экономики изготовления станут более очевидными при рассмотрении последующего технического описания и приложенной формулы изобретения со ссылкой на прилагаемые чертежи, все из которых образуют часть данного технического описания, в котором одинаковые условные обозначения обозначают соответствующие аналогичные компоненты на различных рисунках. В одном варианте осуществления данного изобретения конструкционные компоненты, показанные на рисунках, изображены в масштабе. Следует, однако, понимать, что чертежи предназначены только для целей иллюстрации и описания, и не призваны ограничивать рамки объёма данного изобретения. Кроме того, следует понимать, что конструкционные особенности, показанные или описанные в любом из вариантов осуществления данного изобретения, могут быть использованы также в других вариантах осуществления данного изобретения. При использовании в техническом описании и формуле изобретения единственное число подразумевает также, что данное понятие относится к множественному числу, если только контекст не указывает явно на отличное толкование.
Краткое описание чертежей
Для лучшего понимания вариантов осуществления данного изобретения, а также других целей и дополнительных характеристик данного изобретения ссылки сделаны на последующее техническое описание, которое должно использоваться в сочетании с прилагаемыми чертежами, на которых:
на фиг. 1 дан вид в разрезе топливной сборки согласно одному из вариантов осуществления данного изобретения, причём разрез выполнен в плоскости самодистанционирования;
на фиг. 2 дан вид в разрезе топливной сборки, изображённой на фиг. 1, причём разрез выполнен в плоскости, сдвинутой на 1/8 аксиальной завивки топливных элементов по отношению к виду, изображённому на фиг. 1;
на фиг. 3 дан вид в разрезе топливной сборки, изображённой на фиг. 1, выполненном в плоскости, параллельной осевому направлению топливной сборки;
на фиг. 4 дан общий вид топливного элемента топливной сборки, изображённой на фиг. 1; на фиг. 5 дан вид в разрезе топливного элемента, изображённого на фиг. 3;
на фиг. 6 дан вид в разрезе топливного элемента, изображённого на фиг. 3, окружённого правильным многоугольником;
на фиг. 7А дан вид с торца на топливную сборку согласно альтернативному варианту осуществления данного изобретения, предназначенной для использования в реакторе с тяжёлой водой под давлением;
на фиг. 7В дан вид сбоку на часть топливной сборки, изображённой на фиг. 7А;
на фиг. 8 приведена принципиальная схема реактора с тяжёлой водой под давлением, использующей топливную сборку, изображённую на фиг. 7 А и 7В;
на фиг. 9 дан вид в разрезе топливного элемента, изображённого на фиг. 3;
на фиг. 10 дан вид в разрезе топливной сборки согласно одному из вариантов осуществления данного изобретения.
Осуществление изобретения
На фиг. 1-3 показана топливная сборка 10 согласно одному из вариантов осуществления данного изобретения. Как показано на фиг. 3, топливная сборка 10 содержит множество топливных элементов 20, опирающихся на каркас 25.
Как показано на фиг. 3, каркас 25 содержит кожух 30, направляющие каналы 40, головку 50, хвостовик 60, нижнюю решетку 70, верхнюю решетку 80 и/или другие конструктивные элементы, которые позволяют сборке 10 функционировать в качестве топливной сборки в ядерном реакторе. Один или несколько из этих компонентов каркаса 25 могут отсутствовать согласно различным вариантам осуществления данного изобретения, не выходя за рамки объёма данного изобретения.
Как показано на фиг. 3, кожух 30 крепится к головке 50 и хвостовику 60. Хвостовик 60 (или другой подходящий конструктивный элемент сборки 10) имеет конструкцию и форму в качестве границы передачи потока теплоносителя между сборкой 10 и реактором 90, в который встраивается сборка 10 для обеспечения протекания потока теплоносителя в активную зону реактора через сборку 10 с помощью хвостовика 60. Головка 50 способствует направлению потока нагретого теплоносителя от сборки 10 к парогенераторам электростанции (для водоводяного энергетического реактора), турбинам (для ядерных реакторов с кипящей водой) и т.п. Головка 50 и хвостовик 60 имеют форму, которая специально конструируется для точного сопряжения с элементами внутренней конструкции активной зоны реактора.
Как показано на фиг. 3, нижняя решетка 70 и верхняя решетка 80 предпочтительно жёстко крепятся (например, с помощью сварки, подходящих крепёжных элементов (например, болтов, винтов) и т.п.) к кожуху 30 или хвостовику 60 (и/или к другим подходящим структурным компонентам сборки 10).
Нижние аксиальные концы элементов 20 образуют штифты 20а, которые вставляются в отверстия
- 5 023017
70а в нижней решетке 70 для поддержки элементов 20 и для того, чтобы обеспечить надлежащее дистанционирование между элементами 20. Штифты 20а крепятся в отверстиях 70а таким образом, чтобы предотвратить вращение элементов 20 вокруг своей оси или их осевое перемещение относительно нижней решетки 70. Это ограничение вращения помогает гарантировать, что все точки контакта между соседними элементами 20 имеют место в одних и тех же осевых позициях вдоль элементов 20 (например, в плоскостях самодистанционирования, описанных ниже). Соединение между штифтами 20а и отверстиями 70а может быть выполнено с помощью сварки, плотной посадки, сопрягаемых нецилиндрических элементов, который предотвращают вращение (например, шпоночная канавка и шлиц), и/или с помощью подходящего механизма, служащего для ограничения осевого и/или вращательного перемещения элементов 20 относительно нижней решетки 70. Нижняя решетка 70 включает в себя осевые каналы (например, сетку проёмов), через которые поток теплоносителя поступает к элементам 20.
Верхние аксиальные концы элементов 20 образуют штифты 20а, которые вставляются в отверстия 80а верхней решетки 80, чтобы позволить верхним штифтам 20а свободно перемещаться в осевом направлении вверх в верхней решетке 80, и в то же время поддерживать необходимое расстояние между элементами 20. В результате этого, когда элементы 20 удлиняются в осевом направлении во время реакции расщепления атомных ядер, удлиняющиеся элементы 20 могут свободно проходить глубже в верхнюю решетку 80.
Как показано на фиг. 4, штифты 70а проходят в центральную часть элемента 20.
На фиг. 4 и 5 показан отдельный топливный элемент/стержень 20 сборки 10. Как показано на фиг. 5, удлинённая центральная часть топливного элемента 20 имеет четырёхлопастное поперечное сечение. Поперечное сечение элемента 20 остаётся, по существу, равномерным по всей длине центральной части элемента 20. Каждый топливный элемент 20 имеет топливный сердечник 100, который включает в себя жаростойкий металл и топливный материал, который включает в себя делящийся материал.
Вытеснитель 110, который содержит жаростойкий металл, расположен вдоль продольной оси в центре топливного сердечника 100. Вытеснитель 110 помогает ограничить температуру в центре самой толстой части топливного элемента 20 путём вытеснения делящегося материала, который в противном случае занимал бы это пространство, и минимизировать неравномерность теплового потока вдоль поверхности топливного элемента. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения вытеснитель 110 может быть полностью исключён.
Как показано на фиг. 5, сердечник 100 заключён в оболочку 120 из жаростойкого металла. Оболочка 120 предпочтительно является достаточно толстой, достаточно прочной и достаточно гибкой, чтобы выдержать без разрушения разбухание сердечника 100, вызванного облучением (например, без появления контакта сердечника 100 с окружающей средой снаружи оболочки 120). Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения толщина всей оболочки 120 составляет по меньшей мере 0,3, 0,4, 0,5 и/или 0,7 мм. Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения толщина оболочки 120 составляет по меньшей мере 0,4 мм, с тем чтобы уменьшить риск повреждения, связанного с распуханием сердечника, повреждения, связанного с окислением, и/или другого механизма повреждения оболочки 120.
Оболочка 120 может иметь, по существу, равномерную толщину в окружном направлении (т.е. вокруг периметра оболочки 120, как показано на виде в разрезе фиг. 5) и вдоль осевой/продольной длины сердечника 100 (как показано на фиг. 4). В альтернативном варианте, как показано на фиг. 5, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения оболочка 120 является более толстой у кончиков лопастей 20Ь, чем у вогнутой межсекционной зоны 20с между лопастями 20Ь. К примеру, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения оболочка 120 у кончиков лопастей 20Ь может быть по меньшей мере на 10, 20, 30, 40, 50, 60, 70, 80, 90, 100, 125 и/или 150% толще, чем оболочка 120 у вогнутых межсекционных зон 20с. Более толстая оболочка 120 у кончиков 20Ь обеспечивает лучшее сопротивление износу у кончиков лопастей 20Ь, где соседние топливные элементы 20 соприкасаются друг с другом в плоскостях самодистанционирования (описанных ниже).
Жаростойкий металл, используемый в вытеснителе 110, топливном сердечнике 100 и оболочке 120, содержит цирконий согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения. Термин цирконий, используемый в настоящем техническом описании, может означать чисто цирконий или цирконий в сочетании с другим легирующим материалом (материалами). Однако могут использоваться и другие жаростойкие металлы вместо циркония, не выходя за рамки объёма данного изобретения (например, ниобий, молибден, тантал, вольфрам, рений, титан, ванадий, хром, цирконий, гафний, рутений, осмий, иридий и/или другие металлы). Используемый здесь термин жаростойкий металл означает любой металл/сплав, имеющий температуру плавления выше 1800°С (2073 К).
Кроме того, в некоторых вариантах осуществления данного изобретения жаростойкий металл может быть заменён другим нетопливным металлом, например алюминием. Однако использование нежаростойкого нетопливного металла наиболее пригодно в случае активных зон реакторов, которые эксплуатируются при более низких температурах (например, малые активные зоны, которые имеют высоту около 1 м и номинальную электрическую мощность порядка 100 МВт или менее). Жаростойкие металлы предпочтительно применять в активных зонах с более высокими рабочими температурами.
- 6 023017
Как показано на фиг. 5, центральная часть топливного сердечника 100 и оболочка 120 имеет четырёхлопастной профиль, образующий спиральные дистанционирующие рёбра 130. Вытеснитель 110 может также иметь такую форму, чтобы он выступал наружу у рёбер 130 (например, углы вытеснителя квадратного сечения могут быть выполнены соосными с рёбрами 130). Согласно альтернативному варианту осуществления данного изобретения топливные элементы 20 могут иметь большее или меньшее число рёбер 130, без отступления от рамок объёма данного изобретения. К примеру, как в общем виде показано на фиг. 5, иллюстрирующей публикацию патентной заявки в США № 2009/0252278 А1, топливный элемент может иметь три ребра/лопасти, которые предпочтительно находятся на равном расстоянии друг от друга вдоль окружности. Число лопастей/рёбер 130 может зависеть, по меньшей мере отчасти, от формы топливной сборки 10. К примеру, четырёхлопастной элемент 20 может хорошо работать с топливной сборкой 10, имеющей квадратное сечение (например, такой, какая используется в реакторе АР-1000). В противоположность этому, трёхлопастной топливный элемент может хорошо работать с топливной сборкой, имеющей гексагональное сечение (например, используемой в водоводяном ядерном реакторе).
На фиг. 9 показаны различные размеры топливного элемента согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения. Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения любые из этих размеров, параметров и/или диапазонов, указанные в приведённой ниже таблице, могут быть увеличены или уменьшены на 5, 10, 15, 20, 25, 30, 40, 50% или более, без отхода от рамок объёма данного изобретения.
| Параметр топливного элемента 20 | Условное обозначение | Примерные значения | Единица измерения |
| Диаметр описанной Окружности | ϋ | 9-14 (например, 12,3, 12,4,12,5, 12,6) | мм |
| Толщина лопасти | А | 2,5-3,8 (например, 2,5, 2,6, 2,7, 2,8, 2,9, 3,0, 3,1, 2,3, 3,3, 3,4, 3,5, 3,6, 3,7, 3,8) переменная | мм |
| Минимальная толщина оболочки | 5 | 0,4-1,2 (например, 0,4-0,5, 0,6, 0,7, 0,8, 0,9, 1,0, 1,1, 1,2) | мм |
| Толщина оболочки у лопасти | фтах | 0,4-2,2 (например, 0,4, 0,5, 0,6, 0,7, 0,8, 0,9, 1,0, 1,1, 1,2, 1,3, 1,4, 1,5, 1,6, 1,7,1,8,1,9, 2,0, 2,1,2,2), 1,5δ, 2δ, 2,5δ | мм |
| Средняя толщина Оболочки | 0,4-1,8 (например, 0,4, 0,5, 0,6, 0,7, 0,8, 0,9, 1,0, Ι,Ι, 1,2, 1,3, 1,4, 1,5, 1,6, 1,7,1,8), по меньшей мере 0,4, 0,5 или 0,6 | мм | |
| Радиус скругления оболочки у периферии лопасти | к. | Δ/2, А/1,9, переменный | мм |
| Радиус скругления топливного сердечника у периферии лопасти | гг | 0,5-2,0 (например, 0,5, 0,6, 0,7, 0,8, 0,9, 1,0,1,1,1,2,1,3,1,4,1,5,1,6, 1,7, 1,8, 1,9, 2,0), (Δ-2δ)/2, переменный | мм |
| Радиус скругления между соседними лопастями | К | 2-5 (например, 2, 3, 4, 5), переменный | мм |
| Боковая длина центрального вытеснителя | А | 1,5-3,5 (например, 1,5, 1,6, 1,7, 1,8, 1,9, 2,0,2,1,2,2, 2,3,2,4, 2,5, 2,6, 2,7, 2,8, 2,9, 3,0, 3,1, 3,2, 3,3, 3,4, 3,5) | мм |
| Периметр топливного элемента | 25-60 (например, 25, 30, 35, 40, 45, 50, 55, 60) | мм | |
| Площадь сечения топливного элемента | 50-100 (например, 50,60, 70, 80, 90, 100) | мм2 | |
| Площадь сечения топливного сердечника, мм2 | 30-70 (например, 30, 40, 50, 60, 70) | мм2 | |
| Уровень обогащения | < 19,7 | Весовых % | |
| Доля урана | <25 | Объемн. % |
Как показано на фиг. 4, вытеснитель 110 имеет форму поперечного сечения в виде правильного квадратного четырёхугольника с углами правильного квадратного четырёхугольника, соосными с рёбрами 130. Вытеснитель 110 образует спираль, которая совпадает со спиралью рёбер 130, так что углы вытеснителя 110 остаются соосными с углами рёбер 130 вдоль аксиальной длины топливного сердечника 100. В альтернативных вариантах осуществления данного изобретения с большим или меньшим числом рёбер 130 вытеснитель 110 предпочтительно имеет поперечное сечение в форме правильного многоугольника с числом сторон, равным числу рёбер элемента 20.
- 7 023017
Как показано на фиг. 6, площадь поперечного сечения центральной части элемента 20 предпочтительно является значительно меньшей, чем площадь квадрата 200, в котором кончик каждого из рёбер 130 расположен по касательной относительно одной стороны квадрата 200. В более общем случае можно сказать, что площадь поперечного сечения элемента 20, имеющего п рёбер, предпочтительно является меньшей, чем площадь правильного многоугольника, имеющего п сторон, в котором кончик каждого из рёбер 130 направлен по касательной к одной стороне многоугольника. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения отношение площади сечения элемента 20 к площади квадрата (или соответствующего правильного многоугольника для элементов 20, имеющих большее или меньшее, чем 4, число рёбер 130), составляет менее чем 0,7, 0,6, 0,5, 0,4, 0,35, 0,3. Как показано на фиг. 1, это отношение площадей примерно указывает на то, сколько имеющегося пространства внутри кожуха 30 занимают топливные элементы 20, так что более низкое отношение означает, что имеется больше пространства для теплоносителя, который также действует как замедлитель нейтронов, и это увеличивает водно-топливное отношение (что важно для нейтронной физики), уменьшает гидравлическое сопротивление и увеличивает теплопередачу от элементов 20 к теплоносителю. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения полученное в результате водно-топливное отношение составляет по меньшей мере 2,0, 2,25, 2,5, 2,75 и/или 3,0 (в отличие от этого соотношения, равного 1,96, когда используются традиционные цилиндрические топливные стержни из оксида урана). Аналогично этому, согласно различным вариантам осуществления данного изобретения площадь потока теплоносителя топливной сборки 10 увеличивается на более чем 16% по сравнению с применением одной или нескольких традиционных топливных сборок, в которых используются цилиндрические топливные стержни из оксида урана. Увеличенная площадь потока теплоносителя может уменьшить перепад давления теплоносителя через сборку 10 (по сравнению с традиционными топливными сборками из оксида урана), что может иметь преимущества в отношении прокачки теплоносителя через топливную сборку 10.
Как показано на фиг. 4, элемент 20 является удлинённым в осевом направлении. В проиллюстрированном здесь варианте осуществления данного изобретения каждый элемент 20 представляет собой элемент полной длины и проходит вдоль всего участка от нижней решетки 70 у нижней части топливной сборки 10 до верхней решетки 80 у верхней части топливной сборки 10. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения и конструкции реактора это может привести в результате к тому, что топливные элементы будут иметь длину от 1 м (для компактных реакторов) до более чем 4 м. Таким образом, для типичных реакторов элементы 20 могут иметь длину от 1 м до 5 м. Однако элементы 20 могут быть удлинены или укорочены для соответствия реактору другого размера, не выходя за рамки объёма данного изобретения.
Хотя показанные здесь элементы 20 сами по себе имеют полную длину, элементы 20 в альтернативном варианте могут быть сегментированы, так что множество сегментов вместе образуют элемент полной длины. К примеру, четыре отдельных сегмента топливного элемента 20 могут быть состыкованы соосно концом к концу для образования элемента полной длины. Дополнительные решетки 70, 80 могут быть предусмотрены в местах соединений между сегментами для поддержания аксиального дистанционирования и относительного расположения сегментов.
Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения топливный стержень 100 содержит комбинацию жаростойкого металла/сплава и топливного материала. Жаростойкий металл/сплав может содержать сплав циркония. Топливный материал может содержать низкообогащённый уран (например, И235, И233), плутоний или торий в сочетании с низкообогащённым ураном, как описано ниже, и/или плутонием Используемый здесь термин низкообогащённый уран означает, что весь топливный материал содержит менее чем 20% по весу делящегося материала (например, урана-235 или урана-233). Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения урановый топливный материал имеет степень обогащения в диапазоне от 1 до 20%, от 5 до 20%, от 10 до 20% и/или от 15 до 20% по весу урана-235. Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения топливный материал содержит 19,7% обогащенного урана-235.
Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения топливный материал может составлять 3-10%, 10-40% и/или 20-30% объёмного содержания топливного сердечника 100. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения жаростойкий металл может составлять 6099%, 60-97%, 60-90%, 65-85% и/или 70-80% объёмного содержания топливного сердечника 100. Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения объёмные содержания в пределах одного или нескольких из этих диапазонов обеспечивают сплав с преимущественными свойствами, как показано на фазовой диаграмме материала для конкретного состава сплава. Топливный сердечник 100 может содержать сплав циркония-урана, который является высоколегированным топливом (т.е. с относительно высокой концентрацией легирующего компонента относительно содержания урана), содержащим либо δ-фазный υΖτ2, либо (/.-фазный Ζτ. Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения δ-фаза бинарного сплава υ-Ζτ может находиться в диапазоне содержания циркония примерно 65-81 вес.% (приблизительно от 63 до 80 атомных%) топливного сердечника 100. Было обнаружено, что осуществление одного или нескольких вариантов данного изобретения приводит в
- 8 023017 результате к низкому объёмному разбуханию топливного элемента 20, вызванного радиационным облучением. Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения такое разбухание может быть значительно меньшим, чем имевшее место в том случае, если использовались низколегированные (только по α-фазе) составы (например, по меньшей мере с 10, 20, 30, 50, 75, 100, 200, 300, 500, 1000, 1200, 1500% или большим уменьшением объёмного процента разбухания в расчёте на атомный процент выгорания, чем в случае, если использовалось низколегированное топливо из α-фазного υ10Ζγ сплава). Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения разбухание топливного элемента 20 или сердечника 100, вызванного радиационным облучением, может составлять менее чем 20, 15, 10, 5, 4, 3 и/или 2 об.% в расчёте на атомный процент выгорания. Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения распухание ожидается на уровне примерно 1 об.% в расчёте на атомный процент выгорания.
Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения топливный сердечник заменяется бинарным сплавом плутония-циркония с тем же самым или аналогичным объёмным содержанием, как у описанных выше топливных сердечников 100 из υ-Ζτ, или с другим объёмным содержанием, чем у описанных выше сердечников 100 из сплава υ-Ζτ. К примеру, содержание плутония в сердечнике 100 может быть значительно ниже, чем соответствующее содержание урана в соответствующем сердечнике 100 на основе урана, поскольку плутоний обычно содержит около 60-70 вес.% делящихся изотопов, в то время как низкообогащённый уран содержит 20 вес.% или менее делящихся изотопов υ-235. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения объёмное содержание плутония в сердечнике 100 может составлять менее чем 15%, менее чем 10% и/или менее чем 5%, причём объёмное содержание жаростойкого металла меняется соответственно.
Использование высоколегированного сердечника 100, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения, может иметь преимущество, заключающееся в сдерживании высвобождения газообразных продуктов деления во время радиационного облучения. Применение оксидных топлив и топлив из низколегированных металлов обычно сопровождается значительным выбросом газообразных продуктов деления, проблема которых обычно решается с помощью конструкции топливных элементов, как правило, путём установки специальной полости внутри топливного стержня для удержания внутри неё выделяющихся газообразных продуктов деления. Топливный сердечник 100, выполненный согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения, в отличие от этого, не выбрасывает газообразные продукты деления. Это происходит отчасти благодаря более низкой рабочей температуре топливного сердечника 100 и тому факту, что атомы газообразных продуктов деления (конкретно Хе и Кг) ведут себя подобно твёрдым продуктам деления. Образование пузырьков из газообразных продуктов деления и их миграция вдоль границ зёрен к внешней поверхности топливного сердечника не происходят, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения. При достаточно более высоких температурах, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения, могут образовываться небольшие (диаметром в несколько микрон) пузырьки из газообразных продуктов деления. Однако эти пузырьки остаются изолированными внутри топливного сердечника и не образуют взаимосвязанной сетчатой структуры, которая способствовала бы высвобождению газообразных продуктов деления, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения. Металлургическое сцепление между топливным сердечником 100 и оболочкой 120 может обеспечить дополнительный барьер, препятствующий выбросу газообразных продуктов деления.
Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения топливный сердечник 100 (или оболочка 120, или другая подходящая часть топливного элемента 20) одного или нескольких из топливных элементов 20 может быть легирована выгорающим поглотителем, таким как гадолиний, бор, эрбий или другой подходящий материал, поглощающий нейтроны, с тем чтобы образовать интегральный топливный элемент, содержащий выгорающий поглотитель. В разных топливных элементах 20 внутри топливной сборки 10 могут использоваться разные выгорающие поглотители и/или разные количества выгорающего поглотителя. К примеру, некоторые из топливных элементов 20 топливной сборки 10 (например, менее 75%, менее 50%, менее 20%, 1-15%, 1-12%, 2-12% и т.д.) могут включать в себя сердечники 100, содержащие 25, 20 и/или 15 весовых процентов или менее гадолиния (например, 1-25, 1-15, 5-15 вес.% и т.д.). Другие топливные элементы топливной сборки 10 (например, 10-95%, 10-50%, 20-25% или большее число топливных элементов 20 от числа топливных элементов 20, в которых используется гадолиний) могут содержать сердечники 100, содержащие 10 или 5 вес.% или менее эрбия (например, 0,110,0, 0,1-5,0 вес.% и т.д.).
Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения выгорающий поглотитель вытесняет топливный материал (а не жаростойкий металл) по сравнению с топливными элементами, которые не содержат выгорающего поглотителя в их сердечниках 100. К примеру, согласно одному варианту реализации топливного элемента 20, сердечник которого в противном случае содержал бы 65 об.% циркония и 35 об.% урана в случае отсутствия выгорающего поглотителя, такой топливный элемент 20 включает в себя сердечник, который содержит 16,5 об.% Об, 65 об.% циркония и 18,5 об.% урана. Со- 9 023017 гласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения выгорающий поглотитель вытесняет жаростойкий металл вместо топливного материала. Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения выгорающий поглотитель в сердечнике 100 вытесняет жаростойкий металл и топливный материал в пропорциональной степени. Соответственно, согласно этим различным вариантам осуществления данного изобретения выгорающий поглотитель внутри топливного сердечника 100 может быть расположен в δ-фазе υΖΓ2 или в α-фазе Ζγ, так что присутствие выгорающего поглотителя не изменяет фазовое состояние сплава υΖΓ2 или сплава Ζγ, в котором находится выгорающий поглотитель.
Топливные элементы 20 с сердечником 100, содержащим выгорающий поглотитель, могут составлять часть (например, 0-100%, 1-99%, 1-50% и т.д.) от общего числа топливных элементов 20 одной или нескольких топливных сборок 10, используемых в активной зоне реактора. К примеру, топливные элементы 20 с выгорающим поглотителем могут быть расположены в наиболее важных местах внутри решётки топливной сборки 10, которая включает также топливные элементы 20 без выгорающего поглотителя для обеспечения контроля распределения мощности и уменьшения концентраций растворимого бора в начале рабочего цикла. Аналогично этому, некоторые топливные сборки 10, которые включают в себя топливные элементы 20 с выгорающим поглотителем, могут располагаться в наиболее важных местах внутри активной зоны реактора по сравнению со сборками 10, которые не включают в себя топливных элементов 20 с выгорающим поглотителем, для обеспечения контроля распределения мощности и для уменьшения концентраций растворимого бора в начале рабочего цикла. Использование таких интегральных выгорающих поглотителей может способствовать конструированию более продолжительных рабочих циклов.
Альтернативно и/или дополнительно отдельные нетопливные стержни с выгорающим поглотителем могут быть включены в состав топливной сборки 10 (например, рядом с топливными элементами 20, вместо одного или нескольких топливных элементов 20, вставленными в направляющие каналы в топливных сборках 10, в которые не вставляются стержни регулирования, и т.п.). В одном или нескольких вариантах осуществления данного изобретения такие нетопливные стержни с выгорающим поглотителем могут быть сконструированы в виде паукообразной сборки, подобной той, что применяется в реакторах, сконструированных фирмами ВаЬсоск апб \Убсо\ или ХУсхбпдНоихс (носящие название сборки стержней с выгорающим поглотителем (ВРКА - ЬигпаЬ1е ροίδοη гоб а88етЬ1у)). Эти стержни могут затем вставляться в направляющие каналы и закрепляться внутри некоторых топливных сборок 10, где отсутствуют регулирующие блоки системы управления реактивностью для начального цикла работы. Когда используется кластер с выгорающим поглотителем, его можно удалять, когда топливная сборка перегружается для выполнения следующего топливного цикла. Согласно альтернативному варианту осуществления данного изобретения, в котором отдельные нетопливные стержни с выгорающим поглотителем устанавливаются вместо одного или нескольких топливных элементов 20, нетопливные стержни с выгорающим поглотителем остаются в топливной сборке 10 и выгружаются наряду с другими топливными элементами 20, когда топливная сборка 10 достигает окончания своего срока службы.
Топливные элементы 20 изготавливаются методом порошковой металлургии с помощью совместной экструзии. Как правило, порошкообразный жаростойкий металл и порошкообразный металлический топливный материал (а также порошкообразный выгорающий поглотитель, если он включен в сердечник 100) для топливного сердечника 100 перемешиваются, заготовка вытеснителя 110 устанавливается внутри порошкообразной смеси, и затем комбинация из порошка и вытеснителя 110 прессуется и спекается в исходный продукт/заготовку топливного сердечника (например, в пресс-форме, которая нагревается до различной степени в течение различных временных интервалов, с тем чтобы обеспечить спекание смеси). Заготовка вытеснителя 110 может иметь такую же или аналогичную форму поперечного сечения, что и окончательно сформированный вытеснитель 110. В альтернативном варианте заготовка вытеснителя 110 может иметь форму, которая сконструирована для деформирования в желаемую форму поперечного сечения вытеснителя 110 после экструзии. Заготовка топливного сердечника (включающая вытеснитель 110 и спечённый материал топливного сердечника 100) вставляется в полый стакан из оболочки 120, который имеет герметично закупоренное дно и отверстие на другом конце. Отверстие на другом конце стакана затем герметизируется с помощью заглушки, изготовленной из того же материала, что и оболочка, для образования заготовки. Заготовка может иметь цилиндрическую форму, или иметь форму, которая более точно напоминает окончательную форму поперечного сечения элемента 20, например, как показано на фиг. 5 и 9. Пресс-заготовка затем подвергается совместной экструзии при определённых температуре и давлении путём продавливания через фильеру для формирования элемента 20, включая окончательно сформированный сердечник 100, оболочку 110 и вытеснитель 120. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения, в которых используется нецилиндрический вытеснитель 110, заготовка может быть надлежащим образом сориентирована относительно фильеры экструзионного пресса, так что углы вытеснителя 110 оказываются соосными с лопастями 20Ь топливного элемента 20. Процесс экструзии может осуществляться путём прямой экструзии (т.е. перемещения заготовки через неподвижную фильеру) или косвенной экструзии (т.е. перемещения фильеры к неподвижной заготовке). В результате этого процесса обеспечивается металлургическое сцепление оболочки 120 с топливным
- 10 023017 сердечником 100, что снижает риск отслаивания оболочки 120 от топливного сердечника 100. Стакан и заглушка оболочки 120 металлургически соединяются друг с другом для герметизации топливного сердечника 100 внутри оболочки 120. Высокие температуры плавления жаростойких металлов, используемых в топливных элементах 10, приводят к тому, что порошковая металлургия становится наиболее предпочтительным методом для изготовления компонентов из этих металлов.
Согласно одному или нескольким альтернативным вариантам осуществления данного изобретения заготовка топливного сердечника топливных элементов 20 может быть изготовлена путём отливки вместо спекания. Порошкообразный или монолитный жаростойкий металл и порошкообразный или монолитный топливный материал (а также порошкообразный выгорающий поглотитель, если он включен в сердечник 100) могут перемешиваться, расплавляться и заливаться в литейную форму. Литейная форма может образовывать полость в форме заготовки вытеснителя в отлитом сердечнике 100 таким образом, что заготовка вытеснителя 110 может быть вставлена после завершения отливки сердечника 100, аналогично тому, как добавляется оболочка 120 для формирования пресс-заготовки, предназначенной для экструзии. Остальные этапы изготовления топливных элементов 20 могут оставаться теми же или аналогичными описанным выше вариантам осуществления данного изобретения, в которых используется спекание вместо отливки. Последующая экструзия приводит в результате к металлургическому сцеплению между вытеснителем 110 и сердечником 100, а также между сердечником 100 и оболочкой 120.
Согласно одному или нескольким альтернативным вариантам осуществления данного изобретения топливные элементы 20 изготавливаются с использованием порошкообразного керамического топливного материала вместо порошкообразного металлического топливного материала. Остальные этапы изготовления могут быть теми же, что описаны выше в отношении вариантов осуществления данного изобретения с использованием порошкообразного металлического топливного материала. В различных вариантах реализации данного изобретения с использование металлического топлива и керамического топлива в процессе изготовления образуется топливный сердечник 100, содержащий топливный материал, расположенный в матрице из металлического нетопливного материала. В одном или нескольких вариантах осуществления данного изобретения с использованием металлического топлива полученный в результате топливный сердечник 100 содержит металлический топливный сердечник из сплава, содержащий сплав металлического топливного материала и матрицу из металлического нетопливного материала (например, сплав урана-циркония). В одном или нескольких вариантах осуществления данного изобретения с использованием керамического топлива сердечник 100 содержит керамический топливный материал, расположенный в (вкрапленный внутрь) матрице из металлического нетопливного материала. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения керамический топливный материал, используемый в процессе изготовления, может содержать порошкообразный оксид урана или плутония, порошкообразный нитрид урана или плутония, порошкообразный карбид урана или плутония, порошкообразный гидрид урана или плутония, или комбинацию вышеуказанных веществ. В отличие от традиционных топливных элементов из диоксида урана, в которых таблетки из диоксида урана расположены в трубе, процесс изготовления согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения приводит в результате к тому, что керамическое топливо располагается в монолитной матрице из нетопливного материала (например, в матрице из циркония).
Как показано на фиг. 4, шаг осевого закручивания спиральных рёбер 130 выбирается согласно условию расположения осей соседних топливных элементов 10 с расстоянием между ними, равной ширине противолежащих углов в поперечном сечении топливного элемента, и может составлять от 5 до 20% длины топливного элемента 20. Согласно одному варианту осуществления данного изобретения шаг (т.е. аксиальная длина, на которой лопасть/ребро делает полный поворот вокруг своей оси) составляет приблизительно 21,5 см, в то время как полная активная длина элемента 20 составляет примерно 420 см. Как показано на фиг. 3, стабильность вертикального расположения топливного элемента 10 обеспечивается внизу - за счёт нижней решетки 70, вверху - за счёт верхней решетки 80 и относительно высоты активной зоны - за счёт кожуха 30. Как показано на фиг. 1, топливные элементы 10 имеют ориентацию вдоль окружности, так что профили лопастей любых двух соседних топливных элементов 10 имеют общую плоскость симметрии, которая проходит через оси двух соседних топливных элементов 10 по меньшей мере в одном поперечном сечении пучка топливных элементов.
Как показано на фиг. 1, винтовая скрутка топливных элементов 20 в сочетании с их ориентацией обеспечивает, что существуют одна или большее число плоскостей самодистанционирования. Как показано на фиг. 1, в таких плоскостях самодистанционирования рёбра соседних элементов 20 соприкасаются друг с другом для обеспечения соответствующего расстояния между такими элементами 20. Таким образом, расстояние между центрами элементов 20 будет примерно таким же, как ширина между углами каждого элемента 20 (12,6 мм в элементе, показанном на фиг. 5). В зависимости от числа лопастей 20Ь в каждом топливном элементе 20 и относительного геометрического расположения топливных элементов 20 все соседние топливные элементы 20 или только часть соседних топливных элементов 20 будут контактировать друг с другом. К примеру, в проиллюстрированном здесь варианте осуществления данного изобретения с четырьмя лопастями каждый топливный элемент 20 контактирует со всеми четырьмя соседними топливными элементами в каждой плоскости самодистанционирования. Однако в варианте
- 11 023017 осуществления данного изобретения с трехлопастными топливными элементами, в котором топливные элементы расположены в виде гексагональной структуры, каждый топливный элемент будет контактировать только с тремя из шести соседних топливных элементов в данной плоскости самодистанционирования. Трёхлопастной топливный элемент будет контактировать с другими тремя соседними топливными элементами в следующей аксиально расположенной плоскости самодистанционирования (т.е. смещённой на 1/6 поворота от предыдущей плоскости самодистанционирования).
В η-лопастном элементе 20, в котором η топливных элементов являются соседними по отношению к конкретному топливному элементу 20, плоскость самодистационирования будет существовать в каждом 1/η винтовом повороте, например через каждую 1/4 часть поворота для четырёхлопастного топливного элемента 20, расположенного в квадратной структуре, так что четыре других топливных элементов 20 являются соседними с топливным элементом 20; через каждую 1/3 часть винтового поворота для трёхлопастного элемента, в котором три топливных элемента являются соседними с топливным элементом (т.е. через каждые 120 градусов вдоль периметра топливного элемента). Шаг винтовой скрутки может быть изменён для образования большего или меньшего числа плоскостей самодистанционирования вдоль аксиальной длины топливных элементов 20. Согласно одному варианту осуществления данного изобретения каждый четырёхлопастной топливный элемент 20 включает в себя множество скруток, так что существует множество плоскостей самодистанционирования вдоль аксиальной длины набора топливных элементов 20.
В проиллюстрированном варианте осуществления данного изобретения все элементы 20 скручены в одном и том же направлении. Однако согласно альтернативному варианту осуществления данного изобретения соседние элементы 20 могут быть скручены в противоположных направлениях, без отхода от рамок объёма данного изобретения.
Формула для числа плоскостей самодистанционирования вдоль длины топливного стержня следующая:
Ы=пхЬ/Ь, где Ь - длина топливного стержня;
η - число лопастей (рёбер) и число топливных элементов, соседних по отношению к топливному элементу;
1ι - шаг винтовой скрутки.
Эта формула будет немного отличаться, если число лопастей и число топливных элементов, соседних относительно данного элемента, различны.
В результате такого самодистанционирования в топливной сборке 10 могут отсутствовать дистанционирующие решётки, которые могли бы быть необходимы в противном случае для обеспечения требуемого расстояния между элементами вдоль длины сборки 10. Благодаря исключению дистанционирующих решёток теплоноситель может более свободно протекать через сборку 10, что имеет преимущество, увеличивая теплопередачу от элементов 20 к теплоносителю. Однако согласно альтернативным вариантам осуществления данного изобретения сборка 10 может включать в себя дистанционирующую решётку (решётки), без отхода от рамок объёма данного изобретения.
Как показано на фиг. 3, кожух 30 образует трубчатую оболочку, которая проходит аксиально вдоль всей длины топливных элементов 20 и окружает элементы 20. Однако согласно альтернативному варианту осуществления данного изобретения кожух 30 может содержать аксиально расположенные бандажи с пространством между ними, каждая из которых окружает топливные элементы 20. Один или несколько таких бандажей могут в аксиальном направлении быть расположены соосно с плоскостями самодистанционирования. Аксиально расположенные угловые опоры могут проходить между такими аксиально расположенными бандажами для поддержки бандажей, поддержания центровки бандажей и увеличения прочности топливной сборки. Альтернативно и/или дополнительно отверстия могут быть вырезаны в остальном трубчатом/многоугольном кожухе 30 в тех местах, где кожух 30 не необходим или не желателен для обеспечения опоры. Использование сплошного кожуха 30 может способствовать более качественному регулированию отдельных потоков теплоносителя через каждую отдельную топливную сборку 10. В противоположность этому, использование бандажей или кожуха с отверстиями может облегчить лучшее перемешивание теплоносителя между соседними топливными сборками 10, что может иметь преимущество, заключающееся в снижении перепадов температур теплоносителя между соседними топливными сборками 10.
Как показано на фиг. 1, периметр поперечного сечения кожуха 30 имеет форму, которая соответствует реактору, в котором используется сборка 10. В реакторах, таких как АР-1000, в которых используются квадратные топливные сборки, кожух имеет квадратное поперечное сечение. Однако кожух 30 может альтернативно иметь любую подходящую форму, в зависимости от типа реактора, в котором он используется (например, гексагональную форму для использования в водоводяном энергетическом реакторе (например, как показано на фиг. 1 публикации патентной заявки в США № 2009/0252278 А1)).
Направляющие каналы 40 предназначены для вставки стержней регулирования с поглотителем, изготовленных на основе карбида бора (В4С), серебряно-индиево-кадмиевого сплава (Ад, Ιη, Сб), титаната
- 12 023017 диспрозия (Оу2О3-Т1О2) или других подходящих сплавов или материалов, используемых для управления реактивностью (не показано), или элементов с выгорающими поглотителями, изготовленных на основе карбида бора, оксида гадолиния (Сб2О3) или других подходящих материалов (не показаны), и расположены в головке 50 с возможностью эластичного осевого смещения. Направляющие каналы 40 могут содержать сплав циркония. К примеру, сборка направляющих каналов 40, показанная на фиг. 1, представляет собой сборку, используемую в реакторе АР-1000 (например, 24 направляющих каналов, расположенных в двух кольцевых рядах в позициях, показанных на решётке 17x17).
Форма, размер и характерные особенности каркаса 25 зависят от конкретной активной зоны реактора, для которой должна использоваться сборка 10. Таким образом, квалифицированный специалист в данной области техники поймёт, каким образом следует изготовить каркас с соответствующими формой и размером для топливной сборки 10. К примеру, каркас 25 может быть выполнен в форме и конфигурации для постановки в активную зону реактора традиционной атомной электростанции вместо традиционной топливной сборки из оксида урана или смеси оксидов урана и плутония (мокс-топлива) для активной зоны ядерной установки. Ядерная энергетическая установка может содержать конструкцию активной зоны реактора, которая была в фактической эксплуатации до 2010 г. (например, 2-, 3- и 4-контурные водоводяные реакторы Р\УР, легководные кипящие ядерные реакторы В\УР-4). В альтернативном варианте ядерная энергетическая установка может иметь совершенно новую конструкцию, которая специально приспособлена для использования с топливной сборкой 10.
Как объяснялось выше, проиллюстрированная топливная сборка 10 предназначена для использования в реакторе АР-1000 или ЕРК (европейский реактор с водой под давлением). Сборка включает в себя решетку 17x17 из топливных элементов 20, 24 из которых заменены направляющими каналами 40, как объяснялось выше для общего числа из 265 топливных элементов 20 в реакторе ЕРК или 264 топливных элементов 20 в реакторе АР-1000 (в реакторе АР-1000, в дополнение к 24 топливным элементам, заменяемым направляющими каналами, центральный топливный элемент также заменён инструментальной трубкой).
Элемент 20 преимущественно обеспечивает 100% всего делящегося материала топливной сборки 10. В альтернативном варианте некоторая часть делящегося материала сборки 10 может быть обеспечена с помощью топливных элементов, отличающихся от элементов 20 (например, безлопастных топливных элементов, топливных элементов из оксида урана, элементов, имеющих величины соотношения топлива и/или степень обогащения, которые отличаются от элементов 20). Согласно различным таким вариантам осуществления данного изобретения топливные элементы 20 обеспечивают по меньшей мере 50, 60, 70, 75, 80, 85, 90 и/или 95% по объёму от всего делящегося материала топливной сборки 10.
Использование металлических топливных элементов 20 согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения обеспечивает разнообразные преимущества по сравнению с топливом из оксида урана или смеси оксидов, обычно используемых в водоводяных ядерных реакторах на лёгкой воде (Ь^К) (включая кипящие водяные реакторы и реакторы с водой под давлением), такие как сконструированные фирмой Вестингауз (^екйидйоике) реакторы АР-1000, сконструированные фирмой АРЕВА (ЛКЕУЛ) реакторы ЕРК или скоструированные фирмой Дженерал Электрик (СЕ) реакторы ЛВ\УР. К примеру, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения номинальная мощность для реактора Ь^К, работающего на стандартном топливе из оксида урана или смеси оксидов, может быть увеличена приблизительно на 30% путём замены полностью металлическими топливными элементами 20 и/или топливной сборкой 10 стандартных топливных элементов из оксида урана и топливных сборок, используемых в настоящее время в существующих типах реакторов Ь^К или в новых типах реакторов Ь^К, которые были предложены.
Одним из основных ограничений для увеличения номинальной мощности реакторов типа Ь^К, работающих на стандартном топливе из оксида урана, являлась малая площадь поверхности цилиндрических топливных элементов, которые используются в таком топливе. Цилиндрический топливный элемент имеет наименьшее отношение площади поверхности к объёму для любого типа профиля поперечного сечения топливного элемента. Другим крупным ограничением стандартного топлива из оксида урана была относительно низкая степень выгорания, которая может быть достигнута в таких топливных элементах при одновременном удовлетворении приемлемых рабочих характеристик топлива. В результате этого указанные факторы, связанные с использованием стандартного топлива из оксида урана или смеси оксидов, значительно ограничивают уровень, до которого может быть увеличена номинальная мощность существующих реакторов.
Один или несколько вариантов осуществления данного изобретения с полностью металлическими топливными элементами 20 позволяет преодолеть указанные выше ограничения. К примеру, как объяснялось выше, отсутствие дистанционирующих решёток может уменьшить гидравлическое сопротивление и соответственно увеличить поток теплоносителя и тепловой поток от элементов 20 к первичному теплоносителю. Винтовая скрутка топливных элементов 20 может увеличить перемешивание и турбулентность теплоносителя, что может также увеличить тепловой поток от элементов 20 к теплоносителю.
Результаты предварительных нейтронного и термогидравлического анализов приведены ниже, со- 13 023017 гласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения:
тепловая номинальная мощность реактора Ь^К может быть увеличена на 30,7% или более (например, тепловая номинальная мощность реактора ЕРК может быть увеличена от 4,59 до 6,0 ГВт);
при объёмном содержании урана в смеси урана-циркония на уровне 25% и уровня обогащения ураном-235, составляющей 19,7%, активная зона реактора ЕРК с четырёхлопастной конфигурацией топливных элементов 20 может работать в течение примерно 500-520 эффективных суток на полной мощности при увеличенной тепловой номинальной мощности до 6,0 ГВт в случае замены 72 топливных сборок при перегрузке (один раз каждые 18 месяцев) или в течение 540-560 эффективных суток на полной мощности в случае замены 80 топливных сборок при перегрузке (один раз каждые 18 месяцев);
благодаря увеличенной площади поверхности в многолопастном топливном элементе, даже при увеличенной номинальной мощности, составляющей 6,0 ГВт тепловой мощности, средняя величина поверхностного теплового потока многолопастного топливного элемента, как показано, может быть на 45% ниже, чем средняя величина теплового потока для цилиндрических топливных элементов из оксида урана, работающих при номинальной тепловой мощности 4,59 ГВт. Это может обеспечить больший запас прочности в отношении критического теплового потока (например, больший запас до кризиса теплоотдачи в реакторах Р^К или реакторах В^К). Кроме того, это может позволить использовать 12 топливных элементов с выгорающим поглотителем в расчёте на одну сборку. Выгорающие поглотители могут использоваться для удаления излишней радиоактивности в начале цикла или для увеличения действия допплеровского эффекта во время прогрева активной зоны;
таким образом, топливные сборки 10 могут обеспечить большую выходную тепловую мощность при более низкой рабочей температуре топлива, чем в случае использования традиционных топливных сборок из оксида урана или смеси оксидов.
Для использования повышенной выходной мощности сборки 10 традиционные энергетические установки могут быть модернизированы (например, с установкой большего числа и/или дополнительных насосов для теплоносителя, парогенераторов, теплообменников, компенсаторов давления, турбин). В действительности, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения модернизация может обеспечить на 30-40% больше электрической мощности по сравнению с существующим реактором. Такая возможность может позволить избежать необходимости сооружения полного второго реактора. Стоимость модернизации может быстро окупиться благодаря увеличению выходной электрической мощности. В альтернативном варианте, могут быть сооружены новые энергетические установки, включающие в себя необходимые системы для управления и использования более высокой выходной тепловой мощности сборок 10.
Кроме того, один или несколько вариантов осуществления данного изобретения могут позволить реактору Ь^К работать с той же номинальной мощностью, что и при использовании стандартного топлива из оксида урана или смеси оксидов, с использованием существующих систем реактора без каких либо существенных модификаций реактора. К примеру, согласно одному варианту осуществления данного изобретения:
реактор ЕРК имел бы такую же выходную мощность, как если бы использовалось традиционное топливо из оксида урана, а именно 4,59 ГВт тепловой мощности;
с объёмным содержанием урана, составляющим 25% смеси урана и циркония и степенью обогащения урана-235, составляющей приблизительно 15%, активная зона реактора ЕРК с четырёхлопастной конфигурацией металлических топливных элементов 20 могла бы работать в течение примерно 500-520 эффективных суток на полной мощности в случае замены 72 топливных сборок во время перегрузки, или в течение 540-560 эффективных суток на полной мощности в случае замены 80 топливных сборок во время перегрузки;
средняя величина поверхностного теплового потока для элементов 20 уменьшается приблизительно на 30% по сравнению со средней величиной поверхностного теплового потока для цилиндрических твэлов с традиционным топливом из оксида урана (например, 39,94 Вт/см2 против 57,34 Вт/см2). Поскольку повышение (перепад) температуры теплоносителя, протекающего через сборку 10 (например, разница между температурой на входе и температурой на выходе) и величина расхода теплоносителя, протекающего через сборку 10, остаются приблизительно такими же, как и в случае традиционных топливных сборок, уменьшенная средняя величина поверхностного теплового потока приводит в результате к соответствующему уменьшению температуры поверхности твэла, что способствует увеличению запасов прочности в отношении критического теплового потока (т.е. повышенному запасу до кризиса теплоотдачи в реакторах Р^К или В^К).
Дополнительно и/или альтернативно топливные сборки 10 согласно одному или нескольким вариантам данного изобретения могут постепенно загружаться в активную зону реактора вместо традиционных топливных сборок. Во время переходного периода топливные сборки 10, имеющие характеристики по выходу делящегося материала/нейтронов/тепловой мощности, аналогичные традиционным топливным сборкам, могут постепенно замещать такие традиционные топливные сборки во время последовательных этапов перегрузок топлива, без изменения рабочих параметров энергетической установки. Таким образом, топливные сборки 10 могут быть встроены в существующую активную зону, что может
- 14 023017 быть важно во время переходного периода (т.е. начало с частичной активной зоной с топливными сборками 10 и постепенный переход к полной топливной зоне с топливными сборками 10).
Кроме того, загрузка делящимся материалом сборок 10 может быть приспособлена к конкретному переходу, желательному для оператора установки. К примеру, загрузка делящимся материалом может быть увеличена соответствующим образом, с тем чтобы увеличить тепловую выходную мощность реактора приблизительно на 0-30% или более относительно использования традиционных топливных сборок, которые заменяются сборками 10. Соответственно оператор энергетической установки может выбрать конкретное значение увеличения мощности на основании существующей инфраструктуры энергетической установки или возможностей работы энергетической установки во время проведения модернизации.
Один или несколько вариантов реализации топливных сборок 10 и топливных элементов 20 согласно данному изобретению может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах (в противоположность реакторам на лёгкой воде), без отхода от рамок объёма данного изобретения. В реакторах на быстрых нейтронах нетопливный металл топливного сердечника 100 представляет собой предпочтительно жаростойкий металл (например, чистый молибден или комбинацию молибдена и других металлов), а оболочка 120 предпочтительно изготовлена из нержавеющей стали (которая включает в себя любую разновидность нержавеющего сплава) или другого материала, подходящего для использования с теплоносителем в таких реакторах (например, натрий). Такие топливные элементы 20 могут быть изготовлены с помощью описанного выше процесса совместной экструзии или любого другого подходящего способа (например, вакуумной плавки).
Как показано на фиг. 7А, 7В и 8, топливные сборки 510, выполненные согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения, могут быть использованы в реакторе на тяжёлой воде под давлением 500 (см. фиг. 8), таком как реактор ΟΑΝΌυ.
Как показано на фиг. 7А и 7В, топливная сборка 510 содержит множество топливных элементов 20, смонтированных на каркасе 520. Каркас 520 содержит две торцевые пластины 520а, 520Ь, которые смонтированы на противоположных осевых концах топливных элементов 20 (например, с помощью сварки, плотной посадки, любого из способов крепления, описанных выше и предназначенных для крепления элементов к нижней решетке 70). Элементы 20, используемые в топливной сборке 510, как правило, значительно более короткие, чем элементы 20, используемые в сборке 10. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения и конструкциям реактора 500 элементы 20 и сборки 510, используемые в реакторе 500, могут иметь длину около 18 дюймов.
Элементы 20 могут располагаться относительно друг друга в сборке 510 таким образом, что плоскости самодистанционирования поддерживают расстояние между элементами 20 таким же способом, как описано выше в отношении сборки 10. Альтернативно элементы 20 сборки 510 могут быть расположены на таком расстоянии друг от друга, что соседние элементы 20 никогда не касаются друг друга, а вместо этого полностью полагаются на каркас 520 для поддержания требуемого дистанционирования между элементами 20. Дополнительно дистанционирующие устройства могут быть прикреплены к элементам 20 на их рёбрах в различных позициях вдоль аксиальной длины элементов 20 для контактирования с соседними элементами 20 и чтобы способствовать обеспечению требуемого расстояния между элементами 20 (например, аналогично тому, как дистанционирующие устройства используются в традиционных топливных стержнях традиционных топливных сборок для реакторов с тяжёлой водой под давлением для поддержания расстояния между стержнями).
Как показано на фиг. 8, сборки 510 вставляются в каландровые трубы 500а реактора 500 (иногда называемые в данной области техники как каландры 500). Реактор 500 использует тяжёлую воду 500Ь в качестве замедлителя потока нейтронов и первичного теплоносителя. Первичный теплоноситель 500Ь циркулирует горизонтально по трубам 500а и затем поступает в теплообменник, где тепло передаётся в контур вторичного теплообменника, который обычно используется для выработки электроэнергии с помощью турбин. Загрузочные механизмы топливных сборок (не показаны) используются для загрузки топливных сборок 510 в одну сторону каландровых труб 500а и выталкивания отработанных сборок 510 из противоположной стороны труб 500а, обычно во время работы реактора 500.
Топливные сборки 510 могут быть сконструированы в качестве непосредственной замены традиционных топливных сборок (также известных в данной области техники как пучки тепловыделяющих стержней ТВС) для существующих традиционных реакторов с тяжёлой водой под давлением (например, для реакторов ΟΑΝΏυ). В таком варианте осуществления данного изобретения сборки 510 вставляются в реактор 500 вместо традиционных сборок/пучков ТВС. Такие топливные сборки 510 могут быть сконструированы таким образом, что они имеют нейтронные/тепловые свойства, аналогичные заменяемым традиционным сборкам. В альтернативном варианте топливные сборки 510 могут быть сконструированы для обеспечения более высокой тепловой мощности. В таких вариантах осуществления данного изобретения с увеличением тепловой мощности новые или модернизированные реакторы 500 могут быть сконструированы для обеспечения более высокой выходной тепловой мощности.
Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения топливная сборка 10 предназначена для замены традиционной топливной сборки традиционного ядерного реактора. К примеру, топливная сборка 10, показанная на фиг. 1, специально сконструирована для замены традиционной топлив- 15 023017 ной сборки, в которой используется решетка 17x17 топливных стержней из диоксида урана. Если направляющие каналы сборки 10 остаются в точности тех же позициях, в которых они бы использовались в традиционной топливной сборке и если все топливные элементы 20 имеют одинаковый размер, то величина шага между топливными элементами/стержнями остаётся неизменной между традиционной топливной сборкой из диоксида урана и одним или несколькими вариантами реализации топливной сборки согласно данному изобретению (например, шаг, равный 12,6 мм). Другими словами, продольные оси топливных элементов 20 могут быть расположены в тех же местах, в которых продольные оси традиционных топливных стержней из диоксида урана находились бы в аналогичной традиционной топливной сборке. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения топливные стержни могут иметь больший диаметр по окружности, чем аналогичные топливные стержни из диоксида урана (например, 12,6 мм по сравнению с внешним диаметром 9,5 мм для типичного топливного стержня из диоксида урана). В результате этого в плоскости самодистанционирования, показанной на фиг. 1, в поперечном сечении длина и ширина пространства, занимаемого топливными элементами 20, может быть немного больше, чем длина и ширина пространства, занимаемого традиционными топливными стержнями из диоксида урана в традиционной топливной сборке (например, 214,2 мм для топливной сборки 10 (т.е. 17 топливных элементов 20 х 12,6 мм диаметра описанной окружности для одного топливного элемента) в отличие от 211,1 мм для традиционной топливной сборки из диоксида урана, которая включает в себя решетку 17x17 топливных стержней из диоксида урана диаметром 9,5 мм, отделённых друг от друга шагом 12,6 мм). В традиционных топливных сборках из диоксида урана дистанционирующая решётка окружает топливные стержни и увеличивает общую площадь поперечного сечения традиционной топливной сборки до размера 214x214 мм. В топливной сборке 10 кожух 30, аналогично этому, увеличивает общую площадь поперечного сечения топливной сборки 10. Кожух 30 может иметь любую подходящую толщину (например, 0,5 или 1,0 мм). В варианте осуществления данного изобретения, использующем кожух 30 толщиной 1,0 мм, общая площадь поперечного сечения варианта реализации топливной сборки 10 может составлять 216,2x216,2 мм (например, 214 мм, занимаемых 17 топливными элементами диаметром 12,6 мм, плюс двойная толщина кожуха 30 толщиной 1,0 мм). В результате этого, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения топливная сборка 10 может быть несколько больше (например, 216,2x216,2 мм), чем типичная топливная сборка из диоксида урана (214x214 мм). Больший размер может затруднить возможность соответствующего встраивания топливной сборки 10 в позиции, предназначенные для топливной сборки, одного или нескольких традиционных реакторов, которые были сконструированы для использования с традиционными топливными сборками из диоксида урана. Для удовлетворения такого изменения размера, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения, может быть сконструирован и сооружён новый реактор для возможности использования более крупных топливных сборок 10.
Согласно альтернативному варианту осуществления данного изобретения диаметр описанной окружности всех топливных элементов 20 может быть немного уменьшен, с тем чтобы уменьшить общую площадь поперечного сечения топливной сборки 10. К примеру, диаметр огибающей окружности каждого топливного элемента 20 может быть уменьшен на 0,13 мм до 12,47 мм, так что общая площадь поперечного сечения, занимаемая топливной сборкой 10, остаётся сравнимой с общей площадью 214x214 мм традиционной топливной сборки (например, 17 топливных элементов 20 диаметром 12,47 мм, плюс две толщины по 1,0 мм кожуха, что даёт в результате 214 мм). Такое уменьшение размера решетки 17x17 приведёт к некоторому изменению положений направляющих каналов 40 в топливной сборке 10 по отношению к положениям направляющих каналов в традиционной топливной сборке. Для удовлетворения этого небольшого изменения в положениях направляющих каналов 40 положения соответствующего кластера стержней регулирования и приводных механизмов стержней регулирования в реакторе могут быть немного сдвинуты для установки направляющих каналов 40 с изменённым положением. В альтернативном варианте, если обеспечены достаточные зазоры и допуски для стержней регулирования в традиционном реакторе, традиционно расположенные стержни регулирования могут быть приемлемо вставлены в немного смещённые трубы 40 топливной сборки 10.
В альтернативном варианте диаметр периферийных топливных элементов 20 может быть немного уменьшен, так чтобы вся сборка 10 вставлялась в традиционный реактор, сконструированный для использования обычных топливных сборок. К примеру, диаметр описанной окружности наружного ряда топливных элементов 20 может быть уменьшен на 1,1 мм, так чтобы общий размер топливной сборки составлял 214x214 мм (например, 15 топливных элементов 20 диаметром 12,6 мм, плюс два топливных элемента 20 диаметром 11,5 мм, плюс две толщины по 1,0 мм кожуха 30). Альтернативно диаметр описанной окружности двух наружных рядов топливных элементов 20 может быть уменьшен каждый на 0,55 мм, так что общий размер топливной сборки остаётся 214x214 мм (например, 13 топливных элементов диаметром 12,6 мм, плюс 4 топливных элемента диаметром 12,05 мм, плюс двойная толщина по 1,0 мм кожуха 30). В таком варианте осуществления данного изобретения величина шага и расположение решетки 13x13 топливных элементов 20 и направляющих труб 40 остаются неизменными, так что направляющие трубы 40 оказываются соосными с матрицей стержней регулирования и приводными меха- 16 023017 низмами стержней регулирования в традиционном реакторе.
На фиг. 10 показана топливная сборка 610 согласно альтернативному варианту осуществления данного изобретения. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения топливная сборка 610 предназначена для замены традиционной топливной сборки из диоксида урана в традиционном реакторе, при одновременном поддержании положений стержней регулирования реакторов, предназначенных для использования с различными традиционными топливными сборками из диоксида урана. Топливная сборка 610 в общем случае аналогична топливной сборке 10, которая была описана выше и показана на фиг. 1, однако она содержит несколько отличий, которые помогают сборке 610 лучше встраиваться в один или несколько существующих типов реакторов (например, в реакторы, использующие конструкцию топливной сборки фирмы Вестингауз, в которой применяется решетка из 17x17 стержней из диоксида урана), без изменения положений управляющих стержней и приводных механизмов управляющих стержней.
Как показано на фиг. 10, топливная сборка включает в себя матрицу расстояний решётки 17x17. Центральную решетку 15x15 занимают 200 топливных элементов 20 и направляющие каналы 40, как описано выше в отношении аналогичной топливной сборки 10, показанной на фиг. 1. В зависимости от конкретной конструкции реактора центральный направляющий канал 40 может быть заменен дополнительным топливным элементом 20, если в конструкции реактора не используется центральная труба 40 (т.е. 201 топливный элемент 20 и 24 направляющих канала 40). Положения направляющих каналов 40 соответствуют положениям направляющих каналов, используемых в реакторах, предназначенных для использования традиционных топливных сборок из диоксида урана.
Периферийные положения (т.е. положения, расположенные в поперечном направлении наружу от топливных элементов 20) матрицы/решётки 17x17 топливной сборки 610 занимают 64 топливных элемента/стержня 650 из диоксида урана. Как известно в данной области техники, топливные стержни 650 могут содержать стандартное таблеточное топливо из диоксида урана, расположенное в полом стержне. Таблеточное топливо из диоксида урана может быть обогащено ураном И-235 со степенью обогащения менее 20, менее 15, менее 10 и/или менее 5%. Стержни 650 могут иметь немного меньший диаметр (например, 9,50 мм), чем диаметр огибающей окружности топливных элементов 20, что немного уменьшает общие размеры в поперечном сечении топливной сборки 610, так что сборка 610 лучше входит в пространство, рассчитанное для вставки традиционной топливной сборки из диоксида урана.
В проиллюстрированном варианте осуществления данного изобретения топливные стержни/элементы 650 содержат таблеточное топливо из диоксида урана. Однако топливные стержни/элементы могут альтернативно использовать любую другую подходящую комбинацию из одного или нескольких делящихся и/или воспроизводящих материалов (например, тория, плутония, урана-235, урана-233, любой комбинации указанных материалов). Такие топливные стержни/элементы 650 могут содержать металлическое топливо и/или оксидное топливо.
Согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения топливные стержни 650 могут занимать меньше, чем все 64 периферийные позиции. К примеру, топливные стержни 650 могут занимать верхний ряд и левый столбец периферии, тогда как нижний ряд и правый столбец периферии могут занимать топливные элементы 20. Альтернативно топливные стержни 650 могут занимать любые две другие стороны периферии топливной сборки. Кожух 630 может быть модифицирован, с тем чтобы включать в себя дополнительные топливные элементы на периферии топливной сборки. Такие модифицированные топливные сборки могут быть расположены по соседству друг с другом, так что ряд/колонка периферийных топливных элементов в одной сборке всегда будет соседствовать с рядом/колонкой топливных элементов 20 в соседней топливной сборке. В результате этого дополнительное пространство для топливных сборок обеспечивается за счёт того, что граница раздела между соседними топливными сборками оказывается немного сдвинута в сторону сборки, которая включает в себя топливные элементы 650 на периферийной стороне, у границы раздела. Такая модификация может обеспечить возможность использования большего числа топливных элементов 20 с большей выходной тепловой мощностью, чем предусмотрено в тепловых сборках 610.
Кожух 630 окружает матрицу топливных элементов 20 и отделяет элементы 20 от элементов 650. Головка 50, хвостовик 60, кожух 630, каналы для теплоносителя, сформированные между ними, относительные перепады давления на элементах 20 и элементах 650 и/или увеличенный перепад давления на дистанционирующей решётке 660 (описанный ниже), окружающей элементы 650, могут привести в результате к более высокой величине расхода теплоносителя, протекающего внутри кожуха 630 и рядом с топливными элементами 20 с более высокой выходной тепловой мощностью, чем величина расхода теплоносителя, протекающего снаружи кожуха 630 и рядом с топливными стержнями 650, имеющими меньшую выходную тепловую мощность. Каналы и/или отверстия в кожухе могут быть предусмотрены для оптимизации относительных величин расхода теплоносителя, протекающего рядом с элементами 20, 650, на основании их относительных величин выходной тепловой мощности и расчётных рабочих температур.
Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения водно-топливное отношение
- 17 023017 для топливных элементов 20 топливной сборки 610 меньше или равно 2,7, 2,6, 2,5, 2,4, 2,3, 2,2, 2,1, 2,0, 1,9 и/или 1,8. В проиллюстрированном варианте осуществления данного изобретения водно-топливное отношение равно величине отношения (1) общей площади внутри кожуха 630, имеющейся для теплоносителя/замедлителя, например, аппроксимированной общей площадью поперечного сечения внутри кожуха 630, минус общая площадь поперечного сечения, занимаемая топливными элементами 20 (в предположении, что направляющие трубы 40 заполнены теплоносителем) к (2) общей площади поперечного сечения сердечников 100 топливных элементов 20 внутри кожуха 630.
Согласно альтернативному варианту осуществления данного изобретения кожух 630 может быть заменён одним или несколькими кольцевыми бандажами или может быть снабжён отверстиями в кожухе 630, как объяснялось выше. Использование бандажей или отверстий в кожухе 630 может способствовать взаимному перемешиванию теплоносителя между топливными элементами 20 и топливными элементами 650.
Как показано на фиг. 10, топливные элементы 650 расположены внутри кольцевой дистанционирующей решётки 660, которая в общем случае аналогична внешней части дистанционирующей решётки, используемой в традиционной топливной сборке из диоксида урана. Дистанционирующая решётка 660 может быть жёстко соединена с кожухом 630 (например, с помощью сварки, болтов, винтов и других крепёжных элементов). Дистанционирующая решётка 660 преимущественно выполнена такого размера, что она обеспечивает ту же величину шага между топливными элементами 650 и топливными элементами 20, которая обеспечивается между центральными топливными элементами (например, шаг 12,6 мм между осями всех топливных элементов 20, 630). Для обеспечения такого расстояния между элементами топливные элементы 630 могут быть расположены ближе к внешней стороне дистанционирующей решётки 660, чем к кожуху 630 и внутренней стороне дистанционирующей решётки 660. Топливная сборка 610 и дистанционирующая решётка 660 также предпочтительно выполняются таких размеров и расположения, что такая же величина шага обеспечивается между топливными элементами 650 соседних топливных сборок (например, шаг величиной 12,6 мм). Однако расстояние между любым из топливных элементов 20, 650 может изменяться относительно расстояния между другими топливными элементами 20, 650, без отхода от рамок объёма данного изобретения.
Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения топливные элементы 20 занимают по меньшей мере 60, 65, 70, 75 и/или 80% от общего объёма всех топливных элементов 20, 650, содержащих расщепляющийся материал, топливной сборки 610. К примеру, согласно одному или нескольким вариантам осуществления данного изобретения, в которых топливная сборка 610 включает в себя 201 топливный элемент 20, каждый из которых имеет площадь поперечного сечения, составляющую приблизительно 70 мм2, и 64 топливных элемента 650, каждый из которых имеет диаметр 9,5 мм, топливные элементы 20 составляют около 75,6% общего объёма всех топливных элементов 20, 650 (201 топливный элементх70 мм2=14070; 64 топливных элемента 650χπχ(9,5/2)2=4534 мм2; площади топливных элементов 20, 650 являются, по существу, пропорциональными объёмам топливных элементов; (14070 мм2/(14070 мм2+4534 мм2)=75.6%)).
Высота топливной сборки 610 соответствует высоте аналогичной традиционной топливной сборки, которую сборка 610 может заменить (например, высоте стандартной топливной сборки для конструкции реактора фирмы Вестингауз или АРЕВА).
Проиллюстрированная топливная сборка 610 может быть использована в решетке 17x17 реактора Ρ\νΚ такого как 4-контурный реактор, АР-1000 или реактор ЕРК фирмы АРЕВА. Однако конструкция топливной сборки 610 может быть также модифицирована для совместимости с реакторами другой конструкции (например, конструкции реактора, в которой используется гексагональная топливная сборка; в этом случае внешнюю периферию шестиугольника занимают стержни из диоксида урана, в то время как внутренние позиции занимают топливные элементы 20, или конструкции реакторов на кипящей воде, или малых модульных реакторов). Хотя конкретные размеры указаны в отношении конкретных вариантов осуществления данного изобретения, многообразие топливных элементов 20, 650 и топливных сборок 10 с другими размерами могут быть использованы в сочетании с разнообразными реакторами или типами реакторов, не выходя за рамки объёма данного изобретения.
В зависимости от конкретной конструкции реактора дополнительные позиции стержней топливной сборки могут быть заменены стержнями из диоксида урана. К примеру, хотя топливная сборка 610 включает в себя стержни из диоксида урана только во внешней периферийном ряду, топливная сборка 610 может альтернативно включать в себя стержни из диоксида урана во внешних двух рядах, не выходя за рамки объёма данного изобретения.
Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения часть топливной сборки 610, которая поддерживает топливные элементы 650, является неотделимой от части топливной сборки 610, которая поддерживает топливные элементы 20. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения топливные элементы 20 являются неотделимыми, как единый блок, от топливных элементов 650 топливной сборки 610 (даже несмотря на то, что отдельные топливные элементы 20, 650 могут выниматься из сборки 610, например, в случае отказа отдельного топливного элемента). Аналогично этому,
- 18 023017 отсутствует замыкающий механизм, который выборочно блокировал бы часть топливных элементов 650 топливной сборки с частью топливных элементов 20 топливной сборки 610. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения топливные элементы 20 и топливные элементы 650 топливной сборки 610 имеют одинаковый расчётный срок службы, так что вся топливная сборка 610 используется внутри реактора и затем снимается как единый утилизируемый блок.
Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения увеличенная выходная тепловая мощность топливных элементов 20 внутри топливной сборки 610 может обеспечить увеличение номинальной мощности по сравнению с традиционной тепловой сборкой, содержащей все топливные стержни из диоксида урана, которую заменяет сборка 610. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения увеличение номинальной мощности составляет по меньшей мере 5, 10 и/или 15%.
Увеличение номинальной мощности может находиться в диапазоне от 1 до 30%, от 5 до 25% и/или от 10 до 20%, согласно различным вариантам осуществления данного изобретения. Согласно различным вариантам осуществления данного изобретения топливная сборка 610 обеспечивает по меньшей мере 18месячный топливный цикл, однако может способствовать достижению более чем 24-месячного или 36месячного топливного цикла. Согласно варианту осуществления данного изобретения в отношении топливной сборки 610, в которой используются топливные элементы 20, имеющие примерные параметры, указанные выше в отношении элементов 20, изображённых на фиг. 10, сборка 610 обеспечивает увеличение номинальной мощности на 17% по сравнению с традиционной топливной сборкой из диоксида урана при рабочих параметрах, указанных в приведённых ниже таблицах.
| Рабочий параметр для реактора ЕРК. фирмы | Значение | Единица |
| «АРЕВА» | измерения | |
| Мощность реактора | 5,37 | ГВт |
| Длительность топливного цикла | 18 | месяцев |
| Количество перегружаемых топливных сборок | 1/3 | активная зона |
| Степень обогащения топливного элемента 20 | < 19.7 | весовых % |
| Степень обогащения ЕГО? стержней 650 | <5 | весовых % |
| Величина расхода теплоносителя | 117% | ГУ |
* τν = справочное значение.
| Параметр топливной сборки | Значение | Единица измерения |
| Конструкция топливной сборки | 17x17 | |
| Величина шага топливной сборки | 215 | мм |
| Размер топливной сборки | 214 | мм |
| Высота активной части топлива | 4200 | мм |
| Число топливных стержней | 265 | |
| Величина шага между топливными элементами 20 (т.е. расстояние между осями) | 12,6 | мм |
| Средний внешний диаметр топливного элемента 20 (диаметр описанной окружности) | 12,6 | мм |
| Средний минимальный диаметр топливного элемента 20 | 10,44 | мм |
| Водно-топливное отношение, в запальной зоне (вокруг элементов 20) | 2,36 | |
| Водно-топливное отношение, в зоне воспроизводства (вокруг элементов 650) | 1,9 |
Топливные сборки 10, 510, 610 предпочтительно термодинамически сконструированы и выполнены в физической форме для использования в наземном ядерном реакторе 90, 500 (например, в наземных ядерных реакторах на лёгкой воде (включая реакторы типа В\УК и Р0В). наземных реакторах на быстрых нейтронах, наземных реакторах на тяжёлой воде), которые предназначены для выработки электроэнергии и/или тепла, которое используется в целях, отличных от выработки электроэнергии (например, для опреснения воды, химической обработки, генерации пара и т.д.). Такие наземные ядерные энергетические реакторы 90 включают в себя, наряду с другими, водоводяные реакторы \УЕВ, реакторы АР-1000, ЕРК, ЛРК-1400, ΛΒ\νΒ, ΒΚν-6, ΟΛΝΌυ, ΒΝ-600, ΒΝ-800, ТозЫЬа 48, Моищ и т.д. Однако, согласно альтернативным вариантам осуществления данного изобретения топливные сборки 10, 510, 610 могут быть сконструированы для использования и использоваться в морских ядерных реакторах (например, устанавливаемых на кораблях и подводных лодках атомных энергоустановках, плавучих электростанциях, предназначенных для выработки электроэнергии для её использования на побережье, или в других применениях ядерных реакторов).
Проиллюстрированные варианты осуществления данного изобретения предназначены для иллюстрации конструктивных и функциональных принципов данного изобретения и не должны рассматривать- 19 023017 ся как ограничивающие объём данного изобретения. Наоборот, принципы данного изобретения предназначены для охвата любых и всех изменений, модификаций и/или замен, выполненных в духе и объёме прилагаемой формулы изобретения.
Claims (50)
- ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ1. Топливная сборка для использования в активной зоне ядерного энергетического реактора, содержащая каркас, включающий в себя хвостовик, выполненный в форме и конфигурации, обеспечивающей его монтаж к внутренней конструкции активной зоны ядерного реактора, и множество удлиненных, изготовленных методом экструзии топливных элементов, опирающихся на каркас, каждый из которых содержит топливный сердечник, содержащий делящийся топливный материал, расположенный в матрице из металлического нетопливного материала, и оболочку, окружающую топливный сердечник, причем водно-топливное отношение в зоне топливных элементов составляет 2,4 или менее, при этом водно-топливное отношение представляет собой отношение площадей внутри поперечного сечения, которое перпендикулярно продольным осям множества удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов и проходит через множество удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов, причём это отношение представляет собой отношение (1) общей площади, имеющейся для потока замедлителя для множества топливных элементов, к (2) общей площади топливных сердечников множества топливных элементов.
- 2. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что множество удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов содержит множество удлинённых, изготовленных методом экструзии металлических топливных элементов; топливный материал содержит металлический топливный материал; топливный сердечник содержит сердечник из металлического топливного сплава, содержащий сплав металлического топливного материала и металлического нетопливного материала.
- 3. Топливная сборка по п.2, отличающаяся тем, что сердечник содержит δ-фазный υΖτ2.
- 4. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что топливный материал содержит керамический топливный материал, расположенный в матрице из металлического нетопливного материала.
- 5. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что множество удлиненных, изготовленных методом экструзии топливных элементов составляет по меньшей мере 60% общего объема всех топливных элементов топливной сборки.
- 6. Топливная сборка по п.5, отличающаяся тем, что общий объём всех топливных элементов топливной сборки включает в себя общий объем всех топливных элементов, которые поддерживаются хвостовиком.
- 7. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что средняя толщина оболочки топливных элементов составляет по меньшей мере 0,6 мм.
- 8. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что топливная сборка имеет термодинамическую конструкцию и физическую форму, предназначенные для её работы в наземном ядерном энергетическом реакторе.
- 9. Топливная сборка по п.1 в комбинации с наземным ядерным энергетическим реактором, причём топливная сборка расположена внутри наземного ядерного энергетического реактора.
- 10. Комбинация по п.9, отличающаяся тем, что ядерный энергетический реактор представляет собой реактор на тяжёлой воде.
- 11. Топливная сборка по п.8, отличающаяся тем, что наземный ядерный энергетический реактор содержит традиционную ядерную энергетическую установку, имеющую конструкцию реактора, которая находилась в фактической эксплуатации до 2010 г.; и каркас выполнен в форме и конфигурации, предназначенных для её постановки в наземный ядерный энергетический реактор вместо традиционной топливной сборки из оксида урана для вышеупомянутого реактора.
- 12. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что соответствующие топливные сердечники множества удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов изготовлены с помощью спекания топливного материала и металлического нетопливного материала.
- 13. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что в множестве топливных элементов топливный материал топливного сердечника обогащен до 20% или менее ураном-235 и/или ураном-233 и составляет от 20 до 30% объёмного содержания топливного сердечника; и нетопливный материал составляет от 70 до 80% объёмного содержания топливного сердечника.
- 14. Топливная сборка по п.13, отличающаяся тем, что во множестве топливных элементов степень обогащения топливного материала составляет от 15 до 20%.
- 15. Топливная сборка по п.13, отличающаяся тем, что во множестве удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов нетопливный металл топливного сердечника содержит цирконий.
- 16. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что во множестве топливных элементов топлив- 20 023017 ный материал топливного сердечника содержит плутоний; нетопливный металл топливного сердечника содержит цирконий и нетопливный металл топливного сердечника составляет от 70 до 97% объёмного содержания топливного сердечника.
- 17. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что топливный материал содержит комбинацию урана и тория, или плутония и тория, или урана, плутонии и тория.
- 18. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что оболочка множества топливных элементов металлургически сцеплена с топливным сердечником.
- 19. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что нетопливный металл множества топливных элементов содержит алюминий.
- 20. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что нетопливный металл множества топливных элементов содержит жаростойкий металл.
- 21. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что оболочка множества топливных элементов содержит цирконий.
- 22. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что каждый из множества топливных элементов имеет спирально закрученный многолопастной профиль, который образует множество спиральных рёбер.
- 23. Топливная сборка по п.22, отличающаяся тем, что спиральные рёбра соседних топливных элементов из вышеупомянутого множества топливных элементов периодически контактируют друг с другом вдоль осевой длины топливных элементов, причём такой контакт помогает поддерживать требуемое расстояние между соседними топливными элементами.
- 24. Топливная сборка по п.22, отличающаяся тем, что многолопастной профиль содержит вогнутые области между соседними лопастями.
- 25. Топливная сборка по п.22, отличающаяся тем, что многолопастной профиль содержит кончики лопастей и промежуточные секции между соседними лопастями и оболочка толще у кончиков, чем у промежуточных секций.
- 26. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что топливная сборка содержит выгорающий поглотитель.
- 27. Топливная сборка по п.26, отличающаяся тем, что по меньшей мере один из множества удлиненных, изготовленных методом экструзии топливных элементов содержит выгорающий поглотитель.
- 28. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что топливная сборки дополнительно содержит множество топливных элементов из диоксида урана, опирающихся на каркас, причём каждый из вышеупомянутого множества топливных элементов из диоксида урана содержит топливо из диоксида урана.
- 29. Топливная сборка по п.28, отличающаяся тем, что, по меньшей мере, некоторые из множества удлинённых топливных элементов из диоксида урана расположены в поперечном направлении наружу от множества удлиненных, изготовленных методом экструзии топливных элементов.
- 30. Топливная сборка по п.29, отличающаяся тем, что топливная сборка дополнительно содержит кожух, который отделяет поток теплоносителя, протекающий около множества удлинённых топливных элементов из диоксида урана, от потока теплоносителя, протекающего около множества удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов.
- 31. Топливная сборка по п.30, отличающаяся тем, что отношение (1) общей площади внутри кожуха, имеющейся для замедлителя, к (2) общей площади поперечного сечения сердечников множества удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных сердечников внутри кожуха составляет 2,4 или менее.
- 32. Топливная сборка по п.28, отличающаяся тем, что топливо из диоксида урана содержит менее 15% степени обогащения ураном-235.
- 33. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что содержание урана во множестве из вышеупомянутого множества удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов равно 25% или менее по объёму.
- 34. Топливная сборка по п.1, отличающаяся тем, что водно-топливное отношение для вышеупомянутого множества удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов равно 2,4 или менее.
- 35. Способ изготовления топливной сборки по п.1, предназначенной для использования в активной зоне ядерного энергетического реактора, включающий в себя изготовление каждого из множества удлиненных топливных элементов с помощью смешивания порошкообразного топливного материала с порошкообразным металлическим нетопливным материалом, причём порошкообразный топливный материал содержит делящийся материал, спекания смеси порошкообразного топливного материала и металлическою нетопливного материала для формирования заготовки топливного сердечника, охватывания заготовки топливного сердечника материалом оболочки и совместной экструзии пресс-заготовки топливного сердечника и материала оболочки для формирования топливного элемента; и крепление множества удлинённых топливных элементов к каркасу топливной сборки.
- 36. Способ по п.35, отличающийся тем, что- 21 023017 множество удлиненных топливных элементов содержит множество удлинённых металлических топливных элементов;порошкообразный топливный материал содержит порошкообразный металлический топливный материал и заготовка топливного сердечника представляет собой металлическую заготовку топливного сердечника, содержащую сплав металлического топливного материала и металлического нетопливного материала.
- 37. Способ по п.35, отличающийся тем, что порошкообразный топливный материал содержит порошкообразный керамический топливный материал.
- 38. Способ по п.35, отличающийся тем, что множество удлинённых топливных элементов составляет по меньшей мере 60% общего объёма всех топливных элементов топливной сборки.
- 39. Способ по п.35, отличающийся тем, что средняя толщина оболочки после совместной экструзии составляет по меньшей мере 0,6 мм.
- 40. Способ по п.35, отличающийся тем, что дополнительно содержит размещение вытеснителя внутри смеси порошкообразного топливного материала и металлического нетопливного материала до вышеупомянутого спекания, так что вышеупомянутое спекание приводит в результате к образованию заготовки топливного сердечника, которая включает в себя вытеснитель.
- 41. Способ по п.35, отличающийся тем, что каркас содержит хвостовик, выполненный в форме и конфигурации, обеспечивающих его крепление к активной зоне наземного ядерного энергетического реактора; и топливная сборка имеет термодинамическую конструкцию и физическую форму, обеспечивающие её работу в наземном ядерном энергетическом реакторе.
- 42. Способ по п.41, отличающийся тем, что дополнительно включает в себя размещение топливной сборки внутри наземного ядерного энергетического реактора.
- 43. Способ по п.35, отличающийся тем, что водно-топливное отношение представляет собой отношение площадей внутри поперечного сечения, которое перпендикулярно продольным осям множества удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов и проходит через множество удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов, причем это отношение представляет собой отношение (1) общей площади, имеющейся для потока замедлителя для множества топливных элементов, к (2) общей площади топливных сердечников множества топливных элементов; и водно-топливное отношение составляет 2,4 или менее.
- 44. Топливная сборка, предназначенная для использования в активной зоне ядерного энергетического реактора, содержащая каркас, включающий в себя хвостовик, выполненный в форме и конфигурации, предназначенных для его монтажа к внутренней конструкция активной зоны ядерного реактора;первое множество удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов, опирающихся на каркас, причём каждый из вышеупомянутого первого множества топливных элементов содержит топливный сердечник, содержащий топливный материал, расположенный в матрице из металлического нетопливного материала, причем топливный материал содержит делящийся материал, и оболочку, окружающую топливный сердечник; и второе множество удлинённых топливных элементов, опирающихся на каркас, причём в поперечном сечении топливной сборки второе множество удлинённых топливных элементов располагается в виде кольца шириной в один топливный элемент, которое окружает первое множество удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов;первое множество удлиненных топливных элементов составляет по меньшей мере 60% общего объёма всех топливных элементов топливной сборки, причем водно-топливное отношение в зоне топливных элементов составляет 2,4 или менее.
- 45. Топливная сборка по п.44, отличающаяся тем, что каждый из второго множества удлинённых топливных элементов содержит полый стержень с таблеточным топливом из диоксида урана, расположенным внутри стержня.
- 46. Топливная сборка по п.44, отличающаяся тем, что часть топливной сборки, которая поддерживает второе множество удлинённых топливных элементов, является неотделимой от части топливной сборки, которая поддерживает первое множество удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов.
- 47. Топливная сборка по п.44, отличающаяся тем, что второе множество удлинённых топливных элементов является неотделимым, как единый блок, от первого множества удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов.
- 48. Топливная сборка по п.44, отличающаяся тем, что топливная сборка образует решетку позиций 17x17;каждый из первого множества удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элемен- 22 023017 тов расположен в одной из позиций решётки;ни один из первого множества удлинённых, изготовленных методом экструзии топливных элементов не расположен в любой из периферийных позиций решётки 17x17; и каждый из второго множества удлиненных топливных элементов расположен в различной позиции из периферийных позиций решётки 17x17.
- 49. Топливная сборка по п.44, отличающаяся тем, что топливная сборка имеет форму и конфигурацию, обеспечивающие се встраивание в наземный ядерный энергетический реактор вместо традиционной топливной сборки из оксида урана для вышеупомянутого реактора; и наземный ядерный энергетический реактор представляет собой традиционную ядерную энергетическую установку, имеющую конструкцию реактора, которая фактически эксплуатировалась до 2010 г.
- 50. Топливная сборка по п.44, отличающаяся тем, что вышеупомянутый общий объём всех топливных элементов топливной сборки включает в себя общий объём всех топливных элементов, которые опираются на хвостовик.
Applications Claiming Priority (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US33346710P | 2010-05-11 | 2010-05-11 | |
| US39349910P | 2010-10-15 | 2010-10-15 | |
| US201161444990P | 2011-02-21 | 2011-02-21 | |
| PCT/US2011/036034 WO2011143293A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-05-11 | Fuel assembly |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| EA201201481A1 EA201201481A1 (ru) | 2013-03-29 |
| EA023017B1 true EA023017B1 (ru) | 2016-04-29 |
Family
ID=44513305
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| EA201201481A EA023017B1 (ru) | 2010-05-11 | 2011-05-11 | Топливная сборка |
Country Status (11)
| Country | Link |
|---|---|
| US (5) | US10037823B2 (ru) |
| EP (2) | EP3038112B1 (ru) |
| JP (3) | JP6001530B2 (ru) |
| KR (3) | KR102165560B1 (ru) |
| CN (2) | CN105895178B (ru) |
| AU (1) | AU2011250906B2 (ru) |
| CA (2) | CA2985909C (ru) |
| EA (1) | EA023017B1 (ru) |
| ES (1) | ES2647155T3 (ru) |
| HU (2) | HUE035511T2 (ru) |
| WO (2) | WO2011143172A1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
Families Citing this family (30)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
| US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
| US10170207B2 (en) * | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | 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 |
| EP2864987B1 (en) * | 2012-06-13 | 2017-09-27 | Atomic Energy of Canada Limited/ Énergie Atomique du Canada Limitée | Fuel channel assembly and fuel bundle for a nuclear reactor |
| CN103106929B (zh) * | 2013-02-04 | 2016-03-02 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水堆的改进型环形燃料元件及其构成的燃料组件 |
| GB201318470D0 (en) * | 2013-02-25 | 2013-12-04 | Scott Ian R | A practical molten salt fission reactor |
| RU2551432C1 (ru) * | 2013-11-19 | 2015-05-27 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка |
| WO2016044439A1 (en) * | 2014-09-16 | 2016-03-24 | Lightbridge Corporation | Nuclear fuel assembly |
| JP2016156729A (ja) * | 2015-02-25 | 2016-09-01 | 株式会社 シー・アール・ワイ | 原子炉 |
| CN104681105B (zh) * | 2015-03-04 | 2017-03-01 | 东南大学 | 一种双头螺旋菱形支撑板正六边形核燃料组件 |
| JP6878251B2 (ja) * | 2017-02-09 | 2021-05-26 | 株式会社東芝 | 軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心設計方法および軽水炉用燃料集合体設計方法 |
| RO133588B1 (ro) * | 2017-06-23 | 2024-03-29 | Candu Energy Inc. | Aparat şi metodă pentru localizarea unui tub calandria |
| EP3655973A1 (en) * | 2017-07-19 | 2020-05-27 | TerraPower LLC | Fuel-cladding chemical interaction resistant nuclear fuel elements and methods for manufacturing the same |
| CN108213418A (zh) * | 2017-12-21 | 2018-06-29 | 中核北方核燃料元件有限公司 | 一种铀铝合金靶件芯坯制备方法 |
| JP2021507234A (ja) * | 2017-12-22 | 2021-02-22 | テラパワー， エルエルシー | 環状金属核燃料およびその製造方法 |
| EP3503119B1 (en) * | 2017-12-22 | 2023-06-07 | Westinghouse Electric Sweden AB | Nuclear fuel rod comprising high density fuel units |
| EP3573074B1 (en) * | 2018-05-25 | 2020-11-04 | Thor Energy AS | An auxiliary device for a fuel assembly, a fuel assembly, and a method of operating a pressurized water reactor |
| CN110606742B (zh) * | 2019-10-24 | 2022-02-22 | 中国核动力研究设计院 | 核电用TiO2-Gd2O3可燃毒物陶瓷材料及其制备方法 |
| CA3176389A1 (en) * | 2020-03-23 | 2021-09-30 | The Research Foundation For The State University Of New York | Neutron absorbing embedded hydride shield |
| KR102463008B1 (ko) * | 2020-06-11 | 2022-11-02 | 한국수력원자력 주식회사 | 부하 추종 운전용 노심 |
| CN113299409A (zh) * | 2021-04-30 | 2021-08-24 | 西安交通大学 | 一种螺旋十字燃料元件小型氟盐冷却高温堆堆芯 |
| CN113299408A (zh) * | 2021-04-30 | 2021-08-24 | 西安交通大学 | 一种模块化小型氟盐冷却高温堆系统 |
| CA3151169A1 (en) | 2021-05-11 | 2022-11-11 | Clean Core Thorium Energy Llc | Thorium-based fuel design for pressurized heavy water reactors |
| WO2022240432A1 (en) * | 2021-05-11 | 2022-11-17 | Clean Core Thorium Energy Llc | Thorium-based fuel design for pressurized heavy water reactors |
| CN113470840B (zh) * | 2021-06-21 | 2023-01-17 | 清华大学 | 螺旋多叶型核燃料元件的制造方法 |
| CN113470841B (zh) * | 2021-06-21 | 2022-11-11 | 清华大学 | 具有扭绞结构的螺旋多叶型核燃料元件及其制造方法 |
| CN114005554A (zh) * | 2021-10-22 | 2022-02-01 | 西安交通大学 | 一种基于螺旋十字燃料元件的氟盐冷却高温堆堆芯 |
| CN114188045A (zh) * | 2021-10-27 | 2022-03-15 | 中广核研究院有限公司 | 板式燃料组件及反应堆堆芯 |
| CN114255888A (zh) * | 2021-11-05 | 2022-03-29 | 中广核研究院有限公司 | 燃料棒、燃料组件及其反应堆堆芯 |
Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB876399A (en) * | 1956-12-11 | 1961-08-30 | Plansee Metallwerk | Improvements in or relating to fuel elements for nuclear reactors |
| 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 |
| GB1031678A (en) * | 1962-11-30 | 1966-06-02 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to cermets |
| US3275564A (en) * | 1962-06-20 | 1966-09-27 | Commissariat Energie Atomique | Process of fabrication of sintered compounds based on uranium and plutonium |
| GB1126396A (en) * | 1966-07-18 | 1968-09-05 | Ca Atomic Energy Ltd | Nuclear reactor fuel element and method of manufacturing same |
| GB1282767A (en) * | 1968-11-20 | 1972-07-26 | Gesselschaft Fuer Kernforschun | Uranium aluminide-aluminum nuclear dispersion fuel and method of its fabrication |
| US5737375A (en) * | 1994-08-16 | 1998-04-07 | Radkowsky Thorium Power Corporation | Seed-blanket reactors |
| US20090252278A1 (en) * | 2007-12-26 | 2009-10-08 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
| 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) |
Family Cites Families (469)
| 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 |
| US2987458A (en) | 1954-12-14 | 1961-06-06 | Calvin R Breden | Twisted ribbon fuel element |
| LU34099A1 (ru) | 1955-02-16 | 1900-01-01 | ||
| BE559120A (ru) | 1956-07-12 | |||
| BE553708A (ru) | 1956-07-18 | |||
| 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 |
| US2977297A (en) | 1958-09-02 | 1961-03-28 | Ersel A Evans | Reactor fuel assembly |
| 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 |
| NL250645A (ru) | 1959-04-30 | |||
| FR1234258A (fr) | 1959-05-13 | 1960-10-17 | Barre de combustible avec canaux intérieurs pour réacteur nucléaire | |
| US3124875A (en) * | 1959-10-15 | 1964-03-17 | Method of preparing hollow type | |
| US3046088A (en) | 1960-06-22 | 1962-07-24 | Frederick L Horn | Protactinium extraction |
| 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 | |||
| NL127098C (ru) | 1963-09-06 | |||
| US3154471A (en) | 1963-11-15 | 1964-10-27 | Radkowsky Alvin | Nuclear reactor |
| GB1092285A (en) | 1964-02-28 | 1967-11-22 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear fuel bearing bodies |
| 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 | ||
| US3308031A (en) | 1964-08-21 | 1967-03-07 | Ca Atomic Energy Ltd | Method and apparatus for increasing burnout heat flux in reactor pressure tubes |
| 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 | ||
| US3378453A (en) | 1966-07-13 | 1968-04-16 | Atomic Energy Commission Usa | High heat flux neutronic fuel element |
| US3339631A (en) | 1966-07-13 | 1967-09-05 | James A Mcgurty | Heat exchanger utilizing vortex flow |
| BE694504A (ru) | 1967-02-23 | 1967-07-31 | ||
| US3486973A (en) | 1967-04-11 | 1969-12-30 | Westinghouse Electric Corp | Breeder reactor |
| US3398098A (en) * | 1967-06-09 | 1968-08-20 | Atomic Energy Commission Usa | Preparation of pure dense hypostoichiometric uranium carbide |
| 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 |
| CA887895A (en) | 1968-06-28 | 1971-12-07 | Combustion Engineering-Superheater Ltd. | Pressure tube reactor fuel bundle |
| 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 |
| US3880769A (en) * | 1970-05-25 | 1975-04-29 | Atomic Energy Commission | Method of making microspheroidal nuclear fuels having closed porosity |
| 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 |
| USRE31583E (en) | 1971-05-20 | 1984-05-08 | Combustion Engineering, Inc. | Fuel assembly hold-down device |
| US3814667A (en) | 1971-05-20 | 1974-06-04 | Combustion Eng | 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 |
| CA1023935A (en) | 1975-02-28 | 1978-01-10 | Her Majesty In Right Of Canada As Represented By Atomic Energy Of Canada Limited | Preparation of mixed oxide nuclear fuel |
| 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 |
| US4236966A (en) | 1977-11-30 | 1980-12-02 | Savin Nikolai I | Nuclear reactor |
| 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 |
| 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 |
| US4534897A (en) | 1980-05-27 | 1985-08-13 | The Upjohn Company | Piperazinone, piperazine, 1,4-diazepin-2-one and 1,4-diazepine intermediate compounds |
| 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 |
| US4560532A (en) | 1982-04-15 | 1985-12-24 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel assembly |
| US4666664A (en) | 1982-04-15 | 1987-05-19 | Westinghouse Electric Corp. | Coolant flow paths within a 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 |
| JPS5923830A (ja) | 1982-07-30 | 1984-02-07 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 海水ウラン採取装置 |
| US4508679A (en) | 1982-08-20 | 1985-04-02 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer |
| US4544522A (en) | 1982-08-20 | 1985-10-01 | 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 |
| SE450177B (sv) * | 1985-10-16 | 1987-06-09 | Asea Atom Ab | Kernbrenslepatron |
| US4692304A (en) | 1985-12-23 | 1987-09-08 | Westinghouse Electric Corp. | Removable and reusable locking pin for top nozzle assembly and disassembly |
| JPS62168091A (ja) | 1986-01-20 | 1987-07-24 | 株式会社日立製作所 | 原子炉 |
| 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 |
| GB8626238D0 (en) | 1986-11-03 | 1986-12-03 | Nat Nuclear Corp Ltd | Nuclear reactor core restraint |
| FR2606201B1 (fr) | 1986-11-03 | 1988-12-02 | Electricite De France | Procede de gestion du coeur d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
| JPS63134520A (ja) | 1986-11-25 | 1988-06-07 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 六フツ化ウランの連続加水分解法 |
| EP0277533A1 (de) | 1987-01-28 | 1988-08-10 | Siemens Aktiengesellschaft | Kernreaktorbrennelement |
| 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 |
| JPH0636046B2 (ja) | 1988-06-08 | 1994-05-11 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体，燃料スペーサ及び原子炉の初装荷炉心 |
| FR2632657B1 (fr) | 1988-06-10 | 1990-09-28 | Cogema | Procede de traitement d'un minerai uranifere en limitant les pertes de reactifs |
| JP2545583B2 (ja) | 1988-07-06 | 1996-10-23 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 三酸化ウラン粉体の連続的化学的活性化装置と方法 |
| 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 |
| JP2523856B2 (ja) | 1989-02-21 | 1996-08-14 | 三菱原子燃料株式会社 | ホ―ルドダウン組立体 |
| 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 |
| US4986957A (en) | 1989-05-25 | 1991-01-22 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
| 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 |
| US5073336A (en) | 1989-05-25 | 1991-12-17 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
| US4971753A (en) * | 1989-06-23 | 1990-11-20 | General Electric Company | Nuclear fuel element, and method of forming same |
| 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 |
| US5209899A (en) | 1990-10-25 | 1993-05-11 | General Electric Company | Composite spacer with inconel grid and zircaloy band |
| JP2945459B2 (ja) | 1990-10-25 | 1999-09-06 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| 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 |
| 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 |
| US5219519A (en) | 1992-02-21 | 1993-06-15 | General Electric Company | Increased fuel column height for boiling water reactor fuel rods |
| 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 |
| 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. |
| US5283821A (en) | 1992-06-29 | 1994-02-01 | Combustion Engineering, Inc. | Split-cone spacer grid |
| 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 |
| JPH0694869A (ja) | 1992-09-17 | 1994-04-08 | Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd | 核燃料ペレット及び製造方法 |
| 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 |
| US5243635A (en) | 1992-09-25 | 1993-09-07 | Combustion Engineering, Inc. | Fuel rod capturing grid spring and arch |
| US5299246A (en) | 1992-09-25 | 1994-03-29 | Combustion Engineering, Inc. | Shape-memory alloys in the construction of nuclear fuel spacer grids |
| 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 |
| US5437747A (en) | 1993-04-23 | 1995-08-01 | General Electric Company | Method of fabricating zircalloy 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 |
| US5618356A (en) | 1993-04-23 | 1997-04-08 | General Electric Company | Method of fabricating zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
| SE509238C2 (sv) | 1993-07-05 | 1998-12-21 | Asea Atom Ab | Reaktorhärd |
| US5524032A (en) | 1993-07-14 | 1996-06-04 | General Electric Company | Nuclear fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer |
| US5469481A (en) | 1993-07-14 | 1995-11-21 | General Electric Company | Method of preparing fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer |
| 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 |
| US5383228A (en) | 1993-07-14 | 1995-01-17 | General Electric Company | Method for making fuel cladding having zirconium barrier layers and inner liners |
| JP3094195B2 (ja) | 1993-08-10 | 2000-10-03 | 株式会社小糸製作所 | ヘッドランプレベリング機構 |
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| US5572560A (en) | 1995-06-29 | 1996-11-05 | Siemens Power Corporation | BWR fuel assembly having fuel rods with variable fuel rod pitches |
| 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 |
| SE504479C2 (sv) | 1995-06-30 | 1997-02-17 | Asea Atom Ab | Bränslepatron för kokarvattenreaktor |
| 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 |
| US5944060A (en) | 1995-12-26 | 1999-08-31 | Boeing North American, Inc. | Composite duct system |
| 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 |
| DE69706905T2 (de) | 1996-03-19 | 2002-04-04 | Eaton Corp., Cleveland | Verstellbare Pumpe sowie Fernsteuersystem dafür |
| US5748694A (en) | 1996-03-26 | 1998-05-05 | General Electric Company | Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly |
| US5740218A (en) | 1996-03-26 | 1998-04-14 | General Electric Company | Spacer for a transportable nuclear fuel rod bundle |
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| JPH1021399A (ja) | 1996-07-04 | 1998-01-23 | Toppan Printing Co Ltd | 印刷物の断裁位置検査方法 |
| GB9619182D0 (en) | 1996-09-13 | 1996-10-23 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in and relating to nuclear fuel assemblies |
| SE508106C2 (sv) | 1996-12-20 | 1998-08-31 | Asea Atom Ab | Bränslepatron för kokarvattenreaktor innefattande en rotationscell samt en i denna anordnad ångledningskanal |
| 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 |
| FR2758459B1 (fr) | 1997-01-17 | 1999-05-07 | Pharma Pass | Composition pharmaceutique de fenofibrate presentant une biodisponibilite elevee et son procede de preparation |
| 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 |
| JPH1123765A (ja) | 1997-05-09 | 1999-01-29 | Toshiba Corp | 原子炉の炉心 |
| 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 |
| US5805657A (en) * | 1997-07-28 | 1998-09-08 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear fuel elements made from nanophase materials |
| 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 |
| US6497822B2 (en) | 2000-07-27 | 2002-12-24 | Arch Chemicals, Inc. | Chemical feeder |
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| KR100654961B1 (ko) * | 2003-03-31 | 2006-12-07 | 한국원자력연구소 | 핵연료봉의 제조방법 및 이에 사용되는 빌렛 |
| 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 |
| JP2006145414A (ja) * | 2004-11-22 | 2006-06-08 | Toshihisa Shirakawa | スペーサ無し核燃料集合体 |
| 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 |
| JP2006284487A (ja) | 2005-04-04 | 2006-10-19 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 金属燃料製造用モールド及び該モールドを用いた金属燃料の製造法 |
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| JP4812793B2 (ja) | 2007-12-13 | 2011-11-09 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 燃料集合体 |
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| CN102543224B (zh) | 2010-12-14 | 2014-06-11 | 中国核动力研究设计院 | 用铀氢化锆燃料元件的动力堆 |
| FI20115865A0 (fi) | 2011-09-02 | 2011-09-02 | Short Rest Solutions Oy | Istuin julkisia tiloja varten |
| US9196387B2 (en) | 2011-11-03 | 2015-11-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Apparatus and method for detecting position of annulus spacer between concentric tubes |
| JP6374444B2 (ja) | 2016-06-28 | 2018-08-15 | 京楽産業．株式会社 | 遊技機 |
| JP6557184B2 (ja) | 2016-06-28 | 2019-08-07 | 日本電信電話株式会社 | 機能拡張システム、機能拡張方法および機能拡張プログラム |
| JP2018001962A (ja) | 2016-07-01 | 2018-01-11 | 本田技研工業株式会社 | 車両制御装置 |
| JP6711188B2 (ja) | 2016-07-15 | 2020-06-17 | 東ソー株式会社 | サプレッサーを切り替えるイオンクロマトグラフ |
| JP6476266B2 (ja) | 2017-11-08 | 2019-02-27 | 株式会社篠原 | キャップ脱落防止部材、それを備える化粧ブラシ用容器、および、収容容器を備える化粧用ブラシ |
-
2011
- 2011-05-10 WO PCT/US2011/035859 patent/WO2011143172A1/en active Application Filing
- 2011-05-11 WO PCT/US2011/036034 patent/WO2011143293A1/en active Application Filing
- 2011-05-11 EP EP16154148.7A patent/EP3038112B1/en active Active
- 2011-05-11 EA EA201201481A patent/EA023017B1/ru not_active IP Right Cessation
- 2011-05-11 US US13/695,792 patent/US10037823B2/en active Active
- 2011-05-11 KR KR1020197033420A patent/KR102165560B1/ko active IP Right Review Request
- 2011-05-11 KR KR1020177024393A patent/KR102045938B1/ko active IP Right Review Request
- 2011-05-11 ES ES16154148.7T patent/ES2647155T3/es active Active
- 2011-05-11 CA CA2985909A patent/CA2985909C/en active Active
- 2011-05-11 KR KR1020127029003A patent/KR101775023B1/ko active IP Right Review Request
- 2011-05-11 HU HUE16154148A patent/HUE035511T2/en unknown
- 2011-05-11 HU HUE11735927A patent/HUE029598T2/en unknown
- 2011-05-11 CN CN201610218056.3A patent/CN105895178B/zh active Active
- 2011-05-11 JP JP2013510271A patent/JP6001530B2/ja active Active
- 2011-05-11 CN CN201180023785.9A patent/CN102947890B/zh active Active
- 2011-05-11 EP EP11735927.3A patent/EP2569776B1/en active Active
- 2011-05-11 CA CA2798539A patent/CA2798539C/en active Active
- 2011-05-11 AU AU2011250906A patent/AU2011250906B2/en active Active
-
2015
- 2015-05-01 JP JP2015094071A patent/JP6000403B2/ja active Active
-
2016
- 2016-09-01 JP JP2016171063A patent/JP6319916B2/ja active Active
-
2018
- 2018-02-20 US US15/900,071 patent/US10991473B2/en active Active
-
2021
- 2021-04-22 US US17/237,683 patent/US11837371B2/en active Active
- 2021-04-22 US US17/237,666 patent/US11862353B2/en active Active
-
2023
- 2023-10-25 US US18/383,668 patent/US20240055144A1/en active Pending
Patent Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB876399A (en) * | 1956-12-11 | 1961-08-30 | Plansee Metallwerk | Improvements in or relating to fuel elements for nuclear reactors |
| 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 |
| US3275564A (en) * | 1962-06-20 | 1966-09-27 | Commissariat Energie Atomique | Process of fabrication of sintered compounds based on uranium and plutonium |
| GB1031678A (en) * | 1962-11-30 | 1966-06-02 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to cermets |
| GB1126396A (en) * | 1966-07-18 | 1968-09-05 | Ca Atomic Energy Ltd | Nuclear reactor fuel element and method of manufacturing same |
| GB1282767A (en) * | 1968-11-20 | 1972-07-26 | Gesselschaft Fuer Kernforschun | Uranium aluminide-aluminum nuclear dispersion fuel and method of its fabrication |
| US5737375A (en) * | 1994-08-16 | 1998-04-07 | Radkowsky Thorium Power Corporation | Seed-blanket reactors |
| US20090252278A1 (en) * | 2007-12-26 | 2009-10-08 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
| 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) |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| V.V. BOL'SHAKOV ET AL.: "Experimental study of burnout in channels with twisted fuel rods", THERMAL ENGINEERING, vol. 54, no. 5, 1 May 2007 (2007-05-01), pages 386-389, XP55006454, ISSN: 0040-6015, DOI: 10.1134/S0040601507050096, abstract; figure 2, page 386, col. 1, par. 1, page 387, col. 1, par. 3 * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
Also Published As
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US11862353B2 (en) | Fuel assembly | |
| US11211174B2 (en) | Fuel assembly | |
| AU2019201209B2 (en) | 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 |