EA032449B1 - Тепловыделяющая сборка ядерного реактора - Google Patents
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- EA032449B1 EA032449B1 EA201700570A EA201700570A EA032449B1 EA 032449 B1 EA032449 B1 EA 032449B1 EA 201700570 A EA201700570 A EA 201700570A EA 201700570 A EA201700570 A EA 201700570A EA 032449 B1 EA032449 B1 EA 032449B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- cells
- axis
- cell
- width
- fuel
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—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
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/344—Spacer grids formed of assembled tubular elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/34—Spacer grids
-
- 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
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/3432—Grids designed to influence the coolant, i.e. coolant mixing function
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Fuel Cell (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкции тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, и направлено на обеспечение эффективного перемешивания теплоносителя. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора с поперечным сечением в форме правильного шестиугольника содержит верхний и нижний хвостовики, направляющие каналы, твэлы, расположенные в узлах треугольной сетки, и по крайней мере одну решетку, состоящую из неразъемно соединенных между собой ячеек, выполненных в форме многогранной трубки, продольная ось которой совпадает с продольной осью твэла. Шесть несмежных граней ячейки выполнены наклонными за счет изменения ширины грани вдоль оси ячейки. Между наклонными гранями расположены грани, параллельные оси тепловыделяющей сборки, которыми ячейки примыкают друг к другу. При этом ячейки располагаются в решетке рядами, параллельными одной из больших диагоналей правильного шестиугольника. Одна пара противоположных наклонных граней имеет ширину кромки со стороны верхнего хвостовика меньшую, чем ширина кромки со стороны нижнего хвостовика. Ось симметрии ячейки, пересекающая эти грани, образует угол 30° с вышеуказанной диагональю. Остальные наклонные грани имеют ширину кромки со стороны верхнего хвостовика большую, чем ширина кромки со стороны нижнего хвостовика. При этом ячейки каждого ряда ориентированы одинаково, а оси симметрии ячеек в смежных рядах образуют угол 60°. Ширина наклонных граней ячеек изменяется вдоль оси ячейки таким образом, что площадь поперечного сечения ячейки постоянна вдоль ее оси. Изобретение позволяет снизить неравномерность параметров теплоносителя в тепловыделяющей сборке и повысить мощность реактора за счет увеличения запасов до критических параметров теплоносителя.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкции тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, и направлено на обеспечение эффективного перемешивания теплоносителя. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора с поперечным сечением в форме правильного шестиугольника содержит верхний и нижний хвостовики, направляющие каналы, твэлы, расположенные в узлах треугольной сетки, и по крайней мере одну решетку, состоящую из неразъемно соединенных между собой ячеек, выполненных в форме многогранной трубки, продольная ось которой совпадает с продольной осью твэла. Шесть несмежных граней ячейки выполнены наклонными за счет изменения ширины грани вдоль оси ячейки. Между наклонными гранями расположены грани, параллельные оси тепловыделяющей сборки, которыми ячейки примыкают друг к другу. При этом ячейки располагаются в решетке рядами, параллельными одной из больших диагоналей правильного шестиугольника. Одна пара противоположных наклонных граней имеет ширину кромки со стороны верхнего хвостовика меньшую, чем ширина кромки со стороны нижнего хвостовика. Ось симметрии ячейки, пересекающая эти грани, образует угол 30° с вышеуказанной диагональю. Остальные наклонные грани имеют ширину кромки со стороны верхнего хвостовика большую, чем ширина кромки со стороны нижнего хвостовика. При этом ячейки каждого ряда ориентированы одинаково, а оси симметрии ячеек в смежных рядах образуют угол 60°. Ширина наклонных граней ячеек изменяется вдоль оси ячейки таким образом, что площадь поперечного сечения ячейки постоянна вдоль ее оси. Изобретение позволяет снизить неравномерность параметров теплоносителя в тепловыделяющей сборке и повысить мощность
032449 В1 реактора за счет увеличения запасов до критических параметров теплоносителя.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкции тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, и направлено на обеспечение эффективного перемешивания теплоносителя с целью улучшения теплоотвода от тепловыделяющих элементов и повышения критического теплового потока при эксплуатации тепловыделяющих сборок в энергетических ядерных реакторах АЭС.
Современные отраслевые задачи по повышению энерговыработки на АЭС типа ВВЭР и повышению эффективности использования топлива на АЭС требуют внедрения усовершенствованных топливных циклов. Наиболее простым и эффективным способом увеличения энерговыработки эксплуатирующихся энергоблоков АЭС является повышение их установленной мощности и увеличение длительности работы топливных загрузок, что в настоящее время и реализуется на энергоблоках с ВВЭР. Реализация этих задач сопровождается ужесточением условий эксплуатации тепловыделяющих сборок (повышение мощности, увеличение неравномерностей энерговыделения, увеличение длительности эксплуатации). Требования обеспечения надежной и безопасной эксплуатации при этом возрастают.
Энерговыделение по сечению тепловыделяющей сборки ядерного реактора имеет существенные неравномерности. Это приводит к неравномерному распределению параметров теплоносителя и соответственно уменьшению запасов до кризиса теплообмена в ячейках между тепловыделяющими элементами. Для выравнивания параметров теплоносителя по сечению тепловыделяющей сборки, а также для турбулизации потока теплоносителя с целью улучшения теплообмена применяют перемешивающие устройства.
Известна тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая гексагональный пучок тепловыделяющих элементов (твэлов), размещенный в ячейках расположенных по длине сборки дистанционирующих решеток. Головная и хвостовая части тепловыделяющей сборки соединены направляющими каналами, в которых перемещаются стержни, включающие материал, поглощающий нейтроны (см. Крамеров А.Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1971, с.204, рис.7.1.11б).
Недостатком данного устройства является деформация конструкции во время эксплуатации вследствие недостаточной жесткости и, как следствие, невозможность эксплуатации тепловыделяющей сборки данной конструкции на повышенном режиме работы реакторной установки, т.е. в пределах 107-110% номинальной мощности.
Наиболее близкой по технической сути и достигаемому результату к предлагаемому техническому решению является тепловыделяющая сборка ядерного реактора с поперечным сечением в форме правильного шестиугольника, содержащая верхний и нижний хвостовики, направляющие каналы, твэлы, расположенные в узлах треугольной сетки и по крайней мере одну решетку, состоящую из неразъемно соединенных между собой ячеек. Ячейки этой решетки выполнены в форме многогранной трубки, продольная ось которой совпадает с продольной осью твэла. Шесть несмежных граней ячейки выполнены наклонными за счет изменения ширины грани вдоль оси ячейки. Между наклонными гранями расположены грани, параллельные оси тепловыделяющей сборки, которыми ячейки примыкают друг к другу (см. патент РФ на изобретение № 2273062, опубл. 27.03.2006, бюл.№ 9 - прототип).
Недостатком данной конструкции тепловыделяющей сборки является отсутствие возможности эксплуатации на повышенном режиме работы реакторной установки, в пределах 107-110% номинальной мощности, из-за невозможности обеспечения безопасности эксплуатации ядерного топлива, в том числе вследствие наличия паровой пленки, образующейся из-за вращательного движения теплоносителя вокруг части твэлов, что ухудшает их работоспособность.
Технической задачей, на решение которой направлено заявленное устройство, является повышение надежности тепловыделяющей сборки, безопасности ядерного реактора и повышение перемешивающих свойств.
Техническим результатом, достигаемым при использовании заявленного устройства, является обеспечение выравнивания параметров теплоносителя и повышение запасов до кризиса теплообмена в активной зоне ядерного реактора за счет обеспечения массообмена между теплогидравлическими ячейками в тепловыделяющей сборке путем отклонения потока теплоносителя при нулевом суммарном крутящем моменте.
Указанный технический результат достигается тем, что в известной тепловыделяющей сборке ядерного реактора с поперечным сечением в форме правильного шестиугольника, содержащей верхний и нижний хвостовики, направляющие каналы, твэлы, расположенные в узлах треугольной сетки, и по крайней мере одну решетку, состоящую из неразъемно соединенных между собой ячеек, выполненных в форме многогранной трубки, продольная ось которой совпадает с продольной осью твэла, шесть несмежных граней ячейки выполнены наклонными за счет изменения ширины грани вдоль оси ячейки, между наклонными гранями расположены грани, параллельные оси тепловыделяющей сборки, которыми ячейки примыкают друг к другу, согласно изобретению ячейки располагаются в решетке рядами, параллельными одной из больших диагоналей правильного шестиугольника. Одна пара противоположных наклонных граней имеет ширину кромки со стороны верхнего хвостовика меньшую, чем ширина кромки со стороны нижнего хвостовика. Ось симметрии ячейки, пересекающая эти грани, образует угол 30° с вышеуказанной диагональю. Остальные наклонные грани имеют ширину кромки со стороны верхнего
- 1 032449 хвостовика большую, чем ширина кромки со стороны нижнего хвостовика. При этом ячейки каждого ряда ориентированы одинаково, а оси симметрии ячеек в смежных рядах образуют угол 60°.
Технический результат достигается также тем, что ширина наклонных граней ячеек изменяется вдоль оси ячейки таким образом, что площадь поперечного сечения ячейки постоянна вдоль ее оси.
Выбор геометрии наклонных граней ячейки с изменяющейся шириной кромок, а также реализуемое в предлагаемой конструкции расположение ячеек решетки обеспечивают образование наклонных каналов между ячейками и твэлами, которые отклоняют потоки теплоносителя при прохождении через них с одновременным смешением с потоками теплоносителя у соседних ячеек, что приводит в результате к соответствующему усреднению температур и паросодержания.
Вследствие того, что ячейки каждого ряда ориентированы одинаково, а оси симметрии ячеек в смежных рядах образуют угол 60°, наклон каналов обеспечивает отклонение потоков теплоносителя с образованием замкнутых симметричных контуров. В результате суммарный крутящий момент гидродинамических сил на каждую тепловыделяющую сборку равен нулю. С учетом реализации предложенного условия постоянства площади сечения ячейки вдоль ее оси перемещение массы теплоносителя вдоль замкнутых контуров достигается максимально эффективным. Более нагретые массы теплоносителя попадают в области с меньшими энерговыделениями и наоборот. Обеспечивается снижение неравномерности подогрева теплоносителя по сечению активной зоны, выравнивание его температуры и паросодержания и повышение запасов до кризиса теплообмена в активной зоне ядерного реактора.
На фиг. 1 представлен принцип работы устройства тепловыделяющей сборки (фрагмент)
а) - вид сбоку;
б) - вид сверху.
На фиг. 2 представлена перемешивающая решетка (фрагмент)
а) - вид в изометрии;
б) - вид сверху, расположение ячеек по рядам.
На фиг. 3 представлена ячейка (вариант)
а) - вид спереди;
б) - вид в изометрии.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит верхний и нижний хвостовики, направляющие каналы, твэлы 1, расположенные в узлах треугольной сетки, по крайней мере одну перемешивающую решетку 2, состоящую из неразъемно соединенных между собой ячеек 3. Ячейки выполнены в форме многогранной трубки 4, продольная ось которой совпадает с продольной осью твэла 1. Шесть несмежных граней 5 ячейки 3 выполнены наклонными за счет изменения ширины грани вдоль оси ячейки. Между наклонными гранями 5 расположены грани 6, параллельные оси тепловыделяющей сборки, которыми ячейки 3 примыкают друг к другу. Ячейки 3 располагаются в решетке рядами 7, параллельными одной из больших диагоналей 8 правильного шестиугольника. Одна пара противоположных наклонных граней 5 имеет ширину кромки со стороны верхнего хвостовика меньшую, чем ширина кромки со стороны нижнего хвостовика. Ось симметрии 9 ячейки 3, пересекающая эти грани, образует угол 30° с вышеуказанной диагональю 8. Остальные наклонные грани 5 имеют ширину кромки со стороны верхнего хвостовика большую, чем ширина кромки со стороны нижнего хвостовика. При этом ячейки 3 каждого ряда 7 ориентированы одинаково, а оси симметрии 9 ячеек 3 в смежных рядах образуют угол 60°.
Твэлы 1 проходят сквозь решетку внутри ячеек 3. При этом между ячейками 3 и твэлами 1 образуются наклонные каналы 10. Во время работы тепловыделяющей сборки в реакторе теплоноситель 11 поступает в тепловыделяющую сборку и нагревается за счет энерговыделения твэлов 1. Неравномерность нагрева теплоносителя, обусловленная неравномерностью энерговыделения твэлов 1 по сечению и высоте тепловыделяющей сборки, а также паросодержание теплоносителя 11 выравниваются, так как геометрия ячеек 3 и наличие наклонных каналов 10, образованных между ячейками 3 и твэлами 1, обеспечивают отклонение потоков теплоносителя 11, смешение с потоками у соседних ячеек и соответствующее усреднение температур и паросодержаний. Выбранный наклон граней 5 ячеек 3 и соответственно наклон каналов 10 обеспечивает отклонение потоков теплоносителя 11 с образованием замкнутых симметричных контуров. В результате суммарный крутящий момент гидродинамических сил на каждую тепловыделяющую сборку равен нулю. Суммарно такое отклонение потока приводит к перемещению массы теплоносителя 11 вдоль замкнутых контуров, за счет чего более нагретые массы теплоносителя 11 попадают в области с меньшими энерговыделениями и наоборот. Таким образом, в результате обеспечивается снижение неравномерности подогрева теплоносителя 11 по сечению активной зоны, выравнивание его температуры и паросодержания. Кроме того, даже в зонах с равномерным полем энерговыделения запас до кризиса теплообмена повышается за счет эффекта интенсификации теплообмена, обусловленного турбулизацией потока теплоносителя 11 при прохождении через решетку заявляемой конструкции.
В тепловыделяющей сборке ядерного реактора перемешивающая решетка предлагаемой конструкции устанавливается перпендикулярно продольной оси тепловыделяющей сборки и закрепляется на продольных силовых элементах, например направляющих каналах. При этом в местах прохождения направляющих каналов сквозь решетку ячейки могут быть пропущены.
- 2 032449
Настоящее изобретение промышленно применимо и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих сборок ядерных энергетических реакторов, обладающих повышенной безопасностью за счет снижения неравномерности параметров теплоносителя в тепловыделяющей сборке и активной зоне, с возможностью повышения мощности реактора за счет увеличения запасов до критических параметров теплоносителя.
Claims (2)
- ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ1. Тепловыделющая сборка ядерного реактора с поперечным сечением в форме правильного шестиугольника, содержащая верхний и нижний хвостовики, направляющие каналы, твэлы, расположенные в узлах треугольной сетки, и по крайней мере одну решетку, состоящую из неразъемно соединенных между собой ячеек, выполненных в форме многогранной трубки, продольная ось которой совпадает с продольной осью твэла, шесть несмежных граней ячейки выполнены наклонными за счет изменения ширины грани вдоль оси ячейки, между наклонными гранями расположены грани, параллельные оси тепловыделяющей сборки, которыми ячейки примыкают друг к другу, отличающаяся тем, что ячейки располагаются в решетке рядами, параллельными одной из больших диагоналей правильного шестиугольника, одна пара противоположных наклонных граней имеет ширину кромки со стороны верхнего хвостовика меньшую, чем ширина кромки со стороны нижнего хвостовика, ось симметрии ячейки, пересекающая эти грани, образует угол 30° с вышеуказанной диагональю, остальные наклонные грани имеют ширину кромки со стороны верхнего хвостовика большую, чем ширина кромки со стороны нижнего хвостовика, при этом ячейки каждого ряда ориентированы одинаково, а оси симметрии ячеек в смежных рядах образуют угол 60°.
- 2. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что ширина наклонных граней ячеек изменяется вдоль оси ячейки таким образом, что площадь поперечного сечения ячейки постоянна вдоль ее оси.а)б)
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
PCT/RU2016/000947 WO2018124916A1 (ru) | 2016-12-29 | 2016-12-29 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
EA201700570A1 EA201700570A1 (ru) | 2018-10-31 |
EA032449B1 true EA032449B1 (ru) | 2019-05-31 |
Family
ID=62709819
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
EA201700570A EA032449B1 (ru) | 2016-12-29 | 2016-12-29 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP3564965B1 (ru) |
CN (1) | CN109074878B (ru) |
EA (1) | EA032449B1 (ru) |
FI (1) | FI3564965T3 (ru) |
RU (1) | RU2717353C1 (ru) |
UA (1) | UA123208C2 (ru) |
WO (1) | WO2018124916A1 (ru) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2023132759A1 (ru) * | 2022-01-10 | 2023-07-13 | Акционерное общество "ТВЭЛ" (АО "ТВЭЛ") | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2273062C1 (ru) * | 2004-08-30 | 2006-03-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Структура решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
RU2351027C2 (ru) * | 2007-01-09 | 2009-03-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления дистанционирующей решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
RU2391724C1 (ru) * | 2008-11-26 | 2010-06-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
US20160163402A1 (en) * | 2014-12-03 | 2016-06-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assembly support grid |
Family Cites Families (22)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3862000A (en) | 1972-08-31 | 1975-01-21 | Exxon Nuclear Co Inc | Coolant mixing vanes |
FR2266261B1 (ru) * | 1974-03-28 | 1978-11-17 | Commissariat Energie Atomique | |
SE7501544L (sv) * | 1975-02-12 | 1976-08-16 | Asea Atom Ab | Lasbar mutteranordning |
FR2313741A2 (fr) * | 1975-06-04 | 1976-12-31 | Commissariat Energie Atomique | Boitier pour elements combustibles de reacteur nucleaire refroidi a l'eau et coeur de reacteur en comportant application |
US4194948A (en) * | 1977-11-14 | 1980-03-25 | General Atomic | Locking support for nuclear fuel assemblies |
US4776198A (en) * | 1984-08-03 | 1988-10-11 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for securing structural tubes in nuclear reactor fuel assemblies |
US4726926A (en) * | 1986-03-12 | 1988-02-23 | Advanced Nuclear Fuels Corporation | Mixing grid |
FR2646548B1 (fr) * | 1989-04-28 | 1993-11-26 | Framatome | Grille a ressorts de maintien pour assemblage combustible nucleaire |
FR2660477B1 (fr) * | 1990-03-29 | 1992-07-24 | Framatome Sa | Grille de melange pour assemblage combustible nucleaire et assemblage en comportant application. |
US5265138A (en) * | 1992-06-23 | 1993-11-23 | Westinghouse Electric Corp. | Spring/dimple instrument tube restraint |
JP2626961B2 (ja) * | 1993-03-30 | 1997-07-02 | 原子燃料工業株式会社 | 燃料集合体用の円状のスペーサ |
JPH11118970A (ja) * | 1997-10-09 | 1999-04-30 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉燃料集合体の支持格子 |
RU2124239C1 (ru) * | 1997-10-22 | 1998-12-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Дистанционирующая решетка для тепловыделяющей сборки |
DE19945930C2 (de) * | 1999-09-24 | 2003-05-28 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren und Vorrichtung zum Inspizieren eines Kernreaktor-Brennelements |
FR2863097B1 (fr) * | 2003-11-27 | 2008-05-02 | Framatome Anp | Assemblage de combustible pour reacteur nucleaire a eau pressurisee contenant de l'uranium enrichi sans plutonium. |
SE526381C2 (sv) * | 2004-01-15 | 2005-09-06 | Westinghouse Electric Sweden | Spridare och bränsleenhet för en nukleär anläggning |
DE102004059195B3 (de) * | 2004-12-09 | 2006-02-23 | Framatome Anp Gmbh | Brennelement für einen Siedewasserreaktor |
US7505547B2 (en) * | 2006-12-22 | 2009-03-17 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Assembly and method for mounting a fuel assembly having a predefined orientation within a nuclear reactor |
RU2391725C1 (ru) * | 2008-09-29 | 2010-06-10 | Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" | Способ и устройство перемешивания теплоносителя в тепловыделяющих сборках ядерного реактора |
CN102063944A (zh) * | 2010-11-02 | 2011-05-18 | 中国原子能科学研究院 | 平板型核燃料组件 |
CN102270511A (zh) * | 2011-07-18 | 2011-12-07 | 中国原子能科学研究院 | 一种压水堆双面冷却燃料棒的管形定位格架 |
RU2546648C2 (ru) * | 2012-10-22 | 2015-04-10 | Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
-
2016
- 2016-12-29 FI FIEP16904247.0T patent/FI3564965T3/fi active
- 2016-12-29 UA UAA201712482A patent/UA123208C2/ru unknown
- 2016-12-29 RU RU2019108213A patent/RU2717353C1/ru active
- 2016-12-29 CN CN201680085586.3A patent/CN109074878B/zh active Active
- 2016-12-29 EA EA201700570A patent/EA032449B1/ru not_active IP Right Cessation
- 2016-12-29 EP EP16904247.0A patent/EP3564965B1/en active Active
- 2016-12-29 WO PCT/RU2016/000947 patent/WO2018124916A1/ru active Application Filing
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2273062C1 (ru) * | 2004-08-30 | 2006-03-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Структура решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
RU2351027C2 (ru) * | 2007-01-09 | 2009-03-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления дистанционирующей решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
RU2391724C1 (ru) * | 2008-11-26 | 2010-06-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
US20160163402A1 (en) * | 2014-12-03 | 2016-06-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assembly support grid |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP3564965A4 (en) | 2020-10-21 |
EP3564965B1 (en) | 2024-02-14 |
WO2018124916A1 (ru) | 2018-07-05 |
EA201700570A1 (ru) | 2018-10-31 |
RU2717353C1 (ru) | 2020-03-23 |
FI3564965T3 (fi) | 2024-05-15 |
CN109074878B (zh) | 2023-04-14 |
UA123208C2 (ru) | 2021-03-03 |
EP3564965A1 (en) | 2019-11-06 |
CN109074878A (zh) | 2018-12-21 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP2005084050A (ja) | 原子炉燃料集合体 | |
RU2717353C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
RU2331119C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка и вставной дистанционирующий элемент | |
RU2473989C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
RU2720465C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
JP5710836B2 (ja) | 核燃料集合体のタイプレート、該タイプレートを備えた上部ノズル及び核燃料集合体 | |
US6714619B2 (en) | Spacer grid with double deflected vanes for nuclear fuel assemblies | |
TW201312589A (zh) | 燃料棒間具有不同間距的核燃料組件 | |
RU2594897C1 (ru) | Сборка тепловыделяющая ядерного реактора | |
RU2391725C1 (ru) | Способ и устройство перемешивания теплоносителя в тепловыделяющих сборках ядерного реактора | |
RU2610913C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
RU67760U1 (ru) | Перемешивающая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU113055U1 (ru) | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки высокоэнергетического ядерного реактора | |
RU2399968C2 (ru) | Дистанционирующая решетка для тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU2383954C1 (ru) | Перемешивающая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU2273062C1 (ru) | Структура решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
KR20170015986A (ko) | 내압궤성 핵연료 집합체 지지 그리드 | |
RU2448376C1 (ru) | Структура пластинчатой решетки для тепловыделяющей сборки | |
RU2632572C1 (ru) | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU79211U1 (ru) | Перемешивающая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU2407077C1 (ru) | Рабочая кассета для атомного реактора аэс с улучшенными прочностными и физическими характеристиками | |
RU2473990C1 (ru) | Пакетная тепловыделяющая сборка с шаровыми твэлами | |
EA041297B1 (ru) | Дистанционирующая и перемешивающая решетка топливной кассеты ядерного энергетического реактора | |
KR101194107B1 (ko) | 증기 발생기의 관 지지판 | |
UA121372C2 (uk) | Тепловидільна збірка ядерного реактора ввер-1000 |
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 TJ TM |