ES2599971T3 - Un elemento de combustible, un ensamblaje de combustible y un método de utilización de un ensamblaje de combustible - Google Patents
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Abstract
Un elemento de combustible para uso en un ensamblaje de combustible de un reactor nuclear, el elemento de combustible que comprende: un núcleo que comprende material fisionable; y un revestimiento que rodea el núcleo, en donde el elemento de combustible tiene un perfil multi-lobulado que forma nervaduras en espiral, en donde las nervaduras en espiral comprenden material fisionable, en donde las nervaduras en espiral tienen un paso de torsión axial de entre 5% y 20% de una longitud del elemento de combustible.
Description
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DESCRIPCION
Un elemento de combustible, un ensamblaje de combustible y un metodo de utilizacion de un ensamblaje de combustible
La presente invencion se refiere a un elemento de combustible, un ensamblaje de combustible y un metodo de utilizacion del ensamblaje de combustible.
La invencion se refiere en general a disenos de reactores de agua ligera en los que se utiliza el torio como combustible y, en particular, a los disenos de ensamblajes de combustible sin chaqueta, que constituyen los nucleos de los reactores de agua a presion (PWR), tales como el VVER-1000.
La energfa nuclear sigue siendo una fuente de energfa importante en todo el mundo. Muchos pafses que carecen de recursos suficientes de combustibles fosiles autoctonos dependen principalmente de la energfa nuclear para producir electricidad. En muchos otros pafses, la energfa nuclear se utiliza como una fuente competitiva de electricidad que tambien aumenta la diversidad de los tipos de energfa utilizados. Ademas, la energfa nuclear tambien hace una contribucion muy importante a la consecucion de objetivos tales como el control de la contaminacion por combustibles fosiles (tales como lluvia acida y el calentamiento global) y conservacion de combustibles fosiles para las generaciones futuras.
Aunque la seguridad es sin duda un tema importante en el diseno y funcionamiento de los reactores nucleares, otra cuestion clave es el peligro de la proliferacion de materiales que podnan utilizarse en armas nucleares. Este peligro es especialmente relevante para los pafses con gobiernos inestables, cuya posesion de armas nucleares podna representar una amenaza significativa para la seguridad mundial. La energfa nuclear, por lo tanto, debe ser generada y utilizada en una forma que no conduzca a la proliferacion de las armas nucleares y el riesgo resultante de su uso.
Todos los reactores nucleares actuales crean grandes cantidades de material al que habitualmente se denominan como el plutonio de grado reactor. Un reactor tfpico de 1000 MW, por ejemplo, crea aproximadamente 200 a 300 kg por ano de plutonio de grado reactor, que puede ser apropiado para la produccion de armas nucleares. De ah que el combustible descargado de los nucleos de los reactores convencionales es un material altamente proliferativo, y se requieren medidas de seguridad para evitar que el combustible descargado pueda caer en manos de personas no autorizadas. Existe un problema de seguridad similar con los enormes arsenales de plutonio para armas creadas en los EE.UU. y los pafses de la antigua Union Sovietica en el proceso de desmantelamiento de las armas nucleares.
Existen otros problemas en el funcionamiento de los reactores nucleares convencionales asociados a la constante necesidad de disponer de los residuos radiactivos de larga vida y el rapido agotamiento de la oferta mundial de materia prima de uranio natural.
Para resolver estos problemas, se han realizado intentos recientes para desarrollar reactores nucleares que utilizan cantidades relativamente pequenas de uranio enriquecido no proliferativo (uranio enriquecido tiene un contenido de U-235 de 20% o menos) y no generan cantidades significativas de materiales proliferativos tales como el plutonio. Ejemplos de tales reactores se han revelado en las solicitudes internacionales WO-A-85/01826 y WO-A-93/16477, que describen reactores siembra-propagacion rapidos que obtienen un porcentaje sustancial de su energfa de zonas de propagacion con combustible de torio. Las zonas de propagacion rodean una zona de siembra que contiene barras de combustible de uranio enriquecido no proliferativo. El uranio en las barras de combustible de siembra libera neutrones que son capturados por el torio en las zonas de propagacion, creando asf el U-233 fisionable, que se quema en el lugar y libera calor para la planta de potencia del reactor.
El uso de torio como combustible de reactor nuclear es atractivo porque las reservas de torio en todo el mundo son considerablemente mayores que las reservas de uranio. Ademas, tanto de los reactores antes mencionados son "no proliferativos" en el sentido en que ni el combustible inicial cargado ni el combustible descargado al final de cada ciclo de combustible es apropiado para la produccion de armas nucleares. Este resultado se consigue usando solo uranio no proliferativo enriquecido como combustible de siembra, seleccionando las relaciones de volumen moderador/combustible para reducir al mmimo la produccion de plutonio, y la adicion de una pequena cantidad de uranio enriquecido no proliferativo a la zona de propagacion, en donde el componente U-238 se mezcla de manera uniforme con el U-233 residual al final del ciclo de propagacion y se "desnaturaliza" (cambios en las propiedades naturales de) la U-233, como resultado de lo cual se convierte en inadecuado para la fabricacion de armas nucleares.
Desafortunadamente, ninguno de los disenos de reactores anteriormente mencionados es verdaderamente "no proliferativo." En particular, se ha descubierto que ambos disenos dan como resultado un nivel de produccion de plutonio proliferativo en la zona de siembra, que es mayor que el nivel mmimo posible. El uso de una zona de siembra circular con ambas de una zona de propagacion interior o central y una zona de propagacion circundante exterior no puede proporcionar el funcionamiento del reactor como un reactor "no proliferativo", desde la zona de siembra delgada, anular tiene un "espesor optico" pequeno correspondientemente, que resulta en un espectro de
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siembra (neutron) que domina el espectro mas diffcil considerablemente de las zonas interior y de propagacion. Esto da lugar a una mayor proporcion de neutrones epitermales en la zona de siembra y produccion de una mayor que la cantidad minima de plutonio proliferativo.
Ademas, ninguno de los disenos de reactores anteriores ha sido optimizado desde el punto de vista de los parametros de funcionamiento. Por ejemplo, las relaciones moderador/volumen de combustible en la zona de siembra y la zona de propagacion son especialmente cnticos para minimizar la cantidad de plutonio en la zona de siembra, de modo que el calor adecuado se libere por las barras de combustible de siembra, y la conversion optima de torio a U-233 en la zona de propagacion esta garantizada. La investigacion muestra que las relaciones moderador/combustible preferidas indicadas en las solicitudes internacionales son demasiado altas en las zonas de combustible de siembra y demasiado bajas en las zonas de propagacion.
Los disenos del nucleo de reactores anteriores tampoco no son especialmente eficaces en el consumo de uranio enriquecido no proliferativo en los elementos de combustible de siembra. Como resultado de ello, las barras de combustible descargado en el extremo de cada ciclo de combustible de siembra conteman tanto uranio residual que tema que ser reprocesado para su reutilizacion en otro nucleo del reactor.
El reactor descrito en la solicitud WO-A-93/16477 tambien requiere un sistema de control del reactor mecanico complejo que hace que sea inadecuado para volver a montar un nucleo de reactor convencional. Del mismo modo, el nucleo del reactor descrito en la solicitud WO-A-85/01826 no puede facilmente ser transferido en un nucleo convencional, debido a que sus parametros de diseno no son compatibles con los parametros basicos convencionales.
Por ultimo, dos disenos de reactores anteriores fueron disenados espedficamente para quemar uranio enriquecido no proliferativo con torio y no son apropiados para el consumo de grandes cantidades de plutonio. Por lo tanto, ningun diseno proporciona una solucion al problema de plutonio almacenado.
Un reactor con un nucleo que incluye un conjunto de ensamblajes de siembra-propagacion, cada uno de los cuales contiene una region de siembra central que incluye elementos combustibles de siembra hechos de un material capaz de hacer fision nuclear que contiene uranio-235 y uranio-238, una zona de propagacion anular que rodea la region de siembra que incluye elementos combustibles de propagacion que contienen principalmente el torio y el 10% en volumen o menos de uranio enriquecido, un moderador en la region de siembra, con una relacion en volumen del moderador a combustible en el intervalo de 2.5 a 5.0, y un moderador en la region de propagacion, con una relacion de moderador con combustible en el intervalo de 1.5 a 2.0, se conoce de acuerdo con la patente RU 2176826. Cada uno de los elementos de combustible de siembra es de aleacion de uranio-zirconio, y la zona de siembra constituye el 25-40% del volumen total de cada modulo de siembra-propagacion.
El reactor conocido proporciona un funcionamiento optimo desde el punto de vista de la econoirna y no es "proliferativo." Este reactor se puede utilizar para consumir grandes cantidades de plutonio con el torio sin generar desechos proliferativos. El reactor produce cantidades sustancialmente menores de residuos en caliente, lo que reduce significativamente la necesidad de lugares de almacenamiento de residuos a largo plazo. S
in embargo, los ensamblajes de siembra-propagacion utilizados en el reactor no son apropiados para su uso en reactores de agua ligera existentes, tales como el VVER-1000.
Un ensamblaje de combustible para un reactor de agua ligera similar a la del reactor descrito anteriormente, que, en concreto, tiene una forma de seccion transversal hexagonal, lo que hace posible instalar el ensamblaje de combustible a partir de los modulos de siembra-propagacion en un reactor de agua ligera convencional, es conocido a partir de la descripcion de la patente RU 2222837.
Aparte de la presentacion de la forma de la seccion transversal del ensamblaje, sin embargo, la descripcion de la patente anteriormente mencionada no contiene informacion sobre la configuracion del ensamblaje lo que permitina su instalacion en un reactor de agua ligera existente, como el VVER-1000 sin modificar el diseno del reactor.
Un ensamblaje de combustible para un reactor de agua ligera que incluye un haz de elementos de combustible y canales de grna en rejillas separadoras, una pieza posteriory una cabeza, en donde las rejillas espaciadoras estan conectadas entre sf y con la pieza posterior por elementos dispuestos a lo largo de la longitud del ensamblaje de combustible, y la cabeza se compone de piezas posteriores superior e inferior, revestimiento situado entre las placas, y una unidad de resorte, y en donde las nervaduras exteriores en la carcasa de la cabeza estan conectadas la una a la otra a lo largo de las proyecciones del borde y a lo largo de las partes inferiores de placas perforadas , se conoce de acuerdo con la patente RU 2294570.
El ensamblaje de combustible conocido se clasifica como un diseno para ensamblajes de combustible sin chaqueta, que constituyen los nucleos de los reactores de agua a presion (PWR) tales como el VVER-1000, y tiene propiedades de funcionamiento mejoradas debido al aumento de la rigidez, longitud de la cabeza reducida y el aumento de espacio libre entre el haz de barras de combustible y la cabeza, con un aumento simultaneo de la
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longitud de las barras de combustible. Este diseno hace que sea posible aumentar la carga de combustible en el ensamblaje de combustible con mayor profundidad de agotamiento y por lo tanto para aumentar la potencia del nucleo del reactor y el ciclo de vida del ensamblaje de combustible.
Sin embargo, todos los elementos de combustible en este ensamblaje estan hechos de material fisionable utilizado tradicionalmente en reactores tales como la VVER-1000; en consecuencia, la creacion de grandes cantidades de plutonio de grado reactor es un inconveniente caractenstico de reactores con tales ensamblajes.
Un objeto de una o mas realizaciones de la invencion es la creacion de un ensamblaje de combustible que, por una parte, genera un porcentaje sustancial de su potencia en una region de propagacion alimentado con torio y no crea residuos de proliferacion y, por otra parte, se puede instalar en un reactor de agua ligera existente, tales como el VVER-1000 sin necesidad de modificaciones sustanciales.
Se proporciona un ensamblaje de combustible para un reactor de agua ligera que tiene en planta la forma de un hexagono regular contiene un subensamblaje de siembra, un subensamblaje de propagacion que lo rodea, una cabeza, una pieza posterior y una estructura de bastidor, en donde el subensamblaje de siembra contiene un haz de elementos de combustible, cada uno de los cuales tiene un nucleo compuesto de uranio enriquecido o plutonio de grado reactor, con el mencionado nucleo que esta rodeado por un revestimiento de aleacion de circonio y que tiene un perfil de tres lobulos formando nervaduras separadoras en espiral; la pieza posterior del subensamblaje de siembra con una rejilla de soporte unida a este para contener los elementos de combustible del subensamblaje de siembra; un canal conectado a la pieza posterior del subensamblaje de siembra que tiene en planta la forma de un hexagono regular, con el canal colocado alrededor del haz de barras de combustible; una rejilla de grna unida a la parte superior del canal para la colocacion de los elementos de combustible con el fin de permitir su movimiento axial libre; un tubo central que forma un canal de grna para acomodar los controles, y los tubos perifericos conectados a la rejilla de soporte, que forma canales de grna para la insercion de barras absorbentes y barras de control, y se coloca en la cabeza con la capacidad de desplazamiento axial elastico; el subensamblaje de propagacion incluye una estructura de bastidor compuesta de seis unidades de angulo longitudinal con rejillas separadoras unidas a estas, con una abertura en la zona central para acomodar el canal del subensamblaje de siembra; un haz de elementos combustibles que constan de torio con una adicion de uranio enriquecido situado en la estructura del bastidor; y la pieza posterior del subensamblaje de propagacion, a la que estan unidos los elementos de combustible del subensamblaje de propagacion, y que se puede acoplar con el tubo de soporte del reactor de agua ligera, con dicha pieza posterior del subensamblaje de propagacion y la pieza posterior del subensamblaje de siembra estando unida por un mecanismo de bloqueo y la formacion de la pieza posterior del ensamblaje de combustible.
La cabeza puede estar equipada con un elemento de presion que esta en contacto con el canal del subensamblaje de siembra.
Se proporciona un ensamblaje de combustible que tiene en planta la forma de un hexagono regular contiene un subensamblaje de siembra, un subensamblaje de propagacion que lo rodea, una cabeza, una pieza posterior que se puede acoplar con el tubo de soporte del reactor de agua ligera y una estructura de bastidor, en donde el subensamblaje de siembra contiene un haz de elementos de combustible, cada uno de los cuales tiene un nucleo compuesto de uranio enriquecido o plutonio de grado reactor, dicho nucleo esta encerrado por un revestimiento de aleacion de circonio y que tiene un perfil de tres lobulos formando nervaduras separadoras en espiral ; la pieza posterior del subensamblaje de siembra con una rejilla de soporte unido a el para contener los elementos combustibles del subensamblaje de siembra; un canal conectado a la pieza posterior del subensamblaje de siembra que tiene en planta la forma de un hexagono regular, con el canal colocado al rededor del haz de barras de combustible; una rejilla de grna unida a la parte superior del canal para la colocacion de elementos de combustible con el fin de permitir su movimiento axial libre; un tubo central que forma un canal de grna para dar cabida a los controles, y tubos perifericos, que forma canales de grna para la insercion de barras absorbentes y barras de control, y se colocan en la cabeza con la capacidad de desplazamiento axial elastico; el subensamblaje de propagacion incluye una estructura de bastidor compuesto de seis unidades de angulo longitudinal con rejillas separadoras unidas a ellos, con una abertura en la zona central para acomodar el canal del subensamblaje de siembra; un haz de elementos de combustible que consta de torio con una adicion de uranio enriquecido situado en la estructura de bastidor y unido a la placa de union inferior (la pieza posterior); y varios tubos de soporte unidos a la pieza posterior, con la cabeza equipada para permitir el desplazamiento axial elastico de los tubos de soporte.
Desplazador de circonio o aleacion de circonio que tiene la forma de la seccion transversal de un triangulo regular que se encuentra principalmente a lo largo del eje longitudinal del nucleo en al menos una de las realizaciones de la invencion para promover la distribucion de temperatura mas uniforme en el volumen del nucleo.
El paso axial de bobinado de las nervaduras espaciadoras en espiral tambien vana de 5% a 20% de la longitud de la varilla de combustible en al menos una de las realizaciones de la invencion.
Ademas, las barras de combustible del subensamblaje de siembra en al menos una realizacion de la invencion tienen una orientacion circunferencial de tal manera que los perfiles de tres lobulos de cualquiera de las dos barras
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de combustible adyacentes tienen un eje de simetna comun que pasa por los ejes de los dos elementos de combustible adyacentes en al menos una seccion transversal del haz de barras de combustible.
Tambien en al menos una de las realizaciones de la invencion, el nucleo preferiblemente se compone de una aleacion U-Zr con hasta 30% en volumen de uranio, con hasta 20% de enriquecimiento con el isotopo U-235, y el nucleo se compone de aleacion Pu-Zr con hasta un 30% en volumen de plutonio de grado reactor.
La presente invencion proporciona un elemento de combustible para uso en un ensamblaje de combustible de un reactor nuclear tal como se establece en la reivindicacion 1. El elemento de combustible incluye un nucleo que comprende material fisionable. El elemento de combustible tiene un perfil de multiples lobulos que forma nervaduras en espiral. Puede haber tres nervaduras. El elemento de combustible puede incluir un revestimiento que rodea el nucleo, y el revestimiento puede incluir una aleacion de circonio. El elemento de combustible puede incluir un desplazador con una forma de seccion transversal en forma de un triangulo regular, el desplazador extiende a lo largo de un eje longitudinal del nucleo. El desplazador puede comprender circonio o una aleacion de circonio.
Una o mas realizaciones de la presente invencion proporcionan un elemento de combustible para uso en un ensamblaje de combustible de un reactor nuclear. El elemento de combustible incluye un desplazador central que se extiende a lo largo de un eje longitudinal del elemento de combustible. El desplazador incluye proyecciones que se extienden lateralmente hacia fuera. El elemento de combustible incluye tambien un nucleo que se extiende lateralmente hacia fuera desde el desplazador. El nucleo incluye material fisionable e incluye una pluralidad de nervaduras que se extienden lateralmente hacia fuera. Las proyecciones estan alineadas con respectivas nervaduras. Las proyecciones y sus respectivas nervaduras pueden tener giros emparejados a lo largo de sus ejes longitudinales. En una seccion transversal del elemento de combustible que es perpendicular al eje longitudinal, el nucleo puede rodear el desplazador. La pluralidad de nervaduras puede incluir nervaduras iguales espaciadas circunferencialmente, en donde una forma en seccion transversal del desplazador tiene la forma de un polfgono regular que tiene una esquina de cada una de dichas nervaduras. Por ejemplo, la pluralidad de nervaduras puede incluir tres nervaduras iguales espaciadas circunferencialmente, en donde una forma en seccion transversal del desplazador tiene la forma de un triangulo regular. Los vertices del triangulo equilatero se pueden alinear con los lobulos del nucleo.
Una o mas realizaciones de la presente invencion proporcionan un ensamblaje de combustible para uso en un reactor nuclear. El ensamblaje de combustible incluye un subensamblaje de siembra que comprende un bastidor de
siembra y una pluralidad de elementos de combustible de siembra soportado por el bastidor de siembra. El
ensamblaje de combustible tambien incluye un subensamblaje de propagacion que comprende un bastidor de
propagacion y una pluralidad de elementos de combustible de propagacion soportados por el bastidor de
propagacion. El ensamblaje de combustible incluye ademas un mecanismo de bloqueo que bloquea de manera liberable los bastidores de siembra y de propagacion juntos. El ensamblaje de siembra se puede separar del subensamblaje de propagacion cuando se libera el mecanismo de bloqueo. El subensamblaje de propagacion puede rodear lateralmente el subensamblaje de siembra. El subensamblaje de propagacion puede incluir una abertura central en la que se ajusta al subensamblaje de siembra. La pluralidad de elementos de combustible de siembra puede incluir material fisionable, y la pluralidad de elementos de combustible de propagacion puede comprender torio.
En un metodo de utilizacion de un ensamblaje de combustible de acuerdo con una o mas de las realizaciones anteriores los subensamblajes de siembra y de propagacion estan unidos el uno al otro. El metodo incluye, de forma secuencial:
(a) colocar el ensamblaje de combustible en un nucleo de un reactor nuclear;
(b) quemar al menos una parte del material fisionable en el nucleo del reactor nuclear;
(c) separar el subensamblaje de combustible de siembra del subensamblaje de propagacion; y
(d) fijar un nuevo subensamblaje de siembra al subensamblaje de propagacion, el nuevo subensamblaje de siembra que comprende material fisionable adicional.
El metodo tambien puede incluir:
(e) quemar al menos una parte del material fisionable adicional en el nucleo del reactor nuclear.
Se proporciona un ensamblaje de combustible para un reactor de agua ligera que tiene en planta la forma de un hexagono regular, que incluye un subensamblaje de siembra, un subensamblaje de propagacion que lo rodea, una placa de union superior (la cabeza), una placa de union inferior (la pieza posterior) y una estructura de bastidor, en donde el subensamblaje de siembra contiene un haz de elementos de combustible, cada uno de los cuales tiene un nucleo compuesto de uranio enriquecido o plutonio de grado reactor, el dicho nucleo estando rodeado por un revestimiento de aleacion de circonio y que tiene un perfil de tres lobulos que forma nervaduras separadoras en
espiral; la placa inferior de union (la pieza posterior) del subensamblaje de siembra con una rejilla de soporte unida a este para contener los elementos combustibles del subensamblaje de siembra; un canal conectado a la placa de union inferior (la pieza posterior) del subensamblaje de siembra que tiene en planta la forma de un hexagono regular, con el canal colocado al rededor del haz de barras de combustible; una rejilla de grna unida a la parte 5 superior del canal para la colocacion de elementos de combustible con el fin de permitir su movimiento axial libre; un tubo central que forma un canal de grna para acomodar los controles, y los tubos perifericos conectados a la rejilla de soporte, cuyos canales de grna de forma para la insercion de barras absorbentes y barras de control, y se coloca en la placa de union superior (la cabeza) con la capacidad de desplazamiento axial elastico; el subensamblaje de propagacion incluye una estructura de bastidor compuesta de seis unidades de angulo longitudinal con rejillas 10 separadoras unidas a ellos, con una abertura en la zona central para acomodar el canal del subensamblaje de siembra; un haz de elementos combustibles que constan de torio con una adicion de uranio enriquecido situado en la estructura de bastidor; y la placa inferior de union (la pieza posterior) del subensamblaje de propagacion, a la que estan unidos los elementos de combustible del subensamblaje de propagacion, y que se puede acoplar con el tubo de soporte del reactor de agua ligera, con dicha placa de union inferior (la pieza posterior) del subensamblaje de 15 propagacion y la placa de union inferior (la pieza posterior) del subensamblaje de siembra estando unida por un mecanismo de bloqueo y la formacion de la placa de union inferior (la pieza posterior) del ensamblaje de combustible.
Preferiblemente, un desplazador hecho de circonio o aleacion de circonio con una forma de seccion transversal en forma de un triangulo regular se coloca a lo largo del eje longitudinal del nucleo.
20 En una realizacion, el paso de la torsion axial de nervaduras espaciadoras en espiral es desde 5% a 20% de la longitud del elemento de combustible.
Preferiblemente, los elementos de combustible del subensamblaje de siembra se colocan en la periferia de tal manera que en al menos una seccion transversal del haz de barras de combustible, los tres perfiles de lobulos de cualquiera de los dos elementos de combustible adyacentes tienen un eje de simetna comun que pasa a traves los 25 ejes de estos elementos de combustible adyacentes.
En una realizacion, el nucleo esta compuesto de aleacion U-Zr, con fraccion de uranio de hasta 30% en volumen, dicho uranio esta enriquecido hasta el 20% en isotopo de uranio U-235.
En una realizacion, el nucleo esta compuesto de una aleacion de Pu-Zr, con fraccion de plutonio de grado reactor de hasta 30% en volumen.
30 Preferiblemente, la placa de union superior (la cabeza) esta equipada con un elemento de presion que esta en contacto con el canal del subensamblaje de siembra.
Se proporciona un ensamblaje de combustible para un reactor de agua ligera que tiene en planta la forma de un hexagono regular, que incluye un subensamblaje de siembra, un subensamblaje de propagacion que lo rodea, una placa de union superior (la cabeza), una placa de union inferior (la pieza posterior) que puede ser acoplada con el 35 tubo de soporte del reactor de agua ligera y una estructura de bastidor, en donde el subensamblaje de siembra contiene un haz de elementos de combustible, cada uno de los cuales tiene un nucleo compuesto de uranio enriquecido o plutonio de grado reactor, con dicho nucleo que esta encerrado por un revestimiento de aleacion de circonio y que tiene un perfil de tres lobulos formando nervaduras separadoras en espiral; la placa inferior de union (la pieza posterior) del subensamblaje de siembra con una rejilla de soporte unida a el para contener los elementos 40 combustibles del subensamblaje de siembra; un canal conectado a la placa de union inferior (la pieza posterior) del subensamblaje de siembra que tiene en planta la forma de un hexagono regular, con el canal colocado al rededor del haz de barras de combustible; una rejilla de grna unida a la parte superior del canal para la colocacion de elementos de combustible con el fin de permitir su movimiento axial libre; un tubo central que forma un canal de grna para acomodar los controles, y tubos perifericos, que forma canales de grna para la insercion de barras absorbentes 45 y barras de control, y se coloca en la placa de union superior (la cabeza) con capacidad de desplazamiento axial elastico; el subensamblaje de zona de propagacion incluye una estructura de bastidor compuesta de seis unidades de angulo longitudinal con rejillas separadoras unidas a ellos, con una abertura en la zona central para acomodar el canal del subensamblaje de la combustible primario; un haz de elementos combustibles que constan de torio con una adicion de uranio enriquecido situado en la estructura de bastidor y unido a la placa de union inferior (la pieza 50 posterior); y varios tubos de soporte unidos a la placa de union inferior (la pieza posterior), con la placa de union superior (la cabeza) equipada para permitir el desplazamiento axial elastico de los tubos de soporte.
Preferiblemente, un desplazador hecho de circonio o aleacion de circonio con una forma de seccion transversal en forma de un triangulo regular se coloca a lo largo del eje longitudinal del nucleo.
En una realizacion, el paso de la torsion axial de nervaduras espaciadoras en espiral es de 5% a 20% de la longitud 55 del elemento de combustible.
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Preferiblemente, los elementos de combustible del subensamblaje de siembra se colocan en la periferia de tal manera que en al menos una seccion transversal del haz de barras de combustible, los tres perfiles de lobulos de cualquiera de los dos elementos de combustible adyacentes tienen un eje de simetna comun que pasa a traves los ejes de estos elementos de combustible adyacentes.
Preferiblemente, el nucleo se compone de aleacion U-Zr, con fraccion de uranio de hasta 30% en volumen, siendo dicho uranio enriquecido hasta el 20% en isotopo de uranio U-235.
En una realizacion, el nucleo esta compuesto de una aleacion de Pu-Zr, con fraccion de plutonio de grado reactor de hasta 30% en volumen.
De acuerdo con un sexto aspecto de la presente invencion, se proporciona un reactor de agua ligera que contiene una serie de ensamblajes de combustible, que se distingue por el hecho de que contiene al menos un ensamblaje de combustible de acuerdo con el cuarto aspecto de la presente invencion que incluye opcionalmente una o mas de las caractensticas preferidas asociadas con el cuarto aspecto.
Preferiblemente, todos los ensamblajes de combustible son ensamblajes de combustible de acuerdo con el cuarto aspecto de la presente invencion incluyendo opcionalmente una o mas de las caractensticas preferidas asociadas con el cuarto aspecto.
Se proporciona un reactor de agua ligera que contiene una serie de ensamblajes de combustible, que se distingue por el hecho de que contiene al menos un ensamblaje de combustible de acuerdo con el quinto aspecto de la presente invencion incluye opcionalmente una o mas de las caractensticas preferidas asociadas con el quinto aspecto .
Preferiblemente, todos los ensamblajes de combustible se construyen de acuerdo con el quinto aspecto de la presente invencion e incluyen opcionalmente una o mas de las caractensticas preferidas asociadas con el quinto aspecto.
Se proporciona un elemento de combustible para uso en un ensamblaje de combustible de un reactor nuclear, el elemento de combustible que comprende un nucleo que comprende un material fisionable, en donde el elemento de combustible tiene un perfil de multiples lobulos que forma nervaduras que se curvan o giran a lo largo de la longitud del elemento de combustible. En una realizacion, las nervaduras son nervaduras en espiral.
Objetos adicionales y/o alternativos, caractensticas, aspectos y ventajas de una o mas realizaciones de la presente invencion se haran evidentes en la siguiente descripcion, los dibujos que le acompanan, y las reivindicaciones adjuntas.
Las caractensticas y ventajas de diversas realizaciones de esta invencion seran evidentes a partir de la siguiente descripcion detallada de las realizaciones preferidas de la misma junto con los dibujos adjuntos.
Los ejemplos de realizaciones de la presente invencion se describiran ahora en detalle con referencia a los dibujos adjuntos, en los que:
La figura 1 es una ilustracion esquematica en seccion transversal de un nucleo de reactor nuclear que contiene un ensamblaje de combustible construido de acuerdo con una realizacion de esta invencion;
La figura 2 es una vista lateral general de un ensamblaje de combustible de acuerdo con la primera realizacion de la invencion, incluyendo vistas en corte;
La figura 3 es la cabeza del ensamblaje de combustible de acuerdo con la figura 2 en una vista ampliada en seccion longitudinal;
La figura 4 es la pieza posterior del ensamblaje de combustible de acuerdo con la figura 2 en una vista en seccion ampliada longitudinal;
La figura 5 es una vista en seccion transversal de una barra de combustible de siembra;
La figura 6 es la vista en seccion transversal A-A del ensamblaje de combustible de acuerdo con la figura 2;
La figura 7 es una vista lateral general de un ensamblaje de combustible de acuerdo con la segunda realizacion de la invencion, incluyendo vistas en corte;
La figura 8 es la cabeza del ensamblaje de combustible de acuerdo con la figura 7, en una vista ampliada en seccion longitudinal;
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La Figura 9 es la pieza de cola del ensamblaje de combustible segun la Fig. 7 en vista ampliada en seccion longitudinal.
La figura 1 muestra el nucleo 1 de un reactor nuclear que contiene un conjunto de ensamblajes 2 de combustible que incluye una region de siembra y una region de propagacion, que forman una configuracion hexagonal, en donde los mismos ensamblajes de combustible tienen en planta la forma de un hexagono regular. El nucleo 1 tiene la misma configuracion geometrica y dimensiones como el nucleo de un reactor de agua ligera VVER-1000 convencional, de modo que el reactor puede ser reajustado con tales conjuntos para formar un nucleo de 163 ensamblajes 2 de combustible. La diferencia entre el nucleo 1 y el nucleo del reactor VVER-1000 se encuentra en la composicion y estructura de los ensamblajes 2 de combustible, como se describira con mayor detalle a continuacion. El nucleo 1 y los ensamblajes 2 de combustible que se presentan han sido desarrollados para su uso en un reactor de agua ligera VVER-1000 convencional; sin embargo, un nucleo similar y ensamblajes de combustible pueden ser creados para el uso en otros reactores estandar o disenados especialmente sin ir mas alla del alcance de esta invencion.
El nucleo 1 esta rodeado por un reflector 3, que preferiblemente se compone de un conjunto de ensamblajes 4 de reflectores. Cada ensamblaje 4 de reflector contiene preferiblemente una mezcla de agua y el metal del recipiente de cesta/de alta presion de nucleo. Ademas, el ensamblaje 4 de reflector facil puede estar compuesto principalmente de oxido de torio.
La figura 2 muestra una vista general de la primera configuracion alternativa para cada uno de los ensamblajes 2 de combustible.
Un ensamblaje 2 de combustible contiene un subensamblaje 5 de siembra, un subensamblaje 6 de propagacion que lo rodea, una cabeza 7, y una pieza posterior 8 con su parte 9 de soporte en contacto con el tubo de soporte del reactor (no mostrado). El ensamblaje de combustible tiene en planta la forma de un hexagono regular. El subensamblaje 5 de siembra contiene un haz 10 de barras de combustible que incluye un numero de barras, tal como 108, colocadas sobre una rejilla 11 de soporte, que esta unida a la pieza posterior del subensamblaje 5 de siembra. Un canal 12 con una seccion transversal hexagonal esta conectada a la pieza posterior del subensamblaje 5 de combustible de siembra y encierra el haz 10 de barras de combustible. Una rejilla 13 de grna para la colocacion de elementos 10 de combustible con el fin de permitir su movimiento axial libre la une a la parte superior del canal 12. Cada uno de los elementos de combustible de siembra que tiene un nucleo 14, que incluye uranio enriquecido o plutonio de grado reactor. El nucleo se compone principalmente de aleacion U-Zr, con una concentracion de uranio de 25% o menos en volumen en la composicion del combustible y 19.7% de uranio-235 enriquecido. El nucleo 14 esta encerrado por el revestimiento 15 de aleacion de circonio y tiene un perfil de tres lobulos formando nervaduras 16 separadoras en espiral (figura 5). Un desplazador 17 de circonio o aleacion de circonio con la forma en seccion transversal de un triangulo regular que se coloca a lo largo del eje longitudinal del nucleo. Las barras 10 de combustible de siembra pueden ser fabricadas como una unica unidad de montaje por el empalme de presion (extrusion a traves de una boquilla). El paso axial de bobinado de los nervaduras espaciadoras en espiral 16 se selecciona de acuerdo a la condicion de la colocacion de los ejes de las barras 10 de combustible adyacentes con una separacion igual a la anchura a traves de las esquinas en la seccion transversal de una barra de combustible y es 5% a 20% de la longitud de la varilla de combustible. La estabilidad de la disposicion vertical de las barras 10 de combustible se proporciona: en la parte inferior - por la rejilla 11 de soporte; en la parte superior - por la rejilla 13 de grna; con relacion a la altura del nucleo - por un sistema de bandas (no se muestra) separado de manera uniforme en el canal con relacion a la altura del haz. Los elementos 10 de combustible de siembra tienen una orientacion circunferencial de tal manera que los tres perfiles con lobulos de cualquiera de dos barras de combustible adyacentes tienen un eje de simetrfa comun que pasa a traves de los dos elementos de combustible adyacentes (Fig. 5) en al menos una seccion en cruz del haz de la barra de combustible.
Ademas, el subensamblaje de siembra contiene un tubo 18 central que forma un canal de grna para acomodar los controles, y tubos 19 perifericos unidos a la rejilla 13 de soporte que los canales de grna de forma para la insercion de elementos de absorcion de control basado en carburo de boro (B4C) y titanato de disprosio ( Dy2O3 ■ TO2) (no mostrado) y las barras de absorbente quemable a base de carburo de boro y oxido de gadolinio (Gd2O3) (no mostradas) y se colocan en la cabeza 7 con la capacidad de desplazamiento axial elastico. Los tubos 19 perifericos que forman los canales de grna estan hechos de aleacion de circonio.
La cabeza 7 (figura 3) se compone de una unidad de resorte, que incluye resortes 20 precomprimidos, una placa 21 superior de revestimiento 22 y una placa 23 inferior. El revestimiento 22 se compone de dos partes telescopicas: la parte 24 superior conectada rfgidamente a la placa 21 superior, y la parte 25 inferior conectada rfgidamente a la placa 23 inferior. La unidad de resorte que incluye los resortes 20 que se coloca dentro del revestimiento 22. Los tubos 19 perifericos encajan en las fundas 26 y son capaces de actuar sobre los extremos inferiores de las fundas (debido a la presencia de un paso en la superfine exterior del tubo 19, por ejemplo). Las fundas 26 tienen bridas contra las que los resortes de compresion de la unidad de muelle 20 se apoyan. Los otros extremos de los muelles 20 se apoyan contra la placa 21 superior. Los extremos superiores de los tubos 19 pasan libremente a traves de las aberturas en la placa 21 superior y las fundas 26 pasan a traves de aberturas en la placa 23 inferior. Los tubos 19 tienen topes 27 en los extremos superiores. El tubo 18 central se instala en una manera similar a los tubos 19
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perifericos, excepto los que pasan libremente a traves de la placa inferior sin el uso de una funda. El resorte 20 a traves del cual pasa el tubo 18 centrales se apoya directamente contra la placa 23 inferior de la cabeza 7. Un soporte 28 con un tope 29 en el extremo superior esta unido a la placa 23 inferior para limitar la distancia entre las placas 21 y 23; el soporte 28 pasa libremente a traves de una abertura en la placa 21 superior. Un elemento 30 de presion en contacto con el canal 12 del subensamblaje 5 de siembra esta unido a la placa 23 inferior. Por lo tanto una carga aplicada a la placa 21 superior con el canal 12 fijo contra el movimiento axial se transmite a la rejilla 11 de soporte, tanto por medio de los tubos 19 perifericos y directamente a traves del canal 12.
La cabeza puede ser construida sin las fundas 26. En ese caso, todos los resortes 20 de la unidad de resortes se apoyan contra la placa 23 inferior, y los tubos 19 perifericos pasan libremente a traves de aberturas coincidentes en la placa 23 inferior (similar a la del tubo 18 central). La carga entera se aplica a la placa 21 superior con el canal 12 fijo contra el movimiento que se transmite a la rejilla 11 de soporte directamente a traves del canal 12.
La pieza posterior del subensamblaje 5 de siembra tiene un dispositivo 31 de bloqueo unido a la carcasa que incluye una pared 32 cilmdrica con aberturas 33, las bolas 34 colocadas en las aberturas, y un elemento 35 de bloqueo con una ranura 36 anular capaz de un movimiento axial. El dispositivo 31 de bloqueo, que permite la conexion del subensamblaje 5 de siembra con la pieza 37 posterior del subensamblaje de propagacion, puede tambien ser construida en cualquier otra forma; Solo es importante que proporcione una conexion desmontable de la pieza posterior de los subensamblajes de siembra y de propagacion.
El subensamblaje 6 de propagacion incluye una estructura 38 de bastidor, un haz de barras 39 de combustible situadas en el bastidor, y una pieza 40 posterior.
La estructura 38 del bastidor esta compuesta de seis unidades 41 de angulo longitudinal con rejillas 42 separadoras unidas a ellas mediante soldadura por puntos de resistencia. Cada rejilla 42 separadora es una rejilla de panal que forman un ensamblaje de celulas (espedficamente 228) unidas a la llanta en hexagonos interior y exterior. La rejilla 42 separadora proporciona el espaciamiento requerido de las barras 39 de combustible y la longitud requerida de contacto con ellas para permitir que las barras 39 de combustible puedan deslizarse en las celdas de la cuadncula espaciadora cuando se expanden en forma longitudinal debido a la radiacion y el calor, las fuerzas mmimas posibles de deslizamiento para las barras de combustible para reducir las tensiones internas en el haz, y la tension inicial requerida para evitar la corrosion de contacto de los elementos de combustible durante el funcionamiento. Las rejillas 42 espaciadoras tienen una abertura en la zona central para acomodar el canal 12 del subensamblaje 5 de siembra.
Las unidades de angulo estan conectadas de manera ngida en la parte inferior de la pieza 40 posterior del subensamblaje 6 de propagacion, a la que la rejilla 43 de soporte del subensamblaje de propagacion para mantener las barras 39 de combustible unidas. La rejilla 43 de soporte del subensamblaje 6 de propagacion proporciona resistencia mecanica bajo cargas en la forma en que las condiciones de funcionamiento son normales, en la forma en que se violan las condiciones normales de funcionamiento, y en los accidentes de diseno y tambien proporciona las resistencias hidraulicas requeridas de acuerdo con los calculos.
El haz 39 de barras de combustible del subensamblaje de propagacion incluye un ensamblaje de elementos de combustible (espedficamente 228 elementos) hechos de una composicion que incluye 12% en volumen de UO2 y 88% en volumen de ThO2 con19.7% de U-235 de enriquecimiento.
La relacion entre el volumen de todos los elementos combustibles del subensamblaje de siembra Vsiembra con el volumen de todos los elementos combustibles del subensamblaje de propagacion Vblanco es aproximadamente 0.72.
La pieza 40 posterior del subensamblaje de propagacion incluye una rejilla 43 de soporte, una carcasa 44 y un anillo 46 conectado ngidamente a ella por los apoyos 45; el anillo interactua con el dispositivo 31 de bloqueo. Los extremos de los elementos 39 de combustible de propagacion estan unidos a la rejilla 43 de soporte. La rejilla 43 de soporte proporciona resistencia mecanica en las formas de cargas con condiciones normales de funcionamiento, formas con violaciones de las condiciones de funcionamiento normales, y el diseno de accidentes y tambien proporciona la resistencia hidraulica necesaria para el flujo de refrigerante (agua). La carcasa 44 puede estar acoplado con el tubo de soporte (no mostrado) del reactor de agua ligera y actua como un dispositivo de grna para el suministro de lfquido refrigerante a las areas de los subensamblajes de siembra y de propagacion.
Las figuras 7-9 muestran la segunda alternativa para la construccion de cada uno de los ensamblajes 2 de combustible.
Este diseno alternativo difiere del diseno que se muestra en las figuras 2-4 en que los subensamblajes de siembra y de propagacion no estan conectados ngidamente entre sf. Como se muestra en la figura 9, la pieza posterior del subensamblaje de siembra tiene una placa 47 cilmdrica inferior del enlace en lugar del dispositivo 31 de bloqueo, y la carcasa 44 en la pieza 40 posterior del subensamblaje 6 de propagacion que carece de los apoyos 45 y el anillo 46 se muestra en la figura 4. El revestimiento 22 de la cabeza 7 (figura 8), en contraste con la version mostrada en la figura 3, se construye en una sola pieza, y una unidad 48 de resorte adicional esta unido de manera ngida (por
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ejemplo, soldada) a la misma. La unidad 48 de resorte adicional incluye principalmente varios (por ejemplo, seis) placas 49 superiores adicionales distribuidas de manera uniforme aproximadamente la circunferencia y ngidamente conectados al revestimiento 22, una placa 50 inferior adicional ngidamente unida a la placa 23 inferior de revestimiento 51 unida a las placas 49 y 50 adicionales, resortes 52 de compresion y tubos 53 de soporte. Los tubos 53 de soporte estan unidos por los extremos inferiores de la rejilla 43 de soporte del modulo 6 de propagacion. Las partes superiores de los tubos 53 de soporte se construyen y se colocan en las placas 49 y 50 adicionales superior e inferior similares a los tubos 19 perifericos; es decir, los tubos 53 encajan en las fundas 26 y son capaces de actuar en las fundas en una direccion ascendente. Los resortes 52 de compresion de la unidad 48 de resorte adicional se apoyan en un extremo contra las bridas de las fundas 26 y en el otro extremo contra las placas 21 superiores adicionales. Las partes superiores de los tubos 53 de soporte pasan libremente a traves de aberturas en las placas adicionales superiores 49, y las fundas 26 pasan a traves de aberturas en la placa 50 inferior adicional. Los tubos 53 de soporte tienen topes 54 en los extremos superiores.
Antes de que un ensamblaje de combustible se coloque en el reactor, el subensamblaje 5 de siembra y el subensamblaje 6 de propagacion se ensamblan primero por separado.
En el ensamblaje del subensamblaje de siembra de acuerdo con la primera realizacion, los elementos 10 de combustible estan conectados a la rejilla 13 de grna unida al canal 12, y el tubo 18 central y los tubos 19 perifericos estan conectados a la cabeza, ademas de estar unido a la rejilla 13 de grna. Los tubos 18 y 19 pasan a traves de las fundas 17 situadas en las aberturas en la placa inferior, a traves de los resortes 20 y a traves de aberturas en la placa 21 superior. Entonces los topes 27 estan unidos a los extremos superiores de los tubos (por una union roscada o de bayoneta, por ejemplo).
Los elementos 39 de combustible del subensamblaje de propagacion se colocan en una estructura 9 de bastidor pasandolos a traves de rejillas 42 separadoras y la fijacion a la rejilla 43 de soporte.
A continuacion, los subensamblajes de siembra y de propagacion ensamblados estan conectados para formar un ensamblaje de combustible pasando el canal 12 del subensamblaje 5 de la combustible primario a traves de aberturas en la parte central de las rejillas 42 separadoras. La configuracion de estas aberturas en la parte central de las rejillas 42 espaciadoras coincide con la forma de la seccion transversal del canal 12, de modo que el canal 12 pasa libremente a traves de las aberturas. El elemento 35 de bloqueo en la pieza posterior del subensamblaje de siembra se desplaza hacia arriba, para que las bolas 34 situadas en las aberturas 33 de la pared 32 cilmdrica sean capaces de movimiento en una ranura 36 anular, permitiendo asf que la pared 32 cilmdrica pueda pasar a traves del anillo 46. Despues de que la pieza final del subensamblaje de siembra se detenga contra la cara de extremo superior del anillo 46, el elemento 36 de bloqueo se desplaza hacia abajo. Las bolas 34 son forzadas a salir de la ranura 36, se desplazan hacia el exterior en las aberturas 33 y sobresalen de la pared 32. Como resultado, debido a la interaccion de las bolas desplazadas y la cara del extremo inferior del anillo 46, la pieza posterior del subensamblaje de siembra no puede moverse hacia arriba en relacion con la pieza posterior del subensamblaje de propagacion. Asf, los subensamblajes de siembra y de propagacion forman un unico ensamblaje 2 de combustible.
Despues de que un ensamblaje 2 de combustible se coloca en el reactor 1, y la pieza 8 posterior esta apoyada en el tubo de soporte (no mostrado) del reactor de agua ligera, el ensamblaje 2 de combustible se mantiene presionado por la placa superior del reactor (no mostrado) apoyada contra la cara del revestimiento de la placa 21 superior de la cabeza 7. A continuacion, la fuerza es transmitida a la unidad de resortes con resortes 20, que se comprimen en una cantidad disenada para mantener el ensamblaje 2 de combustible a flote hacia arriba en el flujo refrigerante desde abajo; la placa 21 superior de la cabeza 7 se mueve hacia abajo en relacion a la placa 23 inferior por la cantidad de compresion de la unidad de resortes. La posibilidad de movimiento hacia abajo de la placa 21 superior respecto a la placa 23 inferior de la cabeza 7 es proporcionada de manera telescopica por la parte 24 superior del revestimiento 22, que esta conectado ngidamente a la placa 21 superior, y la parte 25 inferior del revestimiento 22, que esta conectado ngidamente a la placa 23 inferior.
Entonces la fuerza de los extremos inferiores de los resortes 20 de la unidad de resorte se transmite a traves de las fundas 26, que actuan sobre los tubos 19 perifericos por sus extremos inferiores, a los tubos 19 perifericos y luego a la rejilla 11 de soporte y a traves de la pieza posterior del subensamblaje de siembra, el dispositivo 31 de bloqueo, el anillo 46 y los tirantes 45 a la pieza 44 posterior del subensamblaje 6 de propagacion, que entra en contacto con el tubo de soporte (no mostrado) del reactor de agua ligera.
Ademas, parte de la fuerza de compresion de la placa superior del reactor se transmite en el canal 12 del subensamblaje de siembra por la accion sobre el elemento 30 de presion por la fuerza de un resorte 20 que rodea el tubo 18 central y apoyandose directamente contra la placa 23 inferior, que esta conectada ngidamente al elemento de presion. Si la cabeza 7 no tiene fundas 26, toda la fuerza de compresion se transmite a traves del canal 12.
El refrigerante pasa en el ensamblaje 2 de combustible a traves de la carcasa 44 de la pieza posterior del subensamblaje 6 de propagacion; el flujo de refrigerante se divide en dos partes, una de las cuales se ejecuta dentro de la carcasa 12 del subensamblaje de siembra y bana los elementos 10 de combustible de siembra, mientras que el otro corre fuera de la caja 12 y bana los elementos 39 de combustible del subensamblaje de propagacion.
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La fuerza de compresion de la cabeza 7 que actua desde la placa superior del reactor (no mostrado) mantiene los elementos de combustible a flote en el flujo de refrigerante especificado.
El paso del flujo de refrigerante requerido (para la extraccion de la potencia nominal del ensamblaje de combustible) a traves de los subensamblajes de siembra y de propagacion en el gradiente de presion nominal (utilizado en los reactores VVER-1000 existente) se proporciona con relacion a la altura de los ensamblajes de combustible con preservacion de la capacidad de funcionamiento de los ensamblajes:
- Por el uso de un canal 12 entre los subensamblajes de siembra y de propagacion;
- Por la forma de los elementos 10 de combustible de siembra (tres perfiles lobulados), su orientacion circunferencial mutua y el bobinado de paso axial de las nervaduras separadoras 16 de espiral, que promueve una superficie de transferencia de calor bien desarrollada y una mas uniforme distribucion de la temperatura de manera significativa del refrigerante en la seccion transversal del subensamblaje de siembra debido a la mezcla por conveccion forzada del refrigerante.
Las caractensticas hidraulicas completas del ensamblaje 2 de combustible practicamente coinciden con las caractensticas de un ensamblaje de combustible estandar, lo que asegura el mantenimiento de la resistencia del nucleo de un reactor VVER-1000 con ensamblajes de combustible de acuerdo con una o mas realizaciones de la invencion en el nivel nominal. Por lo tanto la instalacion de ensamblajes de combustible de acuerdo con una o mas realizaciones de esta invencion en un VVER-1000 no causa un cambio en la velocidad de flujo del refrigerante en el circuito primario del reactor.
Los elementos 10 de combustible del subensamblaje de siembra, a medida que se calientan durante el funcionamiento, comienzan a alargarse hacia arriba debido a la expansion termica y la radiacion; el haz de elementos de combustible se expande de forma independiente de los tubos 19 perifericos, ya que este ultimo pasa a traves de las celdas de la cuadncula 13 de grna con una holgura garantizada. Por lo tanto el haz de elementos 10 de combustible no tiene efecto en el soporte de la carga de los tubos 19 perifericos y no se deforman; en consecuencia, la estabilidad geometrica de la forma del ensamblaje 2 de combustible se conserva durante el funcionamiento.
Los elementos 39 de combustible del subensamblaje de propagacion se expanden en longitud durante la operacion y comienzan a ocupar el espacio libre entre sus extremos y la cabeza 7 debido a la expansion de radiacion.
El funcionamiento de un ensamblaje 2 de combustible de acuerdo con la segunda realizacion de la invencion es similar, excepto que la carcasa 44 del subensamblaje de propagacion se presiona contra el tubo de soporte del reactor por la transmision de la fuerza de compresion de la placa superior del reactor a traves de los tubos 53 de soporte, y el subensamblaje de siembra, que no esta unido al subensamblaje de propagacion, se evita que flote por la accion de los resortes 20 contra las bridas de las fundas 26, que transmiten la fuerza a la rejilla 11 de soporte del subensamblaje de siembra.
El uso de una o mas realizaciones de esta invencion hace que sea posible lograr un ahorro de uranio natural debido a la presencia de una parte de torio (subensamblaje de propagacion) en el diseno del ensamblaje de combustible, ya que el torio durante el proceso de agotamiento acumula combustible nuclear secundario en la forma de uranio-233, cuya quema realiza una contribucion sustancial a la potencia de salida del nucleo de un reactor con tales ensamblajes de combustible. Esto conduce a una mejora en las caractensticas de no proliferacion y simplifica los problemas en el manejo de ensamblajes de combustible agotado, ya que la acumulacion del combustible nuclear secundario tradicional (plutonio de grado reactor, que puede ser utilizado para producir armas nucleares) para reactores VVER-1000 se reduce significativamente (un 80%), y el nuevo combustible nuclear secundario, el uranio- 233 (o mas exactamente, lo que queda despues de que arde "en su lugar" en un modulo de zona de propagacion de torio), no es utilizable para la produccion de armas nucleares debido a la contaminacion con el isotopo uranio-232 e incluso los isotopos de plutonio. Los problemas en el manejo de ensamblajes de combustible agotado se puede simplificar mediante la reduccion del volumen de residuos mediante el aumento del ciclo de vida especificado del combustible y reduciendo el contenido de isotopos con toxicidad de radiacion a largo plazo en el combustible descargado.
El diseno del ensamblaje de combustible de acuerdo con una o mas realizaciones de esta invencion hace que sea posible utilizar el ensamblaje de combustible en los reactores VVER-1000 debido tanto a la compatibilidad mecanica e hidraulica como neutronica con el diseno de ensamblajes de combustible estandar.
La compatibilidad mecanica con el ensamblaje estandar de combustible para el reactor VVER-1000 esta garantizada por:
- La presencia de una estructura de bastidor que proporciona resistencia a la deformacion durante el funcionamiento a largo plazo y de alto niveles de agotamiento de combustible;
- medidas de acoplamiento identicas;
- El uso de la pieza posterior, cabeza y estructura de la trama disena compatible con las partes correspondientes de los ensamblajes de combustible estandar de la esquina;
- La compatibilidad del diseno del subensamblaje de siembra con mecanismos de control estandar y dispositivos de manipulacion de cargas.
5 Las caractensticas hidraulicas completas de un ensamblaje de combustible de acuerdo con una o mas realizaciones de esta invencion practicamente coinciden con las caractensticas de un ensamblaje de combustible estandar debido a la presencia de un sistema de dos canales paralelos formados por los subensamblajes de siembra y de propagacion y unidas por distribucion comun (entrega) y las cabeceras de recoleccion. Los subensamblajes de siembra y de propagacion estan conectados hidraulicamente en los segmentos de entrada y salida. Esta estructura 10 de ensamblaje de combustible asegura el mantenimiento de la resistencia del nucleo de un reactor VVER-1000 con ensamblajes de combustible de acuerdo con una o mas realizaciones de la invencion a nivel nominal. Por lo tanto la instalacion de ensamblajes de combustible de acuerdo con una o mas realizaciones de esta invencion en un reactor VVER-1000 no causara un cambio en la velocidad de flujo del refrigerante en el circuito primario del reactor. La relacion de las resistencias hidraulicas entre la entrada al ensamblaje, la parte activa del subensamblaje de 15 propagacion y la salida del ensamblaje en conjuntos de combustible de acuerdo con una o mas realizaciones de esta invencion y el ensamblaje de combustible estandar son similares, lo que garantiza la compatibilidad hidraulica de los ensamblajes de combustible de acuerdo con una o mas realizaciones de la invencion con ensamblajes estandar y la ausencia de desbordamiento de refrigerante entre ellos. Esto hace que sea posible el uso de algunos ensamblajes de combustible de acuerdo con una o mas realizaciones de esta invencion en un reactor al mismo 20 tiempo con ensamblajes de combustible estandar para el reactor.
La compatibilidad neutronica con el ensamblaje de combustible estandar es proporcionada por lo siguiente:
- El nivel de combustion especificado se consigue mediante la utilizacion de composiciones de combustible y composiciones con absorbentes consumibles espedficos;
- Potencia de salida estandar del ensamblaje de combustible se consigue mediante la utilizacion de fracciones 25 espedficas de carga de combustible en composiciones de combustible de siembra y de propagacion;
- La satisfaccion de los requisitos para un perfil no uniforme de la potencia de salida se consigue mediante la utilizacion de fracciones espedficas de carga de combustible en varias filas de barras de combustible de siembra y la composicion de la carga de combustible en la zona de propagacion;
- La preservacion de los efectos de reactividad dentro del rango tfpico para ensamblajes de combustible estandar se 30 consigue mediante la utilizacion de las caractensticas especiales de las composiciones de combustible;
- La capacidad de regular el nivel de produccion y reducir el uso de los sistemas de control de salida estandar se consigue mediante la utilizacion de canales tecnologicos estandar para guiar las barras de control en los tubos perifericos en el subensamblaje de siembra que son compatibles con el subensamblaje.
Otra ventaja de una o mas realizaciones de la invencion es que el ensamblaje de siembra-propagacion de acuerdo 35 con una o mas realizaciones de esta invencion esta en secciones, lo que hace que sea posible cambiar el subensamblaje de siembra de forma independiente. Cambiar el subensamblaje de siembra con mas frecuencia produce condiciones mas favorables (con respecto al equilibrio de neutrones y tiempo de irradiacion) para el torio colocado en el subensamblaje de propagacion del ensamblaje de combustible.
Las anteriores realizaciones ilustradas se proporcionan para ilustrar los principios estructurales y funcionales de 40 varias realizaciones de la presente invencion y no pretenden ser limitantes. Por el contrario, los principios de la presente invencion pretenden incluir cualquiera y todos los cambios, alteraciones y/o sustituciones dentro del espmtu y alcance de las siguientes reivindicaciones. Cualquiera o mas aspectos de las diversas realizaciones se pueden usar sin usar tambien otros aspectos de dichas realizaciones, y sin desviarse del alcance de la presente invencion. Por ejemplo, mientras que los elementos 10 de combustible ilustrados tienen una torsion espiral a lo largo de sus 45 ejes longitudinales, tal espiral puede ser omitida. Mientras que los elementos 10 de combustible ilustrados tienen una seccion transversal no cilmdrica, pueden comprender, alternativamente, una seccion transversal cilmdrica. Mientras que los elementos 10 de combustible ilustrados incluyen una pluralidad de nervaduras separadoras o lobulos 16, tales nervaduras/lobulos 16 pueden ser omitidas. Mientras que los elementos 10 de combustible ilustrados incluyen desplazadores 17, tales desplazadores pueden omitirse. Mientras que los elementos 10 de 50 combustible ilustrados se utilizan en conjuncion con una disposicion de combustible de siembra/de propagacion dentro de un ensamblaje de combustible, los elementos 10 de combustible, alternativamente, se pueden utilizar en conjuncion con una variedad de otros tipos de ensamblajes de combustible y/o disenos de nucleo. Mientras que el ensamblaje 2 de combustible ilustrado utiliza un canal 12 y varias otras estructuras particulares dentro de un ensamblaje de combustible, tales estructuras pueden ser omitidas y/o modificadas en una variedad de formas para 55 dar cabida a otro ensamblaje y/o diseno de nucleo.
Claims (11)
- 5101520253035Reivindicaciones1. Un elemento de combustible para uso en un ensamblaje de combustible de un reactor nuclear, el elemento de combustible que comprende:un nucleo que comprende material fisionable; yun revestimiento que rodea el nucleo,en donde el elemento de combustible tiene un perfil multi-lobulado que forma nervaduras en espiral,en donde las nervaduras en espiral comprenden material fisionable, en donde las nervaduras en espiral tienen un paso de torsion axial de entre 5% y 20% de una longitud del elemento de combustible.
- 2. Un elemento de combustible de acuerdo con la reivindicacion 1, en donde el revestimiento comprende una aleacion de circonio.
- 3. Un elemento de combustible de acuerdo con la reivindicacion 1 o 2, en donde el nucleo comprende una aleacion U-Zr, con fraccion de uranio de 30% o menos por volumen, con dicho uranio estando enriquecido al 20% o menos con un isotopo de uranio U-235.
- 4. Un elemento de combustible de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones 1 a 3, en donde el nucleo comprende una aleacion de Pu-Zr, con una fraccion de plutonio de reactor de 30% o menos por volumen.
- 5. Un elemento de combustible de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones 1 a 4, en donde el elemento de combustible comprende un elemento de combustible extruido que se extruye a traves de un troquel.
- 6. Un elemento de combustible de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones 1 a 5, que comprende ademas un desplazador central que se extiende a lo largo de un eje longitudinal del elemento de combustible, el desplazador que comprende salientes que se extienden lateralmente hacia fuera, el nucleo que se extiende lateralmente hacia fuera desde el desplazador,en donde las proyecciones estan alineadas con las respectivas nervaduras en espiral.
- 7. Un elemento de combustible de acuerdo con la reivindicacion 6, en donde las proyecciones y sus respectivas nervaduras tienen giros coincidentes a lo largo de sus ejes longitudinales.
- 8. Un elemento de combustible de acuerdo con la reivindicacion 6 o 7, en donde en una seccion transversal del elemento de combustible que es perpendicular al eje longitudinal, el nucleo rodea el desplazador.
- 9. Un elemento de combustible de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones 6 a 8, en donde la pluralidad de nervaduras comprende nervaduras igualmente espaciadas circunferencialmente, y en donde una forma en seccion transversal del desplazador tiene la forma de un polfgono regular que tiene una esquina de cada una de dichas nervaduras.
- 10. Un elemento de combustible de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones 6 a 9, en donde la pluralidad de nervaduras comprende tres nervaduras igualmente espaciadas circunferencialmente, y en donde una forma en seccion transversal del desplazador tiene la forma de un triangulo regular, en donde los vertices de un triangulo regular estan alineados con los lobulos del nucleo.
- 11. Un elemento de combustible de acuerdo con cualquiera de las reivindicaciones 6 a 10, en donde el desplazador comprende circonio o una aleacion de circonio.
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| ES10166457.1T Active ES2599971T3 (es) | 2007-12-26 | 2008-12-23 | Un elemento de combustible, un ensamblaje de combustible y un método de utilización de un ensamblaje de combustible |
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|---|---|---|---|---|
| KR101474864B1 (ko) * | 2007-12-26 | 2014-12-19 | 토륨 파워 인코포레이티드 | 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소 |
| HUE027561T2 (en) * | 2008-12-25 | 2016-10-28 | Thorium Power Inc | Heating element unit for a light-water nuclear reactor and light-water nuclear reactor |
| AU2015202628A1 (en) * | 2010-05-11 | 2015-06-25 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
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| WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
| US20120046867A1 (en) * | 2010-08-20 | 2012-02-23 | Daniel Faber | Portable System for Analyzing and Determining Elemental Composition of Rock Samples |
| SE1350236A1 (sv) | 2010-09-03 | 2013-03-27 | Ca Atomic Energy Ltd | Kärnbränsleknippe som innehåller torium och kärnreaktor som innefattar detsamma |
| RO129195B1 (ro) | 2010-11-15 | 2019-08-30 | Atomic Energy Of Canada Limited | Combustibil nuclear conţinând un absorbant de neutroni |
| RO129197B1 (ro) | 2010-11-15 | 2021-10-29 | Atomic Energy Of Canada Limited | Combustibil nuclear conţinând uraniu reciclat şi sărăcit, şi fascicul de combus- tibil nuclear şi reactor nuclear cuprinzând un astfel de fascicul |
| CA2839084C (en) | 2013-01-17 | 2020-07-14 | Atomic Energy Of Canada Limited | Heterogeneous core designs and thorium based fuels for heavy water reactors |
| RU2535935C2 (ru) * | 2013-03-22 | 2014-12-20 | Федеральное Государственное Бюджетное Учреждение "Петербургский институт ядерной фзизики им.Б.П.Константинова" (ФГБУ "ПИЯФ") | Тепловыделяющий элемент исследовательского реактора |
| US10665353B2 (en) | 2013-05-22 | 2020-05-26 | Westinghouse Electric Company Llc | VVER-1000 fuel assembly bottom nozzle |
| US11557404B2 (en) | 2013-08-23 | 2023-01-17 | Global Energy Research Associates, LLC | Method of using nanofuel in a nanofuel internal engine |
| HUE049821T2 (hu) * | 2014-09-16 | 2020-10-28 | Lightbridge Corp | Nukleáris üzemanyag egység |
| US11404177B2 (en) * | 2019-10-23 | 2022-08-02 | Battelle Energy Alliance, Llc | Reactor fuel pellets with thermally-conductive inserts, and related reactor fuel pellet arrangements |
| GB202008290D0 (en) * | 2020-06-02 | 2020-07-15 | U Battery Ltd | High temperature gas-cooked reactor core |
| JP7462586B2 (ja) | 2021-02-26 | 2024-04-05 | 株式会社東芝 | センサ |
| RU2755683C1 (ru) * | 2021-03-15 | 2021-09-20 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора |
| KR20240021174A (ko) | 2021-05-11 | 2024-02-16 | 클린 코어 토륨 에너지 엘엘씨 | 가압중수로를 위한 토륨 기반 연료 설계 |
| CA3228319A1 (en) | 2021-08-28 | 2023-03-09 | Lightbridge Corporation | Multi-zone fuel element |
| 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 |
Family Cites Families (392)
| 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 |
| BE596130A (es) | 1955-02-16 | 1900-01-01 | ||
| BE559120A (es) | 1956-07-12 | |||
| 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 |
| 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 |
| FR1234258A (fr) | 1959-05-13 | 1960-10-17 | Barre de combustible avec canaux intérieurs pour réacteur nucléaire | |
| US3046088A (en) | 1960-06-22 | 1962-07-24 | Frederick L Horn | Protactinium extraction |
| US3105035A (en) | 1961-10-02 | 1963-09-24 | Sterling J Weems | Construction of nuclear fuel elements |
| BE628206A (es) | 1962-02-09 | |||
| NL288609A (es) | 1962-02-09 | |||
| NL298883A (es) | 1963-09-06 | |||
| US3154471A (en) | 1963-11-15 | 1964-10-27 | Radkowsky Alvin | 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 (es) | 1964-08-14 | 1965-02-15 | ||
| US3285825A (en) | 1964-09-16 | 1966-11-15 | Atomic Power Dev Ass Inc | Reinforced ceramic fuel elements |
| 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 |
| 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 (es) | 1967-02-23 | 1967-07-31 | ||
| US3486973A (en) | 1967-04-11 | 1969-12-30 | Westinghouse Electric Corp | Breeder reactor |
| US3394049A (en) | 1967-09-28 | 1968-07-23 | Atomic Energy Commission Usa | Nuclear reactor core configuration |
| US3546068A (en) | 1967-11-01 | 1970-12-08 | Babcock & Wilcox Co | Nuclear reactor core construction |
| US3660228A (en) | 1967-11-06 | 1972-05-02 | Teledyne Inc | Nuclear reactor control with reflector and absorber means |
| US3577225A (en) | 1968-07-18 | 1971-05-04 | Atomic Energy Commission | Method for separating uranium, protactinium, and rare earth fission products from spent molten fluoride salt reactor fuels |
| GB1279084A (en) | 1968-11-15 | 1972-06-21 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
| US3640844A (en) | 1969-11-07 | 1972-02-08 | Atomic Energy Commission | Power-flattened seed-blanket reactor core |
| US3736227A (en) | 1970-06-01 | 1973-05-29 | Continental Oil Co | Nuclear reactor fuel element spacer assembly lock |
| US3714322A (en) | 1970-06-10 | 1973-01-30 | Atomic Energy Commission | Method for preparing high purity 233 uranium |
| US3859165A (en) | 1970-07-29 | 1975-01-07 | Atomic Energy Commission | Epithermal to intermediate spectrum pressurized heavy water breeder reactor |
| US3671392A (en) | 1971-03-15 | 1972-06-20 | Atomic Energy Commission | Light-water breeder reactor |
| 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 |
| US3971575A (en) | 1974-11-29 | 1976-07-27 | Combustion Engineering, Inc. | Releasable locking device |
| UST947011I4 (es) | 1975-04-17 | 1976-06-01 | ||
| US4029740A (en) | 1975-11-24 | 1977-06-14 | Rockwell International Corporation | Method of producing metal nitrides |
| DE2601684C3 (de) | 1976-01-17 | 1978-12-21 | Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Herstellung von Brenn- und Brutstoff-Partikeln |
| US4078967A (en) | 1976-07-26 | 1978-03-14 | Combustion Engineering, Inc. | Holddown device for nuclear fuel assembly |
| US4072564A (en) | 1976-09-24 | 1978-02-07 | The Babcock & Wilcox Company | Motion restraining apparatus for a nuclear reactor |
| US4192716A (en) | 1976-12-27 | 1980-03-11 | Combustion Engineering Inc. | Peripheral pin alignment system for fuel assemblies |
| US4111348A (en) | 1977-03-09 | 1978-09-05 | Westinghouse Electric Corp. | Grid braze application mold |
| DE2733384C2 (de) | 1977-07-23 | 1982-02-25 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zur Herstellung von Brutstoff- oder Brenn- und Brutstoffkernen für Brennelemente von Kernreaktoren |
| DE2742946C2 (de) | 1977-09-23 | 1979-07-26 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Federelement für die Niederhaltung von Kernreaktorbrennelementen |
| IL53122A (en) | 1977-10-13 | 1980-11-30 | Univ Ramot | Nuclear reactor and method of operating same |
| US4194948A (en) | 1977-11-14 | 1980-03-25 | General Atomic | Locking support for nuclear fuel assemblies |
| US4235669A (en) | 1978-03-30 | 1980-11-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor composite fuel assembly |
| DE2819734C2 (de) | 1978-05-05 | 1986-10-16 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Kernreaktor |
| US4309251A (en) | 1978-11-13 | 1982-01-05 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel assembly holddown apparatus |
| US4298434A (en) | 1978-11-13 | 1981-11-03 | Combustion Engineering, Inc. | Bottom mounted fuel holddown mechanism |
| US4268357A (en) | 1978-11-24 | 1981-05-19 | Combustion Engineering, Inc. | Positive lock holddown device |
| US4292278A (en) | 1979-02-21 | 1981-09-29 | Wyoming Mineral Corp. | Purification of wet process phosphoric acid as a pretreatment step in the recovery of uranium |
| US4285771A (en) | 1979-02-22 | 1981-08-25 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear core and fuel assemblies |
| US4324618A (en) | 1979-06-08 | 1982-04-13 | The Babcock & Wilcox Company | Fuel element assembly |
| US4304631A (en) | 1979-07-02 | 1981-12-08 | The Babcock & Wilcox Company | Control component retainer |
| US4320093A (en) | 1979-11-13 | 1982-03-16 | Bohumil Volesky | Separation of uranium by biosorption |
| FR2479535A1 (fr) | 1980-03-26 | 1981-10-02 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de limitation des effets de la poussee hydraulique axiale s'exercant sur des assemblages combustibles de reacteurs nucleaires |
| US4344912A (en) | 1980-06-16 | 1982-08-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method of increasing the deterrent to proliferation of nuclear fuels |
| US4381284A (en) | 1980-12-16 | 1983-04-26 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly for a nuclear reactor |
| SE424929B (sv) | 1980-12-19 | 1982-08-16 | Asea Atom Ab | Brenslepatron avsedd for en kokvattenreaktor |
| JPS57194390A (en) | 1981-05-26 | 1982-11-29 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fixing device for nuclear fuel assembly |
| US4474398A (en) | 1981-06-26 | 1984-10-02 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly locking apparatus |
| US4450016A (en) | 1981-07-10 | 1984-05-22 | Santrade Ltd. | Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors |
| JPS5819592A (ja) | 1981-07-27 | 1983-02-04 | 株式会社日立製作所 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
| 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 |
| US4495136A (en) | 1982-05-11 | 1985-01-22 | Westinghouse Electric Corp. | Maximum power capability blanket for nuclear reactors |
| US4968476A (en) | 1982-05-14 | 1990-11-06 | Touro College | Light water breeder reactor using a uranium-plutonium cycle |
| SE434679B (sv) | 1982-07-01 | 1984-08-06 | Asea Ab | Anordning vid hermetiskt slutna lastceller for eliminering av inverkan pa metverdet av en skillnad mellan trycket i ett givarrum och atmosferstrycket |
| US4544522A (en) | 1982-08-20 | 1985-10-01 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer |
| US4508679A (en) | 1982-08-20 | 1985-04-02 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer |
| 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 |
| 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 |
| US4572816A (en) | 1983-12-21 | 1986-02-25 | Westinghouse Electric Corp. | Reconstituting a nuclear reactor fuel assembly |
| US4615862A (en) | 1983-12-21 | 1986-10-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with fuel assembly support means |
| US4589929A (en) | 1984-02-09 | 1986-05-20 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Method for treating the surface of finished parts, particularly the surface of tubes and spacers formed of zirconium alloys, for nuclear reactor fuel assemblies |
| FR2561151B1 (fr) | 1984-03-13 | 1987-08-28 | Fragema Framatome & Cogema | Procede et installation de soudage de grilles pour assemblage de combustible nucleaire |
| FR2562314B1 (fr) | 1984-03-27 | 1989-02-17 | Commissariat Energie Atomique | Procede pour recuperer le plutonium contenu dans des dechets solides |
| JPH0658437B2 (ja) | 1984-11-06 | 1994-08-03 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントの放射能低減方法 |
| US4684495A (en) | 1984-11-16 | 1987-08-04 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly bottom nozzle with integral debris trap |
| US4671927A (en) | 1984-12-03 | 1987-06-09 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod containing a hybrid gadolinium oxide, boron carbide burnable absorber |
| US4664880A (en) | 1984-12-07 | 1987-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Wire mesh debris trap for a fuel assembly |
| US4670213A (en) | 1985-02-12 | 1987-06-02 | Westinghouse Electric Corp. | Removable top nozzle subassembly for a reconstitutable nuclear fuel assembly |
| US4699758A (en) | 1985-04-02 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Reusable locking tube in a reconstitutable fuel assembly |
| US4678627A (en) | 1985-04-04 | 1987-07-07 | Westinghouse Electric Corp. | Debris-retaining trap for a fuel assembly |
| US4671924A (en) | 1985-05-02 | 1987-06-09 | Westinghouse Electric Corp. | Hold-down device of fuel assembly top nozzle employing leaf springs |
| US4716015A (en) | 1985-05-15 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Modular nuclear fuel assembly design |
| US4678632A (en) | 1985-06-05 | 1987-07-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel assembly grid with predetermined grain orientation |
| US4762676A (en) | 1985-07-05 | 1988-08-09 | Westinghouse Electric Corp. | Top nozzle adapter plate with fuel rod capture grid having pressure drop adjusting means |
| FR2585499B1 (fr) | 1985-07-29 | 1989-10-27 | Fragema Framatome & Cogema | Dispositif de maintien hydraulique pour assemblage combustible nucleaire et reacteur nucleaire en comportant application |
| US4702883A (en) | 1985-08-05 | 1987-10-27 | Westinghouse Electric Corp. | Reconstitutable fuel assembly having removable upper stops on guide thimbles |
| US4652425A (en) | 1985-08-08 | 1987-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Bottom grid mounted debris trap for a fuel assembly |
| FR2589614B1 (fr) | 1985-08-09 | 1988-01-08 | Fragema Framatome & Cogema | Assemblage combustible nucleaire a structure de maintien et dispositif anti-envol |
| US4692304A (en) | 1985-12-23 | 1987-09-08 | Westinghouse Electric Corp. | Removable and reusable locking pin for top nozzle assembly and disassembly |
| US4842814A (en) | 1986-02-03 | 1989-06-27 | Hitachi, Ltd. | Nuclear reactor fuel assembly |
| US4699761A (en) | 1986-04-30 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Integral reusable locking arrangement for a removable top nozzle subassembly of a reconstitutable nuclear fuel assembly |
| US6278757B1 (en) | 1986-09-17 | 2001-08-21 | Hitachi, Ltd | Fuel assembly and nuclear reactor |
| 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 |
| EP0277533A1 (de) | 1987-01-28 | 1988-08-10 | Siemens Aktiengesellschaft | Kernreaktorbrennelement |
| 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 |
| ZA884447B (en) | 1987-06-23 | 1990-02-28 | Framatome Sa | Method of manufacturing a zirconium-based alloy tube for a nuclear fuel element sheath and tube thereof |
| EP0307268B1 (fr) | 1987-08-24 | 1991-10-23 | Framatome | Procédé de fabrication d'une grille-entretoise pour un assemblage combustible d'un réacteur nucléaire |
| FR2623792B1 (fr) | 1987-11-27 | 1991-02-15 | Rhone Poulenc Chimie | Procede de separation du thorium et des terres rares d'un concentre de fluorures de ces elements |
| FR2627321B1 (fr) | 1988-02-11 | 1992-08-14 | Framatome Sa | Equipements internes superieurs de reacteur nucleaire muni d'un dispositif de separation des debits |
| US4832905A (en) | 1988-04-15 | 1989-05-23 | Combustion Engineering, Inc. | Lower end fitting debris collector |
| FR2632657B1 (fr) | 1988-06-10 | 1990-09-28 | Cogema | Procede de traitement d'un minerai uranifere en limitant les pertes de reactifs |
| US4942016A (en) | 1988-09-19 | 1990-07-17 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
| US4879086A (en) | 1988-09-27 | 1989-11-07 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Neutron economic reactivity control system for light water reactors |
| JP2559136B2 (ja) | 1988-10-26 | 1996-12-04 | 三菱マテリアル株式会社 | 原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金 |
| US5024807A (en) | 1988-12-05 | 1991-06-18 | Combustion Engineering, Inc. | Debris catching spring detent spacer grid |
| US4986960A (en) | 1989-01-30 | 1991-01-22 | The Babcock & Wilcox Company | Two piece end fitting with hairpin springs |
| US5136619A (en) | 1989-02-13 | 1992-08-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermal breeder fuel enrichment zoning |
| GB8906004D0 (en) | 1989-03-15 | 1989-04-26 | British Nuclear Fuels Plc | A process for producing uranium hexafluoride |
| US5024426A (en) | 1989-03-17 | 1991-06-18 | Advanced Nuclear Fuels Corporation | Bimetallic spring member for radiation environment |
| FR2646004B1 (fr) | 1989-04-12 | 1993-12-24 | Framatome | Plaque de filtration associee a un embout inferieur d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire |
| JPH0713664B2 (ja) | 1989-04-26 | 1995-02-15 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体および燃料スペーサ |
| FR2646548B1 (fr) | 1989-04-28 | 1993-11-26 | Framatome | Grille a ressorts de maintien pour assemblage combustible nucleaire |
| US5024810A (en) | 1989-05-22 | 1991-06-18 | Combustion Engineering, Inc. | Support grid with integral inclined waves |
| US5026516A (en) | 1989-05-25 | 1991-06-25 | General Electric Company | Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods |
| US5024809A (en) | 1989-05-25 | 1991-06-18 | General Electric Company | Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods |
| US4986957A (en) | 1989-05-25 | 1991-01-22 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
| US5073336A (en) | 1989-05-25 | 1991-12-17 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
| FR2649417B1 (fr) | 1989-07-06 | 1992-05-07 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede d'obtention d'uranium a partir d'oxyde et utilisant une voie chlorure |
| US4997596A (en) | 1989-09-18 | 1991-03-05 | General Electric Company | Fissionable nuclear fuel composition |
| FR2652591B1 (fr) | 1989-10-03 | 1993-10-08 | Framatome | Procede d'oxydation superficielle d'une piece en metal passivable, et elements d'assemblage combustible en alliage metallique revetus d'une couche d'oxyde protectrice. |
| US5094802A (en) | 1989-10-13 | 1992-03-10 | B&W Fuel Company | Nuclear fuel assembly debris filter |
| US5037605A (en) | 1989-10-13 | 1991-08-06 | B&W Fuel Company | Nuclear fuel assembly debris filter |
| US5009837A (en) | 1989-11-03 | 1991-04-23 | Westinghouse Electric Corp. | Axially modular fuel assembly and rod for optimal fuel utilization |
| SE464994B (sv) | 1989-11-14 | 1991-07-08 | Asea Atom Ab | Braenslepatron foer en kokarreaktor |
| JPH03158485A (ja) | 1989-11-16 | 1991-07-08 | Tanaka Kikinzoku Kogyo Kk | ウラニル塩の還元方法 |
| JPH0830748B2 (ja) | 1989-12-06 | 1996-03-27 | 三菱原子燃料株式会社 | 支持格子 |
| US5085827A (en) | 1989-12-27 | 1992-02-04 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer and loop spring with enhanced flexibility |
| US5002726A (en) | 1989-12-27 | 1991-03-26 | 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 |
| 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 |
| EP0549630A1 (de) | 1990-09-18 | 1993-07-07 | Siemens Aktiengesellschaft | Brennelement für einen siedewasser-reaktor mit einer dichtfeder zwischen fussteil und brennelementkasten |
| JP3036810B2 (ja) | 1990-09-19 | 2000-04-24 | 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 |
| JP2945459B2 (ja) | 1990-10-25 | 1999-09-06 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| US5209899A (en) | 1990-10-25 | 1993-05-11 | General Electric Company | Composite spacer with inconel grid and zircaloy band |
| EP0488027B2 (en) | 1990-11-28 | 2008-12-31 | Hitachi Ltd. | Method of manufacturing a zirconium based alloy fuel channel box |
| ES2095937T3 (es) | 1990-12-05 | 1997-03-01 | Siemens Ag | Elemento combustible o elemento de control con un enclavamiento liberable entre la caja y la parte extrema superior o la inferior del elemento. |
| DE69203750T2 (de) | 1991-02-25 | 1996-01-18 | Hitachi Eng Co Ltd | Brennstoffbündel mit Strömungskanal. |
| 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 |
| 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 |
| DE59106741D1 (de) | 1991-08-28 | 1995-11-23 | Siemens Ag | 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. |
| SK93494A3 (en) * | 1992-02-04 | 1995-06-07 | Radkowsky Thorium Power Corp | Nonproliferative light water nuclear reactor with economic use of thorium |
| US5219519A (en) | 1992-02-21 | 1993-06-15 | General Electric Company | Increased fuel column height for boiling water reactor fuel rods |
| US5267291A (en) | 1992-02-21 | 1993-11-30 | General Electric Company | Spacer band with optimized fuel bundle to channel clearance in a boiling water reactor |
| DE9206038U1 (de) | 1992-02-28 | 1992-07-16 | Siemens AG, 80333 München | Werkstoff und Strukturteil aus modifiziertem Zirkaloy |
| SE470032B (sv) | 1992-03-17 | 1993-10-25 | Asea Atom Ab | Spridare för sammanhållning av ett antal långsträckta bränslestavar till ett knippe för placering i en kärnreaktor av BWR- eller PWP-typ. |
| US5247550A (en) | 1992-03-27 | 1993-09-21 | Siemens Power Corporation | Corrosion resistant zirconium liner for nuclear fuel rod cladding |
| US5278883A (en) | 1992-03-30 | 1994-01-11 | Siemens Power Corporation | Low pressure drop spacer for nuclear fuel assemblies |
| US5297176A (en) | 1992-05-22 | 1994-03-22 | Westinghouse Electric Corp. | Remotely replaceable fuel assembly alignment pin |
| US5241570A (en) | 1992-06-08 | 1993-08-31 | General Electric Company | Core-control assembly with a fixed fuel support |
| 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. |
| US5307393A (en) | 1992-06-29 | 1994-04-26 | Combustion Engineering, Inc. | Split vane alternating swirl mixing grid |
| 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 |
| 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 |
| CA2146875A1 (en) | 1992-10-13 | 1994-04-28 | Martin-Benno Buttner | Grid-shaped spacer for a nuclear-reactor fuel element |
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| US5437747A (en) | 1993-04-23 | 1995-08-01 | General Electric Company | Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation |
| SE509238C2 (sv) | 1993-07-05 | 1998-12-21 | Asea Atom Ab | Reaktorhärd |
| US5517540A (en) | 1993-07-14 | 1996-05-14 | General Electric Company | Two-step process for bonding the elements of a three-layer cladding tube |
| US5524032A (en) | 1993-07-14 | 1996-06-04 | General Electric Company | Nuclear fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer |
| US5383228A (en) | 1993-07-14 | 1995-01-17 | General Electric Company | Method for making fuel cladding having zirconium barrier layers and inner liners |
| US5469481A (en) | 1993-07-14 | 1995-11-21 | General Electric Company | Method of preparing fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer |
| US5341407A (en) | 1993-07-14 | 1994-08-23 | General Electric Company | Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers |
| 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 |
| CN1064170C (zh) | 1993-10-29 | 2001-04-04 | 卡洛·鲁布比亚 | 一种从核燃料材料生产能量的方法、装置及能量放大器 |
| 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 |
| US5737375A (en) | 1994-08-16 | 1998-04-07 | Radkowsky Thorium Power Corporation | Seed-blanket reactors |
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| US5606724A (en) | 1995-11-03 | 1997-02-25 | Idaho Research Foundation, Inc. | Extracting metals directly from metal oxides |
| FR2742254B1 (fr) | 1995-12-12 | 1998-02-13 | Comurhex | Procede d'obtention d'un melange d'oxydes metalliques pulverulents, appartenant a la filiere nucleaire, a partir de leurs nitrates |
| US6002735A (en) | 1996-01-30 | 1999-12-14 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel pellet |
| US5727039A (en) | 1996-03-19 | 1998-03-10 | General Electric Company | Spacer capture mechansim for non-round water rods |
| US5740218A (en) | 1996-03-26 | 1998-04-14 | General Electric Company | Spacer for a transportable nuclear fuel rod bundle |
| US5748694A (en) | 1996-03-26 | 1998-05-05 | General Electric Company | Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly |
| US5711826A (en) | 1996-04-12 | 1998-01-27 | Crs Holdings, Inc. | Functionally gradient cladding for nuclear fuel rods |
| FR2747397B1 (fr) | 1996-04-16 | 1998-07-10 | Cezus Co Europ Zirconium | Alliage a base de zirconium resistant au fluage et a la corrosion par l'eau et la vapeur, procede de fabrication, et utilisation dans un reacteur nucleaire |
| US6005906A (en) | 1996-06-12 | 1999-12-21 | Siemens Power Corporation | Corrosion and hydride resistant nuclear fuel rod |
| 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 |
| SE508059C2 (sv) | 1996-06-20 | 1998-08-17 | Asea Atom Ab | Kärnbränslepatron uppbyggd av ett flertal på varandra staplade bränsleenheter |
| 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 |
| JP2001512562A (ja) | 1997-01-15 | 2001-08-21 | シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト | 原子炉の燃料集合体におけるばねが固定されたスペーサ |
| SE508875C2 (sv) | 1997-03-11 | 1998-11-09 | Asea Atom Ab | Anordning och förfarande för låsning av stavar i bottenplattan på en bränslepatron |
| US5768332A (en) | 1997-03-27 | 1998-06-16 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel rod for pressurized water reactor |
| JP3411466B2 (ja) | 1997-03-31 | 2003-06-03 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉炉心及びその運転方法 |
| US5787142A (en) | 1997-04-29 | 1998-07-28 | Siemens Power Corporation | Pressurized water reactor nuclear fuel assembly |
| US5826163A (en) | 1997-05-21 | 1998-10-20 | United States Enrichment Corporation | Removal of technetium impurities from uranium hexafluoride |
| US5859887A (en) | 1997-06-20 | 1999-01-12 | Westinghouse Electric Company | Nuclear fuel assembly support grid |
| FR2766003B1 (fr) | 1997-07-11 | 1999-12-03 | Framatome Sa | Grille pour assemblage combustible nucleaire et plaquette pour une telle grille |
| US5838753A (en) | 1997-08-01 | 1998-11-17 | Siemens Power Corporation | Method of manufacturing zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup |
| US5854818A (en) | 1997-08-28 | 1998-12-29 | Siemens Power Corporation | Zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup |
| KR100265027B1 (ko) | 1997-12-12 | 2000-09-01 | 장인순 | 원자로의핵연료집합체이중판노즐형냉각재혼합지지격자 |
| KR100318233B1 (ko) | 1997-12-22 | 2002-03-20 | 장인순 | 프레팅마모억제를위한h형스프링이부착된지지격자체 |
| 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 |
| 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 |
| JP2000214285A (ja) | 1999-01-27 | 2000-08-04 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 支持格子溶接装置 |
| JP2000214286A (ja) | 1999-01-27 | 2000-08-04 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 支持格子溶接装置 |
| JP4689837B2 (ja) | 1999-02-15 | 2011-05-25 | フラマトム・アエヌペ | ジルコニウムを主成分とする合金からなる薄い部材を製造するためのプロセス、及びこのプロセスを用いて製造された核燃料アセンブリー用グリッドストラップ |
| 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 |
| FR2799210B1 (fr) | 1999-09-30 | 2001-11-30 | Framatome Sa | Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage |
| FR2801323B1 (fr) | 1999-11-23 | 2002-02-01 | Cezus Cie Europ Du Zirconium | Alliage a base de zirconium a forte resistance a la corrosion et a l'hydruration par l'eau et la vapeur d'eau et procede de transformation thermomecanique de l'alliage |
| GB9928035D0 (en) | 1999-11-27 | 2000-01-26 | British Nuclear Fuels Plc | A method of separating Uranium from irradiated Nuclear Fuel |
| FR2802330B1 (fr) | 1999-12-13 | 2002-03-01 | Franco Belge Combustibles | Dispositif et procede de montage d'une grille-entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire |
| US6539073B1 (en) | 2000-02-17 | 2003-03-25 | General Electric Company | Nuclear fuel bundle having spacers captured by a water rod |
| FR2809225B1 (fr) | 2000-05-16 | 2002-07-12 | Commissariat Energie Atomique | Element combustible monobloc et reacteur nucleaire a eau bouillante et a spectre rapide utilisant des elements de ce type |
| US6519309B1 (en) | 2000-06-29 | 2003-02-11 | Framatone Anp Inc. | Pressurized water reactor fuel assembly spacer grid |
| DE60124464T2 (de) | 2000-08-01 | 2007-09-27 | General Electric Co. | Kernbrennstabbündel mit Trümmerfänger |
| FR2815035B1 (fr) | 2000-10-05 | 2003-03-07 | Commissariat Energie Atomique | Procede de coprecipitation d'actinides et procede de preparation d'oxydes mixtes d'actinides |
| JP2002122687A (ja) | 2000-10-17 | 2002-04-26 | Toshiba Corp | 原子炉炉心および原子炉運転方法 |
| JP4139223B2 (ja) | 2001-01-26 | 2008-08-27 | アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング | 原子炉用燃料集合体およびスペーサ |
| 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 |
| 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 |
| RU2227171C1 (ru) | 2002-12-23 | 2004-04-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Цирконий-ниобиевый кислородсодержащий сплав и способ его получения |
| KR100526721B1 (ko) | 2003-01-29 | 2005-11-08 | 한전원자력연료 주식회사 | 원자력 연료 골격체를 위한 로봇 점용접 장치 및 이를이용한 점용접방법 |
| US7192563B2 (en) | 2003-03-31 | 2007-03-20 | Secretary, Department Of Atomic Energy, Government Of India | Process for recovery of high purity uranium from fertilizer grade weak phosphoric acid |
| RU2246142C1 (ru) | 2003-05-30 | 2005-02-10 | Фгуп Окб "Гидропресс" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты) |
| US20050069075A1 (en) | 2003-06-04 | 2005-03-31 | D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. | Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control |
| US7085340B2 (en) | 2003-09-05 | 2006-08-01 | Westinghouse Electric Co, Llc | Nuclear reactor fuel assemblies |
| KR100600983B1 (ko) | 2003-10-07 | 2006-07-13 | 한국원자력연구소 | 경수로 원자로용 핵연료집합체의 지지격자체 |
| FR2864323B1 (fr) | 2003-12-22 | 2008-07-18 | Framatome Anp | Embout d'extremite d'assemblage de combustible a moyens de maintien des extremites des crayons et assemblage correspondant |
| US7822165B2 (en) | 2004-01-05 | 2010-10-26 | Westinghouse Electric Co Llc | Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle |
| US20050238131A1 (en) | 2004-04-21 | 2005-10-27 | Hellandbrand Patrick A Jr | Grid insert for the lowermost grid in a fuel assembly |
| JP4022608B2 (ja) | 2004-07-30 | 2007-12-19 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | 分留法を用いるフッ化物揮発法による再処理方法 |
| US7889829B2 (en) | 2004-09-02 | 2011-02-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assembly protective grid |
| US7526058B2 (en) | 2004-12-03 | 2009-04-28 | General Electric Company | Rod assembly for nuclear reactors |
| US8317035B2 (en) | 2004-12-30 | 2012-11-27 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc. | Debris filter |
| US8374308B2 (en) | 2005-01-11 | 2013-02-12 | Westinghouse Electric Company Llc | Helically fluted tubular fuel rod support |
| WO2006096505A2 (en) | 2005-03-04 | 2006-09-14 | Holden Charles S | Non proliferating thorium nuclear fuel |
| 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 |
| 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 |
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