RU2111557C1 - Nuclear reactor fuel element - Google Patents

Nuclear reactor fuel element Download PDF

Info

Publication number
RU2111557C1
RU2111557C1 RU94046303/25A RU94046303A RU2111557C1 RU 2111557 C1 RU2111557 C1 RU 2111557C1 RU 94046303/25 A RU94046303/25 A RU 94046303/25A RU 94046303 A RU94046303 A RU 94046303A RU 2111557 C1 RU2111557 C1 RU 2111557C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
fuel element
casing
rod
head
Prior art date
Application number
RU94046303/25A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU94046303A (en
Inventor
Рау Петер
De]
Зауерманн Вальтер
Original Assignee
Сименс АГ
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Сименс АГ filed Critical Сименс АГ
Publication of RU94046303A publication Critical patent/RU94046303A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2111557C1 publication Critical patent/RU2111557C1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/334—Assembling, maintenance or repair of the bundles
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Resistance Heating (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear reactors. SUBSTANCE: fuel rods 8 placed inside can extended in length are supported on one end by bottom holding body 5 which also holds rod 9 extending beyond fuel rods 8 and supported at its bottom end. Bedplate 13 loosely mounted in can of fuel element 3 rests on top end of fuel rod 9 to prevent damage to fuel rods 8. Fuel element head 17 is inserted by its top end in can of fuel element 3 and is locked in position against spinning due to turning about longitudinal axis of can. Shock-absorbing mount 20 inserted between fuel element head 17 and bedplate 13 is supported both by head 17 and bedplate 13. EFFECT: improved safety of fuel elements. 5 cl, 4 dwg

Description

Изобретение относится к тепловыделяющему элементу ядерного реактора с вытянутым в длину кожухом тепловыделяющего элемента, на нижнем конце которого закреплен хвостовик тепловыделяющего элемента, нижним удерживающим телом тепловыделяющего стержня, который внутри вытянутого в длину кожуха тепловыделяющего элемента свободно наложен на хвостовик тепловыделяющего элемента, на котором одним концом установлены содержащие топливо, вытянутые в длину тепловыделяющие стержни и на котором своим нижним концом закреплен выступающий своим верхним концом за тепловыделяющие стержни в кожухе тепловыделяющего элемента стержень, со свободно направляемой в кожухе тепловыделяющего элемента на его верхнем конце опорной плитой, а также головкой тепловыделяющего элемента, которая вставлена в верхний конец кожуха тепловыделяющего элемента и является фиксируемой с защитой от прокручивания в кожухе тепловыделяющего элемента путем поворота вокруг оси продольной оси кожуха тепловыделяющего элемента. The invention relates to a fuel element of a nuclear reactor with an elongated casing of the fuel element, on the lower end of which is attached a shank of the fuel element, the lower retaining body of the fuel rod, which inside the elongated casing of the fuel element is freely superimposed on the shank of the fuel element, on which one end is mounted fuel rods, elongated in length, fuel rods and on which protruding with its lower end is fixed the end behind the fuel rods in the casing of the fuel element, a rod with a support plate freely guided in the casing of the fuel element at its upper end, and also the head of the fuel element, which is inserted into the upper end of the casing of the fuel element and is fixed with anti-rotation protection in the casing of the fuel element by turning around the axis of the longitudinal axis of the casing of the fuel element.

Подобный тепловыделяющий элемент ядерного реактора известен из заявки ФРГ DE-A-4041349. В этом предложенном тепловыделяющем элементе ядерного реактора стержень, выступающий своим верхним концом за тепловыделяющие стержни, является вытянутой в длину трубой, которая жестко привинчена на нижнем конце удерживающего тела тепловыделяющего стержня и которая пронизывает опорную плиту на верхнем конце кожуха тепловыделяющего элемента. Каждый тепловыделяющий стержень свободно просунут своим верхним концом в опорную плиту, а на каждом тепловыделяющем стержне на верхнем конце расположена пружина сжатия, которая одним концом опирается на внутреннюю сторону опорной плиты и другим концом на уступы на внешней поверхности соответствующего тепловыделяющего стержня. Пронизывающая опорную плиту труба может быть инструментальной трубой для размещения термоэлементов и/или для измерения потока нейтронов. Через эту трубу может направляться вытянутая в длину штанга и путем вращения вокруг ее продольной оси свинчиваться с нижним удерживающим телом тепловыделяющего стержня. Эта штанга представляет собой подъемное устройство, которым свободно лежащее на хвостовике тепловыделяющего элемента удерживающее тело тепловыделяющего стержня вместе с трубой, тепловыделяющими стержнями, решетчатыми дистанционирующими элементами, через которые проведены труба и тепловыделяющие стержни, и опорная плита могут извлекаться из кожуха тепловыделяющего элемента. На краю опорной плиты находятся языки, которые выступают в продольном направлении кожуха тепловыделяющего элемента за внешнюю сторону этой опорной плиты и своими верхними концами входят в карманы головки тепловыделяющего элемента, когда она находится в кожухе тепловыделяющего элемента на его верхнем конце в положении стопорения. Для снятия стопорения головки тепловыделяющего элемента через эту головку тепловыделяющего элемента должен вводится инструмент, которым опорная плита сдвигается в продольном направлении кожуха тепловыделяющего элемента в направлении к нижнему удерживающему телу тепловыделяющего стержня и за счет чего наконец устраняется вхождение находящихся на опорной плите языков в карманы на головке тепловыделяющего элемента. Подобный сдвиг в достаточной степени однако может быть невозможным или приводить к повреждениям на тепловыделяющих стержнях, если длина по меньшей мере отдельных тепловыделяющих стержней после известного срока службы тепловыделяющего элемента ядерного реактора в ядерном реакторе слишком увеличена и поэтому винтовые пружины на концах стержней при вдвигании опорной плиты в кожух тепловыделяющего элемента перед выскакиванием языков из карманов на головке тепловыделяющего элемента сжимаются в блок. A similar fuel element of a nuclear reactor is known from the application of Germany DE-A-4041349. In this proposed fuel element of a nuclear reactor, the rod protruding at its upper end behind the fuel rods is a elongated pipe that is rigidly screwed on the lower end of the retaining body of the fuel rod and which penetrates the base plate at the upper end of the casing of the fuel element. Each fuel rod is freely inserted with its upper end into the base plate, and on each fuel rod at the upper end there is a compression spring, which at one end rests on the inside of the base plate and the other end on the ledges on the outer surface of the corresponding fuel rod. The penetrating support plate may be an instrument pipe for accommodating thermocouples and / or for measuring neutron flux. An elongated rod can be guided through this pipe and, by rotation around its longitudinal axis, can be screwed with the lower holding body of the fuel rod. This rod is a lifting device by which the body of the fuel rod, which lies freely on the shank of the fuel element, together with the pipe, fuel rods, lattice spacing elements through which the pipe and fuel rods are passed, and the base plate can be removed from the casing of the fuel element. On the edge of the base plate there are tongues that protrude in the longitudinal direction of the casing of the fuel element beyond the outer side of this base plate and with their upper ends enter the pockets of the head of the fuel element when it is in the casing of the fuel element at its upper end in the locked position. To remove the locking of the head of the fuel element, a tool must be introduced through this head of the fuel element, which moves the base plate in the longitudinal direction of the casing of the fuel element towards the lower holding body of the fuel rod and thereby eliminates the occurrence of languages on the base plate in the pockets on the head of the fuel element item. Such a shift, however, to a sufficient degree, however, may be impossible or lead to damage to the fuel rods if the length of at least individual fuel rods after the known service life of the fuel element of the nuclear reactor in the nuclear reactor is too long and therefore the coil springs at the ends of the rods when the base plate is pushed into the casing of the fuel element before popping the tongues out of the pockets on the head of the fuel element is compressed into a block.

Подобное сжимание в блок отдельных винтовых пружин однако может быть исключено путем достаточно большого свободного пространства для этих винтовых пружин. Это однако означало бы, что при заданной длине стержня тепловыделяющих стержней длина тепловыделяющего элемента ядерного реактора должна быть соответственно большой. Соответственно высоким должен быть также напорный резервуар реактора со своими встройками, в котором используется тепловыделяющий элемент ядерного реактора. Это означает относительно высокие затраты. Such compression in the block of individual coil springs, however, can be eliminated by a sufficiently large free space for these coil springs. However, this would mean that for a given rod length of the fuel rods, the length of the fuel element of the nuclear reactor should be correspondingly large. Accordingly, the pressure head tank of the reactor with its installations, in which the fuel element of the nuclear reactor is used, must also be high. This means relatively high costs.

В основе изобретения лежит задача усовершенствовать предложенный тепловыделяющий элемент ядерного реактора и исключить повреждение тепловыделяющих стержней при повороте головки тепловыделяющего элемента из ее положения стопорения также тогда, когда длина тепловыделяющего элемента ядерного реактора является сравнительно малой. The basis of the invention is the task of improving the proposed fuel element of a nuclear reactor and to prevent damage to the fuel rods when the head of the fuel element is rotated from its locking position also when the length of the fuel element of the nuclear reactor is relatively small.

Для решения этой задачи тепловыделяющий элемент ядерного реактора названного вначале вида отличается согласно изобретения тем, что опорная плита лежит на верхнем конце выступающего за тепловыделяющие стержни стержня и что между головкой тепловыделяющего элемента и опорной плитой расположена амортизационная стойка, которая опирается как на головку тепловыделяющего элемента, так и на опорную плиту. To solve this problem, the fuel element of a nuclear reactor of the initially named type differs according to the invention in that the base plate lies on the upper end of the rod protruding beyond the fuel rod and that there is a shock absorber between the head of the fuel element and the base plate, which rests both on the head of the fuel element and to the base plate.

Наложенная на верхнем конце выступающего за тепловыделяющие стержни стержня опорная плита экранирует тепловыделяющие стержни при повороте головки тепловыделяющего элемента из ее положения стопорения. Одновременно однако расстояние между опорной плитой и тепловыделяющими стержнями может быть выбрано как раз такой величины, которое дает пространство для удлинения тепловыделяющих стержней во время срока службы тепловыделяющего элемента ядерного реактора в ядерном реакторе. A support plate superimposed on the upper end of the rod protruding beyond the fuel rods shields the fuel rods when the head of the fuel element is rotated from its locking position. At the same time, however, the distance between the base plate and the fuel rods can be chosen just such a size that gives space for the elongation of the fuel rods during the life of the fuel element of a nuclear reactor in a nuclear reactor.

На фиг. 1 - 2 показан тепловыделяющий элемент ядерного реактора, продольное сечение; на фиг. 3 - поперечное сечение II-II на фиг. 2; на фиг. 4 - продольное сечение III-III на фиг. 3. In FIG. 1 - 2 shows a fuel element of a nuclear reactor, a longitudinal section; in FIG. 3 is a cross section II-II in FIG. 2; in FIG. 4 is a longitudinal section III-III in FIG. 3.

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора согласно фиг. 1 - 4 содержит хвостовик тепловыделяющего элемента 2, который является основанием тепловыделяющего элемента. Этот хвостовик тепловыделяющего элемента 2 является полым телом из нержавеющей стали, которое имеет на своем верхнем конце внешний контур правильного шестиугольника. The fuel element of the nuclear reactor of FIG. 1 to 4 comprises a shank of the fuel element 2, which is the base of the fuel element. This shank of the fuel element 2 is a hollow body made of stainless steel, which has at its upper end an external contour of a regular hexagon.

Этим верхним концом хвостовик тепловыделяющего элемента 2 заходит в вытянутый в длину кожух тепловыделяющего элемента 3, который выполнен из сплава циркония. Внутреннее поперечное сечение кожуха тепловыделяющего элемента 3 имеет контур, который также является правильным шестиугольником, так что этот кожух тепловыделяющего элемента 3 на своем нижнем конце плотно прилегает внутренней поверхностью к внешней поверхности хвостовика тепловыделяющего элемента 2 на его верхнем конце. На этом хвостовике тепловыделяющего элемента 2 жестко закреплен радиально направленными болтами 4 кожух тепловыделяющего элемента 3. With this upper end, the shank of the fuel element 2 enters the elongated casing of the fuel element 3, which is made of a zirconium alloy. The inner cross section of the casing of the fuel element 3 has a contour, which is also a regular hexagon, so that this casing of the fuel element 3 at its lower end fits snugly on the inner surface to the outer surface of the shank of the fuel element 2 at its upper end. On this shank of the fuel element 2 is rigidly fixed with radially directed bolts 4 the casing of the fuel element 3.

Внутри кожуха тепловыделяющего элемента 3 находится плоское, подобное плите нижнее удерживающее тело тепловыделяющего стержня 5 с внешним контуром в виде правильного шестиугольника, который согласован с контуром внутреннего поперечного сечения кожуха тепловыделяющего элемента 3. Это нижнее удерживающее тело тепловыделяющего стержня 5 направляется в кожухе тепловыделяющего элемента 3 под прямым углом к продольной оси 3а кожуха тепловыделяющего элемента 3 и свободно лежит на хвостовике тепловыделяющего элемента 2. Inside the casing of the fuel element 3, there is a flat, plate-like lower holding body of the fuel rod 5 with an external contour in the form of a regular hexagon, which is aligned with the contour of the inner cross section of the casing of the fuel element 3. This lower holding body of the fuel rod 5 is guided in the casing of the fuel element 3 under right angle to the longitudinal axis 3A of the casing of the fuel element 3 and lies freely on the shank of the fuel element 2.

Нижнее удерживающее тело тепловыделяющего стержня 5 составлено по типу сетки из расположенных рядом друг с другом гильз из нержавеющей стали. Продольные оси этих гильз параллельны к продольной оси 3а кожуха тепловыделяющих элементов 3. Кроме того внешние стороны этих гильз жестко связаны друг с другом перемычками из нержавеющей стали. The lower retaining body of the fuel rod 5 is composed according to the type of mesh from stainless steel sleeves located next to each other. The longitudinal axis of these sleeves are parallel to the longitudinal axis 3a of the casing of the fuel elements 3. In addition, the outer sides of these sleeves are rigidly connected to each other by jumpers made of stainless steel.

В кожухе тепловыделяющего элемента 3 параллельно к его продольной оси 3а расположены заполненные ядерным топливом тепловыделяющие стержни 8, каждый из которых свободно стоит нижним концом стержня на перемычке нижнего удерживающего тела тепловыделяющего стержня 5. In the casing of the fuel element 3, parallel to its longitudinal axis 3a are fuel rods 8 filled with nuclear fuel, each of which freely stands with the lower end of the rod on the jumper of the lower holding body of the fuel rod 5.

В нижнем удерживающем теле тепловыделяющего стержня 5 находятся гильзы 6, одна из которых видна на фиг. 1 - 2, с большим внутренним и внешним диаметром, чем другие гильзы этого удерживающего тела тепловыделяющего стержня 5. Такая гильза 6 образует выполненное в виде ввода отверстие в нижнем удерживающем теле тепловыделяющего стержня 5. Далее она имеет внутреннюю резьбу. В соответственно семи таких гильзах 6 ввинчена труба 9 из сплава циркония, которая имеет на ввинченном конце трубы соответствующую внутренней резьбе соответствующей гильзы 6 внешнюю резьбу. На этом ввинченном конце труба 9 замкнута глухой гайкой 10, которая ввинчена на обращенной к хвостовику тепловыделяющего элемента 2 внешней стороне нижнего удерживающего тела тепловыделяющего стержня 5 в соответствующую гильзу 6. Такая глухая гайка 10 входит в полость хвостовика тепловыделяющего элемента 2. Она имеет центральный ввод 11 в продольном направлении кожуха тепловыделяющего элемента 3 для жидкого охлаждающего средства в ядерном реакторе. Кроме того она имеет внутреннюю резьбу. Над внутренней стороной нижнего удерживающего тела тепловыделяющего стержня 5 находится другой конец трубы одинаково длинных труб 9. In the lower holding body of the fuel rod 5 there are sleeves 6, one of which is visible in FIG. 1 - 2, with a larger inner and outer diameter than other sleeves of this retaining body of the fuel rod 5. This sleeve 6 forms a hole made in the form of an input in the lower holding body of the fuel rod 5. Further, it has an internal thread. In respectively seven such sleeves 6, a zirconium alloy pipe 9 is screwed in, which has an external thread corresponding to the internal thread of the corresponding sleeve 6 at the screwed end of the pipe. At this screwed end, pipe 9 is closed with a blind nut 10, which is screwed onto the outer side of the lower retaining body of the fuel rod 5 facing the shank of the fuel element 2 into a corresponding sleeve 6. Such a blind nut 10 enters the cavity of the shank of the fuel element 2. It has a central input 11 in the longitudinal direction of the casing of the fuel element 3 for liquid coolant in a nuclear reactor. In addition, it has an internal thread. Above the inner side of the lower holding body of the fuel rod 5 is the other end of the pipe of equally long pipes 9.

Как тепловыделяющие стержни 8, так и выступающие за тепловыделяющие стержни 8 трубы 9 направляются каждый через ячейку решетчатого дистанционирующего элемента. Эти дистанционирующие элементы имеют внешний контур в форме правильного шестиугольника и согласованы с контуром внутреннего поперечного сечения кожуха тепловыделяющего элемента 3. В ячейках этого дистанционирующего элемента, которые расположены под прямым углом к продольной оси 3а кожуха тепловыделяющего элемента 3 с зазором относительно друг друга в продольном направлении этого кожуха тепловыделяющего элемента 3, удерживаются с силовым замыканием тепловыделяющие стержни 8 с помощью контактных пружин и жестких контактных выступов. По меньшей мере, одна труба 9 удерживается с защитой от прокручивания с помощью профильного тела в каждом дистанционирующем элементе. Кроме того сами дистанционирующие элементы фиксированы снаружи на, по меньшей мере, одной трубе 9 в продольном направлении кожуха тепловыделяющего элемента 3. Эти дистанционирующие элементы на фиг. 1-2 не представлены. Both the fuel rods 8 and the tubes 9 protruding beyond the fuel rods 8 are each guided through the cell of the lattice spacing element. These spacer elements have an external contour in the shape of a regular hexagon and are aligned with the contour of the inner cross section of the casing of the fuel element 3. In the cells of this spacing element, which are located at right angles to the longitudinal axis 3a of the casing of the fuel element 3 with a gap relative to each other in the longitudinal direction of this the casing of the fuel element 3, are held with power closure the fuel rods 8 using contact springs and hard contact protrusions. At least one pipe 9 is held against rotation by a profile body in each spacer element. Furthermore, the spacer elements themselves are fixed externally on at least one pipe 9 in the longitudinal direction of the casing of the fuel element 3. These spacer elements in FIG. 1-2 are not represented.

На верхнем конце кожуха тепловыделяющего элемента 3 внутри этого кожуха тепловыделяющего элемента 3 находится опорная плита 13 из нержавеющей стали, внешний контур которой в форме правильного шестиугольника согласован с контуром внутреннего поперечного сечения кожуха тепловыделяющего элемента 3 и которая подобно свободно наложенному на хвостовик тепловыделяющего элемента 2 нижнему удерживающему телу тепловыделяющего стержня 5 составлена из гильз с осями, параллельными к продольному направлению кожуха тепловыделяющего элемента 3, и перемычек. Эта опорная плита 13 свободно направляется в кожухе тепловыделяющего элемента 3 и расположена под прямым углом к продольной оси 3а кожуха тепловыделяющего элемента 3. Она свободно лежит на открытых концах труб 9, которые находятся над внутренней стороной нижнего удерживающего тела тепловыделяющего стержня 5. At the upper end of the casing of the fuel element 3, inside this casing of the fuel element 3 there is a base plate 13 made of stainless steel, the outer contour of which in the form of a regular hexagon is matched with the contour of the inner cross section of the casing of the fuel element 3 and which is similar to the lower holding freely attached to the shank of the fuel element 2 the body of the fuel rod 5 is composed of sleeves with axes parallel to the longitudinal direction of the casing of the fuel element 3, and ne jumpers. This base plate 13 is freely guided in the casing of the fuel element 3 and is located at right angles to the longitudinal axis 3a of the casing of the fuel element 3. It freely lies on the open ends of the pipes 9, which are located above the inner side of the lower holding body of the fuel rod 5.

На своей обращенной к внутренней стороне удерживающего тела тепловыделяющего стержня 5 внутренней стороне опорная плита 13 содержит центрирующие элементы 14, которые соответственно ввинчены в гильзу опорной плиты 13 и свободно, но преимущественно без зазора входят в открытый верхний конец одной из труб 9. Трубы 9 однако могут также свободно входить в не представленную центрирующую выемку на внутренней стороне опорной плиты 13. On its inner side facing the inner side of the retaining body of the fuel rod 5, the support plate 13 contains centering elements 14, which are respectively screwed into the sleeve of the support plate 13 and freely, but mainly without a gap, enter the open upper end of one of the pipes 9. The pipes 9 can however also freely enter the not shown centering recess on the inner side of the base plate 13.

В верхний конец кожуха тепловыделяющего элемента 3 вставлена головка тепловыделяющего элемента 17. Эта головка тепловыделяющего элемента 17 является полым телом, которое на своей обращенной к опорной плите 13 стороне содержит шесть амортизационных стоек 20. Как показывает, в частности, фиг. 4, подобная амортизационная стойка содержит параллельный к продольной оси 3а кожуха тепловыделяющего элемента 3, расположенный с зазором относительно этой продольной оси 3а штифт 21, который имеет в головке тепловыделяющего элемента 17 продольное отверстие 22, через которое проходит неподвижно удерживаемый в головке тепловыделяющего элемента 17 поперечный штифт 23. Своим находящимся в головке тепловыделяющего элемента 17 концом штифт 21 входит в винтовую пружину 24, которая с параллельной к продольной оси штифта продольной осью расположена внутри отверстия, которое находится в головке тепловыделяющего элемента 17 и является параллельным к продольной оси 3а кожуха тепловыделяющего элемента 3. Эта винтовая пружина 24 опирается одним концом на дно этого отверстия, а другим концом на заплечико снаружи на штифте 21. Этот штифт 21 каждой из амортизационных стоек 20 входит своим находящимся вне головки тепловыделяющего элемента 17 концом в стопорящую выемку 25 в обращенной к головке тепловыделяющего элемента 17 внешней стороне опорной плиты 13. A head of the fuel element 17 is inserted into the upper end of the casing of the fuel element 3. This head of the fuel element 17 is a hollow body, which on its side facing the base plate 13 contains six suspension struts 20. As shown in particular in FIG. 4, such an amortization strut comprises a pin 21 parallel to the longitudinal axis 3a of the casing of the fuel element 3, which has a gap relative to this longitudinal axis 3a of the pin 21, which has a longitudinal opening 22 in the head of the fuel element 17 through which a transverse pin, which is held in the head of the fuel element 17, passes 23. With its end located in the head of the fuel element 17, the pin 21 enters a helical spring 24, which is located with the longitudinal axis parallel to the longitudinal axis of the pin three holes, which is located in the head of the fuel element 17 and is parallel to the longitudinal axis 3a of the casing of the fuel element 3. This coil spring 24 is supported by one end on the bottom of this hole and the other end on the shoulder on the outside of the pin 21. This pin 21 of each of the shock absorbing racks 20 enters with its end located outside the head of the fuel element 17 into the locking recess 25 in the outer side of the base plate 13 facing the head of the fuel element 17.

В представленном на фиг. 1-2 положении стопорения головка тепловыделяющего элемента 17 входит каждый раз периферийным ребром 18 на своей внешней боковой поверхности в соответствующий шлиц 19 внутри на кожухе тепловыделяющего элемента 3. Таким образом под действием предварительно нагруженных давлением винтовых пружин 24 амортизационных стоек 20 головка тепловыделяющего элемента 17 является фиксированной в представленном на фиг. 1-2 положении стопорения в кожухе тепловыделяющего элемента 3. In the embodiment of FIG. 1-2, in the locking position, the head of the fuel element 17 enters each time with a peripheral rib 18 on its outer lateral surface into the corresponding slot 19 inside on the casing of the fuel element 3. Thus, under the action of pre-loaded screw springs 24 suspension struts 20, the head of the fuel element 17 is fixed in FIG. 1-2 locking position in the casing of the fuel element 3.

Для извлечения тепловыделяющих стержней из кожуха тепловыделяющего элемента 3 штифты 21 амортизационных стоек 20 вдвигают введенным через полость головки тепловыделяющего элемента 17 инструментом, который захватывает заплечико 21а в боковой поверхности штифтов 21 амортизационных стоек 20, в продольном направлении кожуха тепловыделяющего элемента 3 в направлении к головке тепловыделяющего элемента 17 внутрь в головку тепловыделяющего элемента 17, пока эти штифты 21 не выскочат из стопорящих выемок 25 в опорной плите 13. Затем головка тепловыделяющего элемента 17 может быть повернута из представленного на фиг. 1 - 3 положения стопорения вокруг продольной оси 3а кожуха тепловыделяющего элемента 3 в другое конечное положение, в котором периферийные ребра 18 вывернуты из шлицов 19 и в котором головка тепловыделяющего элемента 17 может быть вытянута из кожуха тепловыделяющего элемента 3. После вытягивания головки тепловыделяющего элемента 17 из кожуха тепловыделяющего элемента 3 вытянутая в длину штанга с имеющим внешнюю резьбу концом может быть введена сквозь центрально расположенную трубу 9 вплоть до накидной гайки 10 и путем поворота вокруг продольной оси штанги может быть свинчена с внутренней резьбой накидной гайки 10. После этого с помощью представляющей подъемное устройство штанги свободно лежащее на хвостовике тепловыделяющего элемента 2 нижнее удерживающее тело тепловыделяющего стержня 5 вместе со всеми трубами 9, тепловыделяющими стержнями 8, не представленными дистанционирующими элементами и опорной плитой 13 могут быть извлечены из кожуха тепловыделяющих элементов 3. To remove the fuel rods from the casing of the fuel element 3, the pins 21 of the strut 20 are pushed by a tool introduced through the cavity of the head of the fuel element 17, which grips the shoulder 21a in the lateral surface of the pins 21 of the strut 20, in the longitudinal direction of the casing of the fuel element 3 in the direction of the head of the fuel element 17 inwardly into the head of the fuel element 17, until these pins 21 pop out of the locking recesses 25 in the base plate 13. Then, the head of the heat release guide member 17 can be pivoted from the shown in FIG. 1-3, locking positions around the longitudinal axis 3a of the casing of the fuel element 3 to another end position, in which the peripheral ribs 18 are turned out from the slots 19 and in which the head of the fuel element 17 can be pulled out of the casing of the fuel element 3. After pulling the head of the fuel element 17 from the casing of the fuel element 3, an elongated rod with an end having an external thread can be inserted through the centrally located pipe 9 up to the union nut 10 and by turning around longitudinally the axis of the rod can be screwed into the female thread of the union nut 10. After that, using the rod representing the lifting device, the lower holding body of the fuel rod 5, which lies freely on the shank of the fuel element 2, together with all the pipes 9, fuel rods 8, not represented by the distance elements and the support stove 13 can be removed from the casing of the fuel elements 3.

Claims (5)

1. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора с вытянутым в длину кожухом тепловыделяющего элемента, на нижнем конце которого закреплен хвостовик тепловыделяющего элемента, нижним удерживающим телом тепловыделяющего стержня, который внутри вытянутого в длину кожуха свободно наложен на хвостовик тепловыделяющего элемента, на котором одним концом установлены содержащие топливо вытянутые в длину тепловыделяющие стержни и своим нижним концом закреплен выступающий своим верхним концом за тепловыделяющие стержни в кожухе тепловыделяющего элемента стержень, со свободно направляемой в кожухе тепловыделяющего элемента на его верхнем конце опорной плитой, а также головкой тепловыделяющего элемента, которая вставлена в верхний конец кожуха тепловыделяющего элемента и является фиксируемой с защитой от прокручивания в кожухе тепловыделяющего элемента путем поворота вокруг оси, продольной оси кожуха, отличающийся тем, что опорная плита лежит на верхнем конце выступающего за тепловыделяющие стержни стержня, между головкой тепловыделяющего элемента и опорной плитой расположена амортизационная стойка, которая опирается как на головку тепловыделяющего элемента, так и на опорную плиту. 1. A fuel element of a nuclear reactor with a elongated casing of the fuel element, on the lower end of which is attached the shank of the fuel element, the lower holding body of the fuel rod, which inside the elongated casing is freely laid on the shank of the fuel element, on which fuel-containing elongated elements are installed at one end the fuel rods are in length and its lower end is fixed protruding with its upper end behind the fuel rods in the casing fuel about the element is a rod, with a support plate freely guided in the casing of the fuel element at its upper end, as well as the head of the fuel element, which is inserted into the upper end of the casing of the fuel element and is fixed with anti-rotation protection in the casing of the fuel element by turning around an axis, a longitudinal axis casing, characterized in that the base plate lies on the upper end of the rod protruding beyond the fuel rods, between the head of the fuel element and the base plate the wife has an amortization strut, which rests both on the head of the fuel element and on the base plate. 2. Элемент по п.1, отличающийся тем, что амортизационная стойка одним концом закреплена на головке тепловыделяющего элемента, а другим концом свободно входит в стопорящую выемку в опорной плите. 2. The element according to claim 1, characterized in that the suspension strut at one end is fixed to the head of the fuel element, and the other end freely enters the locking recess in the base plate. 3. Элемент по п.2, отличающийся тем, что амортизационная стойка расположена с зазором параллельно продольной оси кожуха тепловыделяющего элемента. 3. The element according to claim 2, characterized in that the suspension strut is located with a gap parallel to the longitudinal axis of the casing of the fuel element. 4. Элемент по п.1, отличающийся тем, что опорная плита центрирующим телом свободно входит в верхний конец стержня. 4. The element according to claim 1, characterized in that the base plate with a centering body freely enters the upper end of the rod. 5. Элемент по п.1, отличающийся тем, что стержень свободно входит в центрирующую выемку в опорной плите. 5. The element according to claim 1, characterized in that the rod freely enters the centering recess in the base plate.
RU94046303/25A 1992-06-29 1993-06-16 Nuclear reactor fuel element RU2111557C1 (en)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE4221301A DE4221301A1 (en) 1992-06-29 1992-06-29 Nuclear reactor fuel element
DEP4221301.0 1992-06-29
PCT/DE1993/000519 WO1994000848A1 (en) 1992-06-29 1993-06-16 Nuclear reactor fuel rod bundle with lockable head

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU94046303A RU94046303A (en) 1996-10-20
RU2111557C1 true RU2111557C1 (en) 1998-05-20

Family

ID=6462073

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU94046303/25A RU2111557C1 (en) 1992-06-29 1993-06-16 Nuclear reactor fuel element

Country Status (8)

Country Link
BG (1) BG61413B1 (en)
CZ (1) CZ281841B6 (en)
DE (1) DE4221301A1 (en)
FI (1) FI946132A0 (en)
HU (1) HU214072B (en)
RU (1) RU2111557C1 (en)
SK (1) SK157494A3 (en)
WO (1) WO1994000848A1 (en)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
TW287280B (en) * 1994-07-22 1996-10-01 Siemens Akitengesellschaft

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU665556A1 (en) * 1977-12-19 1985-05-15 Предприятие П/Я М-5881 Heat-evolving assembly
SU708830A1 (en) * 1978-06-15 1983-04-07 Предприятие П/Я Г-4285 Fuel assembly of nuclear reactor
SU784570A1 (en) * 1979-03-28 1983-04-07 Предприятие П/Я Г-4285 Top end part of fuel assembly
JPH02195295A (en) * 1989-01-25 1990-08-01 Nuclear Fuel Ind Ltd Atomic fuel assembly
UA27726C2 (en) * 1990-12-05 2000-10-16 Сіменс Аг РПаЎ±б
DE4041349A1 (en) * 1990-12-21 1992-06-25 Siemens Ag Nuclear fuel element - with liftable holder from casing, allowing fuel rod inspection or exchange

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
РСТ, А, 920839, кл. G 21 C 3/32, 1992. *

Also Published As

Publication number Publication date
BG61413B1 (en) 1997-07-31
BG99275A (en) 1995-11-30
RU94046303A (en) 1996-10-20
HUT69811A (en) 1995-09-28
FI946132A (en) 1994-12-28
SK157494A3 (en) 1995-06-07
HU214072B (en) 1997-12-29
CZ281841B6 (en) 1997-02-12
FI946132A0 (en) 1994-12-28
WO1994000848A1 (en) 1994-01-06
DE4221301A1 (en) 1994-01-05
CZ316094A3 (en) 1995-04-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US7302028B2 (en) Instrumented capsule for nuclear fuel irradiation tests in research reactors
JP2006313145A (en) Restricted assembly in core and reactor core
EP0410171B1 (en) Protective device for lower end portion of a nuclear fuel rod cladding
JP6535741B2 (en) SFR nuclear reactor fuel assembly having a housing including a removably secured upper neutron shielding device
US3378452A (en) Fuel assembly for fast nuclear reactors
US4659538A (en) Apparatus for limiting the effect of axial hydraulic flow force exerted on fuel assemblies of water-cooled nuclear reactors
US4522782A (en) Fuel assembly for a nuclear reactor
RU2111557C1 (en) Nuclear reactor fuel element
KR100892638B1 (en) Top nozzle assembly having on-off holddown spring in nuclear fuel assembly
DE1204345B (en) Nuclear reactor fuel element
US3118819A (en) Nuclear fuel cartridge
US5627866A (en) Fuel assembly structure using channel for load support
CN106941013B (en) Triggering and inserting device and system, nuclear fuel assembly and nuclear reactor
US4657733A (en) Fuel assembly for a nuclear reactor
US3425908A (en) Nuclear fuel assembly
US4560531A (en) Device for partitioning off the core of a nuclear reactor
US5183626A (en) Control cluster including demountable fuel for a nuclear fuel assembly
US5748695A (en) Fuel assembly structure selectively using channel and coolant rod for load support and method
KR100844473B1 (en) Uniform guide tube with bleed hole closing switch
US4988473A (en) Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage
KR20190008123A (en) Mitigation assembly for nuclear reactor comprising a removable sealing plug
US4917856A (en) Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage
US5610961A (en) Fuel assembly structure using channel for load support
SU708830A1 (en) Fuel assembly of nuclear reactor
RU2087952C1 (en) Nuclear reactor element

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20030617