RU2212065C2 - Removable top nozzle of nuclear-reactor fuel assembly (alternatives) - Google Patents
Removable top nozzle of nuclear-reactor fuel assembly (alternatives) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2212065C2 RU2212065C2 RU2001127473/06A RU2001127473A RU2212065C2 RU 2212065 C2 RU2212065 C2 RU 2212065C2 RU 2001127473/06 A RU2001127473/06 A RU 2001127473/06A RU 2001127473 A RU2001127473 A RU 2001127473A RU 2212065 C2 RU2212065 C2 RU 2212065C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- guide
- protective
- pressure plate
- guide channels
- fuel assembly
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением. The invention relates to nuclear energy, and more particularly to fuel assemblies of nuclear reactors with water under pressure.
Эксплуатационные характеристики и конструктивные особенности тепловыделяющей сборки и, в частности, головок, являются факторами, влияющими на безопасность ядерного реактора. Воздействие теплоносителя на элементы головки тепловыделяющей сборки может привести к их взаимному перемещению, вибрации и разрушению вследствие фреттинг-износа. Очень важно конструктивными мерами исключить вероятность износа и разрушения деталей головки тепловыделяющей сборки. The operational characteristics and design features of the fuel assembly and, in particular, the heads, are factors affecting the safety of a nuclear reactor. The influence of the coolant on the elements of the head of the fuel assembly can lead to their mutual displacement, vibration and destruction due to fretting wear. It is very important by constructive measures to eliminate the likelihood of wear and destruction of parts of the head of the fuel assembly.
Известна тепловыделяющая сборка [2] ядерного реактора (прототип), включающая пучок тепловыделяющих элементов (твэлов), установленных вертикально в каркасе, собранном из дистанционирующих решеток, закрепленных на трубчатых (направляющих) каналах. К выступающим концам трубчатых (направляющих) каналов присоединены концевые части: снизу - хвостовик, а сверху - съемная головка, содержащая верхнюю несущую (прижимную) и нижнюю опорную (переходную) плиты с отверстиями, смонтированные на проходящих через эти отверстия направляющих втулках, имеющих в нижней части цанговые захваты (цанги), охватывающие своими проточками бурты на направляющих каналах. На нижней опорной (переходной) плите могут закрепляться защитные направляющие, отводящие соседнюю тепловыделяющую сборку во время ее загрузки при неточном выходе на координату устройства перегрузки. К этим же защитным направляющим крепится нижняя плита стопорного устройства (блокирующий элемент). Эта нижняя плита имеет отверстия для выхода теплоносителя и служит ограничителем, страхующим возможные перемещения тепловыделяющих элементов, в случае нарушения их крепления. Совместно нижняя опорная (переходная) плита, защитные направляющие и нижняя плита стопорного устройства, жестко связанные между собой, образуют защитно-направляющее устройство. Как вариант исполнения, защитные направляющие могут быть выполнены в виде конической обечайки. Направляющие втулки установлены своими внутренними уступами на верхних торцах направляющих каналов. Головка сборки содержит пружины, установленные соосно направляющим втулкам между верхней несущей (прижимной) плитой и опорными шайбами (опорными элементами), опертыми на наружные выступы направляющих втулок, центральную пружину, частично сжатую между нижней опорной (переходной) плитой и верхней несущей (прижимной) плитой. Направляющие стяжки, закрепленные в нижней опорной (переходной) плите, проходят с радиальным зазором через отверстие в верхней несущей плите. Бурты на верхних торцах направляющих втулок ограничивают перемещение верхней несущей плиты вверх. Стопорная (нижняя) плита (блокирующий элемент) снабжена отверстиями, охватывающими цанговые захваты (цанги) в зоне проточек. По оси тепловыделяющей сборки на нижней опорной плите установлена упорная втулка, снабженная внутренним уступом, расположенным с аксиальным зазором над верхним торцoм центрального трубчатого (направляющего) канала, который обеспечивает компенсацию разности удлинений центрального трубчатого (направляющего) канала с остальными трубчатыми (направляющими) каналами. Known fuel assembly [2] of a nuclear reactor (prototype), including a bunch of fuel elements (fuel rods) mounted vertically in a frame assembled from spacer grids mounted on tubular (guide) channels. The end parts are attached to the protruding ends of the tubular (guide) channels: a shank is attached to the bottom, and a removable head comprising a top bearing (clamping) and a lower supporting (adapter) plate with holes mounted on the guide bushings passing through these holes and having a lower parts collet grips (collets), covering with their grooves the collars on the guide channels. Protective guides can be attached to the lower supporting (transitional) plate, which divert the adjacent fuel assembly during its loading in case of inaccurate output to the coordinate of the overload device. The bottom plate of the locking device (locking element) is attached to these protective guides. This bottom plate has openings for the coolant outlet and serves as a limiter, insuring the possible movements of the fuel elements, in case of violation of their fastening. Together, the lower supporting (transitional) plate, the protective guides and the lower plate of the locking device, rigidly interconnected, form a protective-guiding device. As an embodiment, the protective guides can be made in the form of a conical shell. The guide bushings are installed with their inner ledges on the upper ends of the guide channels. The assembly head contains springs mounted coaxially to the guide bushings between the upper bearing (clamping) plate and supporting washers (supporting elements) supported on the outer protrusions of the guide bushings, a central spring partially compressed between the lower supporting (transitional) plate and the upper supporting (clamping) plate . Guide screeds fixed in the lower base (adapter) plate pass with a radial clearance through the hole in the upper carrier plate. Collars on the upper ends of the guide bushings limit the movement of the upper carrier plate up. The locking (lower) plate (blocking element) is equipped with holes covering collet grips (collets) in the groove zone. On the axis of the fuel assembly, a thrust sleeve is installed on the lower base plate, equipped with an internal ledge located with an axial clearance above the upper end of the central tubular (guide) channel, which provides compensation for the difference in elongations of the central tubular (guide) channel with the other tubular (guide) channels.
Недостатком известной тепловыделяющей сборки является вероятность фреттинг-износа и разрушения патрубков с прорезями (цанг) взаимодействующей с ними нижней плитой с отверстиями (блокирующим элементом), вибрирующей под действием усилий на нее со стороны потока теплоносителя. В потоке теплоносителя стопорное устройство (блокирующий элемент) может подниматься и опускаться под действием сил, развиваемых центральной пружиной и собственным весом, с одной стороны, и перепадом давления в потоке теплоносителя, с другой стороны. В результате возникают вибрации нижней плиты стопорного устройства (блокирующего элемента) в потоке теплоносителя, вследствие чего возникает ускоренный фреттинг-износ патрубков с прорезями (цанг). A disadvantage of the known fuel assembly is the likelihood of fretting wear and fracture of the nozzles with slots (collets) of the lower plate interacting with them with holes (blocking element), vibrating under the action of forces on it from the side of the heat carrier flow. In the coolant flow, the locking device (blocking element) can be raised and lowered by the forces developed by the central spring and its own weight, on the one hand, and the pressure drop in the coolant flow, on the other hand. As a result, vibrations of the bottom plate of the locking device (blocking element) occur in the coolant flow, as a result of which accelerated fretting wear of the nozzles with slots (collets) occurs.
Другим недостатком известной тепловыделяющей сборки является отсутствие технической возможности контроля величины аксиального зазора между внутренним уступом упорной втулки и верхним торцoм центрального трубчатого (направляющего) канала в силу закрытости его упорной втулкой. Упомянутый аксиальный зазор обеспечивает компенсацию разности температурных, радиационных и деформационных удлинений трубчатых (направляющих) каналов и центральной трубы и потому знание его величины необходимо для установления правильности сборки головки и ее работоспособного состояния. Another disadvantage of the known fuel assembly is the lack of technical ability to control the axial clearance between the inner ledge of the thrust sleeve and the upper end of the central tubular (guide) channel due to the closure of its thrust sleeve. Mentioned axial clearance compensates for the difference in temperature, radiation and strain elongations of the tubular (guide) channels and the central pipe, and therefore knowledge of its size is necessary to establish the correct assembly of the head and its operational state.
Целью изобретения является повышение надежности тепловыделяющей сборки и безопасности ядерного реактора. The aim of the invention is to increase the reliability of the fuel Assembly and the safety of a nuclear reactor.
Задачей изобретения является исключение такого взаимодействия блокирующего элемента и цанг съемной головки тепловыделяющей сборки, которое может привести к фреттинг-износу цанг. The objective of the invention is the elimination of such interaction of the blocking element and the collets of the removable head of the fuel assembly, which can lead to fretting wear of the collets.
Техническим результатом изобретения является исключение взаимного перемещения элемента блокирования и цанг съемной головки тепловыделяющей сборки в рабочем режиме, вследствие чего исключается возможность фреттинг-износа и разрушения цанг съемной головки тепловыделяющей сборки, а также обеспечение легко контролируемой при внешнем осмотре во время эксплуатации тепловыделяющей сборки компенсации разности радиационных, температурных и деформационных удлинений трубчатых (направляющих) каналов между собой и трубчатым (направляющим) каналом тепловыделяющей сборки, на который опирается защитно-направляющее устройство, при сохранении габаритной длины тепловыделяющей сборки и исключение возможности искривления трубчатых (направляющих) каналов и тепловыделяющей сборки. The technical result of the invention is the elimination of the mutual movement of the blocking element and the collets of the removable head of the fuel assembly in operating mode, thereby eliminating the possibility of fretting wear and fracture of the collets of the removable head of the fuel assembly, as well as the provision of easily compensated radiation differences compensation during external inspection during operation of the fuel assembly , temperature and strain elongations of the tubular (guide) channels between themselves and the tubular (guide) to analys of the fuel assembly, on which the protective-guiding device rests, while maintaining the overall length of the fuel assembly and eliminating the possibility of curving tubular (guide) channels and the fuel assembly.
Достижение цели изобретения обеспечивается тем, что съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, закрепленная на верхних концах направляющих каналов поглощающих стержней, содержит прижимную плиту, направляющие втулки, проходящие через отверстия в прижимной плите, снабженные упорами, установленными над прижимной плитой, внутренними уступами, стыкующимися с торцами направляющих каналов, и сцепными элементами, выполненными, например, в виде цанг, зацепляемыми за упомянутые направляющие каналы и запираемыми блокирующими элементами, причем упомянутые направляющие втулки снабжены внешними выступами с установленными на них опорными элементами, взаимодействующими с пружинами, поджимающими прижимную плиту к упорам. Новым является то, что опорные элементы жестко соединены с блокирующими элементами, выполненными в виде гильз, юбки которых взаимодействуют с наружными поверхностями цанг. The achievement of the objective of the invention is ensured by the fact that the removable head of the fuel assembly of the nuclear reactor, mounted on the upper ends of the guide channels of the absorbing rods, contains a pressure plate, guide bushings passing through holes in the pressure plate, equipped with stops mounted above the pressure plate, internal ledges that are joined with the ends of the guide channels, and coupling elements, made, for example, in the form of collets, hooked on the said guide channels and lockable blocking elements, moreover, the said guide bushings are provided with external protrusions with supporting elements mounted on them, interacting with springs, pressing the pressure plate to the stops. What is new is that the support elements are rigidly connected to blocking elements made in the form of sleeves, the skirts of which interact with the outer surfaces of the collets.
При таком устройстве съемной головки исключается взаимное перемещение блокирующего элемента и цанги путем обеспечения постоянного поджимающего усилия на блокирующие элементы со стороны пружин, а также за счет исключения передачи на блокирующий элемент усилий, возникающих в результате взаимодействия теплоносителя с переходной плитой. В результате исключена возможность фреттинг-износа и разрушения цанг. With this device, the removable head eliminates the mutual movement of the blocking element and the collet by providing a constant pressing force on the blocking elements from the side of the springs, as well as by eliminating the transmission of forces to the blocking element resulting from the interaction of the coolant with the adapter plate. As a result, the possibility of fretting wear and fracture of the collets is excluded.
Достижение цели изобретения обеспечивается также тем, что съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, закрепленная на верхних концах направляющих каналов поглощающих стержней, содержит прижимную плиту, защитно-направляющее устройство, распертые по крайней мере одной пружиной и удерживаемые стяжками, по крайней мере один направляющий канал, на который оперто защитно-направляющее устройство, направляющие втулки, проходящие через отверстия соответственно в прижимной плите и в защитно-направляющем устройстве, снабженные упорами, установленными над прижимной плитой, внутренними уступами, стыкующимися с торцами направляющих каналов, и сцепными элементами, выполненными, например, в виде цанг, зацепляемыми за упомянутые направляющие каналы и запираемыми блокирующими элементами с установленными на них опорными элементами, взаимодействующими с пружинами, поджимающими прижимную плиту к упорам. Новым является то, что опорные элементы жестко соединены с блокирующими элементами, выполненными в виде гильз, юбки которых взаимодействуют с наружными поверхностями цанг, и снабжены радиальными выступами, выполненными над защитно-направляющим устройством с аксиальными зазорами, величиной не менее максимальной разности температурных, радиационных и деформационных удлинений направляющих каналов. The achievement of the objective of the invention is also ensured by the fact that the removable head of the fuel assembly of the nuclear reactor, mounted on the upper ends of the guide channels of the absorbing rods, contains a pressure plate, a protective guide device, open at least one spring and held by couplers, at least one guide channel, on which the protective guide device is supported, guide bushings passing through holes respectively in the pressure plate and in the protective guide device, provided pores installed above the pressure plate, internal ledges that are joined with the ends of the guide channels, and coupling elements made, for example, in the form of collets, hooked onto the said guide channels and lockable locking elements with support elements mounted on them, interacting with the springs compressing the pressure plate to the stops. What is new is that the support elements are rigidly connected to blocking elements made in the form of sleeves, the skirts of which interact with the outer surfaces of the collets, and are equipped with radial protrusions made over the protective-guiding device with axial clearances of not less than the maximum difference in temperature, radiation and deformation elongations of the guide channels.
При таком устройстве съемной головки исключается взаимное перемещение блокирующего элемента и цанги путем обеспечения постоянного поджимающего усилия на блокирующие элементы со стороны пружин, а также за счет исключения передачи на блокирующий элемент усилий, возникающих в результате взаимодействия теплоносителя с защитно-направляющим устройством. В результате исключена возможность фреттинг-износа и разрушения цанг. With this device, the removable head eliminates the mutual movement of the locking element and the collet by providing a constant pressing force on the locking elements from the side of the springs, as well as by eliminating the transmission of forces to the blocking element resulting from the interaction of the coolant with the protective-guiding device. As a result, the possibility of fretting wear and fracture of the collets is excluded.
Кроме того, такое устройство съемной головки обеспечивает компенсацию разности температурных и радиационных удлинений направляющих каналов между собой, а также обеспечивает возможность контроля аксиальных зазоров, выполняющих указанную компенсацию, при внешнем осмотре во время эксплуатации. Указанная компенсация исключает искривление направляющих каналов и тепловыделяющей сборки в целом из-за неравномерных удлинений направляющих каналов и тепловыделяющей сборки в целом в процессе эксплуатации. In addition, such a removable head device provides compensation for the difference in temperature and radiation elongations of the guide channels between each other, and also provides the ability to control axial clearances performing the specified compensation during external inspection during operation. The specified compensation eliminates the curvature of the guide channels and the fuel assembly as a whole due to uneven elongations of the guide channels and the fuel assembly as a whole during operation.
Достижение цели изобретения обеспечивается также тем, что съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, закрепленная на верхних концах направляющих каналов поглощающих стержней, содержит прижимную плиту, защитно-направляющее устройство, распертые по крайней мере одной пружиной, направляющие втулки, проходящие через отверстия соответственно в прижимной плите и в защитно-направляющем устройстве, снабженные упорами, установленными над прижимной плитой, внутренними уступами, стыкующимися с торцами направляющих каналов, и сцепными элементами, выполненными, например, в виде цанг, зацепляемыми за упомянутые направляющие каналы и запираемыми блокирующими элементами, причем упомянутые направляющие втулки снабжены внешними выступами с установленными на них опорными элементами, взаимодействующими с пружинами, поджимающими прижимную плиту к упорам. Новым является то, что опорные элементы жестко соединены с блокирующими элементами, выполненными в виде гильз, юбки которых взаимодействуют с наружными поверхностями цанг и по крайней мере на одной из них выполнен упор, на который оперто защитно-направляющее устройство, а также снабжены радиальными выступами, выполненными над защитно-направляющим устройством с аксиальными зазорами, величиной не менее максимальной разности температурных, радиационных и деформационных удлинений направляющих каналов. The achievement of the objective of the invention is also ensured by the fact that the removable head of the fuel assembly of the nuclear reactor, mounted on the upper ends of the guide channels of the absorbing rods, contains a pressure plate, a protective guide device, open with at least one spring, the guide bushings passing through the holes respectively in the pressure plate and in the protective-guiding device, equipped with stops mounted above the pressure plate, internal ledges that are joined with the ends of the guide channels, and epnymi elements made, for example, as a collet engages behind said guide channels and lockable locking elements, wherein said guide sleeve provided with external protrusions fitted with the support elements cooperating with the springs that urge the presser plate to the abutment. What is new is that the supporting elements are rigidly connected to blocking elements made in the form of sleeves, the skirts of which interact with the outer surfaces of the collets and at least one of them has an emphasis on which the protective-guiding device is supported, as well as provided with radial protrusions, made over a protective-guiding device with axial clearances, not less than the maximum difference in temperature, radiation and deformation extensions of the guide channels.
При таком устройстве съемной головки исключается взаимное перемещение блокирующего элемента и цанги путем обеспечения постоянного поджимающего усилия на блокирующие элементы со стороны пружин, а также за счет исключения передачи на блокирующий элемент усилий, возникающих в результате взаимодействия теплоносителя с защитно-направляющим устройством. В результате исключена возможность фреттинг-износа и разрушения цанг. With this device, the removable head eliminates the mutual movement of the locking element and the collet by providing a constant pressing force on the locking elements from the side of the springs, as well as by eliminating the transmission of forces to the blocking element resulting from the interaction of the coolant with the protective-guiding device. As a result, the possibility of fretting wear and fracture of the collets is excluded.
Кроме того, такое устройство съемной головки обеспечивает компенсацию разности температурных и радиационных удлинений направляющих каналов между собой, а также обеспечивает возможность контроля аксиальных зазоров, выполняющих указанную компенсацию, при внешнем осмотре во время эксплуатации. Указанная компенсация исключает искривление направляющих каналов и тепловыделяющей сборки в целом из-за неравномерных удлинений направляющих каналов и тепловыделяющей сборки в целом в процессе эксплуатации. In addition, such a removable head device provides compensation for the difference in temperature and radiation elongations of the guide channels between each other, and also provides the ability to control axial clearances performing the specified compensation during external inspection during operation. The specified compensation eliminates the curvature of the guide channels and the fuel assembly as a whole due to uneven elongations of the guide channels and the fuel assembly as a whole during operation.
Такое устройство съемной головки позволяет также упростить конструкцию тепловыделяющей сборки, исключив, по крайней мере, один дополнительный направляющий канал, на который опиралось защитно-направляющее устройство с нижней (стопорной) плитой блокирующего элемента. Such a removable head device also makes it possible to simplify the design of the fuel assembly by eliminating at least one additional guide channel on which the protective guide device with the lower (locking) plate of the blocking element rests.
Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлены:
фиг. 1 - вертикальный разрез съемной головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора с опорными элементами пружин и элементами блокирования, образующими гильзы, охватывающие цанги;
фиг. 2 - вертикальный разрез варианта исполнения съемной головки тепловыделяющей сборки с опорой защитно-направляющего устройства на центральную трубу и с опорными элементами пружин и элементами блокирования, образующими гильзы, охватывающие цанги;
фиг. 3 - вертикальный разрез варианта исполнения съемной головки тепловыделяющей сборки с совмещенными переходной и нижней (стопорной) плитами защитно-направляющего устройства, опирающегося на центральную трубу, в зоне цанг и с опорными элементами пружин и элементами блокирования, образующими гильзы, охватывающие цанги;
фиг. 4 - вертикальный разрез варианта исполнения съемной головки тепловыделяющей сборки в демонтированном состоянии;
фиг. 5 - вертикальный разрез варианта исполнения съемной головки тепловыделяющей сборки с опорными элементами пружин и элементами блокирования, образующими гильзы, охватывающие цанги, и с опорой переходной плиты защитно-направляющего устройства на упоры на гильзах;
фиг. 6 - вертикальный разрез варианта исполнения съемной головки тепловыделяющей сборки с опорными элементами пружин и элементами блокирования, образующими гильзы, охватывающие цанги, и с опорой нижней плиты защитно-направляющего устройства на упоры на гильзах;
фиг. 7 - вертикальный разрез варианта исполнения съемной головки тепловыделяющей сборки с опорными элементами пружин и элементами блокирования, образующими гильзы, охватывающие цанги, и с совмещенными переходной и нижней плитами защитно-направляющего устройства, опирающегося на упоры на гильзах.The invention is illustrated by drawings, on which:
FIG. 1 is a vertical section of a removable head of a fuel assembly of a nuclear reactor with supporting elements of springs and blocking elements forming sleeves covering the collets;
FIG. 2 is a vertical section through an embodiment of a removable head of a fuel assembly with a protective guide bearing on a central pipe and with support elements of springs and blocking elements forming sleeves covering the collets;
FIG. 3 is a vertical sectional view of an embodiment of a removable head of a fuel assembly with combined adapter and lower (retaining) plates of a safety-guiding device resting on a central pipe in the collet area and with spring support elements and blocking elements forming sleeves covering the collets;
FIG. 4 is a vertical section through an embodiment of a removable head of a fuel assembly in a dismantled state;
FIG. 5 is a vertical section through an embodiment of a removable head of a fuel assembly with spring support elements and blocking elements forming sleeves covering the collets, and with the support of the adapter plate of the safety-guiding device on the stops on the sleeves;
FIG. 6 is a vertical section through an embodiment of a removable head of a fuel assembly with spring support elements and blocking elements forming sleeves covering the collets, and with support of the lower plate of the safety-guiding device on the stops on the sleeves;
FIG. 7 is a vertical section through an embodiment of a removable head of a fuel assembly with spring support elements and blocking elements forming sleeves covering the collets, and with the combined adapter and lower plates of the protective-guiding device resting on the stops on the sleeves.
Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора по п.1 (фиг.1) закреплена на верхних концах направляющих каналов (1) поглощающих стержней и содержит прижимную плиту (2). Направляющие втулки (6) проходят через отверстия (7) в прижимной плите (2) и снабжены упорами (9), установленными (например, методом сварки) над прижимной плитой (2). Направляющие втулки (6) своими внутренними уступами (10) стыкуются с торцами направляющих каналов (1) и в своей нижней части имеют сцепные элементы в виде цанг (11), которые зацепляются, например за бурты (12) направляющих каналов (1). Цанги (11) могут быть выполнены, например, в виде патрубков с вертикальными прорезями и внутренними кольцевыми проточками. Направляющие втулки (6) имеют внешние выступы (13), на которых установлены опорные элементы (15). Опорные элементы (15) могут быть выполнены, например, в виде шайб или втулок с фланцами. А на опорные элементы (15) оперты нижними концами установленные соосно направляющим втулкам (6) пружины (16), на которые оперта прижимная плита (2). Опорные элементы (15) выполнены жестко соединенными с блокирующими элементами, запирающими цанги (11), и вместе они представляют собой гильзы (17), юбки которых взаимодействуют с наружными поверхностями цанг (11). Дополнительно на съемной головке может быть установлено защитно-направляющее устройство (3), которое расперто относительно прижимной плиты (2) по крайней мере одной пружиной (4) и удерживается стяжками (5) на расстоянии от прижимной плиты (2), не более заданного. Стяжки (5) могут быть выполнены, например, в виде шпилек, установленных на переходной плите, с гайками над прижимной плитой. Защитно-направляющее устройство (3) может быть выполнено из двух плит -- опорной плиты и нижней плиты (18), жестко соединенных между собой защитными направляющими (22), или одной плиты с закрепленными на ней защитными направляющими (22). Защитные направляющие (22) могут быть выполнены в виде перфорированной конической обечайки или в виде наклонных ребер. The removable head of the fuel assembly of a nuclear reactor according to claim 1 (Fig. 1) is mounted on the upper ends of the guide channels (1) of the absorbing rods and contains a pressure plate (2). The guide bushings (6) pass through the holes (7) in the pressure plate (2) and are equipped with stops (9) mounted (for example, by welding) above the pressure plate (2). The guide bushings (6) are joined with the ends of the guide channels (1) with their inner ledges (10) and in their lower part have coupling elements in the form of collets (11), which engage, for example, over the collars (12) of the guide channels (1). Collets (11) can be made, for example, in the form of pipes with vertical slots and internal annular grooves. Guide bushings (6) have external protrusions (13) on which support elements (15) are mounted. Supporting elements (15) can be made, for example, in the form of washers or bushings with flanges. And on the support elements (15), the lower ends are supported by the springs (16) installed coaxially with the guide bushings (6), on which the pressure plate (2) is supported. The supporting elements (15) are rigidly connected to the locking elements locking the collets (11), and together they are sleeves (17), the skirts of which interact with the outer surfaces of the collets (11). In addition, a protective-guiding device (3) can be installed on the removable head, which is open relative to the pressure plate (2) by at least one spring (4) and is held by the ties (5) at a distance from the pressure plate (2), not more than specified. Ties (5) can be made, for example, in the form of studs mounted on the adapter plate, with nuts above the pressure plate. The protective-guiding device (3) can be made of two plates - a base plate and a lower plate (18), rigidly interconnected by protective rails (22), or one plate with protective rails fixed on it (22). Protective guides (22) can be made in the form of a perforated conical shell or in the form of inclined ribs.
Как вариант исполнения съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора по п.2 (фиг.2, 3, 4) имеет опору защитно-направляющего устройства (3) на по крайней мере один направляющий канал (19), установленный, например, по вертикальной оси тепловыделяющей сборки. Для опирания на направляющий канал (19) защитно-направляющее устройство (3) может иметь закрепленную в центре упорную втулку (18). При этом между радиальными выступами (14) на опорных элементах (15) и одной из плит защитно-направляющего устройства (3) устанавливаются аксиальные зазоры (20). As an embodiment, the removable head of the fuel assembly of a nuclear reactor according to claim 2 (FIGS. 2, 3, 4) has a support of the protective-guiding device (3) on at least one guide channel (19), mounted, for example, along the vertical axis of the fuel assembly. To support the guide channel (19), the protective-guiding device (3) may have a thrust sleeve (18) fixed in the center. In this case, axial gaps (20) are established between the radial protrusions (14) on the support elements (15) and one of the plates of the protective-guiding device (3).
Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора по п.3 (фиг.5, 6, 7) закреплена на верхних концах направляющих каналов (1) поглощающих стержней и содержит прижимную плиту (2) и защитно-направляющее устройство (3), между которыми установлена по крайней мере одна пружина (4). Направляющие втулки (6) проходят через отверстия (7) и (8), соответственно, в прижимной плите (2) и в защитно-направляющем устройстве (3) и снабжены упорами (9), установленными (например, методом сварки) над прижимной плитой (2). Направляющие втулки (6) своими внутренними уступами (10) стыкуются с торцами направляющих каналов (1) и в своей нижней части имеют сцепные элементы в виде цанг (11), которые зацепляются, например за бурты (12) направляющих каналов (1). Цанги (11) могут быть выполнены, например, в виде патрубков с вертикальными прорезями и внутренними кольцевыми проточками. Направляющие втулки (6) имеют внешние выступы (13), на которых установлены опорные элементы (15). Опорные элементы (15) могут быть выполнены, например, в виде шайб или втулок с фланцами. А на опорные элементы (15) оперты нижними концами установленные соосно направляющим втулкам (6) пружины (16), на которые оперта прижимная плита (2). Опорные элементы (15) выполнены жестко соединенными с блокирующими элементами, запирающими цанги (11), и вместе они представляют собой гильзы (17), юбки которых взаимодействуют с наружными поверхностями цанг (11). Защитно-направляющее устройство (3) может быть выполнено из двух плит - опорной плиты и нижней плиты (18), жестко соединенных между собой защитными направляющими (22), или одной плиты с закрепленными на ней защитными направляющими (22). Защитные направляющие (22) могут быть выполнены в виде перфорированной конической обе чайки или в виде наклонных ребер. Защитно-направляющее устройство (3) оперто на упор (24), выполненный по крайней мере на одной из гильз (17). При этом между радиальными выступами (14) на опорных элементах (15) и одной из плит защитно-направляющего устройства (3) устанавливаются аксиальные зазоры (20). The removable head of the fuel assembly of the nuclear reactor according to claim 3 (Figs. 5, 6, 7) is mounted on the upper ends of the guide channels (1) of the absorbing rods and contains a pressure plate (2) and a protective-guiding device (3), between which is installed at least one spring (4). The guide bushings (6) pass through the holes (7) and (8), respectively, in the pressure plate (2) and in the protective-guiding device (3) and are equipped with stops (9) mounted (for example, by welding) above the pressure plate (2). The guide bushings (6) are joined with the ends of the guide channels (1) with their inner ledges (10) and in their lower part have coupling elements in the form of collets (11), which engage, for example, over the collars (12) of the guide channels (1). Collets (11) can be made, for example, in the form of pipes with vertical slots and internal annular grooves. Guide bushings (6) have external protrusions (13) on which support elements (15) are mounted. Supporting elements (15) can be made, for example, in the form of washers or bushings with flanges. And on the support elements (15), the lower ends are supported by the springs (16) installed coaxially with the guide bushings (6), on which the pressure plate (2) is supported. The supporting elements (15) are rigidly connected to the locking elements locking the collets (11), and together they are sleeves (17), the skirts of which interact with the outer surfaces of the collets (11). The protective-guiding device (3) can be made of two plates - a base plate and a lower plate (18), rigidly interconnected by protective rails (22), or one plate with protective rails fixed on it (22). Protective guides (22) can be made in the form of a perforated conical both seagulls or in the form of inclined ribs. The protective-guiding device (3) is supported on a stop (24) made on at least one of the sleeves (17). In this case, axial gaps (20) are established between the radial protrusions (14) on the support elements (15) and one of the plates of the protective-guiding device (3).
Работа съемной головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора по п.1 осуществляется следующим образом. The removable head of the fuel assembly of a nuclear reactor according to
При транспортировке тепловыделяющая сборка подвешивается с помощью технологического захвата перегрузочной машины за съемную головку. При этом направляющие втулки (6), зацепленные сцепными элементами в виде цанг (11) за бурты (12) на направляющих каналах (1), с помощью упоров (9) подвешиваются на прижимной плите (2). Пружины (16) поджимают сверху через опорные элементы (15) гильзы (17), удерживая их юбки в рабочем положении, в котором они блокируют цанги (11) от расцепления с буртами (12) в верхней части направляющих каналов (1). During transportation, the fuel assembly is suspended using the technological capture of the reloading machine by the removable head. In this case, the guide bushings (6), coupled by coupling elements in the form of collets (11) to the collars (12) on the guide channels (1), are suspended on the pressure plate (2) using the stops (9). The springs (16) are pressed from above through the supporting elements (15) of the sleeve (17), holding their skirts in a working position in which they block the collets (11) from disengaging from the shoulders (12) in the upper part of the guide channels (1).
Установленная в ядерный реактор тепловыделяющая сборка со съемной головкой поджимается внутрикорпусными устройствами ядерного реактора таким образом, что пружины (16) получают дополнительную упругую рабочую деформацию. При этом усилие, удерживающее блокирующие элементы - гильзы (17) - от всплытия, увеличиваются, обеспечивая надежное удержание блокирующих элементов - гильз (17) и направляющих втулок (6) от всплытия в потоке теплоносителя. А пружина (4) и стяжки (5) обеспечивают перемещение защитно-направляющего устройства (3) вниз на величину поджатия съемной головки внутрикорпусными устройствами ядерного реактора. A fuel assembly with a detachable head installed in a nuclear reactor is pressed by the internals of the nuclear reactor so that the springs (16) receive additional elastic working deformation. In this case, the force that keeps the blocking elements - sleeves (17) - from rising, increases, providing reliable retention of the blocking elements - sleeves (17) and guide bushings (6) from the ascent in the coolant flow. And the spring (4) and couplers (5) move the protective-guiding device (3) downward by the amount of preload of the removable head by the internals of the nuclear reactor.
Теплоноситель поступает в тепловыделяющую сборку снизу и, сняв тепловую энергию с пучка тепловыделяющих элементов (21), выходит через защитно-направляющее устройство (3) съемной головки. При этом на элементах съемной головки, в особенности на защитно-направляющем устройстве (3), создаются выталкивающие усилия от перепада давления на данных элементах. Этим выталкивающим усилиям противодействует по крайней мере только одна пружина (4). Однако при отдельных переходных режимах эксплуатации ядерного реактора в зависимости от расхода теплоносителя соотношение усилия пружины (4) и суммарного выталкивающего усилия на защитно-направляющем устройстве (3) может меняться, в результате чего указанное защитно-направляющее устройство (3) может подвергнуться вибрации. Так как поперечное сечение гильз (17) значительно меньше площади защитно-направляющего устройства (3), то на гильзах (17) реализуются значительно меньшие гидродинамические усилия со стороны теплоносителя. Пружины (16) обеспечивают при этом достаточное усилие для полного отсутствия перемещения гильз (17) относительно цанг (11), чем исключается возможность фреттинг-износа цанг (11). The coolant enters the fuel assembly from below and, having removed thermal energy from the beam of fuel elements (21), leaves through the protective-guiding device (3) of the removable head. In this case, on the elements of the removable head, in particular on the protective-guiding device (3), buoyancy forces are created from the pressure drop on these elements. At least one spring (4) counteracts these pushing forces. However, with individual transient operating conditions of a nuclear reactor, depending on the flow rate of the coolant, the ratio of the spring force (4) and the total buoyant force on the protective-guiding device (3) may change, as a result of which the specified protective-guiding device (3) may undergo vibration. Since the cross section of the sleeves (17) is much smaller than the area of the protective-guiding device (3), significantly less hydrodynamic forces from the coolant side are realized on the sleeves (17). The springs (16) provide sufficient force for the complete absence of movement of the sleeves (17) relative to the collets (11), which excludes the possibility of fretting wear of the collets (11).
Для демонтажа съемной головки может быть использовано приспособление, описанное в [1], которое поднимает переходную плиту (3). Поднимаясь, переходная плита (3) упирается в радиальные выступы (14) опорных элементов (15) и перемещает их вместе с гильзами (17) вверх, сжимая при этом пружины (4) и (16). Перемещение гильз (17) переходной плитой (3) осуществляется на высоту, достаточную для освобождения цанг (11) от блокирования. После этого подъемом съемной головки цанги (11) выводятся из зацепления с буртами (12) направляющих каналов (1) и головка может быть снята с тепловыделяющей сборки. Стяжки (5) обеспечивают сохранение целостности съемной головки в демонтированном состоянии, то есть удерживают переходную плиту (3) на съемной головке. To dismantle the removable head, the device described in [1] can be used, which raises the adapter plate (3). Rising, the adapter plate (3) abuts against the radial protrusions (14) of the support elements (15) and moves them together with the sleeves (17) upward, compressing the springs (4) and (16). The sleeves (17) are moved by the adapter plate (3) to a height sufficient to release the collets (11) from blocking. After that, by lifting the removable head, the collets (11) are disengaged from the collars (12) of the guide channels (1) and the head can be removed from the fuel assembly. Ties (5) ensure the integrity of the removable head in the dismantled state, that is, hold the adapter plate (3) on the removable head.
При ослаблении поджатая пружин (4) и (16) указанным приспособлением переходная плита (3), а также опорные элементы (15) с гильзами (17) под действием пружин (4) и (16) перемещаются вниз и блокируют цанги (12) в положении зацепления за бурты (2) направляющих каналов (1). When loosening the preloaded springs (4) and (16) with the indicated device, the adapter plate (3), as well as supporting elements (15) with sleeves (17), under the action of the springs (4) and (16) move down and block the collets (12) in the position of the engagement behind the collars (2) of the guide channels (1).
Работа съемной головки по п.2 осуществляется аналогичным образом, за исключением следующего. The work of the removable head according to
Установленная в ядерный реактор тепловыделяющая сборка со съемной головкой поджимается внутрикорпусными устройствами ядерного реактора таким образом, что пружины (4) и (16) получают дополнительную упругую рабочую деформацию. При этом усилие, удерживающее блокирующие элементы - гильзы (17) - от всплытия, увеличиваются, обеспечивая надежное удержание блокирующих элементов - гильз (17) и направляющих втулок (6) от всплытия в потоке теплоносителя. А пружина (4) обеспечивает усиленное прижатие защитно-направляющего устройства (3) через упорный элемент в виде втулки (18) к торцу направляющего канала (19). A fuel assembly with a detachable head installed in a nuclear reactor is pressed by the internals of the nuclear reactor so that the springs (4) and (16) receive additional elastic working deformation. In this case, the force that keeps the blocking elements - sleeves (17) - from rising, increases, providing reliable retention of the blocking elements - sleeves (17) and guide bushings (6) from the ascent in the coolant flow. And the spring (4) provides enhanced pressing of the protective-guiding device (3) through the stop element in the form of a sleeve (18) to the end of the guide channel (19).
Аксиальный зазор (20) между радиальными выступами (14) опорного элемента (15) и защитно-направляющим устройством (3) обеспечивает компенсацию неравномерности температурных, радиационных и деформационных удлинений направляющих каналов (1) и (19). Так, если, например, удлинение одного из направляющих каналов (1) в процессе эксплуатации (из-за флуктуации физических свойств конструкционного материала, локального изменения температуры и т.п.) происходит меньше удлинения других направляющих каналов (1) или (19), то величина аксиального зазора (20) уменьшается с сохранением передачи усилия пружины (16) на данный направляющий канал (1), но не достигает нулевого значения, при котором усилие от пружины (16) снимется с данного направляющего канала (1) и передается через защитно-направляющее устройство (3) на направляющий канал (19). В случае же опережающего удлинения данного направляющего канала (1) относительно других направляющих каналов (1) и (19) аксиальный зазор (20) будет просто увеличиваться, не изменяя схему передачи усилий пружин (16) и (4) соответственно на направляющие каналы (1) и (19). Такая независимая компенсация возможных разных по величине удлинений направляющих каналов (1) и (19) не приводит к перегрузке избыточным усилием и изгибам направляющих каналов (1) и тепловыделяющей сборки в целом. Опирание защитно-направляющего устройства (3) через упорную втулку (18) на направляющий канал (19) обеспечивает независимость величины аксиального зазора (20) от степени прижатия прижимной плиты (2) внутрикорпусными устройствами реактора, а также обеспечивает меньшую габаритную длину тепловыделяющей сборки в неподжатом состоянии относительно прототипа. The axial clearance (20) between the radial protrusions (14) of the support element (15) and the protective-guiding device (3) compensates for the unevenness of the temperature, radiation and deformation extensions of the guide channels (1) and (19). So, if, for example, the elongation of one of the guide channels (1) during operation (due to fluctuations in the physical properties of the structural material, local temperature changes, etc.) is less than the elongation of the other guide channels (1) or (19), then the value of the axial clearance (20) decreases while maintaining the transmission of the spring force (16) to the given guide channel (1), but does not reach a zero value at which the force from the spring (16) is removed from this guide channel (1) and transmitted through the protective guiding device (3) to the guide channel (19). In the case of advanced extension of this guide channel (1) relative to other guide channels (1) and (19), the axial clearance (20) will simply increase without changing the transmission pattern of the springs (16) and (4), respectively, to the guide channels (1 ) and (19). Such independent compensation of possible different lengths of guide channels (1) and (19) does not lead to overload by excessive force and bending of the guide channels (1) and the fuel assembly as a whole. The support of the protective-guiding device (3) through the thrust sleeve (18) to the guiding channel (19) ensures that the axial clearance (20) is independent of the degree of pressing of the pressure plate (2) by the reactor internals and also provides a shorter overall length of the fuel assembly condition relative to the prototype.
Защита пучка тепловыделяющих элементов (21) от контакта с загружаемыми в ядерный реактор и отклонившимися от правильного положения соседними тепловыделяющими сборками со съемными головками по п.1 и п.2 может осуществляться путем отвода их закрепленными на переходной плите (3) защитными направляющими (22), которые могут быть выполнены, например, в виде конической обечайки или наклонных ребер. The beam of fuel elements (21) can be protected from contact with neighboring fuel assemblies loaded in the nuclear reactor and deviated from the correct position with removable heads according to
Работа съемной головки по п.3 осуществляется аналогичным образом, за исключением следующего. The operation of the removable head according to
Установленная в ядерный реактор тепловыделяющая сборка со съемной головкой поджимается внутрикорпусными устройствами ядерного реактора таким образом, что пружины (4) и (16) получают дополнительную упругую рабочую деформацию. При этом усилие, удерживающее блокирующие элементы - гильзы (17) - от всплытия, увеличиваются, обеспечивая надежное удержание блокирующих элементов - гильз (17) и направляющих втулок (6) от всплытия в потоке теплоносителя. А пружина (4) обеспечивает усиленное прижатие защитно-направляющего устройства (3) к упору (24), выполненному по крайней мере на одной из гильз (17). A fuel assembly with a detachable head installed in a nuclear reactor is pressed by the internals of the nuclear reactor so that the springs (4) and (16) receive additional elastic working deformation. In this case, the force that keeps the blocking elements - sleeves (17) - from rising, increases, providing reliable retention of the blocking elements - sleeves (17) and guide bushings (6) from the ascent in the coolant flow. And the spring (4) provides enhanced pressing of the protective-guiding device (3) to the stop (24), made on at least one of the sleeves (17).
Аксиальный зазор (20) между радиальными выступами (14) опорного элемента (15) и защитно-направляющим устройством (3) обеспечивает компенсацию неравномерности температурных, радиационных и деформационных удлинений направляющих каналов (1). Так, если, например, удлинение одного из направляющих каналов (1) в процессе эксплуатации (из-за флуктуации физических свойств конструкционного материала, локального изменения температуры и т.п.) происходит меньше удлинения других направляющих каналов (1), то величина аксиального зазора (20) уменьшается с сохранением передачи усилия пружины (16) на данный направляющий канал (1), но не достигает нулевого значения, при котором усилие от пружины (16) снимется с данного направляющего канала (1) и передастся через защитно-направляющее устройство (3) и гильзу (17) с упором (24) на по крайней мере один направляющий канал (1). В случае же опережающего удлинения данного направляющего канала (1) относительно других направляющих каналов (1) и (19) аксиальный зазор (20) будет просто увеличиваться, не изменяя схему передачи усилий пружин (16) и (4) соответственно на направляющие каналы (1) и (19). Такая независимая компенсация возможных разных по величине удлинений направляющих каналов (1) и (19) не приводит к перегрузке избыточным усилием и изгибам направляющих каналов (1) и тепловыделяющей сборки в целом. Опирание защитно-направляющего устройства (3) через гильзу (17) с упором (18) на по крайней мере один направляющий канал (1) обеспечивает независимость величины аксиального зазора (20) от степени прижатия прижимной плиты (2) внутрикорпусными устройствами реактора, а также обеспечивает меньшую габаритную длину тепловыделяющей сборки в неподжатом состоянии относительно прототипа. The axial clearance (20) between the radial protrusions (14) of the support element (15) and the protective-guiding device (3) compensates for the unevenness of the temperature, radiation and deformation extensions of the guide channels (1). So, if, for example, the lengthening of one of the guide channels (1) during operation (due to fluctuations in the physical properties of the structural material, local temperature changes, etc.) is less than the elongation of the other guide channels (1), then the axial clearance (20) decreases while maintaining the transfer of spring force (16) to a given guide channel (1), but does not reach a zero value at which the force from the spring (16) is removed from this guide channel (1) and transmitted through the protective-guiding device ( 3) and g lzu (17) with a stop (24) on at least one guide channel (1). In the case of advanced extension of this guide channel (1) relative to other guide channels (1) and (19), the axial clearance (20) will simply increase without changing the transmission pattern of the springs (16) and (4), respectively, to the guide channels (1 ) and (19). Such independent compensation of possible different lengths of guide channels (1) and (19) does not lead to overload by excessive force and bending of the guide channels (1) and the fuel assembly as a whole. The support of the protective-guiding device (3) through the sleeve (17) with the emphasis (18) on at least one guiding channel (1) ensures that the axial clearance (20) is independent of the degree of pressing of the pressure plate (2) by the reactor internals, as well as provides a smaller overall length of the fuel Assembly in an unstressed condition relative to the prototype.
Таким образом, предлагаемые решения по устройству съемной головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора обладают существенными отличиями и техническими преимуществами по сравнению с прототипом. Внедрением предлагаемых решений достигается повышение надежности тепловыделяющей сборки за счет исключения вероятности фреттинг-износа ее элементов. Предложенное устройство съемной головки обеспечивает компенсацию разности температурных, радиационных и деформационных удлинений направляющих каналов. Указанная компенсация исключает искривление направляющих каналов и тепловыделяющей сборки в целом из-за неравномерных удлинений направляющих каналов и тепловыделяющей сборки в целом в процессе эксплуатации. Кроме того, обеспечивается возможность контроля величины аксиальных зазоров между радиальными выступами опорных элементов и защитно-направляющим устройством, что важно для обеспечения надежности работы тепловыделяющей сборки. Thus, the proposed solutions for the installation of a removable head fuel assembly of a nuclear reactor have significant differences and technical advantages compared with the prototype. By implementing the proposed solutions, an increase in the reliability of the fuel assembly is achieved by eliminating the likelihood of fretting wear of its elements. The proposed device removable head provides compensation for the difference in temperature, radiation and deformation of the elongation of the guide channels. The specified compensation eliminates the curvature of the guide channels and the fuel assembly as a whole due to uneven elongations of the guide channels and the fuel assembly as a whole during operation. In addition, it is possible to control the magnitude of the axial gaps between the radial protrusions of the support elements and the protective-guiding device, which is important to ensure the reliability of the fuel assembly.
Экономическая эффективность применения предлагаемого изобретения определяется повышением безопасности ядерного реактора за счет исключения причин вероятных отказов тепловыделяющей сборки, а также возможностью увеличить загрузку топлива путем замены по крайней мере одного направляющего канала, служившего в прототипе опорой для защитно-направляющего устройства, на дополнительный тепловыделяющий элемент. The economic efficiency of the application of the invention is determined by improving the safety of a nuclear reactor by eliminating the causes of possible failures of the fuel assembly, as well as by the ability to increase fuel loading by replacing at least one guide channel, which served as a support for the protective guide device in the prototype, with an additional fuel element.
Наиболее целесообразно предложенные решения использовать для эксплуатации на водо-водяных ядерных энергетических реакторах. It is most expedient to use the proposed solutions for operation in water-cooled nuclear power reactors.
Источники информации
[1] - Патент РФ 2075118, МКИ G 21 C 3/32.Sources of information
[1] - RF Patent 2075118, MKI G 21
[2] - Патент РФ 2079171, МКИ G 21 C 3/32, 3/335. [2] - RF Patent 2079171, MKI G 21
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001127473/06A RU2212065C2 (en) | 2001-10-09 | 2001-10-09 | Removable top nozzle of nuclear-reactor fuel assembly (alternatives) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001127473/06A RU2212065C2 (en) | 2001-10-09 | 2001-10-09 | Removable top nozzle of nuclear-reactor fuel assembly (alternatives) |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2001127473A RU2001127473A (en) | 2003-06-10 |
| RU2212065C2 true RU2212065C2 (en) | 2003-09-10 |
Family
ID=29776985
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001127473/06A RU2212065C2 (en) | 2001-10-09 | 2001-10-09 | Removable top nozzle of nuclear-reactor fuel assembly (alternatives) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2212065C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2686662C1 (en) * | 2018-08-23 | 2019-04-30 | Акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" | Nuclear reactor fuel assembly |
| WO2021118381A1 (en) * | 2019-12-09 | 2021-06-17 | Алексей Александрович КАЗАРЦЕВ | Front-wheel drive trike with tilting suspension for two rear wheels |
-
2001
- 2001-10-09 RU RU2001127473/06A patent/RU2212065C2/en active IP Right Revival
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2686662C1 (en) * | 2018-08-23 | 2019-04-30 | Акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" | Nuclear reactor fuel assembly |
| WO2020040657A1 (en) * | 2018-08-23 | 2020-02-27 | Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс" | Nuclear reactor fuel assembly |
| CN112243486A (en) * | 2018-08-23 | 2021-01-19 | 获劳动红旗勋章和Czsr劳动勋章的水压试验设计院联合股份公司 | Nuclear reactor fuel assembly |
| KR20210008859A (en) * | 2018-08-23 | 2021-01-25 | 조인트 스탁 컴퍼니 “익스페리멘탈 앤드 디자인 오가니제이션 “기드로프레스” 어워디드 디 오더 오브 더 레드 배너 오브 레이버 앤드 씨지에스알 오더 오브 레이버” | Reactor fuel assembly |
| JP2021531451A (en) * | 2018-08-23 | 2021-11-18 | ジョイント・ストック・カンパニー エクスペリメンタル アンド デザイン オーガナイゼーション 「ギドロプレス」 アワーデッド ジ オーダー オブ ザ レッド バナー オブ レイバー アンド シーゼットエスアール オーダー オブ レイバー | Reactor fuel assembly |
| KR102482187B1 (en) | 2018-08-23 | 2022-12-29 | 조인트 스탁 컴퍼니 “익스페리멘탈 앤드 디자인 오가니제이션 “기드로프레스” 어워디드 디 오더 오브 더 레드 배너 오브 레이버 앤드 씨지에스알 오더 오브 레이버” | nuclear reactor fuel assembly |
| WO2021118381A1 (en) * | 2019-12-09 | 2021-06-17 | Алексей Александрович КАЗАРЦЕВ | Front-wheel drive trike with tilting suspension for two rear wheels |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3971575A (en) | Releasable locking device | |
| JPS62177487A (en) | Nuclear fuel aggregate with coolant guide tube having large diameter | |
| JPS6238389A (en) | Nuclear fuel aggregate | |
| EP0240335A2 (en) | Pressurized water reactor having improved calandria assembly | |
| CA1070861A (en) | Device to accept axial forces occurring on fuel assemblies during the operation of nuclear reactors | |
| RU2212065C2 (en) | Removable top nozzle of nuclear-reactor fuel assembly (alternatives) | |
| US5183628A (en) | Nuclear reactor internals with cluster guides | |
| RU2325715C2 (en) | Removable head of nuclear reactor fuel assembly | |
| KR100305385B1 (en) | Nuclear Reactor Fuel Assemblies and Arrays for Supporting Fuel Assemblies | |
| US6343107B1 (en) | Shroud repair apparatus | |
| US4937039A (en) | Four pin mounting system for nuclear reactor control rod guide tubes | |
| US20040052325A1 (en) | Jet pump set screw wedge | |
| JPH0566993B2 (en) | ||
| US5538381A (en) | Mechanism for coupling a member to a circular hole in a metal plate | |
| JPH08166479A (en) | Lower tie plate assembly for nuclear reactor and fuel bundleand lower tie plate assembly for nuclear reactor | |
| EP1806753B1 (en) | Device for stabilizing a steam dryer assembly in a nuclear reactor pressure vessel | |
| US3793142A (en) | Nuclear reactor having means for clamping a steam treating unit | |
| US20130272477A1 (en) | Pressurized Water Reactor with Skirted Lower End Fitting and Filter Plate | |
| EP0117073B1 (en) | Reducing vibrational damage to nuclear fuel rods | |
| RU2079171C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
| US5002722A (en) | Nuclear fuel assembly with coolant flow fractionation | |
| RU2221289C2 (en) | Removable top nozzle of nuclear reactor (alternatives) | |
| US4517927A (en) | Steam generator for liquid metal fast breeder reactor | |
| RU2248051C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
| RU2419899C1 (en) | Fuel assembly of nuclear reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20051010 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20080220 |
|
| HK4A | Changes in a published invention | ||
| PD4A | Correction of name of patent owner |