RU2255384C2 - Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor - Google Patents
Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2255384C2 RU2255384C2 RU2003115890/06A RU2003115890A RU2255384C2 RU 2255384 C2 RU2255384 C2 RU 2255384C2 RU 2003115890/06 A RU2003115890/06 A RU 2003115890/06A RU 2003115890 A RU2003115890 A RU 2003115890A RU 2255384 C2 RU2255384 C2 RU 2255384C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel assemblies
- profile
- symmetrical
- fuel
- nuclear
- 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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано на предприятиях, занятых сборкой из тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок, преимущественно для ядерных водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000. В настоящее время идет широкое внедрение дистанционирующих решеток для тепловыделяющих сборок из циркониевых сплавов, перспективных по механическим свойствам, радиационному росту и релаксационным характеристикам для повышения выработки энергии (см. Атомная техника за рубежом, 1990 г., № 4, стр.3-5). В процессе изготовления дистанционирующих решеток осуществляют набор и точечную сварку фигурных ячеек из сплава циркония между собой с образованием поля фигурных ячеек, ввод набранного поля фигурных ячеек в шестигранный обод из сплава циркония и закрепления в нем (см. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1, под ред. Ф.Г.Решетникова, Энергоатомиздат, 1995 г., стр.198).The invention relates to nuclear energy and can be used at enterprises engaged in the assembly of fuel assemblies from fuel elements, mainly for nuclear water-cooled power reactors of the WWER-1000 type. At present, there is a widespread introduction of spacer grids for fuel assemblies made of zirconium alloys, promising in mechanical properties, radiation growth, and relaxation characteristics to increase energy production (see Nuclear Technology Abroad, 1990, No. 4, pp. 3-5) . In the process of manufacturing spacer grids, set and spot welding of curly cells from a zirconium alloy with each other with the formation of a field of curly cells, entering the typed field of curly cells into a hexagonal rim from a zirconium alloy and fixing it (see Development, production and operation of fuel elements of
Согласно требованиям, предъявляемым к тепловыделяющим сборкам по геометрическим размерам дистанционирующие решетки, а их в тепловыделяющей сборке пятнадцать, расположенных по длине тепловыделяющей сборки через 250 мм каждая, должны быть выполнены по граням строго “под ключ”, т.е. 234 мм (см. там же стр.184-185).According to the requirements for the fuel assemblies in geometrical dimensions, the spacer grids, and there are fifteen of them in the fuel assembly located along the length of the fuel assembly through 250 mm each, must be made on strictly “turnkey” faces, i.e. 234 mm (see ibid., Pp. 184-185).
Известно, что активная зона ядерного реактора ВВЭР-1000 набирается из сравнительно плотно упакованных тепловыделяющих сборок, в которых размещены тепловыделяющие элементы с ядерным топливом с зазором в активной зоне ядерного реактора между тепловыделяющими сборками 2 мм, который необходим только для свободной установки и выемки их в процессе перегрузки (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.31).It is known that the core of a VVER-1000 nuclear reactor is composed of relatively tightly packed fuel assemblies that contain fuel elements with nuclear fuel with a gap of 2 mm between the fuel assemblies in the core of a nuclear reactor, which is necessary only for free installation and removal during the process overload (see B. A. Dementiev. Nuclear power reactors. M., Energoatomizdat, 1990, p. 31).
Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому эффекту является тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора (см. патент Российской Федерации RU 2163036, МПК 7 G 21C 3/34, 21/00, от 05.04.1999, опубл. 10.02.2001), включающая пучок тепловыделяющих элементов, установленных вертикально в каркасе из дистанционирующих решеток, закрепленных на трубчатых каналах, хвостовик и съемную головку, где каждая дистанционирующая решетка собрана из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках, скрепленных снаружи ободом из составных частей и образующих каналы для теплоносителя между тепловыделяющими элементами и стенками ячеек, между ячейками и между периферийными ячейками и ободом, снабженным отбойниками теплоносителя. Известно, что фигурные ячейки из сплава циркония, изготавливаемые из тонкостенных трубок, имеют колебания как по толщине стенок, так и по диаметру в соответствии с ТУ. Это приводит к тому, что набранное сваренное между собой поле ячеек при сварке периферийных ячеек к составным частям обода либо вогнет грань обода в сторону поля ячеек, либо выгнет грань обода во внешнюю сторону от поля ячеек, и то и другое нежелательно, так как вогнутая грань обода во внутрь поля ячеек увеличивает в активной зоне ядерного реактора зазор между соседними тепловыделяющими сборками, либо сужает этот зазор, но при этом грани обода в области углов практически не меняют свой размер при сборке дистанционирующей решетки и сварке обода к периферийным ячейкам.The closest in technical essence and the achieved effect is a fuel assembly of a nuclear water-water power reactor (see patent of the Russian Federation RU 2163036, IPC 7 G
При работе ядерного реактора повышенный зазор между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора может вызвать деформацию тепловыделяющей сборки в этом направлении под воздействием температурных градиентов и других обстоятельств, характерных для ядерного реактора (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.151). Значительные отклонения от нормальных режимов работы приводят к дополнительным, иногда весьма большим динамическим нагрузкам, вследствие чего могут разрушиться отдельные элементы внутрикорпусных устройств и деформироваться пучки тепловыделяющих элементов (см. там же стр.281). Деформирование пучков тепловыделяющих элементов может распространиться и на каналы направляющие, что может вызвать заклинивание в них стержней управления и защиты (см. патент RU 2124238, раздел 3) и привести к аварийной ситуации.When a nuclear reactor is operating, an increased gap between the fuel assemblies in the core of a nuclear reactor can cause the fuel assembly to deform in this direction under the influence of temperature gradients and other circumstances characteristic of a nuclear reactor (see B. A. Dementyev. Nuclear power reactors. M., Energoatomizdat, 1990, p. 151). Significant deviations from normal operating conditions lead to additional, sometimes very large dynamic loads, as a result of which individual elements of the internals can be destroyed and bundles of fuel elements can be deformed (see also p. 281). The deformation of the bundles of fuel elements can also extend to the guide channels, which can cause jamming of the control and protection rods in them (see patent RU 2124238, section 3) and lead to an emergency.
В известной активной зоне ядерного водо-водяного энергетического реактора, содержащей нижнюю опорную решетку, на которую установлены тепловыделяющие сборки, образующие активную зону, дистанционированные сверху перфорированной обечайкой блока защитных труб, где каждая из тепловыделяющих сборок содержит головку, хвостовик, пучок тепловыделяющих элементов, размещенных в дистанционирующих решетках, стянутых ободами, размер “под ключ” по граням которых меньше шага размещения тепловыделяющих сборок в нижней опорной решетке на величину монтажного зазора (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы, 2-е издание. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.42, рис.2.11). Монтажный зазор между тепловыделяющими сборками составляет 2 мм (см. Б.А.Дементьев, стр.31). Дистанционирующие решетки тепловыделяющих сборок, устанавливаемых в активную зону ядерного водо-водяного энергетического реактора, имеют повторяющийся недостаток по вогнутости или выгнутости граней обода, что искажает размер “под ключ” при неизменяющемся размере граней, примыкающих к углам обода. Зазоры, образованные вогнутостью граней ободов, суммируясь и перераспределяясь при изгибах тепловыделяющих сборок в процессе эксплуатации, создают предпосылку повышенных прогибов тепловыделяющих сборок.In the well-known active zone of a nuclear water-water power reactor containing a lower support grid, on which fuel assemblies are installed that form an active zone spaced apart from above by a perforated shell of the protective tube unit, where each of the fuel assemblies contains a head, a shank, a bundle of fuel elements placed in spacing grids tightened by rims, the “turnkey” size along the edges of which is less than the step of placing fuel assemblies in the lower support grid by an amount mounting gap (see B. A. Dementyev. Nuclear power reactors, 2nd edition. M., Energoatomizdat, 1990, p. 42, Fig. 2.11). The mounting gap between the fuel assemblies is 2 mm (see B.A. Dementiev, p. 31). Remote lattices of fuel assemblies installed in the active zone of a nuclear water-water power reactor have a repeated lack of concavity or curvature of the rim faces, which distorts the “turn-key” size with an unchanged size of faces adjacent to the corners of the rim. The gaps formed by the concavity of the rim faces, summing up and redistributing during bending of the fuel assemblies during operation, create the prerequisite for increased deflections of the fuel assemblies.
Образование повышенных зазоров между тепловыделяющими сборками приводит к локальному повышению количества замедлителя (воды), в результате чего в ближайших тепловыделяющих элементах тепловыделяющих сборок энерговыделение повысится сверх значений, допустимых по условиям надежного охлаждения.The formation of increased gaps between the fuel assemblies leads to a local increase in the amount of moderator (water), as a result of which the energy release in the nearest fuel elements of the fuel assemblies will increase above the values allowed under reliable cooling conditions.
Как уже указывалось выше повышенный зазор между тепловыделяющими сборками может вызвать деформацию тепловыделяющей сборки в этом направлении и возможна деформация как пучков тепловыделяющих элементов, так и каналов направляющих с заклиниванием в них стержней управления и защиты.As already mentioned above, an increased gap between the fuel assemblies can cause deformation of the fuel assembly in this direction and deformation of both bundles of fuel elements and guide channels with jammed control and protection rods in them is possible.
Технической задачей изобретения является повышение надежности и безопасности работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и дистанционирования тепловыделяющих сборок в активной зоне относительно друг друга.An object of the invention is to increase the reliability and safety of a nuclear pressurized water reactor by reducing the unevenness of energy release in the core, reducing the resistance forces during emergency entry of the protection and control rods and spacing the fuel assemblies in the core relative to each other.
Эта техническая задача решается тем, что в тепловыделяющей сборке, содержащей головку, хвостовик и пучок тепловыделяющих элементов, размещенных в дистанционирующих решетках, стянутых ободами, согласно изобретению на дистанционирующих решетках тепловыделяющей сборки на каждой грани в местах, примыкающих к углам обода, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра с размером “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам, равным суммарному размеру “под ключ” по граням обода дистанционирующей решетки и суммарной высоте двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер, равной половине монтажного зазора между тепловыделяющими сборками, устанавливаемыми в активную зону ядерного водо-водяного энергетического реактора, определяемым по формулам:This technical problem is solved in that in a fuel assembly comprising a head, a shank and a bundle of fuel elements located in the spacer grids tightened by the rims, according to the invention, on the spacer grids of the fuel assembly on each face at the points adjacent to the corners of the rim, profile with symmetrical rounding support ribs with a “turnkey” dimension along the profile ribs with symmetrical rounding support ribs equal to the total “turnkey” size along the edges of the rim th grating and the total height profile with two symmetrical arcuate bearing ribs, equal to half the mounting gap between fuel assemblies to be installed in nuclear VVER active zone defined by the formulas:
2Н=Lм.з.,2H = L m .,
Кр=Кг+2Н,K p = K g + 2H,
где Кг - размер “под ключ” по граням обода дистанционирующей решетки,where K g - the size of "turnkey" along the faces of the rim of the spacer grid,
Lм.з. - величина монтажного зазора между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора,L M.Z. - the size of the mounting gap between the fuel assemblies in the active zone of a nuclear reactor,
Кр - размер “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам,To p - the size of the "turnkey" profile with symmetrical curvature of the support ribs,
2Н - суммарная высота двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер.2H - the total height of two profile with symmetrical curves of the supporting ribs.
Другими отличиями являются: выполнение на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток профильных с симметричными закруглениями опорных ребер, наклонными под углом к горизонтальной оси α=5-85°, образующих проекцию “X” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток, тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора; выполнение на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток профильных с симметричными закруглениями опорных ребер в виде чередующихся на каждой грани углов с раствором вверх и вниз, образующих проекцию “ХХ” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.Other differences are: the implementation on the faces adjacent to the corners of the rims of the spacing grids profile with symmetrical curves of the support ribs, inclined at an angle to the horizontal axis α = 5-85 °, forming a projection “X” on the vertical plane when combining two faces of the rims of the adjacent spacing grids fuel assemblies in the core of a nuclear reactor; the implementation on the faces adjacent to the corners of the rims of the spacing grids profile with symmetrical curves of the support ribs in the form of alternating angles on each face with the solution up and down, forming a projection “XX” on a vertical plane when combining two faces of the rims of adjacent spacing grids of fuel assemblies in the active zone nuclear reactor.
Такое выполнение профильных с симметричными закруглениями опорных ребер на гранях, примыкающих к углам обода дистанционирующей решетки позволит повысить надежность и безопасность работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и за счет дистанционирования тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора при сохранении каналов протока теплоносителя между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора, монтажного зазора между тепловыделяющими сборками и уменьшенного монтажного зазора между профильными с симметричными закруглениями опорными ребрами каждой грани дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.Such a design of support ribs profile with symmetrical curvatures on faces adjacent to the corners of the rim of the spacer grid will improve the reliability and safety of the nuclear water-water power reactor by reducing the unevenness of energy release in the core, reducing the resistance forces during emergency entry of protection and control rods and due to the spacing of fuel assemblies in the core of a nuclear reactor while maintaining the channels of the coolant flow between the fuel and assemblies in the core of a nuclear reactor, the mounting gap between the fuel assemblies and the reduced mounting gap between the profile with symmetrical curvature support ribs of each face of the spacer grids of the fuel assemblies in the core of the nuclear reactor.
На чертежах представлена тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора, где:The drawings show a fuel assembly of a nuclear pressurized water reactor, where:
на фиг.1 - тепловыделяющая сборка;figure 1 - fuel assembly;
на фиг.2 - продольный разрез реактора с тепловыделяющими сборками;figure 2 is a longitudinal section of a reactor with fuel assemblies;
на фиг.3 - поперечное сечение тепловыделяющих сборок в активной зоне;figure 3 is a cross section of fuel assemblies in the active zone;
на фиг.4 - проекция “X” профильных с симметричными закруглениями опорных ребер при стыковке двух граней ободов дистанционирующих решеток;figure 4 - projection “X” profile with symmetrical rounding of the support ribs when joining two faces of the rims of the spacing grids;
на фиг.5 - проекция “ХХ” профильных с симметричными закруглениями опорных ребер при стыковке двух граней ободов дистанционирующих решеток.figure 5 is a projection of "XX" profile with symmetrical curvature of the supporting ribs when joining two faces of the rims of the spacing grids.
Активная зона ядерного водо-водяного энергетического реактора включает нижнюю опорную решетку 1, на которую установлены тепловыделяющие сборки 2, образующие активную зону 3, дистанционируемые сверху перфорированной обечайкой блока защитных труб 4, где каждая из тепловыделяющих сборок 2 содержит головку 5, хвостовик 6, пучок тепловыделяющих элементов 7, установленных в дистанционирующих решетках 8, стянутых ободами 9. Размер “под ключ” по граням 10 ободов 9 “Кг” меньше шага L размещения тепловыделяющих сборок 2 в нижней опорной решетке 1 на величину Lм.з. монтажного зазораThe active zone of a nuclear water-water power reactor includes a
Кг=L-Lм.з. K g = LL m.s.
На дистанционирующих решетках 8 тепловыделяющих сборок 2 на каждой грани 10 в местах, примыкающих к углам 11, выполнены под углом 5-85° к горизонтальной оси профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12 с размером “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам 12 “Кр”, равным суммарному размеру “под ключ” по граням 10 обода 9 дистанционирующей решетки 8 “Кг” и суммарной высоте 2Н - двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер 12, равных половине монтажного зазора Lм.з. между тепловыделяющими сборками 2, устанавливаемыми в активную зону 3 ядерного водо-водяного энергетического реактора.On the
2Н=Lм.з.,2H = L M.Z. ,
Кр=Кг+2Н.K p = K g + 2H.
Выполненные на гранях 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 профильные с симметричными закруглениями ребра 12 позволят дистанционировать тепловыделяющие сборки по всей их высоте в активной зоне ядерного реактора и решить поставленную техническую задачу по повышению надежности и безопасности работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и за счет дистанционирования тепловыделяющих сборок по всей их высоте в активной зоне ядерного реактора при сохранении каналов протока теплоносителя между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора.Performed on the faces of 10
Выполнение на гранях 10, примыкающих к углам 11 ободов 9, профильных с симметричными закруглениями опорных ребер 12 в виде чередующихся на каждой грани углов 13 с раствором вверх и вниз, образующих проекцию “ХХ” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней 10 ободов 9 соседних дистанционирующих решеток 8 тепловыделяющих сборок 2 в активной зоне 3 ядерного реактора, позволит при изготовлении дистанционирующих решеток 8 исключить ориентирование ободов 9 в зависимости от направления углов 13 опорных ребер 12, а при размещении тепловыделяющих сборок 2 в активной зоне 3 ядерного реактора надежно дистанционировать тепловыделяющие сборки 2 относительно друг друга без их разворота и смещения.The execution on the
Ядерный реактор включает подвешенные к приводам 14 стержни 15 управления и защиты, входящие в каналы 16 направляющие тепловыделяющих сборок 2, патрубки 17 ввода теплоносителя и патрубки 18 вывода теплоносителя из корпуса 19 ядерного реактора.The nuclear reactor includes control and
Активная зона ядерного реактора работает следующим образом. При установке тепловыделяющих сборок 2 на нижнюю опорную решетку 1 в активной зоне 3 профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12, выполненные под углом 5-85° к горизонтальной оси, образуют проекцию “X” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 тепловыделяющих сборок 2, а профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12, выполненные в виде углов 13, чередующихся на каждой грани 10, примыкающей к углам 11 обода 9 с углами раствора вверх и вниз, образуют проекцию на вертикальную плоскость “ХХ” при совмещении двух граней 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 по всей высоте тепловыделяющих сборок 2 и исключают возможный прогиб тепловыделяющих сборок 2 до начала контакта со смежными тепловыделяющими сборками 2. При этом размер “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам 12The core of a nuclear reactor operates as follows. When the fuel assemblies 2 are installed on the
“Кр”=Кг+2Н, где“K p ” = K g + 2H, where
2Н=Lм.з., а Кг=L-Lм.з., т.е.2H = L M.Z. , and K g = LL m.s. , i.e.
2Н=×2; Н=0,5, Кг=234 мм2H = × 2; H = 0.5, K g = 234 mm
Кр=234+2×0,5; Кр=235 мм.K p = 234 + 2 × 0.5; To p = 235 mm.
Тепловыделяющие сборки 2 в активной зоне 3 дистанционируются сверху перфорированной обечайкой с блоком защитных труб 4, а тепловыделяющие сборки 2, содержащие головку 5, хвостовик 6, пучок тепловыделяющих элементов 7, дистанционируются между собой профильными с симметричными закруглениями опорными ребрами 12 или опорными ребрами в виде углов 13.The fuel assemblies 2 in the
Стержни 15 управления защиты с приводами 14, входящие в каналы 16 направляющие тепловыделяющих сборок 2, размещают в верхнем положении и через патрубки 17 подают теплоноситель, а через патрубки 18 из корпуса 19 теплоноситель выводят.The
Принято решение выполнения профильных с симметричными закруглениями опорных ребер на дистанционирующих решетках тепловыделяющих сборок и использования их в ядерном реакторе.A decision has been made to carry out support ribs with symmetrical curves on spacing grids of fuel assemblies and to use them in a nuclear reactor.
Claims (3)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2003115890/06A RU2255384C2 (en) | 2003-05-27 | 2003-05-27 | Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2003115890/06A RU2255384C2 (en) | 2003-05-27 | 2003-05-27 | Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2003115890A RU2003115890A (en) | 2004-11-20 |
RU2255384C2 true RU2255384C2 (en) | 2005-06-27 |
Family
ID=35836912
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2003115890/06A RU2255384C2 (en) | 2003-05-27 | 2003-05-27 | Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2255384C2 (en) |
-
2003
- 2003-05-27 RU RU2003115890/06A patent/RU2255384C2/en active
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4749544A (en) | Thin walled channel | |
JP5469074B2 (en) | Support device for nuclear fuel plate for fissionable bundle of GFR nuclear reactor with high-temperature heat conduction gas, fissionable bundle including the support device, and nuclear fuel core assembly including the fissionable bundle | |
EP2365490B1 (en) | Split spring anti-fretting fuel rod support structure | |
RU2340019C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
JP2004509322A (en) | Spacer grid for pressurized water reactor fuel assembly | |
KR101002719B1 (en) | Spacer grid spring having a hole in the contact area with fuel rod | |
KR102413698B1 (en) | A bottom Fixture of Nuclear Fuel Assembly formed flow hole by a Aircraft Airfoil Structure forming a flow hole | |
US5787140A (en) | Handle assembly and channel for a nuclear reactor fuel bundle assembly | |
RU2255384C2 (en) | Fuel assembly of water-moderated water-cooled power reactor | |
JP5713480B2 (en) | Grid and spacer combinations used in nuclear fuel assemblies | |
JPH09504863A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
RU2462774C2 (en) | Fuel assembly for fast neutron reactor | |
CN109935348B (en) | Double-sided cooling annular fuel assembly with peripheral protection structure | |
US3798125A (en) | Nuclear fuel subassembly | |
US20090052607A1 (en) | Spacer Grid for Close-Spaced Nuclear Fuel Rods | |
RU2728894C1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly (versions) | |
RU2138861C1 (en) | Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly | |
USRE34246E (en) | Thin walled channel | |
RU2410771C1 (en) | Working holder for nuclear reactor with thermal power between 1150 mw and 1700 mw (versions) | |
RU2216056C2 (en) | Fuel assembly and core of water-cooled nuclear reactor | |
RU2234752C2 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
RU2532261C1 (en) | Apparatus for spacing fuel elements | |
RU6465U1 (en) | FUEL ASSEMBLY | |
JP2009058446A (en) | Control rod for reactor and manufacturing method thereof | |
US4626405A (en) | Cruciform skeleton and water cross for a BWR fuel assembly |