RU2482557C2 - Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора - Google Patents

Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2482557C2
RU2482557C2 RU2009119170/07A RU2009119170A RU2482557C2 RU 2482557 C2 RU2482557 C2 RU 2482557C2 RU 2009119170/07 A RU2009119170/07 A RU 2009119170/07A RU 2009119170 A RU2009119170 A RU 2009119170A RU 2482557 C2 RU2482557 C2 RU 2482557C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
sleeve
fuel assembly
nuclear reactor
base plate
plate
Prior art date
Application number
RU2009119170/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2009119170A (ru
Inventor
Цзинь ЛЮ
Юнг Чунг ЛИ
Original Assignee
ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЭлЭлСи
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 ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЭлЭлСи filed Critical ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЭлЭлСи
Publication of RU2009119170A publication Critical patent/RU2009119170A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2482557C2 publication Critical patent/RU2482557C2/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • 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
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G21C3/331—Comprising hold-down means, e.g. springs
    • 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
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • 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
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G21C3/3315—Upper nozzle
    • 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)
  • Surgical Instruments (AREA)
  • Magnetic Resonance Imaging Apparatus (AREA)

Abstract

Изобретения относятся к конструкциям ядерного реактора. Удерживающая система для установленной на плите тепловыделяющей сборки, в которой образован ограниченный канал как для вставки, так и для удаления установленных в крышке корпуса ядерного реактора зафиксированных внутриреакторных детекторных контрольно-измерительных приборов, обеспечивает направленную траекторию для зафиксированного внутриреакторного детектора во время вставки и защищает кожух контрольно-измерительного прибора от поперечного потока теплоносителя. Удерживающий узел включает в себя базовую плиту, которая опирается на переходную плиту тепловыделяющей сборки и имеет отверстия, которые выровнены относительно направляющих втулок для регулирующих стержней. Полая гильза простирается через центральное отверстие и ниже центрального отверстия в базовой плите для сопряжения с втулкой для контрольно-измерительного прибора тепловыделяющей сборки. Гильза простирается над базовой плитой и через верхнюю плиту активной зоны ядерного реактора, и над верхней плитой активной зоны ядерного реактора. Удерживающая планка установлена с возможностью смещения на гильзе и удерживается ниже верхней части гильзы. Пружина расположена вокруг гильзы и удерживается между удерживающей планкой и базовой плитой. 3 н. и 16 з.п. ф-лы, 7 ил.

Description

1. Область техники, к которой относится изобретение
Настоящее изобретение относится в целом к удерживающему узлу для компонентов активной зоны ядерного реактора и, более точно, к такому удерживающему узлу, который совместим с устанавливаемой сверху системой контрольно-измерительных приборов, который может обеспечить наличие ограниченного канала в центральном месте в тепловыделяющей сборке для вставки и удаления внутриреакторных контрольно-измерительных приборов.
2. Уровень техники
Первый контур энергетических установок с ядерным реактором, которые охлаждаются водой под давлением, содержит замкнутый контур, который изолирован и выполнен с возможностью теплообмена со вторым контуром ядерного реактора для выработки полезной энергии. Первый контур ядерного реактора содержит корпус ядерного реактора, окружающий внутриреакторную конструкцию, которая служит опорой для множества тепловыделяющих сборок, содержащих ядерное топливо, первый контур внутри теплообменных парогенераторов, внутренний объем компенсатора давления, насосов и труб для обеспечения циркуляции воды под давлением, при этом трубы соединяют каждый из парогенераторов и насосов с корпусом ядерного реактора независимым образом. Каждая из частей первого контура ядерного реактора, содержащая парогенератор, насос и систему труб, которые соединены с корпусом, образует петлю первого контура ядерного реактора.
Для иллюстрации на фиг.1 показан упрощенный первый контур ядерного реактора, включающий в себя по существу цилиндрический корпус 10 ядерного реактора, имеющий крышку 12 корпуса, закрывающую активную зону 14 ядерного реактора. Жидкий теплоноситель ядерного реактора, такой как вода, нагнетается в корпус 10 насосом 16 через активную зону 14 ядерного реактора, где тепловая энергия поглощается и отводится в теплообменник 18, обычно называемый парогенератором, в котором теплота передается использующему контуру (непоказанному), такому как паровой турбогенератор. Теплоноситель ядерного реактора затем возвращается в насос 16, завершающий петлю первого контура ядерного реактора. Как правило, множество вышеописанных петель соединены с одним корпусом 10 ядерного реактора трубопроводами 20 первого контура ядерного реактора.
Приведенная в качестве примера конструкция ядерного реактора показана более подробно на фиг.2. Помимо активной зоны 14, состоящей из множества параллельных, вертикальных, имеющих одинаковую протяженность, тепловыделяющих сборок 22, в целях данного описания остальные внутренние конструкции корпуса могут быть разделены на нижние внутрикорпусные устройства 24 и верхние внутрикорпусные устройства 26. В обычных конструкциях назначение нижних внутрикорпусных устройств состоит в обеспечении опоры для компонентов активной зоны и выравнивании компонентов активной зоны и в направлении контрольно-измерительных приборов, а также направлении потока внутри корпуса. Верхние внутрикорпусные устройства удерживают тепловыделяющие сборки 22 или обеспечивают дополнительное удерживание тепловыделяющих сборок 22 (только две из которых показаны для простоты на данной фигуре), и обеспечивают опору и направление для контрольно-измерительных приборов и компонентов, таких как регулирующие стержни 28. В приведенном в качестве примера ядерном реакторе, показанном на фиг.2, теплоноситель поступает в корпус 10 ядерного реактора через один или несколько входных патрубков 30, проходит вниз через кольцевое пространство между корпусом и корзиной 32 активной зоны ядерного реактора, поворачивается на 180° в нижней камере 34 ядерного реактора, проходит вверх через нижнюю опорную плиту 37 и нижнюю плиту 36 активной зоны ядерного реактора, на которой установлены тепловыделяющие сборки 22, и через сборки. В некоторых конструкциях нижняя опорная плита 37 и нижняя плита 36 активной зоны ядерного реактора заменены одним конструктивным элементом, а именно нижней опорной плитой активной зоны ядерного реактора, расположенной на той же высоте, что и элемент 37. Поток теплоносителя через активную зону ядерного реактора и окружающую зону 38, как правило, является большим и составляет порядка 400 000 галлонов в минуту [1 514 000 литров в минуту] со скоростью, составляющей приблизительно 20 футов в секунду [6,096 метра в секунду]. Возникающие в результате перепад давлений и силы трения имеют тенденцию вызвать подъем тепловыделяющих сборок, перемещение которых ограничивается верхними внутрикорпусными устройствами, включая круглую верхнюю плиту 40 активной зоны ядерного реактора. Теплоноситель, выходящий из активной зоны 14 ядерного реактора, проходит вдоль нижней стороны верхней плиты активной зоны ядерного реактора и вверх через множество перфорационных отверстий 42. Теплоноситель затем проходит вверх и в радиальном направлении к одному или нескольким выходным патрубкам 44.
Опора для верхних внутрикорпусных устройств 26 может обеспечиваться со стороны корпуса или крышки корпуса, и верхние внутрикорпусные устройства 26 могут включать в себя верхний опорный узел 46. Нагрузки передаются между верхним опорным узлом 46 и верхней плитой 40 активной зоны ядерного реактора главным образом посредством множества опорных стоек 48. Опорная стойка установлена с выравниванием ее над выбранной тепловыделяющей сборкой 22 и перфорационными отверстиями 42 в верхней плите 40 активной зоны ядерного реактора.
Выполненные с возможностью прямолинейного перемещения регулирующие стержни 28, как правило, включают в себя приводной вал 50 и паукообразную сборку 52 из поглощающих нейтроны стержней, которые направляются через верхние внутрикорпусные устройства 26 и в выровненные тепловыделяющие сборки 22 посредством направляющих труб 54 стержней системы управления и защиты ядерного реактора. Направляющие трубы жестко присоединены к верхнему опорному узлу 46 и соединены шплинтом 56, установленным по прессовой посадке в верхней части верхней плиты 40 активной зоны ядерного реактора. Конфигурация шплинта обеспечивает простоту монтажа направляющих труб и замены их в случае необходимости и гарантирует то, что нагрузки в активной зоне, в особенности при сейсмических условиях или других аварийных состояниях, связанных с большими нагрузками, будут восприниматься главным образом опорными стойками 48, а не направляющими трубами 54. Данная конструкция опорных стоек способствует замедлению деформации направляющих труб при аварийных состояниях, которые могли бы отрицательным образом повлиять на возможность вставки регулирующих стержней.
Фиг.3 представляет собой показанный в укороченном в вертикальном направлении виде вертикальный вид тепловыделяющей сборки, обозначенной в целом ссылочной позицией 22. Тепловыделяющая сборка 22 представляет собой сборку такого типа, какая используется в ядерном реакторе с водой под давлением, и имеет несущий каркас, который на своем нижнем конце имеет хвостовик 58 тепловыделяющей сборки. Хвостовик 58 тепловыделяющей сборки служит опорой для тепловыделяющей сборки 22 на нижней опорной плите 36 активной зоны в активной зоне ядерного реактора. Помимо хвостовика 58 тепловыделяющей сборки несущий каркас тепловыделяющей сборки 22 также включает в себя головку 62 тепловыделяющей сборки на своем верхнем конце и некоторое количество направляющих труб или втулок 54, которые простираются в продольном направлении между хвостовиком 58 и головкой 62 тепловыделяющей сборки и жестко прикреплены к ним на противоположных концах.
Тепловыделяющая сборка 22 дополнительно включает в себя множество поперечных решеток 64, разнесенных в аксиальном направлении вдоль направляющих втулок 54 и прикрепленных к направляющим втулкам (thimbles) 54 (также называемым направляющими трубами (tubes)), и упорядоченное множество удлиненных топливных стержней 66, разнесенных в поперечном направлении и опирающихся на решетки 64. Кроме того, тепловыделяющая сборка 22 имеет трубу 68 для контрольно-измерительных приборов, расположенную в ее центре и простирающуюся между хвостовиком 58 и головкой 62 тепловыделяющей сборки и прикрепленную к хвостовику 58 и головке 62 тепловыделяющей сборки. При такой схеме расположения компонентов тепловыделяющая сборка 22 образует составляющий одно целое узел, выполненный с возможностью манипулирования им удобным образом без повреждения сборки из компонентов.
Как упомянуто выше, топливные стержни 66 в их упорядоченном множестве в тепловыделяющей сборке 22 удерживаются на расстоянии друг от друга посредством решеток 64, разнесенных вдоль длины тепловыделяющей сборки. Каждый топливный стержень 66 включает в себя таблетки 70 ядерного топлива и закрыт с его противоположных концов верхней и нижней концевыми заглушками [концевиками] 72 и 74. Таблетки 70 удерживаются в стопе прижимной пружиной 76, расположенной между верхней концевой заглушкой 72 и верхом стопы таблеток. Топливные таблетки 70, состоящие из ядерного топлива, обеспечивают создание мощности ядерного реактора.
Важно управлять аксиальным и радиальным распределением мощности в активной зоне, поскольку выходная мощность ядерного реактора ограничена самой высокой температурой, возникающей вдоль топливного стержня 66. Необходимо поддерживать рабочие параметры на уровне ниже тех, которые привели бы к отклонению от пузырькового кипения вдоль оболочки топливного стержня 66. При режиме данного типа передача тепла от топливного стержня 66 соседнему теплоносителю обеспечит уменьшение подъема температуры топливного стержня, который мог бы привести к разрушению оболочки. Жидкий замедлитель/теплоноситель, такой как вода или вода, содержащая бор, нагнетается вверх через множество проточных отверстий в нижней опорной плите 36 активной зоны ядерного реактора в тепловыделяющую сборку 22. Хвостовик 58 тепловыделяющей сборки обеспечивает пропускание теплоносителя вверх вдоль топливных стержней тепловыделяющей сборки для отвода теплоты, выделяющейся в них, для получения полезной работы.
Для регулирования процесса деления предусмотрено некоторое количество регулирующих стержней 78, установленных с возможностью возвратно-поступательного перемещения в направляющих втулках 54, расположенных в заданных местах в тепловыделяющей сборке 22. В частности, механизм 80 регулирования пучка стержней (паукообразный комплект), расположенный над головкой 62 тепловыделяющей сборки, служит опорой для регулирующих стержней 78. Механизм регулирования имеет цилиндрический ступицеобразный элемент 82 с внутренней резьбой и с множеством выступающих в радиальном направлении лап или консолей 52. Каждая консоль 52 присоединена к регулирующим стержням 78 таким образом, что механизм 80 регулирования регулирующих стержней может быть приведен в действие для перемещения регулирующих стержней в вертикальном направлении в направляющих втулках 54 для регулирования, тем самым, процесса деления в тепловыделяющей сборке 22, под действием движущей силы, действующей со стороны приводных валов 50 регулирующих стержней, при этом указанные приводные валы 50 соединены со ступицами 82 для регулирующих стержней, причем все это выполнено хорошо известным образом.
Как было упомянуто ранее, тепловыделяющие сборки подвергаются воздействию гидравлических усилий, которые могут превышать вес тепловыделяющих сборок и, следовательно, вызывать «всплывание» тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе, если они не зафиксированы надлежащим образом. Если бы тепловыделяющая сборка «всплыла» вверх всего лишь в такой степени, которая достаточна, чтобы вызвать выход ее из контакта с опорной поверхностью нижней плиты активной зоны ядерного реактора, на которой она установлена, она стала бы вибрировать в боковом направлении, и данное состояние могло бы привести к подверганию тепловыделяющей сборки сильной фреттинг-коррозии. Из-за этой возможности конструкции тепловыделяющих сборок включали в себя элементы, назначение которых состоит в предотвращении всплывания.
Один способ предотвращения всплывания состоит в установке пружин (86, показанных на фиг.3) на верхних частях тепловыделяющих сборок. Пружины сжимаются между верхней плитой активной зоны ядерного реактора и остальной частью тепловыделяющей сборки, в результате чего создается удерживающая сила, достаточная для предотвращения выхода тепловыделяющей сборки из контакта с опорными поверхностями на нижней опорной плите активной зоны ядерного реактора. Другой пример подобной конструкции с пружинами описан в патенте США 4,728,487. В вышеуказанном патенте описана удерживающая конструкция, содержащая вертикальную стойку, опирающуюся центрально на верхнюю поверхность переходной плиты головки тепловыделяющей сборки. Пружина концентрически намотана вокруг стойки, и удерживающая планка (поперечина) установлена с возможностью смещения на стойке поверх пружины. Удерживающая планка опирается на верхнюю плиту активной зоны ядерного реактора, когда она установлена в ядерном реакторе, и сжимает пружину для удерживания тепловыделяющей сборки и компонента активной зоны ядерного реактора. В обычных конструкциях ядерных реакторов, таких как конструкция, описанная в патенте, термопары расположены у нижнего конца опорных стоек 48, и сигнальные кабели термопар поданы через опорные стойки и выходят из ядерного реактора через проходные отверстия в крышке 12 корпуса ядерного реактора, которые не показаны на фиг.2. Внутриреакторные детекторы потока и другие внутриреакторные контрольно-измерительные приборы, которые расположены во втулках для контрольно-измерительных приборов тепловыделяющей сборки, подаются через проходные отверстия в нижней крышке корпуса ядерного реактора, нижней опорной плите 37 и нижней плите 36 активной зоны ядерного реактора во втулки 68 для контрольно-измерительных приборов (также называемые трубами для контрольно-измерительных приборов) через нижнюю часть тепловыделяющих сборок 22. В обычных конструкциях никакие контрольно-измерительные приборы не подаются во втулки для контрольно-измерительных приборов через верхнюю часть тепловыделяющих сборок. Доступ к верхней части втулок для контрольно-измерительных приборов заблокирован удерживающей конструкцией, описанной в патенте США No. 4,728,487.
Ядерный реактор Westinghouse АР1000 представляет собой конструкцию ядерного реактора с водой под давлением поколения три плюс. Выполненные с возможностью перемещения, устанавливаемые снизу внутриреакторные контрольно-измерительные приборы были заменены неподвижной устанавливаемой сверху системой контрольно-измерительных приборов, доступ которой к активной зоне ядерного реактора обеспечивается через проходные отверстия в крышке 12 корпуса ядерного реактора. Таким образом, не существует никаких проходных отверстий корпуса под нижней частью активной зоны. Внутриреакторные контрольно-измерительные приборы имеют важное значение для получения карты режимов потока в активной зоне и сигналов, необходимых для мониторинга температур на выходе из активной зоны для активной зоны ядерного реактора, которые используются для калибровки детекторов нейтронов и для оптимизации рабочих характеристик активной зоны.
Соответственно, требуется новая конструкция для обеспечения доступа к втулкам 68 для контрольно-измерительных приборов от верхней части тепловыделяющей сборки 22 и обеспечения центрирующего выравнивания и защиты компонентов контрольно-измерительных приборов от поперечного потока. Желательна такая конструкция, которая обеспечит эффективную защиту при минимальных изменениях обычных удерживающих устройств.
Сущность изобретения
Удерживающий узел по данному изобретению удовлетворяет вышеуказанную потребность за счет обеспечения [наличия] базовой плиты, которая вставлена в головку тепловыделяющей сборки и прикреплена к переходной плите через посредство цилиндрической трубчатой направляющей для пружин. Цилиндрическая трубчатая направляющая для пружин простирается через базовую плиту и над базовой плитой и имеет пружину или витки пружины, которые окружают наружную поверхность направляющей для пружин. Удерживающая планка установлена с возможностью смещения в верхней части направляющей для пружин над пружинами, и пружины сжимаются между поперечиной и базовой плитой, когда поперечина опирается на нижнюю поверхность внутрикорпусной верхней плиты активной зоны ядерного реактора, когда тепловыделяющая сборка установлена в активной зоне ядерного реактора. Пружины прижимают базовую плиту вниз к переходной плите головки тепловыделяющей сборки и предотвращают отрыв комплекта компонентов активной зоны, например комплекта кольцевых выгорающих поглотителей для влажной среды (wet annular burnable absorber assembly), от переходной плиты головки тепловыделяющей сборки. Поперечина установлена на направляющей для пружин посредством, по меньшей мере, двух простирающихся в радиальном направлении внутрь штифтов, приваренных к поперечине. Штифты перемещаются в пазах в направляющей для пружин.
Отверстия в удерживающей базовой плите выровнены относительно направляющих втулок в тепловыделяющих сборках, и отверстия служат для размещения и обеспечения опоры для стержневых сборок компонентов активной зоны ядерного реактора, таких как комплекты кольцевых выгорающих поглотителей для влажной среды, сборки первичных источников энергии и вторичных источников энергии, стержневые сборки вытеснителей воды, заглушки втулок и периферийные узлы для снижения мощности.
Направляющая для пружин представляет собой полую цилиндрическую трубу с двумя разными внутренними диаметрами. Верхняя секция имеет больший внутренний диаметр для приема кожуха контрольно-измерительных приборов с достаточной длиной полости для восприятия увеличения перепада температур и излучений между корпусом ядерного реактора и тепловыделяющей сборкой. Нижний участок внутреннего пространства направляющей для пружин имеет меньший внутренний диаметр для направления установленного сверху кожуха для контрольно-измерительных приборов, проходящего через переходную плиту головки тепловыделяющей сборки в трубу для контрольно-измерительных приборов тепловыделяющей сборки. Верхняя часть направляющей для пружин имеет выступ над удерживающей поперечной планкой, который простирается через верхнюю плиту активной зоны и выступает над верхней плитой активной зоны ядерного реактора, когда тепловыделяющая сборка установлена в активной зоне ядерного реактора, для полной защиты кожуха для контрольно-измерительных приборов от подвергания его воздействию возмущений высокоскоростного потока, выходящего из верхней части активной зоны, а также от индуцированного поперечного потока, который в противном случае сталкивался бы с кожухом для подвешенных контрольно-измерительных приборов.
Краткое описание чертежей
Дополнительное понимание изобретения может быть обеспечено посредством нижеприведенного описания предпочтительных вариантов осуществления при изучении его совместно с сопровождающими чертежами, в которых:
фиг.1 представляет собой упрощенный схематический вид системы ядерного реактора, для которой данное изобретение может быть применено;
фиг.2 представляет собой выполненный частично в сечении вертикальный вид корпуса ядерного реактора и внутренних компонентов, для которых данное изобретение может быть применено;
фиг.3 представляет собой выполненный частично в сечении вертикальный вид тепловыделяющей сборки с узлом для регулирования группы стержней, проиллюстрированной в укороченном в вертикальном направлении виде, с компонентами, «убранными» для ясности;
фиг.4 представляет собой выполненный частично в сечении вертикальный вид тепловыделяющей сборки, показанной на фиг.3, модифицированной для включения в нее удерживающего устройства по данному изобретению;
фиг.5 представляет собой вид в перспективе удерживающего устройства по данному изобретению с втулочным узлом для внутриреакторных контрольно-измерительных приборов, простирающимся через него (при этом верхняя плита активной зоны ядерного реактора и головка тепловыделяющей сборки исключены для ясности);
фиг.6 представляет собой сечение удерживающего устройства по данному изобретению, проиллюстрированного на фиг.5; и
фиг.7 представляет собой сечение головки тепловыделяющей сборки с установленным удерживающим устройством по данному изобретению.
Описание предпочтительных вариантов осуществления
Фиг.4 представляет собой выполненный частично в сечении вертикальный вид тепловыделяющей сборки, показанной на фиг.3, с удерживающим устройством 88 по данному изобретению, установленным в головке 62 тепловыделяющей сборки. Удерживающее устройство может быть лучше оценено за счет ссылки на фиг.5, которая показывает вид в перспективе удерживающего устройства 88 с втулочным узлом 110 для внутриреакторных контрольно-измерительных приборов, простирающимся через него. Удерживающий узел 88 в целом содержит базовую плиту 90, цилиндрическую трубчатую направляющую 94 для пружин, внутреннюю и наружную цилиндрические винтовые пружины или, альтернативно, одну пружину 98 и удерживающую планку или поперечину 96. Пружины 98 сжимаются между поперечиной 96 и базовой плитой 90, при этом поперечина опирается на нижнюю сторону внутрикорпусной верхней плиты активной зоны ядерного реактора, которая показана посредством ссылочной позиции 40 на фиг.2. Пружины 98 прижимают базовую плиту 90 к переходной плите 84 головки тепловыделяющей сборки, как можно видеть на фиг.4. Поперечина 96 установлена с возможностью смещения на направляющей 94 для пружин посредством двух простирающихся в радиальном направлении внутрь диаметрально разнесенных штифтов 100, приваренных к поперечине 96. Штифты 100 перемещаются в пазах 102 в направляющей 94 для пружин. Направляющая 94 для пружин выступает над верхней границей перемещения удерживающей поперечины 96, ограниченного пазами 102, на выбранное расстояние, составляющее приблизительно 5 дюймов (12,7 см), так что некоторый участок данной выступающей части выступает над верхней плитой 40 активной зоны ядерного реактора. Участок 104 направляющей 94 для пружин, который проходит через отверстие и выступает над отверстием в верхней плите 40 активной зоны ядерного реактора, защищает кожух 108 контрольно-измерительных приборов от возмущений высокоскоростного потока, выходящего из верхней части активной зоны, а также от индуцированного поперечного потока, сталкивающегося с кожухом 108 подвешенных контрольно-измерительных приборов.
Таким образом, удерживающий узел 88, предназначенный для компонентов активной зоны, устанавливаемых на плите, по данному изобретению выполнен, в частности, с такой конструкцией, чтобы он был совместим с устанавливаемой сверху системой контрольно-измерительных приборов, и образует ограниченный канал в центральном месте в тепловыделяющей сборке. Изобретение совместимо со вставкой и удалением зафиксированной внутриреакторной детекторной контрольно-измерительной аппаратуры 110 для обеспечения направленной траектории для зафиксированного внутриреакторного детектора во время вставки и для обеспечения защиты в зоне 104 от поперечного потока во время работы ядерного реактора. К сборкам компонентов активной зоны с интерфейсом установленных сверху контрольно-измерительных приборов, которые должны быть размещены в удерживающей системе по данному изобретению, относятся комплекты кольцевых выгорающих поглотителей для влажной среды, сборки первичных источников энергии и вторичных источников энергии, сборки стержней водяного штуцера, закупоривающее устройство для втулок и периферийный узел для снижения мощности. Отверстия 120, показанные на фиг.5, предназначены для крепления стержней сборок компонентов активной зоны. Отверстия 122 представляют собой каналы для прохода потока теплоносителя.
Фиг.6 показывает сечение удерживающего устройства 88 по данному изобретению, проиллюстрированного на фиг.5. Из фиг.6 можно понять, что направляющая 94 для пружин представляет собой полую цилиндрическую трубу с двумя разными внутренними диаметрами 112 и 114. Верхняя секция 112 имеет больший внутренний диаметр для приема кожуха 108 контрольно-измерительных приборов при достаточной длине полости в зоне 112 для восприятия увеличения перепада температур и излучений между корпусом ядерного реактора и тепловыделяющей сборкой, так что комплект 110 внутриреакторных контрольно-измерительных приборов не подвергается воздействию сил, действующих со стороны теплоносителя. Нижний участок 114 направляющей 94 для пружин имеет меньший внутренний диаметр для направления установленных сверху контрольно-измерительных приборов 110, проходящих через переходную плиту 84 головки тепловыделяющей сборки в трубу 68 для контрольно-измерительных приборов в тепловыделяющей сборке 22.
Фиг.7 показывает сечение верхней секции каркаса тепловыделяющей сборки с удерживающим узлом 88 по данному изобретению, прикрепленным к переходной плите 84 головки 62 тепловыделяющей сборки. Из этого вида можно легко увидеть, что цилиндрическая направляющая 94 для пружин простирается через центральное отверстие 92 и ниже центрального отверстия 92 в базовой плите 90 и опирается на переходную плиту 84, в результате чего создается промежуток 128 между переходной плитой 84 и базовой плитой 90. Промежуток 128 образован так, что удерживающую силу воспринимает направляющая 94 для пружин, а не базовая плита 90. Вид по фиг.7 четко показывает верхнюю секцию 112 с увеличенным диаметром, которая сужается приблизительно в середине высоты цилиндрической направляющей 94 для пружин до нижней секции 114 с меньшим диаметром. Нижняя секция 114 направляющей 94 для пружин сопрягается в зоне 118 с верхним отверстием трубы 68 для контрольно-измерительных приборов в пределах рассверленного отверстия 116 для трубы для контрольно-измерительных приборов. Конструкция, показанная на фиг.7, проиллюстрирована со стержневыми сборками 126 компонентов активной зоны, такими как комплект кольцевых выгорающих поглотителей для влажной среды, опирающихся и простирающихся в аксиальном направлении вниз от базовой плиты 90. Фиг.7 показывает, что направляющая 94 для пружин прикреплена к базовой плите 90 посредством сварного соединения или соединения, паянного твердым припоем. Удерживающий узел 88 выполнен из такого материала, как нержавеющая сталь или инконель.
Таким образом, в соответствии с данным изобретением разработан удерживающий узел для компонентов активной зоны, установленных на плите, который, в частности, выполнен с такой конструкцией, чтобы он был совместим с устанавливаемой сверху системой контрольно-измерительных приборов, и обеспечивает наличие ограниченного канала в центральном месте в тепловыделяющей сборке. Ограниченный канал, проходящий через направляющую 94 для пружин, «совместим» со вставкой и удалением зафиксированной внутриреакторной детекторной контрольно-измерительной аппаратуры для обеспечения направленной траектории для зафиксированного внутриреакторного детектора во время вставки и для обеспечения защиты от поперечного потока во время работы ядерного реактора.
Несмотря на то что конкретные варианты осуществления изобретения были описаны подробно, специалистам в данной области техники будет понятно, что могут быть разработаны различные модификации и варианты, альтернативные по отношению к указанным деталям, с учетом общих идей изобретения. Соответственно, предусмотрено, что конкретные раскрытые варианты осуществления являются только иллюстративными и не ограничивают объем изобретения, который должен определяться полным объемом притязаний приложенных пунктов формулы изобретения и любых и всех их эквивалентов.

Claims (19)

1. Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора, в котором размещаются устанавливаемые сверху системы контрольно-измерительных приборов, содержащий
базовую плиту, выполненную с размерами, обеспечивающими возможность установки ее внутри головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора над переходной плитой и на некотором расстоянии от переходной плиты головки тепловыделяющей сборки, при этом базовая плита имеет некоторое количество отверстий, которые выровнены относительно идентичного числа отверстий в переходной плите, через каждое из которых обеспечивается доступ к соответствующей направляющей втулке для регулирующего стержня в тепловыделяющей сборке;
вертикальную удлиненную полую гильзу, имеющую ось вдоль удлиненного размера, при этом гильза простирается через центральное отверстие в базовой плите и ниже центрального отверстия в базовой плите для сопряжения с верхним отверстием во втулке для контрольно-измерительного прибора в тепловыделяющей сборке, причем гильза простирается в вертикальном направлении над базовой плитой и выполнена с такими размерами, чтобы она простиралась через верхнюю плиту активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора;
удерживающую планку, установленную с возможностью смещения на гильзе и имеющую некоторую длину аксиального перемещения, которая ограничена на заданном расстоянии ниже верха гильзы так, что гильза выступает над удерживающей планкой, когда удерживающая планка полностью выдвинута в направлении от базовой плиты; и
пружину, расположенную концентрически вокруг гильзы и простирающуюся по существу между удерживающей планкой и базовой плитой.
2. Удерживающий узел по п.1, в котором пружина содержит две концентрические пружины.
3. Удерживающий узел по п.1, в котором вертикальная полая гильза выполнена с такими размерами, что она выступает над верхней плитой активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора.
4. Удерживающий узел по п.1, в котором гильза имеет разнесенные по окружности, простирающиеся в аксиальном направлении пазы, которые простираются на длине перемещения удерживающей планки, и удерживающая планка имеет простирающиеся в радиальном направлении внутрь штифты, которые соответственно перемещаются в пазах.
5. Удерживающий узел по п.1, в котором внутренняя полая полость вертикальной гильзы имеет два разных диаметра вдоль ее аксиальной длины.
6. Удерживающий узел по п.5, в котором верхняя секция внутренней полой полости вертикальной гильзы имеет больший внутренний диаметр для приема кожуха контрольно-измерительных приборов, чем нижний участок внутренней полой полости вертикальной гильзы, который обеспечивает направление устанавливаемого сверху кожуха контрольно-измерительных приборов через переходную плиту головки тепловыделяющей сборки во втулку для контрольно-измерительных приборов в тепловыделяющей сборке.
7. Удерживающий узел по п.6, в котором верхняя секция внутренней полой полости вертикальной гильзы имеет длину полости, достаточную для восприятия увеличения перепада температур и излучений между тепловыделяющей сборкой и корпусом ядерного реактора, в котором тепловыделяющая сборка будет закреплена.
8. Удлиненная тепловыделяющая сборка ядерного реактора, имеющая некоторый аксиальный размер вдоль по ее длине, при этом тепловыделяющая сборка содержит
головку тепловыделяющей сборки, имеющую переходную плиту;
множество направляющих втулок, простирающихся в соответствующие отверстия в переходной плите;
втулку для контрольно-измерительных приборов, простирающуюся в центральное отверстие в переходной плите; и
удерживающий узел, в котором размещаются устанавливаемые сверху системы контрольно-измерительных приборов, содержащий
базовую плиту, выполненную с размерами, обеспечивающими возможность установки ее внутри головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора над переходной плитой и на некотором расстоянии от переходной плиты головки тепловыделяющей сборки, при этом базовая плита имеет некоторое количество отверстий, которые выровнены относительно идентичного числа отверстий в переходной плите, через каждое из которых обеспечивается доступ к соответствующей направляющей втулке для регулирующего стержня в тепловыделяющей сборке;
вертикальную удлиненную полую гильзу, имеющую ось вдоль размера по длине, при этом гильза простирается через центральное отверстие в базовой плите и ниже центрального отверстия в базовой плите для сопряжения с верхним отверстием во втулке для контрольно-измерительного прибора в тепловыделяющей сборке, причем гильза простирается в вертикальном направлении над базовой плитой и выполнена с такими размерами, чтобы она простиралась через верхнюю плиту активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора;
удерживающую планку, установленную с возможностью смещения на гильзе и имеющую некоторую длину аксиального перемещения, которая ограничена на заданном расстоянии ниже верха гильзы так, что гильза выступает над удерживающей планкой, когда удерживающая планка полностью выдвинута в направлении от базовой плиты; и
пружину, расположенную концентрически вокруг гильзы и простирающуюся по существу между удерживающей планкой и базовой плитой.
9. Сборка по п.8, в которой вертикальная полая гильза выполнена с такими размерами, что она выступает над верхней плитой активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора.
10. Сборка по п.8, в которой гильза имеет разнесенные по окружности, простирающиеся в аксиальном направлении пазы, которые простираются на длине перемещения удерживающей планки, и удерживающая планка имеет простирающиеся в радиальном направлении внутрь штифты, которые соответственно перемещаются в пазах.
11. Сборка по п.8, в которой внутренняя полость вертикальной гильзы имеет два разных диаметра вдоль ее аксиальной длины.
12. Сборка по п.11, в которой верхняя секция внутренней полости вертикальной гильзы имеет больший внутренний диаметр для приема кожуха контрольно-измерительных приборов, чем нижний участок внутренней полости вертикальной гильзы, который обеспечивает направление устанавливаемого сверху кожуха контрольно-измерительных приборов через переходную плиту головки тепловыделяющей сборки во втулку для контрольно-измерительных приборов в тепловыделяющей сборке.
13. Сборка по п.12, в которой верхняя секция внутренней полой полости вертикальной гильзы имеет длину полости, достаточную для восприятия увеличения перепада температур и излучений между тепловыделяющей сборкой и корпусом ядерного реактора, в котором тепловыделяющая сборка будет закреплена.
14. Энергетическая установка с ядерным реактором, имеющая активную зону, содержащую некоторое количество тепловыделяющих сборок, при этом, по меньшей мере, некоторые из тепловыделяющих сборок содержат
головку тепловыделяющей сборки, имеющую переходную плиту;
множество направляющих втулок, простирающихся в соответствующие отверстия в переходной плите;
втулку для контрольно-измерительных приборов, простирающуюся в центральное отверстие в переходной плите; и
удерживающий узел, в котором размещаются устанавливаемые сверху системы контрольно-измерительных приборов, содержащий
базовую плиту, выполненную с размерами, обеспечивающими возможность установки ее внутри головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора над переходной плитой и на некотором расстоянии от переходной плиты головки, при этом базовая плита имеет некоторое количество отверстий, которые выровнены относительно идентичного числа отверстий в переходной плите, через каждое из которых обеспечивается доступ к соответствующей направляющей втулке для регулирующего стержня в тепловыделяющей сборке;
вертикальную удлиненную полую гильзу, имеющую ось вдоль размера по длине, при этом гильза простирается через центральное отверстие в базовой плите и ниже центрального отверстия в базовой плите для сопряжения с верхним отверстием во втулке для контрольно-измерительного прибора в тепловыделяющей сборке, причем гильза простирается в вертикальном направлении над базовой плитой и выполнена с такими размерами, чтобы она простиралась через верхнюю плиту активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора;
удерживающую планку, установленную с возможностью смещения на гильзе и имеющую некоторую длину аксиального перемещения, которая ограничена на заданном расстоянии ниже верха гильзы так, что гильза выступает над удерживающей планкой, когда удерживающая планка полностью выдвинута в направлении от базовой плиты; и
пружину, расположенную концентрически вокруг гильзы и простирающуюся по существу между удерживающей планкой и базовой плитой.
15. Установка по п.14, в которой вертикальная полая гильза выполнена с такими размерами, что она выступает над верхней плитой активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора.
16. Установка по п.14, в которой гильза имеет разнесенные по окружности, простирающиеся в аксиальном направлении пазы, которые простираются на длине перемещения удерживающей планки, и удерживающая планка имеет простирающиеся в радиальном направлении внутрь штифты, которые соответственно перемещаются в пазах.
17. Установка по п.14, в которой внутренняя полость вертикальной гильзы имеет два разных диаметра вдоль ее аксиальной длины.
18. Установка по п.17, в которой верхняя секция внутренней полости вертикальной гильзы имеет больший внутренний диаметр для приема кожуха контрольно-измерительных приборов, чем нижний участок внутренней полости вертикальной гильзы, который обеспечивает направление устанавливаемого сверху кожуха контрольно-измерительных приборов через переходную плиту головки тепловыделяющей сборки во втулку для контрольно-измерительных приборов в тепловыделяющей сборке.
19. Установка по п.18, в которой верхняя секция внутренней полой полости вертикальной гильзы имеет длину полости, достаточную для восприятия увеличения перепада температур и излучений между тепловыделяющей сборкой и корпусом ядерного реактора, в котором тепловыделяющая сборка будет закреплена.
RU2009119170/07A 2008-05-21 2009-05-20 Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора RU2482557C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/124,195 2008-05-21
US12/124,195 US7995701B2 (en) 2008-05-21 2008-05-21 Nuclear core component hold-down assembly

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2009119170A RU2009119170A (ru) 2010-11-27
RU2482557C2 true RU2482557C2 (ru) 2013-05-20

Family

ID=40919537

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2009119170/07A RU2482557C2 (ru) 2008-05-21 2009-05-20 Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора

Country Status (9)

Country Link
US (1) US7995701B2 (ru)
EP (1) EP2124230B1 (ru)
JP (1) JP5452798B2 (ru)
KR (1) KR101532441B1 (ru)
CN (1) CN101587755B (ru)
AT (1) ATE535000T1 (ru)
ES (1) ES2375687T3 (ru)
RU (1) RU2482557C2 (ru)
ZA (1) ZA200902918B (ru)

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8160197B2 (en) * 2007-03-06 2012-04-17 Areva Np Nuclear power plant using nanoparticies in closed circuits of emergency systems and related method
US8625733B2 (en) * 2011-02-01 2014-01-07 Westinghouse Electric Company Llc Neutron source assembly
KR101349133B1 (ko) * 2012-01-04 2014-01-09 한전원자력연료 주식회사 원자로 노심 상부 누름집합체
RU2506657C1 (ru) * 2012-09-18 2014-02-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
US9620254B2 (en) * 2013-04-11 2017-04-11 Westinghouse Electric Company Llc Reactor in-core instrument handling system
CN103956191B (zh) * 2014-03-17 2017-04-26 中广核研究院有限公司 核堆芯部件压制组件及核反应堆燃料组件
CN105006256B (zh) * 2015-06-18 2018-07-20 中国核电工程有限公司 一种核反应堆上堆芯板
ITUA20163715A1 (it) * 2016-05-04 2017-11-04 Luciano Cinotti Reattore nucleare con elementi di combustibile muniti di condotto di raffreddamento
WO2018033908A1 (en) * 2016-08-14 2018-02-22 Nuclear Research Center Negev Neutron detector and method for its preparation
CN106382611A (zh) * 2016-11-14 2017-02-08 清华大学天津高端装备研究院 可实现分组稳定运行的盘管式蒸汽发生器
EP3607559B1 (en) * 2017-03-21 2022-03-02 SMR Inventec, LLC Optimized nuclear fuel core design for a small modular reactor
FR3079960B1 (fr) * 2018-04-05 2020-03-13 Framatome Reacteur nucleaire et procede de maintenance correspondant
WO2019240610A1 (ru) * 2018-06-15 2019-12-19 Акционерное Общество "Твэл" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
CN109036604B (zh) * 2018-07-20 2024-01-16 中广核研究院有限公司 一种堆芯过滤装置
CA3217129A1 (en) * 2021-04-27 2022-11-17 Matthew W. Ales Space nuclear propulsion reactor aft plenum assembly

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0189133A2 (en) * 1985-01-25 1986-07-30 Westinghouse Electric Corporation Apparatus and method for preassembling a top nozzle subassembly for a nuclear fuel assembly
US4645642A (en) * 1983-04-13 1987-02-24 Fragema Hold down device for a nuclear reactor
RU2079171C1 (ru) * 1995-07-20 1997-05-10 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2325715C2 (ru) * 2006-05-29 2008-05-27 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1112383A (en) 1964-08-28 1968-05-01 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
GB1148507A (en) * 1965-07-22 1969-04-16 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactors
US3977940A (en) 1972-06-02 1976-08-31 Westinghouse Electric Corporation Emergency cooling system for nuclear reactors
US4078967A (en) 1976-07-26 1978-03-14 Combustion Engineering, Inc. Holddown device for nuclear fuel assembly
US4657726A (en) * 1984-06-22 1987-04-14 Westinghouse Electric Corp. Moderator control apparatus for a nuclear reactor fuel assembly
US4728487A (en) 1985-04-01 1988-03-01 Westinghouse Electric Corp. Standardized reduced length burnable absorber rods for a nuclear reactor
US4836977A (en) * 1985-04-01 1989-06-06 Westinghouse Electric Corp. Standardized reduced length burnable absorber rods for a nuclear reactor
US4820475A (en) * 1985-09-12 1989-04-11 Westinghouse Electric Corp. Burnable absorber rod push out attachment joint
FR2591790B1 (fr) 1985-12-13 1988-03-25 Framatome Sa Dispositif a conduits de guidage de sondes pour reacteur nucleaire
US4699761A (en) * 1986-04-30 1987-10-13 Westinghouse Electric Corp. Integral reusable locking arrangement for a removable top nozzle subassembly of a reconstitutable nuclear fuel assembly
US4983351A (en) 1987-04-24 1991-01-08 Westinghouse Electric Corp. Top head penetration, hydro-ball in-core instrumentation system
US4966747A (en) 1987-04-24 1990-10-30 Westinghouse Electric Corp. Hydro-ball in-core instrumentation system and method of operation
FR2635906B1 (fr) 1988-08-25 1990-11-23 Framatome Sa Dispositif d'instrumentation du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et procede et dispositif d'extraction et de mise en place de ce dispositif d'instrumentation
US5078957A (en) 1990-11-26 1992-01-07 Westinghouse Electric Corp. Incore instrumentation system for a pressurized water reactor
US5263060A (en) 1992-03-18 1993-11-16 Westinghouse Electric Corp. Segmented instrumentation tube including a locking sleeve for interlocking the segments of the instrumentation tube
US5357547A (en) 1992-03-18 1994-10-18 Westinghouse Electric Corporation Vibration dampener for dampening vibration of a tubular member
US5265138A (en) 1992-06-23 1993-11-23 Westinghouse Electric Corp. Spring/dimple instrument tube restraint
JP2000056056A (ja) * 1998-08-12 2000-02-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 非核燃料炉心挿入構造体
JP2002317553A (ja) * 2001-04-20 2002-10-31 San Rental:Kk 管状建築素材、仮設足場用支持部材及び仮設足場
US7085340B2 (en) * 2003-09-05 2006-08-01 Westinghouse Electric Co, Llc Nuclear reactor fuel assemblies

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4645642A (en) * 1983-04-13 1987-02-24 Fragema Hold down device for a nuclear reactor
EP0189133A2 (en) * 1985-01-25 1986-07-30 Westinghouse Electric Corporation Apparatus and method for preassembling a top nozzle subassembly for a nuclear fuel assembly
RU2079171C1 (ru) * 1995-07-20 1997-05-10 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2325715C2 (ru) * 2006-05-29 2008-05-27 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
EP2124230A2 (en) 2009-11-25
JP2009282029A (ja) 2009-12-03
US7995701B2 (en) 2011-08-09
ATE535000T1 (de) 2011-12-15
CN101587755B (zh) 2013-06-12
EP2124230B1 (en) 2011-11-23
US20090323887A1 (en) 2009-12-31
RU2009119170A (ru) 2010-11-27
ES2375687T3 (es) 2012-03-05
KR101532441B1 (ko) 2015-06-29
JP5452798B2 (ja) 2014-03-26
EP2124230A3 (en) 2010-01-27
ZA200902918B (en) 2010-03-31
KR20090121216A (ko) 2009-11-25
CN101587755A (zh) 2009-11-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2482557C2 (ru) Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора
EP2449558B1 (en) Incore instrument core performance verification method
US7668280B2 (en) Nuclear fuel assembly
EP3170185B1 (en) Thermo-acoustic nuclear power distribution measurement assembly
JP5345951B2 (ja) 原子炉用アラインメント・プレートの構成
EP2227814A1 (en) Neutron shielding panels for reactor pressure vessels
US20140321591A1 (en) Thermo-acoustic nuclear power distribution measurement assembly
US9053826B2 (en) Protective grid attachment
US11798693B2 (en) Magneto-rheological nuclear reactivity distribution control elements
US5357547A (en) Vibration dampener for dampening vibration of a tubular member
KR101913445B1 (ko) 핵 연료봉 플레넘 스프링 조립체
US9847143B2 (en) Nuclear fuel element
KR102468162B1 (ko) 가압수형 원자로 연료 집합체
US10304577B2 (en) Method for measuring bow/twist of a fuel assembly
KR840002279B1 (ko) 경수형 원자로의 안내관의 제어봉을 제동하기 위한 장치
US20130272482A1 (en) Pressurized water reactor fuel assembly grid