RU2566674C1 - Fuel assembly of nuclear reactor - Google Patents

Fuel assembly of nuclear reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2566674C1
RU2566674C1 RU2014125514/07A RU2014125514A RU2566674C1 RU 2566674 C1 RU2566674 C1 RU 2566674C1 RU 2014125514/07 A RU2014125514/07 A RU 2014125514/07A RU 2014125514 A RU2014125514 A RU 2014125514A RU 2566674 C1 RU2566674 C1 RU 2566674C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
fuel assembly
heat carrier
grooves
grid
Prior art date
Application number
RU2014125514/07A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Петр Михайлович Аксенов
Александр Ефимович Лернер
Юрий Васильевич Лузан
Original Assignee
Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" (ПАО "МСЗ")
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 Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" (ПАО "МСЗ") filed Critical Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" (ПАО "МСЗ")
Priority to RU2014125514/07A priority Critical patent/RU2566674C1/en
Priority to PCT/RU2015/000445 priority patent/WO2016022043A1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2566674C1 publication Critical patent/RU2566674C1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • 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
    • G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around 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)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

FIELD: power industry.
SUBSTANCE: invention relates to the fuel assemblies (FA) of nuclear reactors of VVER type. FA contains fuel elements located in the spacer grids (SG) of plate type on the triangular grid and the bearing grid - the filter with grooves for the heat carrier flow, FA installed in the tail. Grooves for the heat carrier flow are oriented by its wider side towards the heat carrier flow. The upper edges of SG plates have in the upper part of FA the plates deflecting or twirling the heat carrier located locally in the locations of the most heat-stressed fuel elements and extending beyond SG upper plane into the space between fuel elements.
EFFECT: decrease of hydraulic resistance of the fuel assemblies owing to decrease in hydraulic resistance of the bearing lattice filter at preservation of its filtering properties due to performance of grooves for pass of the heat carrier extending towards to a heat carrier flow, giving to a spacer grid of properties of the mixing lattice and an exception of the mixing lattice increasing the hydraulic resistance of the fuel assemblies in much bigger degree, than the mixing elements on a spacer grid.
4 cl, 6 dwg

Description

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, АЭС-2006 и т.п.)The invention relates to nuclear energy, and in particular to fuel assemblies (FA) of VVER-type nuclear reactors (VVER-440, VVER-1000, NPP-2006, etc.)

Из уровня техники известна конструкция ТВС ядерных реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М: Энергоатомиздат, 1990, рис. П. 8.1, П. 8.3 и П. 8.5, с. 317-319), которая состоит из твэлов, закрепленных в несущей решетке (HP) и соединенных между собой дистанционирующими решетками (ДР), закрепленными на центральной трубе (ЦТ). ДР состоят из трубчатых ячеек, имеющих выступы внутрь для дистанционирования твэлов. В ТВС реактора ВВЭР-1000 ДР крепятся к направляющим каналам (НК) и ЦТ, а в ТВС реактора ВВЭР-440 ДР могут крепиться к несущим трубам (НТ).The prior art design of fuel assemblies for nuclear reactors VVER-440, VVER-1000 (see Kirillov P.L. et al. Handbook of thermohydraulic calculations (nuclear reactors, heat exchangers, steam generators). M: Energoatomizdat, 1990, Fig. P. 8.1 , P. 8.3 and P. 8.5, pp. 317-319), which consists of fuel rods mounted in a support grid (HP) and interconnected by distance grids (DR), mounted on a central pipe (CT). DRs consist of tubular cells having inward protrusions for spacing fuel rods. In the fuel assemblies of the VVER-1000 reactor, the DRs are attached to the guide channels (NK) and CT, and in the fuel assemblies of the VVER-440 DR can be attached to the supporting pipes (NT).

ТВС реактора ВВЭР-1000 (см. там же, рис. П. 8.2, с. 318) (см. фиг. 1) содержит твэлы 1 и направляющие каналы (НК) 8, закрепленные в HP 7 и соединенные между собой ДР 2, закрепленные на ЦТ 9 и уголках 3, прикрепленных винтами 6 к хвостовику 4. Для обеспечения загрузки-выгрузки ТВС имеет головку 5. Дополнительно ТВСА имеет антивибрационную решетку (АВР), выполненную из нержавеющей стали и соединенную с HP.The fuel assemblies of the VVER-1000 reactor (see ibid., Fig. P. 8.2, p. 318) (see Fig. 1) contain fuel elements 1 and guide channels (NK) 8, mounted in HP 7 and interconnected DR 2, mounted on the CT 9 and corners 3, attached by screws 6 to the shank 4. To ensure loading and unloading, the fuel assembly has a head 5. Additionally, the fuel assembly has an anti-vibration grille (ABP) made of stainless steel and connected to HP.

Современные конструкции ТВС ВВЭР-1000 имеют антидебризный фильтр (АДФ), а также перемешивающие решетки (ПР), которые крепятся к уголкам, НК и ЦТ, однако не касаются оболочек твэлов, а служат для улучшения перемешивания теплоносителя в пучке и интенсификации теплообмена.Modern designs of VVER-1000 fuel assemblies have an anti-debris filter (ADF), as well as mixing lattices (PR), which are attached to the corners, NK and CT, but do not touch the claddings of the fuel rods, but serve to improve the mixing of the coolant in the beam and enhance heat transfer.

ПР состоят из пластин циркониевого сплава, на которых имеются перемешивающие элементы.OLs consist of zirconium alloy plates on which there are mixing elements.

Вышеописанная конструкция ТВС имеет следующие недостатки.The above fuel assembly design has the following disadvantages.

Применение АДФ и ПР улучшает потребительские свойства ТВС, однако с технической точки зрения они увеличивают трудоемкость изготовления и ухудшают характеристики ТВС.The use of ADP and PR improves the consumer properties of fuel assemblies, however, from a technical point of view, they increase the complexity of manufacturing and degrade the characteristics of fuel assemblies.

Например, АДФ (см. фиг. 6), являясь довольно сложной конструкцией, имеет узкие пазы 15 для протока теплоносителя шириной ~2 мм, что представляет высокую трудоемкость изготовления вследствие большого объема механической обработки.For example, ADP (see Fig. 6), being a rather complex design, has narrow grooves 15 for a coolant duct with a width of ~ 2 mm, which represents a high laboriousness of manufacture due to the large volume of machining.

Установка АДФ в ТВС ВВЭР-1000 приводит к увеличению коэффициента гидравлического сопротивления (КГС) ТВС на ~2,5%, что приводит к существенному увеличению температуры теплоносителя на выходе из ТВС и не позволяет работать на 100% мощности реактора. Данный эффект был обнаружен на Хмельницкой АЭС при эксплуатации ТВСА с АДФ.The installation of ADP in the VVER-1000 fuel assemblies leads to an increase in the hydraulic resistance coefficient (KGS) of the fuel assemblies by ~ 2.5%, which leads to a significant increase in the coolant temperature at the outlet of the fuel assemblies and does not allow working at 100% of the reactor power. This effect was discovered at the Khmelnitsky nuclear power plant during the operation of TVSA with ADP.

Важным свойством современных конструкций ТВС как ВВЭР-440, так и ВВЭР-1000 является такое потребительское свойство, как ремонтопригодность - возможность замены отказавшего твэла на новый или имитатор-вытеснитель. В связи с большим количеством твэлов в ТВС: 126 в ТВС реактора ВВЭР-440 и 312 в ТВС реактора ВВЭР-1000, это дает существенный экономический эффект.An important property of modern designs of fuel assemblies of both VVER-440 and VVER-1000 is such a consumer property as maintainability - the ability to replace a failed fuel element with a new one or a simulator-displacer. Due to the large number of fuel rods in fuel assemblies: 126 in the fuel assemblies of the VVER-440 reactor and 312 in the fuel assemblies of the VVER-1000 reactor, this gives a significant economic effect.

Предполагалось, что такая операция может быть выполнена путем вытягивания отказавшего твэла за верхнюю заглушку. Однако исследования, проведенные в НИИАР, показали, что вероятность извлечения отказавшего твэла таким способом составляет ~50%, т.к. дефекты оболочки отказавшего твэла могут привести к его разрушению при попытке извлечения, что из-за радиационной опасности недопустимо на АЭС.It was assumed that such an operation can be performed by pulling a failed fuel rod by the upper plug. However, studies conducted at the NIIAR showed that the probability of extracting a failed fuel rod in this way is ~ 50%, because defects in the cladding of a failed fuel rod can lead to its destruction during an attempt to extract it, which is unacceptable at nuclear power plants due to radiation hazard.

Чтобы повысить вероятность извлечения отказавшего твэла, было предложено перед вытягиванием страгивать твэл путем механического воздействия на нижнюю заглушку твэла, однако наличие АДФ ограничивает доступ снизу к заглушкам твэлов и тем самым практически исключает возможность ремонта ТВС.To increase the probability of removing a failed fuel rod, it was proposed to pull out the fuel rods by pulling the fuel rod by mechanical action on the lower end of the fuel rod, but the presence of ADP limits the bottom access to the fuel rod stubs and thereby virtually eliminates the possibility of repairing fuel assemblies.

Установка дополнительных ПР даже в верхней части ТВС также ухудшает гидравлическую характеристику ТВС. Даже самые лучшие конструкции ПР увеличивают КГС ТВС на 8-10%.The installation of additional PR even in the upper part of the fuel assemblies also affects the hydraulic performance of the fuel assemblies. Even the best PR designs increase KGS fuel assemblies by 8-10%.

Аналогично АДФ, ПР это довольно сложная конструкция, которая имеет существенную трудоемкость изготовления, и обе эти конструкции повышают металлоемкость ТВС, а следовательно, ухудшают нейтронно-физические характеристики реактора.Similarly to ADP, PR is a rather complicated design, which has a significant laboriousness of manufacturing, and both of these structures increase the fuel consumption of fuel assemblies and, therefore, worsen the neutron-physical characteristics of the reactor.

Перечисленные недостатки частично устранены в известной конструкции ТВС ядерного реактора типа ВВЭР и РБМК (RU 2473989 С1, 27.01.2013). ТВС содержит пучок твэлов, закрепленных по треугольной сетке в концевой несущей решетке и соединенных между собой дистанционирующими решетками, закрепленными на центральной трубе. Несущая решетка выполнена в виде перфорированной пластины с круглыми отверстиями, предназначенными для установки твэлов, направляющих каналов или несущих труб и центральной трубы и с отверстиями для прохода теплоносителя в виде удлиненных пазов и установлена на хвостовике ТВС. Несущая решетка одновременно выполняет функцию антидебризного фильтра. Данная ТВС является наиболее близкой к предложенной.These shortcomings are partially eliminated in the known design of the fuel assemblies of a nuclear reactor of the WWER and RBMK type (RU 2473989 C1, 01/27/2013). A fuel assembly contains a bundle of fuel rods fixed along a triangular grid in an end carrier grid and interconnected by spacer grids mounted on a central tube. The carrier lattice is made in the form of a perforated plate with round holes intended for the installation of fuel rods, guide channels or supporting pipes and a central pipe and with holes for the passage of coolant in the form of elongated grooves and mounted on the shank of the fuel assembly. The carrier grid simultaneously functions as an anti-debris filter. This fuel assembly is the closest to the proposed one.

Задачей настоящего изобретения является создание конструкции ТВС, имеющей улучшенную гидравлическую характеристику при сохранении антидебризных свойств.An object of the present invention is to provide a fuel assembly design having improved hydraulic performance while maintaining antidebritic properties.

Задача изобретения решается конструкцией тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащей твэлы, расположенные в дистанционирующих решетках пластинчатого типа по треугольной сетке, несущую решетку - фильтр с пазами для протока теплоносителя, установленную в хвостовике ТВС, отличающейся тем, что пазы для протока теплоносителя ориентированы своей более широкой стороной навстречу потоку теплоносителя, а на верхних кромках пластин дистанционирующих решеток в верхней части тепловыделяющей сборки выполнены отклоняющие или закручивающие теплоноситель пластины, расположенные локально в местах расположения наиболее теплонапряженных твэлов и выходящие за верхнюю плоскость дистанционирующих решеток в межтвэльное пространство.The objective of the invention is solved by the design of a fuel assembly of a nuclear reactor containing fuel rods located in spacer grids of a plate type along a triangular grid, the supporting grid is a filter with grooves for the coolant duct installed in the fuel assembly shank, characterized in that the grooves for the coolant duct are oriented with their wider side towards the coolant flow, and on the upper edges of the plates of the spacer grids in the upper part of the fuel assembly are deflected or twisted The heat carrier plates located locally at the locations of the most thermally stressed fuel rods and extending beyond the upper plane of the spacing grids into the intervend space.

Пазы для прохода теплоносителя несущей решетки предпочтительно имеют ширину 1,9…2,4 мм.The grooves for the passage of the heat carrier of the carrier grid preferably have a width of 1.9 ... 2.4 mm.

Кроме того, несущая решетка выполнена из нержавеющей стали с использованием гидроабразивной резки, а дистанционирующие решетки выполнены из циркониевого сплава с использованием газолазерной резки.In addition, the supporting grid is made of stainless steel using waterjet cutting, and the spacer grids are made of zirconium alloy using gas laser cutting.

Технический результат изобретения заключается в снижении гидравлического сопротивления ТВС вследствие снижения гидравлического сопротивления несущей решетки-фильтра при сохранении ее фильтрующих свойств за счет выполнения пазов для прохода теплоносителя расширяющимися навстречу потоку теплоносителя. Расширенные стороны пазов имеют пониженное гидравлическое сопротивление для потока теплоносителя, а узкие стороны пазов обеспечивают необходимые антидебризные свойства несущих решеток-фильтров (НРФ). Кроме того, наличие на дистанционирующих решетках (ДР) отклоняющих или закручивающих теплоноситель пластин придает ДР свойства ПР и обеспечивает перемешивание теплоносителя без использования ПР, увеличивающей гидравлическое сопротивление ТВС в гораздо большей степени, чем перемешивающие элементы на ДР.The technical result of the invention is to reduce the hydraulic resistance of a fuel assembly due to a decrease in the hydraulic resistance of the filter support grid while maintaining its filtering properties by making grooves for the passage of coolant expanding towards the flow of coolant. The widened sides of the grooves have a reduced hydraulic resistance for the flow of coolant, and the narrow sides of the grooves provide the necessary antidebris properties of the supporting filter grids (NRF). In addition, the presence of deflecting or swirling plates on the spacer grids (DR) gives the DR properties of the PR and provides mixing of the coolant without using the PR, which increases the hydraulic resistance of the fuel assemblies to a much greater extent than the mixing elements on the DR.

Изобретение поясняется чертежами.The invention is illustrated by drawings.

На фиг. 1 изображен внешний вид известной и предложенной ТВС реактора ВВЭР-1000.In FIG. 1 shows the appearance of the known and proposed fuel assemblies of the VVER-1000 reactor.

На фиг. 2 изображена конструкция ДР(ПР) предлагаемой ТВС реактора ВВЭР-440.In FIG. 2 shows the design of DR (PR) of the proposed fuel assemblies of the VVER-440 reactor.

На фиг. 3 изображена конструкция ДР(ПР) предлагаемой ТВС реактора ВВЭР-1000.In FIG. 3 shows the design of DR (PR) of the proposed fuel assemblies of the VVER-1000 reactor.

На фиг. 4 изображена пластина с перемешивающими элементами ДР(ПР) предлагаемой ТВС.In FIG. 4 shows a plate with mixing elements DR (PR) of the proposed fuel assembly.

На фиг. 5 изображена конструкция НРФ предлагаемой ТВС реактора ВВЭР-440.In FIG. 5 shows the design of the NRF of the proposed fuel assemblies of the VVER-440 reactor.

На фиг. 8 изображена конструкция НРФ предлагаемой ТВС реактора ВВЭР-1000.In FIG. 8 shows the design of the NRF of the proposed fuel assemblies of the VVER-1000 reactor.

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит твэлы 1 (фиг. 1) и направляющие каналы 8, закрепленные в несущей решетке 7 (HP) и соединенные между собой дистанционирующими решетками 2 (ДР), закрепленными на центральной трубе 9 (ЦТ). ДР 2 закреплены на ЦТ 9 и уголках 3, прикрепленных винтами 6 к хвостовику 4. Для обеспечения загрузки-выгрузки ТВС имеет головку 5.The fuel assembly of a nuclear reactor contains fuel elements 1 (Fig. 1) and guide channels 8, mounted in a support grid 7 (HP) and interconnected by distance grids 2 (DR), mounted on a central pipe 9 (CT). DR 2 are fixed on the CT 9 and corners 3, attached by screws 6 to the shank 4. To ensure loading and unloading fuel assembly has a head 5.

ДР 2 выполнены из пластин 13 с пазами, пересекающимися по треугольной сетке с образованием шестигранных ячеек для прохода твэлов 1 и направляющих каналов 8. Аналогичные ДР описаны в RU 2518058 С1 (опуб. 10.06.14).DR 2 are made of plates 13 with grooves intersecting along a triangular grid with the formation of hexagonal cells for the passage of fuel rods 1 and guide channels 8. Similar DRs are described in RU 2518058 C1 (publ. 10.06.14).

В данной ДР 2 предложенной ТВС можно объединить свойства ДР и ПР в верхней части ТВС. Для этого (см. фиг. 4) по верхним кромкам 17 пластин 13 дополнительно предлагается выполнить перемешивающие элементы 14 в форме отклоняющих или закручивающих теплоноситель пластин определенной формы, которые могут быть расположены локально в местах наиболее теплонапряженных твэлов, например 2-3 ряды от периферии в ТВС реактора ВВЭР-440, и выходящих за верхнюю плоскость решеток ДР 2 в межтвэльное пространство.In this DR 2 of the proposed fuel assemblies, it is possible to combine the properties of DR and PR in the upper part of the fuel assembly. For this (see Fig. 4) along the upper edges 17 of the plates 13 it is additionally proposed to perform mixing elements 14 in the form of deflecting or twisting coolant plates of a certain shape, which can be located locally in places of the most heat-stressed fuel rods, for example, 2-3 rows from the periphery in Fuel assemblies of the VVER-440 reactor, and the DR 2 gratings extending beyond the upper plane into the inter-space.

Использование пластинчатых ДР 2 обеспечивает высокую жесткость каркаса ТВС, что снижает формоизменение и уровень напряженно-деформированного состояния (НДС) ТВС в процессе эксплуатации за счет снижения термомеханического взаимодействия элементов ТВС.The use of plate DR 2 provides a high rigidity of the fuel assembly skeleton, which reduces the shape change and the level of the stress-strain state (VAT) of the fuel assembly during operation by reducing the thermomechanical interaction of the fuel assembly elements.

Объединение HP и АДФ в одну конструкцию приданием HP 7 фильтрующих свойств (НРФ) по результатам гидравлических испытаний приводит к снижению коэффициента гидравлического сопротивления (КГС) входного участка ТВС на ~20% и позволит компенсировать некоторое увеличение КГС верхних ДР 2, получающееся за счет работы перемешивающих элементов 14. НРФ 7 (см. фиг. 5-6) кроме пазов 15 может иметь также отверстия 16 под твэлы, ЦТ и НК. При этом пазы для протока теплоносителя в ней образованы пересечением первых перемычек, перпендикулярных граням пластины или ее наружному контуру, вторых перемычек, перпендикулярных первым, и третьих перемычек, ограничивающих круглые отверстия, и имеют преимущественно форму вытянутых прямоугольников.The combination of HP and ADP in one design by giving HP 7 filtering properties (NRF) according to the results of hydraulic tests leads to a decrease in the hydraulic resistance coefficient (CGS) of the inlet section of the fuel assembly by ~ 20% and will compensate for a slight increase in the CGS of the upper DR 2 resulting from the work of mixing elements 14. NRF 7 (see Fig. 5-6) in addition to the grooves 15 may also have holes 16 for the fuel rods, CT and NK. In this case, the grooves for the coolant duct in it are formed by the intersection of the first bridges perpendicular to the faces of the plate or its outer contour, the second bridges perpendicular to the first, and the third bridges bounding the round holes, and are mainly in the form of elongated rectangles.

Для изготовления НРФ 7 из нержавеющей стали целесообразно использовать цифровую технологию гидроабразивной резки. При такой технологии изготовления пазы 15 для протока теплоносителя имеют небольшое расширение при ширине 1,9…2,4 мм. При этом в предлагаемой ТВС НРФ 7 устанавливается навстречу теплоносителю основанием, т.е. более широкой стороной пазов 15, что обеспечивает наименьший КГС при сохранении антидебризных свойств.For the manufacture of NRF 7 stainless steel, it is advisable to use digital waterjet cutting technology. With this manufacturing technology, the grooves 15 for the coolant duct have a slight expansion with a width of 1.9 ... 2.4 mm. At the same time, in the proposed fuel assembly NRF 7 is installed towards the coolant base, i.e. the wider side of the grooves 15, which provides the smallest GHS while maintaining antidebrizic properties.

Для изготовления пластин 13 ДР 2 из циркониевого сплава целесообразно использовать современную цифровую технологию газолазерной резки, имеющую высокую производительность и точность раскроя.For the manufacture of plates 13 DR 2 of zirconium alloy, it is advisable to use modern digital gas-laser cutting technology, which has high performance and cutting accuracy.

Такая конструкция ТВС не будет содержать дополнительных конструктивных элементов, что приведет к существенному улучшению ее гидравлической характеристики.Such a fuel assembly design will not contain additional structural elements, which will lead to a significant improvement in its hydraulic characteristics.

Предлагаемая конструкция ТВС имеет высокую технологичность изготовления, основанную на высокотехнологичных способах изготовления: газолазерной и гидроабразивной резке, что обеспечивает существенно более низкую трудоемкость изготовления.The proposed design of the fuel assembly has a high manufacturability based on high-tech manufacturing methods: gas-laser and waterjet cutting, which provides a significantly lower manufacturing complexity.

Claims (4)

1. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая твэлы, расположенные в дистанционирующих решетках пластинчатого типа по треугольной сетке, несущую решетку - фильтр с пазами для протока теплоносителя, установленную в хвостовике ТВС, отличающаяся тем, что пазы для протока теплоносителя ориентированы своей более широкой стороной навстречу потоку теплоносителя, а на верхних кромках пластин дистанционирующих решеток в верхней части тепловыделяющей сборки выполнены отклоняющие или закручивающие теплоноситель пластины, расположенные локально в местах расположения наиболее теплонапряженных твэлов и выходящие за верхнюю плоскость дистанционирующих решеток в межтвэльное пространство.1. A fuel assembly of a nuclear reactor containing fuel rods located in plate-type spacer grids along a triangular grid, a support grid — a filter with grooves for the coolant duct installed in the fuel assembly shank, characterized in that the grooves for the coolant duct are oriented with their wider side facing the flow heat carrier, and on the upper edges of the plates of the spacer grids in the upper part of the fuel assembly made deflecting or twisting the coolant plate is located s locally at the positions of the most thermally stressed rods and beyond the top surface of spacer grids in mezhtvelnoe space. 2. Тепловыделяющая сборка по п. 1, отличающаяся тем, что пазы для прохода теплоносителя несущей решетки имеют ширину 1,9…2,4 мм.2. The fuel assembly according to claim 1, characterized in that the grooves for the passage of the heat carrier of the carrier grid have a width of 1.9 ... 2.4 mm. 3. Тепловыделяющая сборка по п. 1, отличающаяся тем, что несущая решетка выполнена из нержавеющей стали с использованием гидроабразивной резки.3. The fuel assembly according to claim 1, characterized in that the supporting grid is made of stainless steel using waterjet cutting. 4. Тепловыделяющая сборка по п. 1, отличающаяся тем, что дистанционирующие решетки выполнены из циркониевого сплава с использованием газолазерной резки. 4. The fuel assembly according to claim 1, characterized in that the spacer grids are made of zirconium alloy using gas laser cutting.
RU2014125514/07A 2014-08-05 2014-08-05 Fuel assembly of nuclear reactor RU2566674C1 (en)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014125514/07A RU2566674C1 (en) 2014-08-05 2014-08-05 Fuel assembly of nuclear reactor
PCT/RU2015/000445 WO2016022043A1 (en) 2014-08-05 2015-07-14 Nuclear reactor fuel assembly

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014125514/07A RU2566674C1 (en) 2014-08-05 2014-08-05 Fuel assembly of nuclear reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2566674C1 true RU2566674C1 (en) 2015-10-27

Family

ID=54362369

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014125514/07A RU2566674C1 (en) 2014-08-05 2014-08-05 Fuel assembly of nuclear reactor

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2566674C1 (en)
WO (1) WO2016022043A1 (en)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2089365C1 (en) * 1995-07-06 1997-09-10 Кумертауское авиационное производственное предприятие Method of and device for gas-laser cutting of metals
RU2143144C1 (en) * 1997-05-30 1999-12-20 ОАО "Машиностроительный завод" Fuel assembly of water-cooled power reactor
JP2003344575A (en) * 2002-05-23 2003-12-03 Nuclear Fuel Ind Ltd Spacer with vanes for boiling water reactor and fuel assembly
EP1589539A2 (en) * 2004-04-21 2005-10-26 Westinghouse Electric Company LLC Grid insert for the lowermost grid in a fuel assembly
RU2473989C1 (en) * 2011-12-08 2013-01-27 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Nuclear reactor fuel assembly

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2089365C1 (en) * 1995-07-06 1997-09-10 Кумертауское авиационное производственное предприятие Method of and device for gas-laser cutting of metals
RU2143144C1 (en) * 1997-05-30 1999-12-20 ОАО "Машиностроительный завод" Fuel assembly of water-cooled power reactor
JP2003344575A (en) * 2002-05-23 2003-12-03 Nuclear Fuel Ind Ltd Spacer with vanes for boiling water reactor and fuel assembly
EP1589539A2 (en) * 2004-04-21 2005-10-26 Westinghouse Electric Company LLC Grid insert for the lowermost grid in a fuel assembly
RU2473989C1 (en) * 2011-12-08 2013-01-27 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Nuclear reactor fuel assembly

Also Published As

Publication number Publication date
WO2016022043A1 (en) 2016-02-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100887054B1 (en) Reduced Pressure Drop Debris Filter Bottom Nozzle For A Fuel Assembly Of A Nuclear Reactor
US20240312646A1 (en) Debris filtering arrangement for nuclear fuel assembly bottom nozzle and bottom nozzle including same
US4804516A (en) Fuel assembly having anti-corrosion grids
KR102523408B1 (en) Fuel Assembly Debris Filtration Lower Nozzle
RU2473989C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly
EP1978528A4 (en) Fuel assembly and and insertable interelement spacer
KR102605338B1 (en) Doppler reactivity augmentation device
RU2566674C1 (en) Fuel assembly of nuclear reactor
EP2363863B1 (en) A protective grid attachment
RU2557254C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly spacer grid
RU2610913C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly
KR20200089347A (en) A bottom nozzle of Nuclear Fuel Assembly formed flow hole by utilizing a layered Aircraft Airfoil Structure
US9171647B2 (en) Spacer grid for nuclear fuel assembly for reducing flow-induced vibration
RU2610716C1 (en) Filter for nuclear reactor fuel assembly
RU2728894C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly (versions)
RU2540981C1 (en) Fuel assembly of nuclear reactor
RU2308775C1 (en) Supporting grid for nuclear reactor fuel assembly
US20140037041A1 (en) Spacer grid for nuclear fuel assembly for reducing high frequency vibration
RU113401U1 (en) END GRILLE FOR THERMAL FUEL ASSEMBLY OF THE CHANNEL NUCLEAR REACTOR
RU2610915C1 (en) Absorbing grid for nuclear fuel assembly of nuclear reactor
RU67760U1 (en) KINDING LATTICE OF THE FUEL ASSEMBLY OF THE NUCLEAR REACTOR
RU2594897C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly
KR101576899B1 (en) Enhanced wear resistance spacer grid of nuclear fuel rod
RU2610717C1 (en) Nuclear reactor fuel assembly
CN107851468A (en) Nuclear fuel assembly with the grid for allowing earthquake/loss of-coolant accident (LOCA)