RU2647127C1 - Fuel assembly of nuclear reactor and method of its production - Google Patents
Fuel assembly of nuclear reactor and method of its production Download PDFInfo
- Publication number
- RU2647127C1 RU2647127C1 RU2017104323A RU2017104323A RU2647127C1 RU 2647127 C1 RU2647127 C1 RU 2647127C1 RU 2017104323 A RU2017104323 A RU 2017104323A RU 2017104323 A RU2017104323 A RU 2017104323A RU 2647127 C1 RU2647127 C1 RU 2647127C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- fuel assembly
- nuclear reactor
- chromium
- nuclear
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 91
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 238000000034 method Methods 0.000 title description 4
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 19
- 239000011651 chromium Substances 0.000 claims abstract description 18
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 16
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 11
- 238000003466 welding Methods 0.000 claims abstract description 6
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 4
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract description 3
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 11
- 230000008021 deposition Effects 0.000 claims description 6
- 239000004173 sunset yellow FCF Substances 0.000 claims description 4
- 238000007750 plasma spraying Methods 0.000 claims description 3
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 claims description 2
- 238000000576 coating method Methods 0.000 abstract description 6
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 abstract description 5
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 abstract description 5
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 abstract description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 14
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 14
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 5
- 239000002966 varnish Substances 0.000 description 3
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 2
- 239000003973 paint Substances 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 230000035876 healing Effects 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000005507 spraying Methods 0.000 description 1
- 239000007858 starting material Substances 0.000 description 1
- 230000000930 thermomechanical effect Effects 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
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
-
- 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)
- Coating By Spraying Or Casting (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.) и РБМК-1000.The invention relates to nuclear energy, and in particular to fuel assemblies (FA) of VVER-type nuclear reactors (VVER-440, VVER-1000, etc.) and RBMK-1000.
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), рабочая кассета (РК) которой состоит из пучка твэлов 1, закрепленных несущей нижней решетке (HP) 7 и соединенных между собой дистанционирующими решетками (ДР) 2, закрепленными на центральной трубе. В ТВСА ВВЭР-1000 ДР крепятся также к уголкам 3, прикрепленным винтами 6 к хвостовику 4. Во всех конструкциях ТВС имеется головка 5 для обеспечения загрузки-выгрузки ТВС.The prior art design of the fuel assemblies of 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, A.8.3 and A.8.5, p. 317-319), the working cassette (RK) of which consists of a bunch of
Известна также конструкция стержневого твэла (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990, рис. П8.6., стр. 319), которая содержит оболочку 8 в виде трубы из циркониевого сплава Э-110, топливный столб в виде таблеток 9 и таблетки-бланкета (при наличии) 10, заглушку 11 и наконечник 12 для герметизации твэла сварными соединениями 15 и 16, выполняемые контактно-стыковой сваркой, и пружинного фиксатора 13 для фиксации таблеток от осевого перемещения, располагаемого в компенсационном объеме 14.Also known is the design of a rod fuel rod (see Kirillov P.L. et al. Handbook of Thermohydraulic Calculations (nuclear reactors, heat exchangers, steam generators). M: Energoatomizdat, 1990, Fig. A8.6., P. 319), which contains a
Существенным недостатком известных конструкций ТВС и твэлов является возможность возникновения паро-циркониевой реакции в аварийных условиях, что снижает безопасность АЭС. После аварии на АЭС «Фукусима» во всем мире активизировались работы, направленные на исключение этого явления.A significant drawback of the known designs of fuel assemblies and fuel elements is the possibility of a steam-zirconium reaction in emergency conditions, which reduces the safety of nuclear power plants. After the accident at the Fukushima nuclear power plant, activities aimed at eliminating this phenomenon have intensified throughout the world.
На X МНТК «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (25-27 мая 2016 г., ВНИИАЭС, г. Москва) В. Асмолов сообщил, что для устранения этого эффекта в РФ концерном «Росэнергоатом» и НИИ «Прометей» ведутся работы по нанесению на оболочки твэлов из циркониевого сплава Э-110 нержавеющей стали.At the X ISTC “Safety, Efficiency and Economics of Nuclear Energy” (May 25-27, 2016, VNIIAES, Moscow) V. Asmolov announced that work is being carried out in Russia by Rosenergoatom Concern and Research Institute Prometey on applying to the cladding of fuel rods made of zirconium alloy E-110 stainless steel.
Нами предлагается ТВС (см. фиг. 1), содержащая твэлы с нанесением на наружную поверхность готового твэла тонкого слоя хрома (см. фиг. 2), что также исключает непосредственный контакт с водой циркониевого сплава, препятствует возникновению паро-циркониевой реакции и тем самым повышает безопасность АЭС.We propose a fuel assembly (see Fig. 1) containing fuel rods with a thin layer of chromium applied to the outer surface of the finished fuel rod (see Fig. 2), which also excludes direct contact with zirconium alloy with water and prevents the occurrence of a steam-zirconium reaction and thereby increases the safety of nuclear power plants.
В таблице 1 приведены физические характеристики материала твэлов и некоторых покрытий.Table 1 shows the physical characteristics of the material of the fuel rods and some coatings.
Из таблицы 1 видно, что цирконий и хром имеют близкие температуры плавления и коэффициенты линейного расширения, что нельзя сказать о нержавеющей стали, рассматриваемой в качестве покрытия оболочек твэлов.From table 1 it can be seen that zirconium and chromium have similar melting points and linear expansion coefficients, which cannot be said about stainless steel, considered as a coating for the cladding of fuel elements.
При этом хром и нержавеющая сталь имеют близкие значения сечений поглощения тепловых нейтронов, т.е. с точки зрения нейтронно-физической характеристики они практически равнозначны. Хром также имеет значительно более высокую теплопроводность, чем нержавеющая сталь.In this case, chromium and stainless steel have close values of the absorption cross sections of thermal neutrons, i.e. from the point of view of the neutron-physical characteristics, they are almost equivalent. Chrome also has significantly higher thermal conductivity than stainless steel.
Поэтому покрытие твэлов с оболочкой из циркониевого сплава хромом более предпочтительно.Therefore, the coating of zirconium alloy fuel rods with chromium is more preferable.
Задачей настоящего изобретения является повышение безопасности АЭС, а также снижение количества отказов ТВС при эксплуатации, повышение надежности, работоспособности и ремонтопригодности ТВС.The objective of the present invention is to increase the safety of nuclear power plants, as well as reducing the number of FA failures during operation, increasing the reliability, performance and maintainability of FAs.
Техническим результатом изобретения является создание конструкции ТВС, исключающей паро-циркониевую реакцию, уменьшение повреждения оболочек твэлов при изготовлении ТВС, снижение уровня НДС конструктивных элементов ТВС при эксплуатации.The technical result of the invention is the creation of a fuel assembly design that excludes the steam-zirconium reaction, reducing damage to the claddings of fuel rods in the manufacture of fuel assemblies, and reducing the VAT level of fuel assembly components during operation.
Данный технический результат достигается тем, что в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей твэлы с ядерным топливом, часть которых может иметь выгорающий поглотитель, каждый из которых имеет оболочку, герметизированную заглушкой и цанговым наконечником из циркониевого сплава контактно-стыковой сваркой, наружная поверхность твэлов, по крайней мере оболочки, заглушки и сварные соединения, имеет покрытие в виде тонкого слоя хрома 17 (см. фиг. 3).This technical result is achieved by the fact that in the fuel assembly of a nuclear reactor containing fuel rods with nuclear fuel, some of which may have a burnable absorber, each of which has a shell sealed with a plug and a zirconium alloy collet by flash butt welding, the outer surface of the fuel rods, at least shells, plugs and welded joints, has a coating in the form of a thin layer of chromium 17 (see Fig. 3).
Известный способ изготовления ТВС включает изготовление твэлов с ядерным топливом, каждый из которых имеет оболочку, герметизированную по концам заглушкой и наконечником из циркониевого сплава контактно-стыковой сваркой, подготовку поверхности твэлов путем лакопокраски для снижения усилий вталкивания и уменьшения повреждения поверхности оболочки твэлов при установке их в каркас на стапеле (см. фиг. 4). При этом после сборки твэлов в пучок требуется технологическая операция отмывки их от лака, которая занимает значительное время и существенно увеличивает трудоемкость изготовления ТВС.A known method of manufacturing fuel assemblies includes the manufacture of fuel rods with nuclear fuel, each of which has a shell sealed at the ends with a plug and tip made of zirconium alloy by flash butt welding, preparing the surface of the fuel rods by paint-spraying to reduce the forces of pushing in and reduce damage to the surface of the fuel cladding when installing them in frame on the slipway (see Fig. 4). In this case, after assembling the fuel rods into a bundle, a technological operation is required to wash them from varnish, which takes considerable time and significantly increases the complexity of manufacturing fuel assemblies.
При нанесении на поверхность твэлов, по крайней мере оболочек, заглушек и сварных соединений, тонкого слоя хрома после герметизации твэла дополнительная подготовка поверхности твэлов в виде лакопокраски для установки их в каркас не требуется. Не требуется и отмывка пучка твэлов от лака, как при известной технологии изготовления, что уменьшает время и трудоемкость изготовления ТВС.When applying to the surface of the fuel rods, at least the shells, plugs and welded joints, a thin layer of chromium after sealing the fuel rods, additional preparation of the surface of the fuel rods in the form of paint for their installation in the frame is not required. No washing of the fuel rod bundle from varnish is required, as with the well-known manufacturing technology, which reduces the time and laboriousness of manufacturing fuel assemblies.
Для сборки пучка нанесение слоя хрома на наконечник твэла не требуется, т.к. при сборке пучка на него надевается технологический наконечник, защищающий его от повреждений.To assemble the beam, the deposition of a layer of chromium on the tip of the fuel rod is not required, because when assembling the beam, a technological tip is put on it, protecting it from damage.
В процессе сборки ТВС наконечники твэлов располагаются в отверстиях HP, что защищает их от внешнего воздействия и повреждения при эксплуатации.During assembly of fuel assemblies, the tips of the fuel rods are located in the holes of the HP, which protects them from external influences and damage during operation.
Более того нанесение хрома на наконечник твэла нежелательно, так как это может привести к снижению усилия фиксации твэла в HP и необходимости изменения конструктивных параметров наконечника для восстановления требований технического проекта по необходимой величине усилия.Moreover, the deposition of chromium on the tip of the fuel rod is undesirable, as this can lead to a decrease in the effort of fixing the fuel rod in HP and the need to change the design parameters of the tip to restore the requirements of the technical design for the required amount of effort.
Для предотвращения покрытия наконечника хромом при нанесении его на поверхность твэла может использоваться защитный технологический наконечник, аналогичный технологическому наконечнику, используемому при сборке пучка твэлов.To prevent the tip from being coated with chromium when applied to the surface of a fuel rod, a protective technological tip similar to the technological tip used in assembling a bundle of fuel rods can be used.
Нанесение хрома на наружную поверхность твэла после его изготовления дает дополнительно следующий положительный технический и экономический эффект как при изготовлении, так и при нормальной эксплуатации ТВС:The deposition of chromium on the outer surface of a fuel element after its manufacture additionally provides the following positive technical and economic effect both in the manufacture and in normal operation of a fuel assembly:
уменьшается вероятность разгерметизация твэла за счет «залечивания» дефектов исходных материалов, технологических дефектов конструктивных элементов и сварных соединений, что способствует уменьшению случаев отказов твэлов согласно проекту «Нулевой уровень отказов»;the probability of depressurization of a fuel rod due to the "healing" of defects in the starting materials, technological defects of structural elements and welded joints is reduced, which helps to reduce the failure of fuel elements according to the project "Zero failure rate";
хром имеет высокую твердость, достигающую 1000 HV, что при сборке пучка приведет к значительному снижению усилий и минимизирует повреждение оболочки твэла при сборке пучка твэлов без лака;chrome has a high hardness reaching 1000 HV, which during assembly of the beam will lead to a significant reduction in effort and minimizes damage to the cladding of a fuel rod when assembling a bundle of fuel rods without varnish;
наличие твердого хрома на поверхности твэла повышает коррозионную стойкость и износостойкость конструктивных элементов твэла, что повышает его надежность в процессе эксплуатации;the presence of solid chromium on the surface of the fuel element increases the corrosion resistance and wear resistance of the structural elements of the fuel element, which increases its reliability during operation;
снижается уровень термо-механического взаимодействия конструктивных элементов ТВС за счет снижения усилия проскальзывания твэлов в ДР, а также исключения сцепления их с ДР при эксплуатации за счет образовании окисной пленки и отложений;the level of thermo-mechanical interaction of the fuel assembly structural elements is reduced due to a decrease in the fuel rod slip force in the DR, as well as the exclusion of their adhesion to the DR during operation due to the formation of an oxide film and deposits;
снижаются усилия выдергивания отказавших твэлов и повышается вероятность их извлечения при ремонте ТВС, которая в настоящее время составляет ~50%.efforts to pull out failed fuel rods are reduced and the probability of their extraction during repair of fuel assemblies increases, which is currently ~ 50%.
Нанесение хрома на наружную поверхность твэла, имеющего оболочку из циркониевого сплава Э-110, производится предпочтительно посредством плазменного напыления, а после сборки ТВС не требуется удаления его с поверхности твэлов.The deposition of chromium on the outer surface of a fuel element having an E-110 zirconium alloy cladding is preferably carried out by plasma spraying, and after assembling a fuel assembly it is not required to remove it from the surface of the fuel elements.
Было изготовлено несколько укороченных имитаторов твэлов типа ВВЭР со снаряженными в штатную шлифованную оболочку 10-ю таблетками из твердого сплава, зафиксированными пружинными фиксаторами из нержавеющей стали.Several shortened VVER fuel element simulators were manufactured with 10 hard alloy tablets equipped with a standard polished shell and fixed with stainless steel spring clips.
Имитаторы были наполнены гелием и герметизированы сваркой КСС-2. После этого изготовленные имитаторы были покрыты слоем Cr толщиной 10…15 мкм с помощью плазменного напыления.The simulators were filled with helium and sealed by welding KSS-2. After that, the fabricated simulators were coated with a
Были проведены металлографические исследования поверхности имитаторов, определены коэффициенты трения и усилия проталкивания в ячейки штатных ДР по сравнению с аналогичными характеристиками штатных шлифованных оболочек твэлов без лакопокраски.Metallographic studies of the surface of the simulators were carried out, the friction coefficients and the forces of pushing into the cells of standard drills were determined in comparison with the similar characteristics of standard polished claddings of fuel rods without paint.
Исследования показали, что имитаторы твэлов с покрытием имеют коэффициенты трения относительно ячеек штатных ДР в 1,9…2 раза ниже, чем у штатных оболочек твэлов, что подтверждает указанный выше положительный технический эффект.Studies have shown that coated fuel element simulators have friction coefficients relative to standard DR cells that are 1.9 ... 2 times lower than regular fuel element claddings, which confirms the above technical effect.
Имеющийся опыт плазменного напыления хрома на циркониевый сплав показывает, что скорость осевого перемещения твэла при нанесении покрытия на поверхность твэла составляет ~1 м/мин, что позволяет встроить этот процесс в автоматизированную линию изготовления твэлов и ТВС.The existing experience of plasma deposition of chromium on a zirconium alloy shows that the axial displacement of a fuel rod during coating on the surface of a fuel rod is ~ 1 m / min, which allows this process to be integrated into an automated production line for fuel elements and fuel assemblies.
Предлагаемая ТВС и способ ее изготовления поясняется чертежами и фото.The proposed fuel assembly and the method of its manufacture is illustrated by drawings and photos.
На фиг. 1 изображена предлагаемая ТВС ВВЭР-1000. In FIG. 1 shows the proposed fuel assemblies VVER-1000.
На фиг. 2 изображен твэл предлагаемой ТВС.In FIG. 2 shows the fuel rod of the proposed fuel assembly.
На фиг. 3 изображена конструкция твэла в районе сварного соединения заглушки и оболочки.In FIG. Figure 3 shows the construction of a fuel rod in the region of the welded joint of the plug and cladding.
На фиг. 4 показан процесс установки твэлов в каркас.In FIG. 4 shows the process of installing fuel rods in the frame.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017104323A RU2647127C1 (en) | 2017-02-10 | 2017-02-10 | Fuel assembly of nuclear reactor and method of its production |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017104323A RU2647127C1 (en) | 2017-02-10 | 2017-02-10 | Fuel assembly of nuclear reactor and method of its production |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2647127C1 true RU2647127C1 (en) | 2018-03-14 |
Family
ID=61629250
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2017104323A RU2647127C1 (en) | 2017-02-10 | 2017-02-10 | Fuel assembly of nuclear reactor and method of its production |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2647127C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2022255899A1 (en) | 2021-05-31 | 2022-12-08 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6450996A (en) * | 1987-08-21 | 1989-02-27 | Mitsubishi Atomic Power Ind | Insertion of fuel element into nuclear fuel assembly |
| RU744U1 (en) * | 1993-07-01 | 1995-08-16 | Горишний Виктор Андреевич | Nuclear reactor fuel element |
| JP2001221878A (en) * | 2000-02-09 | 2001-08-17 | Hitachi Ltd | Zirconium-based alloy and its manufacturing method and fuel assembly for light water reactor using the same |
| RU2537951C2 (en) * | 2013-03-15 | 2015-01-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Method of depositing lacquer coating on surface of fuel elements with zirconium alloy cladding before mounting in fuel assembly rack and apparatus therefor |
| RU2551432C1 (en) * | 2013-11-19 | 2015-05-27 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Fuel element jacket, fuel element and fuel assembly |
-
2017
- 2017-02-10 RU RU2017104323A patent/RU2647127C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6450996A (en) * | 1987-08-21 | 1989-02-27 | Mitsubishi Atomic Power Ind | Insertion of fuel element into nuclear fuel assembly |
| RU744U1 (en) * | 1993-07-01 | 1995-08-16 | Горишний Виктор Андреевич | Nuclear reactor fuel element |
| JP2001221878A (en) * | 2000-02-09 | 2001-08-17 | Hitachi Ltd | Zirconium-based alloy and its manufacturing method and fuel assembly for light water reactor using the same |
| RU2537951C2 (en) * | 2013-03-15 | 2015-01-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Method of depositing lacquer coating on surface of fuel elements with zirconium alloy cladding before mounting in fuel assembly rack and apparatus therefor |
| RU2551432C1 (en) * | 2013-11-19 | 2015-05-27 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Fuel element jacket, fuel element and fuel assembly |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Б. ФРОСТ. ТВЭЛы ядерных реакторов. Москва: Энергоатомиздат, 1986, с.65-105. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2022255899A1 (en) | 2021-05-31 | 2022-12-08 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR102573613B1 (en) | Corrosion-resistant and wear-resistant coating on zirconium alloy cladding | |
| Karoutas et al. | The maturing of nuclear fuel: Past to Accident Tolerant Fuel | |
| US11942229B2 (en) | Molten metal fuel buffer in fission reactor and method of manufacture | |
| US20170301414A1 (en) | Fuel Rod and Fuel Assembly for Light Water Reactors | |
| Cheng et al. | Evaluations of Mo-alloy for light water reactor fuel cladding to enhance accident tolerance | |
| RU2647127C1 (en) | Fuel assembly of nuclear reactor and method of its production | |
| JP2008070138A (en) | Nuclear fuel assembly, part for use in the assembly, and method of producing the part | |
| JP2009058447A (en) | Control rod for reactor | |
| JP5376782B2 (en) | Reactor control rod and manufacturing method thereof | |
| Abe et al. | Modification of TRANSURANUS fuel performance code in the ATF framework | |
| Piro et al. | Potential mitigation strategies for preventing stress corrosion cracking failures in high burnup CANDU fuel | |
| Vinjamuri et al. | Aqueous corrosion of uranium aluminide fuel | |
| JP4520953B2 (en) | Chimney of natural circulation boiling water reactor | |
| Cheon et al. | U-Zr SFR fuel irradiation test in HANARO | |
| Jung et al. | Metal-ceramic hybrid fuel cladding tubes aiming at suppressed hydrogen release properties | |
| Giovedi et al. | Fuel performance of iron-based alloy cladding using modified TRANSURANUS code | |
| KR940002699B1 (en) | Water reactor fuel cladding tubes | |
| JP5355201B2 (en) | Reactor control rod | |
| Totemeier et al. | LIGHTBRIDGE corporation advanced metallic fuel | |
| RU2806814C1 (en) | Fuel assembly of nuclear reactor (variants) | |
| JP2011174828A (en) | Nuclear reactor control rod | |
| TWI525639B (en) | A fuel assembly | |
| Yang et al. | Development Status of Accident Tolerant Fuels for Light Water Reactors in Korea | |
| Khlifa et al. | Protective coatings as accident tolerance concepts and their impact on neurotic performance: a review | |
| Kim et al. | Development Status of Accident Tolerant Fuel Cladding for LWRs |