RU2691628C1 - Твэл ядерного реактора - Google Patents
Твэл ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2691628C1 RU2691628C1 RU2018131693A RU2018131693A RU2691628C1 RU 2691628 C1 RU2691628 C1 RU 2691628C1 RU 2018131693 A RU2018131693 A RU 2018131693A RU 2018131693 A RU2018131693 A RU 2018131693A RU 2691628 C1 RU2691628 C1 RU 2691628C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- fuel
- compensator
- shell
- nuclear
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 55
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 113
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 71
- 239000008187 granular material Substances 0.000 claims abstract description 17
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 14
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- 229910000765 intermetallic Inorganic materials 0.000 claims abstract description 11
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims abstract description 11
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 10
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 9
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 62
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims description 19
- 239000000945 filler Substances 0.000 claims description 17
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 12
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims description 11
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 10
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims description 10
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 8
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 claims description 7
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 239000011651 chromium Substances 0.000 claims description 5
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 150000003671 uranium compounds Chemical class 0.000 claims description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 11
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 239000004173 sunset yellow FCF Substances 0.000 description 8
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 5
- 150000001224 Uranium Chemical class 0.000 description 4
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 4
- 229910000623 nickel–chromium alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- TWNQGVIAIRXVLR-UHFFFAOYSA-N oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Al]O[Al]=O TWNQGVIAIRXVLR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 3
- 238000004804 winding Methods 0.000 description 3
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 2
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N Silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000007667 floating Methods 0.000 description 2
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 description 2
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 2
- 241001239379 Calophysus macropterus Species 0.000 description 1
- 229910000990 Ni alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000551 Silumin Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- VNNRSPGTAMTISX-UHFFFAOYSA-N chromium nickel Chemical compound [Cr].[Ni] VNNRSPGTAMTISX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005056 compaction Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-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
-
- 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
- G21C3/02—Fuel elements
-
- 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
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- 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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
-
- 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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
-
- 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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/10—End closures ; Means for tight mounting therefor
-
- 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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
- G21C3/18—Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors
- Y10S376/901—Fuel
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в производстве твэлов активных зон водо-водяных ядерных реакторов. Дисперсионный твэл ядерного реактора включает цилиндрическую оболочку с концевыми заглушками, компенсатор крестообразной формы, размещенный при помощи дистанционирующего элемента внутри оболочки, частицы ядерного топлива с массовой долей изотопаU в уране от 7 до 93%, выполненные в виде крупки интерметаллидного соединения урана типа U(Al,Si)и/или в виде гранул диоксида урана. Активная часть твэла состоит из двух или более зон профилирования, различающихся значениями средней линейной плотности по урану в соседних зонах профилирования, с одинаковыми или различными длинами, видами ядерного топлива, размерами фракций частиц ядерного топлива, значениями массовой доли изотопаU в уране, значениями площади поперечного сечения компенсатора. Технический результат – возможность обеспечения твэлом увеличенных значений энерговыделения и максимальной энерговыработки в твэле, а также возможность профилирования линейной плотности по урану и/или изотопуU по длине сердечника при сохранении целостности и минимальном изменении размеров твэла при эксплуатации. 9 з.п. ф-лы, 8 ил.
Description
Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в производстве твэлов активных зон водо-водяных ядерных реакторов стационарных, транспортных и транспортабельных установок.
Известен твэл ядерного реактора контейнерного типа, в котором сердечник выполнен в виде спеченных гранул оксидного топлива, загруженных в оболочку твэла с виброуплотнением [А.Г. Самойлов, B.C. Волков, М.И. Солонин "Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов". М.: Энергоатомиздат, 1996 г, с 113, 129-137]. Энерговыработка таких твэлов близка к энерговыработке твэлов с традиционным таблетированным оксидным топливом в одинаковых условиях при эксплуатации. Происходит перестройка структуры виброуплотненного сердечника, которая приближается к структуре облученного таблетированного оксидного топлива.
Однако к недостаткам обоих типов твэлов относится то, что они не обеспечивают требуемую надежность работы реактора при высоких выгораниях в переходных режимах и режимах маневрирования мощностью, которые в настоящее время становятся все более необходимыми для работы водо-водяных ядерных энергетических установок, в частности для плавучих АЭС и атомных ледоколов.
Известно, что в современных реакторах типа ВВЭР, которые в ближайшие 30-50 лет составят основу ядерной энергетики, в случае применения твэлов контейнерного типа, состоящих из оболочки с торцевыми заглушками и сердечника в виде таблеток или гранул из смешанного уран-плутониевого топлива, количество накопившегося плутония не сократится, а лишь уменьшится скорость его накопления. Поэтому с целью сокращения накопившегося плутония интенсивно ведутся работы по замене урановой матрицы в смешанном топливе на инертную, не дающую воспроизводства новых делящихся нуклидов, в твэлах контейнерного типа с сердечником в виде таблеток или гранул. Однако применение таких твэлов АЭС малой мощности ограничено требованиями безопасности и нераспространения ядерных материалов.
Известен твэл, включающий оболочку с торцевыми заглушками, в котором часть ядерного топлива заключена в одну или несколько герметичных ампул различной геометрической формы [Патент РФ №2124767, МПК G21C 3/62]. В остальной части сердечника твэла размещено дополнительное ядерное топливо и воспроизводящие нуклиды. Пустоты, образованные ампулами и ядерным топливом внутри оболочки твэла, заполнены контактным материалом для обеспечения теплоотвода от ампул и ядерного топлива сердечника. Конструктивно ампулы могут быть выполнены в виде шаров, дисков, колец, многогранных или фигурных пластин, прямых или скрученных относительно продольной оси или навитых в виде различных спиралей или стержней с круглым, овальным, треугольным, многогранным и другим поперечным сечением, в том числе с ребрами для самодистанционирования.
Однако к недостаткам этого твэла относится то, что он имеет сложную конструкцию, а технология его получения мало пригодна для массового производства топлива для АЭС малой мощности. Кроме того, твэл не обеспечивает достижение требуемого энерговыделения при заданной величине обогащения урана.
Известен твэл [Патент РФ №2170956, МПК G21C 3/20], состоящий из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника с частицами ядерного топлива, имеющего массовую долю делящихся нуклидов от 20 до 100%, и контактным материалом, который при рабочих условиях находится в твердом или жидком состоянии, внутри оболочки соосно с ней на всю длину активной части твэла размещен вытеснитель из конструкционного материала, который может содержать выгорающий поглотитель, выполненный в виде стержня. Вытеснитель имеет постоянную или переменную по длине активной части твэла площадь поперечного сечения, составляющую от 30 до 80% площади поперечного сечения, ограниченной внутренней поверхностью оболочки твэла, а между оболочкой и вытеснителем помещены частицы ядерного топлива в виде крупки или гранул с пористостью от 2 до 30% и контактный материал.
Вытеснитель выполнен в виде различных геометрических форм с круглым, овальным, ленточным, трех или более многогранным, трех или более лопастным поперечным сечением, прямым или скрученным с постоянным или переменным шагом относительно продольной оси, монолитным или полым для сбора газообразных осколков деления или для компенсации объемных изменений топливной композиции от накапливаемых в ней осколков деления, или заполнен материалом, содержащим воспроизводящее ядерное топливо и/или выгорающий поглотитель, и/или замедлитель нейтронов.
Однако к недостаткам этого твэла относится то, что он имеет сложную конструкцию, а технология его изготовления мало пригодна для массового производства топлива для АЭС малой мощности. Кроме того, конструктивное выполнение твэла не обеспечивает достижение требуемого энерговыделения при заданной величине обогащения урана, которое ограничено для энергетических реакторов величиной 20%.
Наиболее близким аналогом к заявляемому является твэл ядерного реактора [ПМ №112483; МПК G21C 3/20, опубл. 2012 г.], включающий оболочку диаметром от 6,3 до 7,1 мм с торцевыми заглушками, сердечник в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, выполненных в виде гранул из диоксида урана, пористость которых составляет от 3 до 6%, причем плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см3, и компенсатор крестообразной формы со скругленными выступами и впадинами, размещенный внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, отличающийся тем, что оболочка выполнена из трубы, имеющей толщину стенки от 0,11 до 0,32 мм, частицы ядерного топлива имеют размер от 0,2 до 1,2 мм, площадь поперечного сечения компенсатора составляет от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, а масса урана задана в пределах от 1,58 до 1,95 г на сантиметр сердечника.
Этот твэл может быть использован для ядерных реакторов на тепловых нейтронах, например, для реакторов плавучих атомных станций и позволяет решить ряд технологических и технико-экономических задач при разработке таких реакторов. Так, использование этого твэла в энергетических реакторах малой мощности более экономично, экологично и безопасно по сравнению с контейнерными твэлами с таблеточным оксидным топливом и позволяет увеличить энерговыработку до уровня 150 МВт⋅сутки/(кг U).
При всех несомненных достоинствах этот твэл обладает следующими недостатками:
- использование в качестве ядерного топлива только диоксида урана;
- узкий интервал плотности по урану в сердечнике твэла;
- ограничения массовой доли урана-235 не выше 20%;
- ограничение ресурса твэла при использовании оболочек из циркониевых сплавов толщиной не более 0,32 мм, обусловленное коррозионными свойствами этих сплавов;
- узкий диапазон вариации диаметра твэла;
- и в результате малый диапазон вариаций сочетаний размеров твэла, компенсатора для обеспечения различных требуемых ресурса, энерговыработки и энерговыделения твэла.
По сути, этот вариант ориентирован на использования только в активных зонах водо-водяных реакторных установок плавучих энергоблоков и АЭС малой мощности в экспортном исполнении для обеспечения условий нераспространения.
Задачей, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, является создание дисперсионного твэла с большим диапазоном вариации диаметра твэла, толщины стенки оболочки, размеров и площади компенсатора, плотности по урану, в том числе и переменной плотности по длине активной части, и расширение сферы применения твэла при сохранении как принципиальной конструкции в части геометрии, так и принципиальной технологической схемы изготовления.
Технический результат - возможность обеспечения твэлом увеличенных значений энерговыделения и максимальной энерговыработки в твэле, а также возможность профилирования линейной плотности по урану и/или изотопу 235U по длине сердечника при сохранении целостности и минимальном изменении размеров твэла при эксплуатации. Профилирование содержания урана и/или изотопа 235U позволяет нужным образом регулировать энерговыделение по длине сердечника, увеличить среднюю энерговыработку в твэле и, соответственно, повысить эффективность использования изотопа 235U.
Технический результат достигается в твэле ядерного реактора, включающем цилиндрическую оболочку из трубы, герметизированную концевыми заглушками, компенсатор крестообразной формы с герметичной полостью, размещенный при помощи дистанционирующего элемента внутри оболочки, и частицы ядерного топлива, распределенные в матричном материале в активной части твэла между оболочкой и компенсатором, частицы ядерного топлива с массовой долей изотопа 235U в уране от 7 до 93% выполненные в виде крупки интерметаллидного соединения урана типа U(Al, Si)3 и/или в виде гранул диоксида урана, активная часть твэла состоит из двух или более зон профилирования длиной не менее 30 мм, различающихся значениями средней линейной плотности по урану в соседних зонах профилирования, с одинаковыми или различными длинами, видами ядерного топлива, размерами фракций частиц ядерного топлива, значениями массовой доли изотопа 235U в уране, значениями площади поперечного сечения компенсатора, пробки под и над активной частью из распределенных в матричном материале частиц инертного наполнителя, размещенный соосно с оболочкой компенсатор, имеющий постоянный описанный диаметр в активной части твэла и прямую или закрученную профильную часть, которая выходит за верхнюю и нижнюю границы активной части, дистанционирующий элемент, выполненный из циркониевого сплава или нержавеющей стали, намотанный на компенсатор с количеством витков от 6 до 16 и закрепленный на его концах, при этом площадь поперечного сечения компенсатора постоянна в каждой зоне профилирования и составляет от 0,075 до 0,88 от площади поперечного сечения между компенсатором и оболочкой твэла в том же сечении.
При выполнении оболочки из нержавеющей стали или сплава на основе никеля и хрома используются трубы диаметром от 5,0 до 9,6 мм и толщиной стенки от 0,11 до 0,45 мм.
В любой зоне профилирования твэла с оболочкой из нержавеющей стали или сплава на основе никеля и хрома и с ядерным топливом в виде интерметаллидного соединения урана типа U(Al, Si)3 с размером фракции крупки от 0,1 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,25 до 1,77 г/см.
В любой зоне профилирования твэла с оболочкой из нержавеющей стали или сплава на основе никеля и хрома и с ядерным топливом в виде гранул диоксида урана с пористостью не более 10% и размером фракции от 0,315 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,35 до 3,90 г/см.
При выполнении оболочки из сплава на основе циркония используются трубы диаметром от 5,0 до 9,6 мм и толщиной стенки от 0,4 до 0,75 мм.
В любой зоне профилирования твэла с оболочкой из сплава на основе циркония и с ядерным топливом в виде интерметаллидного соединения урана типа U(Al, Si)3 с размером фракции крупки от 0,1 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,23 до 1,57 г/см.
В любой зоне профилирования твэла с оболочкой из сплава на основе циркония и с ядерным топливом в виде гранул диоксида урана с пористостью не более 10% и размером фракции от 0,315 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,34 до 3,35 г/см.
Концевые заглушки выполнены из того же материала, что и оболочка.
При выполнении дистанционирующего элемента в виде проволоки используется проволока диаметром от 0,4 до 0,5 мм.
При выполнении дистанционирующего элемента в виде спирали используется изготовленная из проволоки диаметром от 0,4 до 0,5 мм растянутая правая спираль диаметром от 0,5 до 3,0 мм, намотанная с левым направлением на компенсатор.
В зависимости от области применения (на международном или внутреннем рынке) и требований технического задания на разработку в твэле можно использовать ядерное топливо с массовой долей делящихся нуклидов как ниже 20%, так и до 93%.
Матричный материал выполнен из сплава на основе алюминия с кремнием и никелем (типа силумина) с содержанием кремния от 11,4 до 12,2% и содержанием никеля от 1,9 до 2,1%.
Сущностью предлагаемого изобретения является:
- использование ядерного топлива не только в виде гранул диоксида урана, но и в виде крупки интерметаллидного соединения урана типа U(Al, Si)3;
- использование, в том числе, высокообогащенного ядерного топлива с массовой долей изотопа 235U в уране от 7 до 93%;
- расширение диапазона изменения плотности ядерного топлива по урану до значений от 2,5 до 6,6 г/см3;
- возможность зонного профилирования линейной плотности делящихся нуклидов по длине активной части за счет изменения плотности по урану и/или плотности по изотопу 235U и/или за счет изменения площади поперечного сечения компенсатора и/или за счет изменения вида ядерного топлива;
- расширение диапазона диаметров применяемых оболочечных труб со значениями от 5,0 до 9,6 мм;
- расширение диапазона толщин применяемых оболочечных труб со значениями от 0,11 до 0,45 мм для труб из нержавеющей стали или сплава на основе никеля и хрома и от 0,40 до 0,75 мм для труб сплава на основе циркония;
- расширение диапазона изменения площади поперечного сечения компенсатора от 0,075 до 0,88 от площади поперечного сечения между компенсатором и оболочкой твэла в том же сечении;
- расширение диапазона изменения средней линейной плотности по урану до значений от 0,23 до 3,90 г/см.
На Фиг. 1 представлена конструкция твэла в виде продольного разреза и вынесенных поперечных сечений твэла в зонах профилирования с активной частью, состоящей из трех зон профилирования, отличающихся длиной и значением линейной плотности по урану, где 1 - оболочка, 2 - нижняя заглушка, 3 - верхняя заглушка с лункой для фиксации твэла в ТВС, 4 - компенсатор с поперечным сечением крестообразной формы с переменной площадью поперечного сечения с прямыми лопастями вдоль продольной оси и герметичной полостью, 5 - дистанционирующий элемент в виде проволоки, намотанный с левым направлением на компенсатор, 6, 7 - нижний и верхний слои инертного наполнителя, 8 - крупка интерметаллидного ядерного топлива, 10 - матричный материал.
На Фиг. 2 представлена конструкция твэла в виде продольного разреза и вынесенного поперечного сечения твэла с активной частью из пяти зон профилирования, отличающихся длиной и значениями линейной плотности по урану, где 1 - оболочка, 2 - нижняя заглушка с лункой для фиксации твэла в ТВС, 3 - верхняя заглушка, 4 - закрученный вправо крестообразный компенсатор с постоянной площадью поперечного сечения, 5 - дистанционирующий элемент в виде растянутой спирали из проволоки, намотанный с левым направлением на компенсатор, 6, 7 - нижний и верхний слои инертного наполнителя, 8 - крупка интерметаллидного ядерного топлива, 10 - матричный материал.
На Фиг. 3 представлена конструкция твэла в виде продольного разреза и вынесенных поперечного сечения твэла и поперечных сечений компенсатора в зонах профилирования с активной частью, состоящей из пяти зон профилирования, отличающихся длиной и значением линейной плотности по урану, где 1 - оболочка, 2 - нижняя заглушка с лункой для фиксации твэла в ТВС, 3 - верхняя заглушка, 4 - закрученный вправо крестообразный компенсатор с переменной площадью поперечного сечения и герметичной полостью, 5 -дистанционирующий элемент в виде растянутой спирали из проволоки, намотанный с левым направлением на компенсатор, 6, 7 - нижний и верхний слои инертного наполнителя, 8 - крупка интерметаллидного ядерного топлива, 10 - матричный материал.
На Фиг. 4 представлена конструкция твэла в виде продольного разреза и вынесенных поперечных сечений твэла с активной частью из трех зон профилирования, отличающихся длиной, видом ядерного топлива и значениями линейной плотности по урану, где 1 - оболочка, 2 - нижняя заглушка с лункой для фиксации твэла в ТВС, 3 - верхняя заглушка, 4 - закрученный вправо крестообразный компенсатор с постоянной площадью поперечного сечения, 5 - дистанционирующий элемент в виде растянутой спирали из проволоки, намотанный с левым направлением на компенсатор, 6, 7 - нижний и верхний слои инертного наполнителя, 8 - крупка интерметаллидного ядерного топлива, 9 - гранулы диоксидного ядерного топлива, 10 - матричный материал.
На Фиг. 5, 6, 7, 8 представлены распределение линейной плотности урана и средние линейные плотности урана (горизонтальные линии) в каждой зоне профилирования для твэлов по примерам 1, 2, 3,4 соответственно.
Пример 1 (см. Фиг. I).
Твэл состоит из оболочки 1 с осаженными концами из нержавеющей стали 06Х16Н15М3Б-ИД (ЭИ-847) диаметром 5,0 мм с толщиной стенки оболочки 0,11 мм. Нижняя 2 и верхняя 3 заглушки также из стали ЭИ-847 приварены к оболочке аргонодуговой сваркой. На верхней заглушке 3 имеется лунка для фиксации твэла в ТВС. Внутри оболочки 1 соосно с ней помещен прямой крестообразный компенсатор 4. Компенсатор 4 с постоянным по длине описанным диаметром 3,8 мм изготовлен из трубы диаметром 3,8×0,12 мм из нержавеющей стали 06Х18Н10Т. Профильная часть компенсатора 4 имеет три отличающихся по площади поперечного сечения участка, образующих три зоны профилирования. Компенсатор 4 центрируется внутри оболочки твэла с помощью дистанционирующего элемента 5 в виде проволоки диаметром 0,45 мм из нержавеющей стали навитой на компенсатор с левым направлением. Количество витков дистанционирующей проволоки составляет от 8 до 10. Площадь поперечного сечения компенсатора 4 составляет: для зоны L1 8,37 мм2, для зоны L2 7,40 мм2, для зоны L3 6,46 мм2. Доля площади компенсатора от площади между оболочкой 1 и компенсатором 4 составляет для зоны L1 0,874, для зоны L2 0,701, для зоны L3 0,562. В активной части твэла между оболочкой 1 и компенсатором 4 расположено ядерное топливо 8 в виде крупки интерметаллидного соединения урана с размером фракции от 0,14 до 0,5 мм. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой ядерного топлива 8 заполнено матричным материалом 10. Массовая доля 235U в уране составляет 19,45%. Активная часть твэла номинальной длиной 950 мм состоит из трех зон профилирования, отличающихся длиной, значениями площади поперечного сечения компенсатора и линейной плотностью по урану. Длины зон профилирования составляют: L1=80 мм, L2=240 мм, L3=630 мм. Номинальная плотность по урану составляет 2,6 г/см. Номинальные линейные плотности урана по длинам зон профилирования составляют: для зоны L1 0,249 г/см, для зоны L2 0,274 г/см, для зоны L3 0,299 г/см. Под и над активной частью между оболочкой 1 и компенсатором 4 размещены нижний 6 и верхний 7 слои инертного наполнителя. В качестве инертного наполнителя применена крупка электрокорунда белого с размером фракции от 0,1 до 0,25 мм для нижнего слоя 6 и от 0,4 до 0,63 мм для верхнего слоя 7. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой инертного наполнителя 6 и 7 также заполнено матричным материалом 10. Распределение линейной плотности урана в трех зонах профилирования представлено на Фиг. 5.
Пример 2 (см. Фиг. 2).
Твэл состоит из оболочки 1 из циркониевого сплава Э110 диаметром 9,15 мм с толщиной стенки оболочки 0,715 мм. Нижняя 2 и верхняя 3 заглушки из циркониевого сплава Э110 приварены к оболочке контактно-стыковой сваркой КСС-2. На нижней заглушке 2 имеется лунка для фиксации твэла в ТВС. Внутри оболочки 1 соосно с ней помещен закрученный вправо крестообразный компенсатор 4. Компенсатор 4 с описанным диаметром 3,7 мм изготовлен из трубы диаметром 3,7×0,15 мм из циркониевого сплава Э110. Компенсатор 4 центрируется внутри оболочки твэла с помощью дистанционирующего элемента 5 в виде растянутой спирали диаметром 2,01 мм, изготовленного из проволоки диаметром 0,45 мм из циркониевого сплава Э110, который намотан на компенсатор с левым направлением навивки. Количество витков спирали составляет от 10 до 12. Площадь поперечного сечения компенсатора равна 6,0 мм2 и составляет около 0,147 от площади сечения между оболочкой и компенсатором. В активной части твэла между оболочкой 1 и компенсатором 4 расположено ядерное топливо 8 в виде крупки интерметаллидного соединения урана. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой ядерного топлива 8 заполнено матричным материалом 10. Активная часть твэла номинальной длиной 1200 мм состоит из пяти зон профилирования, отличающихся длиной, размерами фракций крупки ядерного топлива, плотностью по урану и линейной плотностью по урану. Под и над активной частью между оболочкой 1 и компенсатором 4 размещены нижний 6 и верхний 7 слои инертного наполнителя. Длины зон профилирования составляют: L1=180 мм, L2=240 мм, L3=260 мм, L4=280 мм, L5=240 мм. Размеры фракций крупки ядерного топлива составляют: для зоны L1 от 0,2 до 0,8 мм, для зоны L2 от 0,2 до 1,0 мм, для зоны L3 от 0,2 до 1,2 мм, для зоны L4 от 0,14 до 1,0 мм, для зоны L5 от 0,14 до 1,2 мм. Массовая доля 235U в уране составляет 47,0%. Номинальные плотности по урану составляют: для зоны L1 2,69 г/см3, для зоны L2 2,77 г/см3, для зоны L3 2,84 г/см3, для зоны L4 2,98 г/см3, для зоны L5 3,12 г/см3. Номинальные линейные плотности урана по длинам зон профилирования составляют: для зоны L1 1,10 г/см, для зоны L2 1,13 г/см, для зоны L3 1,16 г/см, для зоны L4 1,22 г/см, для зоны L5 1,27 г/см. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой инертного наполнителя 6 и 7 также заполнено матричным материалом 10. Распределение линейной плотности урана в пяти зонах профилирования представлено на Фиг. 6.
Пример 3 (см. Фиг. 3).
Твэл состоит из оболочки 1 с осаженными концами из хромоникелевого сплава 42ХНМ диаметром 6,9 мм с толщиной стенки оболочки 0,25 мм. Нижняя 2 и верхняя 3 заглушки из хромоникелевого сплава 42ХНМ приварены к оболочке аргонодуговой сваркой. На нижней заглушке 2 имеется лунка для фиксации твэла в ТВС. Внутри оболочки 1 соосно с ней помещен закрученный вправо крестообразный компенсатор 4. Компенсатор 4 с постоянным по длине описанным диаметром 3,7 мм изготовлен из трубы диаметром 3,7×0,15 мм из циркониевого сплава Э110. Профильная часть компенсатора 4 имеет пять отличающихся по площади поперечного сечения участков, образующих зоны профилирования. Компенсатор центрируется внутри оболочки твэла с помощью дистанционирующего элемента 5 в виде растянутой спирали диаметром 1,35 мм, изготовленного из проволоки диаметром 0,45 мм из циркониевого сплава Э110, который намотан на компенсатор с левым направлением навивки. Количество витков спирали составляет от 10 до 12. Площадь компенсатора 4 равна: для зоны L1 6,7 мм2, для зоны L2 6,4 мм2, для зоны L3 6,0 мм2, для зоны L4 5,5 мм2, для зоны L5 5,0 мм2. Доля площади компенсатора от площади между оболочкой 1 и компенсатором 4 составляет для зоны L1 0,263, для зоны L2 0,248, для зоны L3 0,229, для зоны L4 0,206, для зоны L5 0,184. В активной части твэла между оболочкой 1 и компенсатором 4 расположено ядерное топливо 8 в виде крупки интерметаллидного соединения урана с размером фракции от 0,14 до 0,8 мм. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой ядерного топлива 8 заполнено матричным материалом 10. Массовая доля 235U в уране составляет 49,0%. Активная часть твэла номинальной длиной 1200 мм состоит из пяти зон профилирования, отличающихся длиной, значениями площади поперечного сечения компенсатора и линейной плотностью по урану. Длины зон профилирования составляют: L1=180 мм, L2=240 мм, L3=260 мм, L4=280 мм, L5=240 мм. Номинальная плотность по урану составляет 2,69 г/см3. Номинальные линейные плотности урана по зонам профилирования составляют: для зоны L1 0,69 г/см г/см, для зоны L2 0,70 г/см, для зоны L3 0,71 г/см, для зоны L4 0,72 г/см, для L5 0,73 зоны. Под и над активной частью между оболочкой 1 и компенсатором 4 размещены нижний 6 и верхний 7 слои инертного наполнителя. В качестве инертного наполнителя применена крупка электрокорунда белого с размером фракции от 0,1 до 0,25 мм для нижнего слоя 6 и от 0,4 до 0,63 мм для верхнего слоя 7. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой инертного наполнителя 6 и 7 также заполнено матричным материалом 10. Распределение линейной плотности урана в пяти зонах профилирования представлено на Фиг. 7.
Пример 4 (см. Фиг. 4).
Твэл состоит из оболочки 1 из хромоникелевого сплава 42ХНМ диаметром 9,5 мм с толщиной стенки оболочки 0,43 мм. Нижняя 2 и верхняя 3 заглушки из хромоникелевого сплава 42ХНМ приварены к оболочке контактно-стыковой сваркой КСС-2. На нижней заглушке 2 имеется лунка для фиксации твэла в ТВС. Внутри оболочки 1 соосно с ней помещен закрученный вправо крестообразный компенсатор 4. Компенсатор 4 с описанным диаметром 3,7 мм изготовлен из трубы диаметром 3,7×0,15 мм из циркониевого сплава Э110. Компенсатор центрируется внутри оболочки твэла с помощью дистанционирующего элемента 5 в виде растянутой спирали диаметром 2,47 мм, изготовленного из проволоки диаметром 0,45 мм из циркониевого сплава Э110, который намотан на компенсатор с левым направлением навивки. Количество витков спирали составляет от 14 до 16. Площадь поперечного сечения компенсатора равна 6,0 мм2 и составляет около 0,114 от площади сечения между оболочкой и компенсатором. Активная часть твэла номинальной длиной 1600 мм состоит из трех зон профилирования (L1, L2, L3), отличающихся длиной, видом ядерного топлива и линейной плотностью по урану. В активной части твэла между оболочкой 1 и компенсатором 4 расположено ядерное топливо 8 в виде крупки интерметаллидного соединения урана (зона L1) и ядерное топливо 9 в виде гранул диоксида урана (зоны L2 и L3). Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой 8 и гранулами 9 ядерного топлива заполнено матричным материалом 10. Длины зон профилирования составляют: L1=35 мм, L2=625 мм, L3=940 мм. Массовая доля 235U в уране составляет 19,5% для зоны профилирования L1 и 13,0% для зон профилирования L2 и L3. Ядерное топливо 8 в виде крупки интерметаллидного соединения урана имеет размер фракции от 0,14 до 1,2 мм для зоны L1, ядерное топливо 9 в виде гранул диоксида урана имеет размер фракции от 0,315 до 0,8 мм для зоны L2 и от 0,315 до 1,2 мм для зоны L3. Номинальные плотности по урану составляют: для зоны L1 3,12 г/см3, для зоны L2 6,04 г/см3, для зоны L3 6,59 г/см3. Номинальные линейные плотности урана по длинам зон профилирования составляют: для зоны L1 1,64 г/см, для зоны L2 3,18 г/см, для зоны L3 3,47 г/см. Под и над активной частью между оболочкой 1 и компенсатором 4 размещены нижний 6 и верхний 7 слои инертного наполнителя. В качестве инертного наполнителя применена крупка электрокорунда белого с размером фракции от 0,1 до 0,25 мм для нижнего слоя 6 и от 0,5 до 0,63 мм для верхнего слоя 7. Свободное пространство между оболочкой 1 и компенсатором 4 и крупкой инертного наполнителя 6 и 7 также заполнено матричным материалом 10. Распределение линейной плотности урана в трех зонах профилирования представлено на Фиг. 8.
Таким образом, разработана конструкция дисперсионного твэла с увеличенным диапазоном вариации диаметра твэла, толщины стенки оболочки, с возможностью зонного профилирования линейной плотности делящихся нуклидов по длине активной части за счет изменения плотности по урану и/или плотности по изотопу 235U и/или площади поперечного сечения компенсатора и/или вида ядерного топлива и/или размера фракции частиц ядерного топлива, и расширенной сферой применения твэла при сохранении как принципиальной конструкции в части геометрии, так и принципиальной технологической схемы изготовления. Этот твэл обеспечит достижение увеличенных значений энерговыделения и средней энерговыработки в твэле с профилированием линейной плотности по урану и/или изотопу 235U по длине сердечника при сохранении целостности и минимальном изменении размеров твэла при эксплуатации. Профилирование содержания урана и/или изотопа 235U позволяет нужным образом регулировать энерговыделение по длине сердечника, увеличить среднюю энерговыработку в твэле и, соответственно, повысить эффективность использования изотопа 235U.
Claims (10)
1. Твэл ядерного реактора, включающий цилиндрическую оболочку из трубы, герметизированную концевыми заглушками, компенсатор крестообразной формы с герметичной полостью, размещенный при помощи дистанционирующего элемента внутри оболочки, и частицы ядерного топлива, распределенные в матричном материале в активной части твэла между оболочкой и компенсатором, отличающийся тем, что частицы ядерного топлива с массовой долей изотопа 235U в уране от 7 до 93% выполнены в виде крупки интерметаллидного соединения урана типа U(Al,Si)3 и/или в виде гранул диоксида урана, активная часть твэла состоит из двух или более зон профилирования длиной не менее 30 мм, различающихся значениями средней линейной плотности по урану в соседних зонах профилирования, с одинаковыми или различными длинами, видами ядерного топлива, размерами фракций частиц ядерного топлива, значениями массовой доли изотопа 235U в уране, значениями площади поперечного сечения компенсатора, под и над активной частью имеются пробки из распределенных в матричном материале частиц инертного наполнителя, компенсатор размещен соосно с оболочкой, имеет постоянный описанный диаметр в активной части твэла и прямую или закрученную профильную часть, которая выходит за верхнюю и нижнюю границы активной части твэла, дистанционирующий элемент выполнен из циркониевого сплава или нержавеющей стали, намотан на компенсатор с количеством витков от 6 до 16 и закреплен на его концах, при этом площадь поперечного сечения компенсатора постоянна в каждой зоне профилирования и составляет от 0,075 до 0,88 от площади поперечного сечения между компенсатором и оболочкой твэла в том же сечении.
2. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что оболочка выполнена из нержавеющей стали или сплава на основе никеля и хрома из трубы диаметром от 5,0 до 9,6 мм и толщиной стенки от 0,11 до 0,45 мм.
3. Твэл по любому из пп. 1, 2, отличающийся тем, что в любой зоне профилирования с ядерным топливом в виде интерметаллидного соединения урана типа U(Al,Si)3 с размером фракции крупки от 0,1 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,25 до 1,77 г/см.
4. Твэл по любому из пп. 1, 2, отличающийся тем, что в любой зоне профилирования с ядерным топливом в виде гранул диоксида урана с пористостью не более 10% и размером фракции от 0,315 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,35 до 3,90 г/см.
5. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что оболочка выполнена из сплава на основе циркония из трубы диаметром от 5,0 до 9,6 мм и толщиной стенки от 0,4 до 0,75 мм.
6. Твэл по любому из пп. 1, 5, отличающийся тем, что в любой зоне профилирования с ядерным топливом в виде интерметаллидного соединения урана типа U(Al,Si)3 с размером фракции крупки от 0,1 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,23 до 1,57 г/см.
7. Твэл по любому из пп. 1, 5, отличающийся тем, что в любой зоне профилирования с ядерным топливом в виде гранул диоксида урана с пористостью не более 10% и размером фракции от 0,315 до 1,2 мм средняя линейная плотность по урану имеет постоянное значение в интервале от 0,34 до 3,35 г/см.
8. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что концевые заглушки выполнены из того же материала, что и оболочка.
9. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что дистанционирующий элемент выполнен в виде проволоки диаметром от 0,4 до 0,5 мм.
10. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что дистанционирующий элемент выполнен в виде изготовленной из проволоки диаметром от 0,4 до 0,5 мм растянутой правой спирали диаметром от 0,5 до 3,0 мм и намотан с левым направлением на компенсатор.
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018131693A RU2691628C1 (ru) | 2018-09-03 | 2018-09-03 | Твэл ядерного реактора |
KR1020190108379A KR102410323B1 (ko) | 2018-09-03 | 2019-09-02 | 원자로 연료 요소 |
CN201910826898.0A CN110875096B (zh) | 2018-09-03 | 2019-09-03 | 核反应堆燃料元件 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018131693A RU2691628C1 (ru) | 2018-09-03 | 2018-09-03 | Твэл ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2691628C1 true RU2691628C1 (ru) | 2019-06-17 |
Family
ID=66947674
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2018131693A RU2691628C1 (ru) | 2018-09-03 | 2018-09-03 | Твэл ядерного реактора |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
KR (1) | KR102410323B1 (ru) |
CN (1) | CN110875096B (ru) |
RU (1) | RU2691628C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2748538C1 (ru) * | 2020-11-02 | 2021-05-26 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR102463008B1 (ko) * | 2020-06-11 | 2022-11-02 | 한국수력원자력 주식회사 | 부하 추종 운전용 노심 |
CN113470840B (zh) * | 2021-06-21 | 2023-01-17 | 清华大学 | 螺旋多叶型核燃料元件的制造方法 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4355002A (en) * | 1974-10-28 | 1982-10-19 | Hitachi, Ltd. | Nuclear fuel assembly |
RU2347289C1 (ru) * | 2007-07-09 | 2009-02-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Твэл ядерного реактора |
US7978808B1 (en) * | 2002-03-11 | 2011-07-12 | Urenco Nederland B.V. | Method of providing a nuclear fuel and a fuel element provided by such a method |
RU142942U1 (ru) * | 2014-01-31 | 2014-07-10 | Борис Федорович Титов | Твэл ядерного реактора |
RU2535935C2 (ru) * | 2013-03-22 | 2014-12-20 | Федеральное Государственное Бюджетное Учреждение "Петербургский институт ядерной фзизики им.Б.П.Константинова" (ФГБУ "ПИЯФ") | Тепловыделяющий элемент исследовательского реактора |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH10288686A (ja) * | 1997-04-15 | 1998-10-27 | Toshiba Corp | 核燃料要素およびその製造方法 |
RU2389089C1 (ru) * | 2008-08-08 | 2010-05-10 | Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А.Бочвара" | Тепловыделяющий элемент для ядерных реакторов (варианты) и способ его изготовления (варианты) |
FR2953637B1 (fr) * | 2009-12-04 | 2012-03-23 | Commissariat Energie Atomique | Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de pastilles d'un tel crayon |
RU112483U1 (ru) * | 2011-04-21 | 2012-01-10 | Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Твэл ядерного реактора |
RU2549829C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания |
-
2018
- 2018-09-03 RU RU2018131693A patent/RU2691628C1/ru active
-
2019
- 2019-09-02 KR KR1020190108379A patent/KR102410323B1/ko active IP Right Grant
- 2019-09-03 CN CN201910826898.0A patent/CN110875096B/zh active Active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4355002A (en) * | 1974-10-28 | 1982-10-19 | Hitachi, Ltd. | Nuclear fuel assembly |
US7978808B1 (en) * | 2002-03-11 | 2011-07-12 | Urenco Nederland B.V. | Method of providing a nuclear fuel and a fuel element provided by such a method |
RU2347289C1 (ru) * | 2007-07-09 | 2009-02-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Твэл ядерного реактора |
RU2535935C2 (ru) * | 2013-03-22 | 2014-12-20 | Федеральное Государственное Бюджетное Учреждение "Петербургский институт ядерной фзизики им.Б.П.Константинова" (ФГБУ "ПИЯФ") | Тепловыделяющий элемент исследовательского реактора |
RU142942U1 (ru) * | 2014-01-31 | 2014-07-10 | Борис Федорович Титов | Твэл ядерного реактора |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2748538C1 (ru) * | 2020-11-02 | 2021-05-26 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
WO2022093064A1 (ru) * | 2020-11-02 | 2022-05-05 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
EP4141889A4 (en) * | 2020-11-02 | 2023-03-01 | Joint-Stock Company "TVEL" | FUEL ROD OF A WATER-COOLED WATER-MODERATED NUCLEAR REACTOR |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR20200026753A (ko) | 2020-03-11 |
CN110875096B (zh) | 2024-03-19 |
KR102410323B1 (ko) | 2022-06-17 |
CN110875096A (zh) | 2020-03-10 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP1085525B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
RU2691628C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
US4777016A (en) | Fuel assembly | |
US3855061A (en) | Nuclear reactor fuel plate | |
JP4559957B2 (ja) | 燃料集合体及び炉心にこの燃料集合体が装荷された原子炉 | |
US3238108A (en) | Bundle-type nuclear fuel element having novel arrangement of fissionable and fertile material | |
RU2170956C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
US6002735A (en) | Nuclear fuel pellet | |
US5991354A (en) | Nuclear fuel pellet | |
US3215607A (en) | Multi-region neutronic fuel element | |
US4587089A (en) | Fuel assembly for boiling water reactor | |
JP7011542B2 (ja) | 高速炉の炉心 | |
US3212983A (en) | Neutronic reactor | |
JP2000241582A (ja) | 燃料集合体、燃料棒および原子炉の炉心 | |
US4701296A (en) | Fuel array for an undermoderated nuclear reactor | |
RU2347289C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
RU112483U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
RU70040U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
JPH0415436B2 (ru) | ||
JPS6055037B2 (ja) | 燃料棒 | |
JPH041593A (ja) | 燃料集合体 | |
RU198493U1 (ru) | Стержень выгорающего поглотителя ядерного реактора | |
JPH04301592A (ja) | 燃料集合体 | |
JPH0342438B2 (ru) | ||
JPH0552475B2 (ru) |