RU2748538C1 - Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора - Google Patents
Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2748538C1 RU2748538C1 RU2020136162A RU2020136162A RU2748538C1 RU 2748538 C1 RU2748538 C1 RU 2748538C1 RU 2020136162 A RU2020136162 A RU 2020136162A RU 2020136162 A RU2020136162 A RU 2020136162A RU 2748538 C1 RU2748538 C1 RU 2748538C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- fuel element
- shell
- pressurized water
- reactor according
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
- G21C1/16—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor
- G21C1/18—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised
-
- 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
-
- 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
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/045—Pellets
- G21C3/048—Shape of pellets
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерной технике к твэлам реактора ВВЭР 1200. Тепловыделяющий элемент состоит из цилиндрической оболочки, загерметизированной нижней и верхней заглушками, концентрично приваренными к оболочке с инертной атмосферой внутри тепловыделяющего элемента. Оболочка содержит концентрично размещенный в ней топливный столб, набранный из топливных таблеток с центральным отверстием. Причем топливный столб в осевом направлении поджат к нижней заглушке пружинным фиксатором, который состоит из витков компенсирующей группы, обеспечивающих осевое усилие поджатая топливного столба, и витков фиксирующей группы, обеспечивающих удержание пружинного фиксатора в определенном положении за счет посадки с натягом на внутреннюю поверхность цилиндрической оболочки. Оболочка и заглушки соединены контактно-стыковой сваркой, при этом длина сварного соединения составляет от одной до трех толщин стенки оболочки, причем зона сварного соединения не выступает за диаметр исходной оболочки, а нижняя заглушка представляет собой элемент цангового типа, в нижней части которого выполнен буртик ступенчатого профиля и прорезь, расположенная в плоскости на продольной оси, выходящая на нижний торец. Техническим результатом является увеличение энергоэффективности и выгорания топлива с сохранением надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора, а также упрощение процесса сборки свежей ТВС. 9 з.п. ф-лы, 11 ил., 2 табл.
Description
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкции тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизированной тепловыделяющей сборки (ТВС), из которых набирается активная зона в водоохлаждаемом корпусном ядерном реакторе повышенной мощности, а именно ВВЭР-1200.
Перспектива развития ядерной энергетики в значительной мере определяется решением вопроса увеличения энерговыработки и сохранением прежнего уровня безопасности атомных электростанций (АЭС).
Проблема повышения уровня экономической эффективности на действующих АЭС с реакторами ВВЭР имеет различные пути решения. Однако в настоящее время она решается, как правило, минимальным изменением конструктивных элементов активной зоны. Подобный подход позволяет более эффективно использовать имеющиеся ресурсы, не прибегая к существенной корректировке технологических процессов при изготовлении конструкционных элементов.
В настоящее время в ядерных реакторах типа ВВЭР применяются стержневые тепловыделяющие элементы. Стержневой твэл имеет топливный столб, состоящий из отдельных таблеток цилиндрической формы, размещенных в оболочке, которая является конструкционным несущим элементом (см. А.Г. Самойлов, Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоатомиздат, 1985, с. 99-107). Диаметр стержневых твэлов в целях увеличения поверхности теплообмена и снижения температурных напряжений, вызванных перепадом температур, принимается возможно меньшим и варьируется в реальных конструкциях водо-водяных реакторов с водой под давлением от 7.35⋅10-3 м до 15⋅10-3 м (см. Г.Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, с. 32-36). Конструкции стержневых твэлов, ТВС и самой активной зоны для реакторов ВВЭР должны обеспечивать механическую устойчивость и прочность твэлов, в том числе в аварийных условиях при высоких температурах.
Известен тепловыделяющий элемент ядерного реактора, содержащий герметичную оболочку, ядерное топливо в виде цилиндрических таблеток, набранных в столб по длине оболочки и удерживаемых в заданном положении фиксатором в виде разрезных втулок. Оболочка тепловыделяющего элемента выполнена из сплава циркония (RU 2244347, G21C 3/00, 24.10.2002).
Недостатком известного тепловыделяющего элемента является то, что данный твэл имеет фиксатор в виде разрезной втулки, который в отличие от пружинного фиксатора не обеспечивает сплошность топливного столба при его возможном смещении во время проведения транспортно-технологических операций, как на свежем, так и на облученном топливе.
Также недостатком является изменение наружного диаметра оболочки твэла, который варьируется от 7,00⋅10-3 м до 8,79⋅10-3, что влечет за собой значительную корректировку технологии изготовления всех элементов конструкции твэла, что приводит к осложнению технологии его изготовления по сравнению с существующей.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является тепловыделяющий элемент активной зоны водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000 (Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций - М.: ИКЦ «Академкнига», 2004 г., с. 106), который состоит из следующих частей: верхняя заглушка, оболочка, нижняя заглушка, топливный столб, набранный из таблеток диоксида урана и фиксатора. Оболочка и заглушки изготовлены из сплава Э110. Для предотвращения смятия оболочки в процессе эксплуатации внутренний объем твэла заполняется гелием под давлением (2,00±0,25) МПа. Герметизация твэла осуществляется сваркой. Для снижения давления газообразных продуктов деления под оболочкой, выделяющихся в процессе эксплуатации, в верхней части твэла предусмотрен компенсационный объем. Фиксация топливного столба от действия транспортно-технологических нагрузок осуществляется фиксатором. Верхняя заглушка предусматривает возможность сцепления с захватом устройства извлечения - установки твэла при сборке ТВС. Нижняя заглушка устанавливается в нижнюю решетку и крепится шплинтовкой.
Недостатками является то, что в твэлах реактора ВВЭР-1000 длина твэла и топливного столба меньше, чем у твэлов реактора ВВЭР-1200, тем самым суммарная загрузка топлива в активную зону меньше, что приводит к уменьшению энерговыработки водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 по сравнению с ВВЭР-1200. Использование в качестве материала оболочки сплава Э110, в котором содержание гафния больше, чем в сплаве Э110 о.ч., приводит к повышенному поглощению нейтронов оболочкой твэла, что также приводит к уменьшению энерговыработки реактора. Крепление нижней заглушки к опорной решетке шплинтовкой приводит к более сложному и трудоемкому процессу сборки и разборки твэлов в составе ТВС.
Задачей изобретения является разработка и создание нового тепловыделяющего элемента во до-водяного энергетического реактора ВВЭР-1200 с повышенной энерговыработкой и сохранением прежнего уровня безопасности, а также упрощение процесса сборки свежей (необлученной) ТВС за счет оптимизации конструкции твэла с использованием имеющегося технологического оборудования.
Техническим результатом является увеличение энергоэффективности и выгорания топлива с сохранением надежности и безопасной эксплуатации тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора, а также упрощение процесса сборки свежей ТВС.
Технический результат достигается тем, что тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, состоит из цилиндрической оболочки, загерметизированной нижней и верхней заглушками, концентрично приваренными к оболочке с инертной атмосферой внутри тепловыделяющего элемента, содержащий концентрично размещенный в цилиндрической оболочке топливный столб, набранный из топливных таблеток с центральным отверстием, при этом топливный столб в осевом направлении поджат к нижней заглушке пружинным фиксатором, который состоит из витков компенсирующей группы, обеспечивающих осевое усилие поджатая топливного столба, и витков фиксирующей группы, обеспечивающих удержание пружинного фиксатора в определенном положении за счет посадки с натягом на внутреннюю поверхность цилиндрической оболочки, причем оболочка и заглушки соединены контактно - стыковой сваркой, при этом длина сварного соединения составляет от одной до трех толщин стенки оболочки, причем зона сварного соединения не выступает за диаметр исходной оболочки, а нижняя заглушка представляет собой элемент цангового типа, в нижней части которого выполнен буртик ступенчатого профиля и прорезь, расположенная в плоскости на продольной оси, выходящая на нижний торец.
Длина твэла - L0 составляет от 4030 до 4036 мм.
Длина топливного столба - L1 составляет от 3720 до 3740 мм.
Длина свободного объема под оболочкой тепловыделяющего элемента - L2 составляет от 250 до 270 мм.
Длина оболочки - L3 составляет от 3995 до 4005 мм.
Масса топливного столба составляет от 1600 до 1800 г.
Цилиндрическая оболочка выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч., состоящего из циркония с добавлением основных примесей в следующем соотношении, масс. %: Цирконий - основа; Ниобий - 0,8-1,5; Железо - 0,02-0,08; Кислород - 0,05-0,1; Углерод - до 0,01; Кремний до 0,02, Гафний - до 0.010.
Пружинный фиксатор выполнен из нержавеющей стали.
Виток пружинного фиксатора, контактирующий с верхней топливной таблеткой, поджат до контакта и подшлифован, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки.
В качестве инертного газа под оболочкой используют гелий с массовой долей в конечном изделии в диапазоне от 90 до 99%.
Указанная совокупность признаков является новой, неизвестной из уровня техники и решает поставленную задачу, так как:
- увеличение длины топливного столба и твэла, обеспечивает увеличение суммарной загрузки топлива в активную зону. Расчетное обоснование показало, что при сравнительно большей загрузке топлива обеспечиваются аналогичные твэлам реактора ВВЭР-1000 показатели работоспособности и надежности, а срок эксплуатации и выгорание топлива выше для аналогичных параметров у твэлов реактора ВВЭР-1200;
- использование в качестве материала оболочки сплава Э110 о.ч. позволяет понизить поглощение нейтронов оболочкой за счет снижения количества гафния, что приводит к увеличению энерговыработки;
- использование в конструкции твэла нижней заглушки цангового типа позволяет обеспечить сборку твэлов в пучок и их надежную фиксацию без дополнительных инструментов и фиксирующих элементов (шплинтовка и т.д.).
- использование контактно стыковой сварки позволяет повысить надежность и упростить технологический процесс сборки твэла;
- при установке фиксатора происходит нагартовка внутренней поверхности оболочки на участке от нижнего торца верхней заглушки до участка фиксирующей группы витков включительно, что увеличивает запасы прочности по критерию потери устойчивости при гидроиспытаниях;
- установка фиксатора происходит так, что крайний поджатый до контакта и подшлифованый виток пружинного фиксатора, контактирует с верхней топливной таблеткой, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки, что позволяет повысить надежность твэла.
- использование в качестве инертного газа под оболочкой гелия с массовой долей в конечном изделии в диапазоне от 90 до 99%, повышает теплопроводность и коррозионную стойкость внутренней поверхности оболочки твэла.
- выбранная длина сварного соединения, составляющая от одной до трех толщин стенки оболочки, причем зона сварного соединения не выступает за диаметр исходной оболочки, обеспечивает надежность и безопасную эксплуатацию тепловыделяющего элемента.
Подтверждение достижения технического результата отображено в таблице 1 и таблице 2, в которых представлены рассчитанные проектные параметры в сравнении для твэлов реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200.
Сравнение данных в таблице 1 показывает увеличение предельного расчетного выгорания как в среднем по твэлу так и по таблетке для реактора ВВЭР-1200 по сравнению с реактором ВВЭР-1000. В таблице 2 представлено сравнение коэффициентов запаса для проектных критериев работоспособности, из которой видно, что для твэлов реактора ВВЭР-1200 расчетные коэффициенты запаса выше нормативных и выше таковых для твэлов реактора ВВЭР-1000.
На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза заявляемого твэла для реактора ВВЭР-1200.
На фиг. 2 изображено увеличенное изображение нижней заглушки.
На фиг. 3 изображен разрез нижней заглушки.
На фиг. 4 представлены расчетные удлинения твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1200.
На фиг. 5 представлены расчетные удлинения твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1000.
На фиг. 6 представлены расчетные изменения диаметра оболочки твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1200.
На фиг. 7 представлены расчетные изменения диаметра оболочки твэлов в зависимости от выгорания для твэлов реактора ВВЭР-1000.
На фиг. 8 представлены расчетные окружные напряжения на внутренней поверхности оболочки стационарного цикла перегрузок для твэлов реактора ВВЭР-1200.
На фиг. 9 представлены расчетные окружные напряжения на внутренней поверхности оболочки стационарного цикла перегрузок для твэлов реактора ВВЭР-1000.
На фиг. 10 представлены расчетные величины давления газа для твэлов реактора ВВЭР-1200 стационарного цикла для холодного и горячего состояний.
На фиг. 11 представлены расчетные величины давления газа для твэлов реактора ВВЭР-1000 стационарного цикла перегрузок для холодного и горячего состояний.
Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора (фиг 1), состоит из следующих конструктивных элементов: топливный столб, набранный из топливных таблеток (4) с центральным отверстием, пружинный фиксатор (5), цилиндрическая оболочка (3), верхняя (1) и нижняя заглушки (2). Топливный столб размещается в оболочке (3) твэла, нижняя топливная таблетка (4) своим нижним торцом касается нижней заглушки (2), верхняя топливная таблетка (4) касается пружинного фиксатора (5), который посредством натяга закреплен в цилиндрической оболочке (3) и обеспечивает поджатие и сохранение сплошности топливного столба. Верхняя (1) и нижняя (2) заглушки герметично вварены в цилиндрическую оболочку (3), тем самым обеспечивая герметичную полость внутри тепловыделяющего элемента. При приварке верхней заглушки (1) к цилиндрической оболочке (3) внутрь твэла подается инертный газ под давлением, для обеспечения коррозионной стойкости, прочности твэла и теплопроводности. Особенностью нижней заглушки (2) является то, что она имеет: прорезь (7) длина которой - L4 от 9 до 13 мм; цилиндрическое углубление (6) длина которого L5 от 9 до 13 мм; цанговую часть (9) - длина которой L6 от 15 до 16 мм; буртик с конической частью (8). Нижняя заглушка (2) твэла при сборке ТВС за счет упругости цанговой части с прорезью фиксируется в опорной решетке ТВС. При сборке твэла в ТВС происходит сжатие прорези и уменьшение наружного диаметра буртика до соответствующего внутреннему диаметру решетки ТВС, после чего происходит проталкивание цанговой части заглушки в решетку ТВС до упора, после чего прорезь разжимается до исходного состояния и восстанавливается исходный наружный диаметр буртика, буртик упирается в решетку ТВС тем самым удерживая нижнюю заглушку и твэл от осевого перемещения.
Наличие нижней заглушки описанной конструкции позволяет достичь одной из поставленных задач - упрощения процесса сборки свежей ТВС.
С учетом расчетных данных представленных на Фиг. 4-Фиг. 11 можно утверждать, что в нормальном режиме эксплуатации, по сравнению с конструкцией тепловыделяющих элементов реактора ВВЭР-1000, уменьшено удлинение твэлов, значение изменения их диаметра, снижены окружные напряжения, а внутреннее давление не увеличилось для твэлов ВВЭР-1200. В том числе снижено предельное значение энерговыделения твэлов, оболочки которых являются одним из основных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и могут разгерметизироваться в аварийных ситуациях, прежде всего из-за их перегрева. Такое решение обусловлено, повышением требований к уровню безопасности АЭС и многолетним успешным опытом эксплуатации ядерного топлива существующей конструкции.
Claims (10)
1. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, состоящий из цилиндрической оболочки, загерметизированной нижней и верхней заглушками, концентрично приваренными к оболочке с инертной атмосферой внутри тепловыделяющего элемента, содержащий концентрично размещенный в цилиндрической оболочке топливный столб, набранный из топливных таблеток с центральным отверстием, при этом топливный столб в осевом направлении поджат к нижней заглушке пружинным фиксатором, который состоит из витков компенсирующей группы, обеспечивающих осевое усилие поджатая топливного столба, и витков фиксирующей группы, обеспечивающих удержание пружинного фиксатора в определенном положении за счет посадки с натягом на внутреннюю поверхность цилиндрической оболочки, отличающийся тем, что оболочка и заглушки соединены контактно-стыковой сваркой, при этом длина сварного соединения составляет от одной до трех толщин стенки оболочки, причем зона сварного соединения не выступает за диаметр исходной оболочки, а нижняя заглушка представляет собой элемент цангового типа, в нижней части которого выполнен буртик ступенчатого профиля и прорезь, расположенная в плоскости на продольной оси, выходящая на нижний торец.
2. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что длина твэла - L0 составляет от 4030 до 4036 мм.
3. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что длина топливного столба - L1 составляет от 3720 до 3740 мм.
4. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что длина свободного объема под оболочкой тепловыделяющего элемента - L2 составляет от 250 до 270 мм.
5. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что длина оболочки - L3 составляет от 3995 до 4005 мм.
6. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что масса топливного столба составляет от 1600 до 1800 г.
7. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что цилиндрическая оболочка выполнена из циркониевого сплава Э110 о.ч., состоящего из циркония с добавлением основных примесей в следующем соотношении, масс. %: цирконий - основа; ниобий - 0,8-1,5; железо - 0,02-0,08; кислород - 0,05-0,1; углерод - до 0,01; кремний до 0,02; гафний - до 0,010.
8. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что пружинный фиксатор выполнен из нержавеющей стали.
9. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что виток пружинного фиксатора, контактирующий с верхней топливной таблеткой, поджат до контакта и подшлифован, образуя плоскость контакта витка и топливной таблетки.
10. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что в качестве инертного газа под оболочкой используют гелий с массовой долей в конечном изделии в диапазоне от 90 до 99%.
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020136162A RU2748538C1 (ru) | 2020-11-02 | 2020-11-02 | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
| PCT/RU2021/000242 WO2022093064A1 (ru) | 2020-11-02 | 2021-06-04 | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
| EP21887016.0A EP4141889A4 (en) | 2020-11-02 | 2021-06-04 | FUEL ROD OF A WATER-COOLED WATER-MODERATED NUCLEAR REACTOR |
| CN202180038189.1A CN115668401A (zh) | 2020-11-02 | 2021-06-04 | 水-水动力核反应堆燃料元件 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020136162A RU2748538C1 (ru) | 2020-11-02 | 2020-11-02 | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2748538C1 true RU2748538C1 (ru) | 2021-05-26 |
Family
ID=76033943
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2020136162A RU2748538C1 (ru) | 2020-11-02 | 2020-11-02 | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP4141889A4 (ru) |
| CN (1) | CN115668401A (ru) |
| RU (1) | RU2748538C1 (ru) |
| WO (1) | WO2022093064A1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2022255899A1 (ru) * | 2021-05-31 | 2022-12-08 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2136060C1 (ru) * | 1997-05-30 | 1999-08-27 | Центр комплексного развития технологии и энерготехнологических систем "Кортэс" | Активная зона, тепловыделяющая сборка и тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
| RU2143142C1 (ru) * | 1997-05-30 | 1999-12-20 | ОАО "Машиностроительный завод" | Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора |
| RU2244347C2 (ru) * | 2002-10-24 | 2005-01-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Стержневой тепловыделяющий элемент водоводяного энергетического реактора |
| RU2481654C1 (ru) * | 2012-04-11 | 2013-05-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Тепловыделяющий элемент для ядерных водо-водяных реакторов и способ его изготовления |
| US20170278586A1 (en) * | 2015-02-19 | 2017-09-28 | X-Energy, Llc | Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same |
| US20170287578A1 (en) * | 2014-09-17 | 2017-10-05 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Nuclear fuel claddings, production method thereof and uses of same against oxidation/hydriding |
| EA032448B1 (ru) * | 2016-12-29 | 2019-05-31 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2691628C1 (ru) * | 2018-09-03 | 2019-06-17 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Твэл ядерного реактора |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4871509A (en) * | 1988-05-02 | 1989-10-03 | General Electric Company | Fuel column retainer using radially compressed spring |
| DE19641323A1 (de) * | 1995-10-12 | 1997-04-17 | Gen Electric | Endstopfen für einen Brennstab und Verfahren |
| CN111430055B (zh) * | 2020-03-24 | 2023-10-20 | 中核四0四有限公司 | 一种mox燃料包壳管重利用方法 |
-
2020
- 2020-11-02 RU RU2020136162A patent/RU2748538C1/ru active
-
2021
- 2021-06-04 WO PCT/RU2021/000242 patent/WO2022093064A1/ru active Application Filing
- 2021-06-04 CN CN202180038189.1A patent/CN115668401A/zh active Pending
- 2021-06-04 EP EP21887016.0A patent/EP4141889A4/en active Pending
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2136060C1 (ru) * | 1997-05-30 | 1999-08-27 | Центр комплексного развития технологии и энерготехнологических систем "Кортэс" | Активная зона, тепловыделяющая сборка и тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
| RU2143142C1 (ru) * | 1997-05-30 | 1999-12-20 | ОАО "Машиностроительный завод" | Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора |
| RU2244347C2 (ru) * | 2002-10-24 | 2005-01-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Стержневой тепловыделяющий элемент водоводяного энергетического реактора |
| RU2481654C1 (ru) * | 2012-04-11 | 2013-05-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Тепловыделяющий элемент для ядерных водо-водяных реакторов и способ его изготовления |
| US20170287578A1 (en) * | 2014-09-17 | 2017-10-05 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Nuclear fuel claddings, production method thereof and uses of same against oxidation/hydriding |
| US20170278586A1 (en) * | 2015-02-19 | 2017-09-28 | X-Energy, Llc | Nuclear fuel pebble and method of manufacturing the same |
| EA032448B1 (ru) * | 2016-12-29 | 2019-05-31 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2691628C1 (ru) * | 2018-09-03 | 2019-06-17 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Твэл ядерного реактора |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2022255899A1 (ru) * | 2021-05-31 | 2022-12-08 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
| EP4141890A4 (en) * | 2021-05-31 | 2023-06-14 | Joint-Stock Company "TVEL" | FUEL ROD OF A WATER-COOLED WATER-MODERATED NUCLEAR REACTOR |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP4141889A1 (en) | 2023-03-01 |
| CN115668401A (zh) | 2023-01-31 |
| WO2022093064A1 (ru) | 2022-05-05 |
| EP4141889A4 (en) | 2023-03-01 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US8537962B1 (en) | Advanced gray rod control assembly | |
| US20140192949A1 (en) | Nuclear reactor fuel element having silicon carbide multilayered cladding and thoria-based fissionable fuel | |
| RU2748538C1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
| Simmons et al. | Integral fuel burnable absorbers with ZrB2 in pressurized water reactors | |
| KR20090021477A (ko) | 온-오프 작동형 누름스프링을 사용한 핵연료집합체용상단고정체 | |
| Sevecek et al. | Evaluation Metrics Applied to Accident Tolerant Fuel Cladding Concepts for VVER Reactors | |
| EP4141890A1 (en) | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
| EP4141888A1 (en) | Fuel rod for a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
| EA044880B1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
| Kryger et al. | Irradiation performances of the Superphenix type absorber element | |
| TWI810737B (zh) | 高能核燃料、燃料總成、及更換燃料之方法 | |
| RU2242810C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| Pickman | Design of fuel elements | |
| EA045525B1 (ru) | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора | |
| RU2236712C2 (ru) | Регулирующая тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| Yoona et al. | Use of 650℃ Peak Cladding Temperature as a Design Goal for Design Basis Accident | |
| RU2126999C1 (ru) | Активная зона водоводяного энергетического реактора | |
| RU2241262C2 (ru) | Активная зона водо-водяного энергетического реактора | |
| Arai et al. | Prediction of fuel cladding strain during post-boiling transition operation | |
| RU2143144C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| RU2248629C2 (ru) | Активная зона водо-водяного энергетического реактора | |
| Dai et al. | Reactivity hold-down technique for a soluble boron free PWR using TRISO particle fuel | |
| JP2731599B2 (ja) | 沸騰水型原子炉及びその燃料装荷方法 | |
| Alvarez et al. | Extended burnup with SEU fuel in Atucha-1 NPP | |
| RU2248630C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора |