UA123207C2 - Тепловидільна збірка ядерного реактора - Google Patents
Тепловидільна збірка ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- UA123207C2 UA123207C2 UAA201712479A UAA201712479A UA123207C2 UA 123207 C2 UA123207 C2 UA 123207C2 UA A201712479 A UAA201712479 A UA A201712479A UA A201712479 A UAA201712479 A UA A201712479A UA 123207 C2 UA123207 C2 UA 123207C2
- Authority
- UA
- Ukraine
- Prior art keywords
- cells
- heat
- grid
- cell
- longitudinal axis
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title abstract description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 14
- 206010052428 Wound Diseases 0.000 claims 1
- 208000027418 Wounds and injury Diseases 0.000 claims 1
- 208000027697 autoimmune lymphoproliferative syndrome due to CTLA4 haploinsuffiency Diseases 0.000 claims 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 10
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 8
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 8
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 8
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 4
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 3
- 230000005514 two-phase flow Effects 0.000 description 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- 244000309464 bull Species 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 230000010349 pulsation Effects 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
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
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/3432—Grids designed to influence the coolant, i.e. coolant mixing function
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/34—Spacer grids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/344—Spacer grids formed of assembled tubular elements
-
- 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)
- Fuel Cell (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Abstract
Винахід належить до області ядерної енергетики, а саме - до конструкції збірок ядерних реакторів, що виділяють тепло, і направлений на забезпечення ефективного перемішування теплоносія з метою поліпшення тепловідведення від елементів, що виділяють тепло. Тепловидільна збірка ядерного реактора містить верхній і нижній хвостовики, напрямні канали, твели, розташовані у вузлах трикутної сітки, принаймні одну решітку, яка складається з нерознімно з'єднаних між собою комірок. Кожна з комірок виконана у формі профільованої трубки, поздовжня вісь якої збігається з поздовжньою віссю твела і має поперечний переріз у формі шестикутника, межі якого складаються із середнього й двох крайніх ділянок. Крайні ділянки граней, принаймні у торців осередків, з боку верхнього хвостовика, мають прогин, що монотонно змінюється за величиною вздовж поздовжньої осі осередку. У сусідніх граней комірки крайні ділянки, що примикають до загальної вершини шестикутника, мають протилежний напрямок прогину щодо центру комірки. У граней суміжних осередків, що контактують один з одним, напрямки прогинів відносно центрів власних осередків протилежні. Між комірками решітки відсутній зазор.
Description
Винахід відноситься до області ядерної енергетики, а саме - до конструкції збірок ядерних реакторів, що виділяють тепло, і направлений на забезпечення ефективного перемішування теплоносія з метою поліпшення тепловідведення від елементів, що виділяють тепло.
Сучасні галузеві завдання щодо підвищення енерговироблення на АЕС типу ВВЕР і підвищенню ефективності використання палива на АєБЕС вимагають впровадження вдосконалених паливних циклів. Найбільш простим і ефективним способом збільшення енерговироблення енергоблоків АЕС, які експлуатуються, є підвищення їх встановленої потужності і збільшення тривалості роботи паливних завантажень, що в даний час і реалізується на енергоблоках з ВВЕР. Реалізація цих завдань супроводжується жорсткістю умов експлуатації тепловидільних збірок (підвищення потужності, збільшення нерівномірностей енерговиділення, збільшення тривалості експлуатації). Вимоги забезпечення надійної та безпечної експлуатації при цьому зростають.
Енерговиділення по перетину тепловидільної збірки ядерного реактора має суттєві нерівномірності. Це призводить до нерівномірного розподілу параметрів теплоносія, підвищення парозмісту і, відповідно, зменшення запасів до кризи теплообміну, особливо у внутрішніх рядах тепловидільних елементів (твелів) в тепловидільній збірці.
Аналіз способів підвищення запасу до кризи теплообміну для ВВЕР по роботах російських і зарубіжних фахівців показує, що використання в конструкції тепловидільної збірки інтенсифікаторів теплообміну дозволяє при виборі оптимальної конструкції і взаємному розташуванні інтенсифікаторів і дистанціонуючих решіток забезпечити збільшення запасу до кризи теплообміну на 30-40 95, що становить 10-15 95 теплової потужності реактора. Таким чином, виходячи з необхідності забезпечення теплофізичної надійності тепловидільних збірок в умовах експлуатації при підвищеній потужності тепловидільних збірок і реактора, стає вкрай актуальною задача інтенсифікації теплообміну в тепловидільних збірках за рахунок впровадження нових елементів конструкції - інтенсифікаторів теплообміну (перемішувальних решіток).
Відома тепловидільна збірка ядерного реактора, що містить пристрій для інтенсифікації
Зо теплообміну теплоносія по перетину тепловидільної збірки (див. патент США Мо 3.862.000, заявлений 31.08.72. МКІ 521С 3/34), що представляє решітку, виконану з пересічних пластин, що утворюють при перетині осередки, забезпечені дефлекторами (відхиляючими елементами).
Дефлектори розташовані концентрично місця сходження суміжних кутів сусідніх паливних збірок і орієнтовані в периферійному напрямі так, щоб відхиляти в поперечному напрямку всередині кожної збірки частину поздовжнього потоку теплоносія.
Недоліком даного пристрою тепловидільної збірки є пульсація потоку теплоносія від дії циркуляційного насоса, що передається на пристрій для інтенсифікації теплообміну теплоносія.
У певних випадках це може привести як до відгину, так і до відриву елементів пристрою. Крім того, решітка даної конструкції є технологічно складною у виготовленні.
Найбільш близькою по технічній суті і досягаємому результату до пропонованого технічного рішення є тепловидільна збірка ядерного реактора з поперечним перерізом у формі правильного шестикутника, що містить верхній і нижній хвостовики, направляючі канали, твели, розташовані в вузлах трикутної сітки і, по принаймні, одну решітку, що складається з нероз'ємно з'єднаних між собою осередків, виконаних у формі трубки, поздовжня вісь якої збігається з поздовжньою віссю твела (див. патент РФ Мо 2273062, опубл.27.03.2006, бюл. Мо 9) - прототип.
Недоліком даної конструкції тепловидільної збірки є відсутність можливості експлуатації на підвищеному режимі роботи реакторної установки - в межах 107-110 95 номінальної потужності через неможливість забезпечення безпеки експлуатації ядерного палива.
Технічною задачею, на вирішення якої спрямовано заявлений пристрій, є підвищення надійності тепловидільної збірки, безпеки ядерного реактора і підвищення перемішувальних властивостей.
Технічним результатом, що досягається при використанні заявленого пристрою, є інтенсифікація теплообміну потоку теплоносія в тепловидільній збірці шляхом створення вихрових структур в струменях теплоносія.
Зазначений технічний результат досягається тим, що в певній тепловидільній збірці ядерного реактора з поперечним перерізом у формі правильного шестикутника, що містить верхній і нижній хвостовики, направляючі канали, твели, розташовані в вузлах трикутної сітки і, принаймні, одну решітку, що складається з нероз'ємно з'єднаних між собою осередків, виконаних у формі трубки, поздовжня вісь якої збігається з поздовжньою віссю твела, відповідно бо до винаходу, осередки решітки виконані у формі профільованої трубки і мають поперечний переріз у формі шестикутника, межі якого складаються із середнього й двох крайніх ділянок.
Принаймні, у торців осередків з боку верхнього хвостовика крайні ділянки граней мають прогин, що монотонно змінюється за величиною вздовж поздовжньої осі осередки. У сусідніх граней осередки примикають до загальної вершині шестикутника крайні ділянки мають протилежне щодо центра осередку напрямок прогину. У граней суміжних осередків, що контактують один з одним, напрямки прогинів по відношенню до центрів власних осередків протилежні. Завдання вирішується також і тим, що між осередками решітки відсутній зазор.
Зазначена сукупність ознак дозволяє вирішити поставлену задачу. При експлуатації в реакторі тепловидільної збірки з трикутним розташуванням тепловидільних елементів запропонований вибір геометрії граней осередків решітки, що перемішує, що містять середній і дві крайніх ділянки, забезпечує круговий поступальний рух теплоносія, що проходить через зазначену решітку між гранями осередків і встановленими в осередку твелами, з утворенням вихору. У двофазному потоці теплоносія, що містить воду і пар, за рахунок відцентрових сил створеного вихору важкі частинки потоку (вода) відкидаються на сусідні твели, руйнуючи парову плівку на їх поверхні, а легкі частинки (пар) залишаються в центрі вихору, що в результаті збільшує інтенсифікацію теплообміну.
Виконання прогину на крайніх ділянках, принаймні, у торців осередків з боку верхнього хвостовика, монотонно змінюється за величиною вздовж поздовжньої осі осередки, дозволяє посилити вплив решітки на потік теплоносія.
Протилежність напрямку прогинів по відношенню до центрів власних осередків у граней суміжних осередків, що контактують один з одним, і прогинів крайніх ділянок сусідніх граней, що примикають до загальної вершині шестикутника, забезпечує створення напрямки вихорів таким чином, що сумарний момент вихорів, що діє на тепловидільну збірку, дорівнює нулю.
Відсутність зазору між осередками решітки дозволяє мінімізувати коефіцієнт гідравлічного опору решітки, збільшити зону поширення створених вихорів.
В результаті досягається максимальний сумарний ефект з інтенсифікації теплообміну в тепловидільній збірці в двофазному потоці теплоносія.
На фіг. 1 представлена тепловидільна збірка ядерного реактора, загальний вигляд.
На фіг. 2 представлений принцип роботи пристрою тепловидільної збірки (фрагмент).
Зо На фіг. З представлена перемішувальна решітка: а) розріз А-А над перемішувальною решіткою (фрагмент); б) вид в ізометрії (фрагмент).
На фіг. 4 представлений осередок (варіант), перетин.
На фіг. 5 представлений осередок (варіант), спереду.
На фіг. 6 представлений осередок, вид в ізометрії.
Тепловидільна збірка ядерного реактора містить верхній 1 і нижній 2 хвостовики, направляючі канали (не показані), твели 3, розташовані в вузлах трикутної сітки, принаймні, одну перемішувальну решітку 4, що складається з нероз'ємно з'єднаних між собою осередків 5, виконаних у формі багатогранної трубки, поздовжня вісь 6 якої збігається з поздовжньою віссю 7 твела 3. Між твелами З і осередками 5 решітки утворені похилі канали 8 для проходження теплоносія 9, що утворює внаслідок геометрії осередку вихор 10. Потік теплоносія 9 проходить від верхнього до нижнього хвостовика тепловидільної збірки.
Осередки 5 решітки 4 мають поперечний переріз у формі шестикутника, межі 11 якого складаються з середньої 12 і двох крайніх 13 ділянок. Принаймні, у торців 14 осередків 5 з боку верхнього хвостовика крайні ділянки 13 граней 11 виконані з прогином 15, який монотонно змінюється за величиною вздовж поздовжньої осі 6 осередку 5.
У сусідніх граней 11 осередки 5, що примикають до загальної вершини 16 шестикутника крайні ділянки 13 мають протилежний щодо центру 17 осередки 5 напрямок прогину 15, у граней 11, що контактують один з одним, суміжних осередків 5 напрямки прогинів 15 по відношенню до центрів 17 власних осередків 5 протилежні. Завдання вирішується також і тим, що між осередками 5 решітки відсутній зазор.
Для збільшення нахилу стінка осередку 5 з одного боку має увігнуту ділянку 18, а з іншого боку осередку 5 на стінці виконана опукла ділянка 19.
Як приклад наведена тепловидільна збірка ядерного реактора, в якій решітка пропонованої конструкції встановлюється перпендикулярно поздовжньої осі тепловидільної збірки і закріплюється на поздовжніх силових елементах, наприклад, направляючих каналах. При цьому в місцях проходження напрямних каналів крізь решітку осередки можуть бути пропущені.
Твели З проходять крізь перемішувальну решітку 4 всередині осередків 5, при цьому між осередками 5 і твелами З утворюються похилі канали 8. Під час роботи тепловидільної збірки в бо реакторі теплоносій 9 надходить в тепловидільну збірку і нагрівається за рахунок енерговиділення твелів 3. Теплоносій 9, проходячи через осередки 5 і похилі канали 8, втягується в круговий поступальний рух і утворює вихор 10. У двофазному потоці теплоносія, що містить воду і пар, за рахунок відцентрових сил важкі частинки потоку (вода) відкидаються на сусідні твели 3, руйнуючи парову плівку на їх поверхні, а легкі частинки (пар) залишаються в центрі вихору 10, що в результаті збільшує інтенсифікацію теплообміну.
Виконання сусідніх граней 11 осередки 5 з крайніми ділянками 13, що примикають до загальної вершини 16 шестикутника, що мають протилежне щодо центру 17 осередку 5 напрямок прогину 15, а граней 11 суміжних осередків 5, що контактують один з одним - з протилежним напрямком прогинів 15 по відношенню до центрів 17 власних осередків 5 забезпечує виключення крутного моменту, що передається на тепловидільні збірки від решітки, тому суміжні вихори, що утворюються в результаті, мають протилежний зміст обертання.
Виконання увігнутої ділянки 18 з одного боку стінки комірки 5 і опуклої ділянки 19 з іншого боку стінки комірки 5 забезпечує величину нахилу граней осередки оптимальних розмірів з точки зору відхилення потоку теплоносія 9 і утворення вихору 10.
Установка осередків 5 в перемішувальній решітці 4 без зазорів забезпечує мінімізацію коефіцієнта гідравлічного опору.
Даний винахід є промислово придатним і може бути використано при виготовленні тепловидільних збірок ядерних енергетичних реакторів, що мають підвищену безпеку за рахунок зниження нерівномірності параметрів теплоносія в тепловидільній збірці і активній зоні, з можливістю підвищення потужності реактора за рахунок збільшення запасів до критичних параметрів теплоносія.
Claims (1)
- ФОРМУЛА ВИНАХОДУ1. Тепловидільна збірка ядерного реактора, що містить верхній і нижній хвостовики, направляючі канали, твели, розташовані у вузлах трикутної сітки, і принаймні одну решітку, що складається з нероз'ємно з'єднаних між собою осередків, кожен з яких виконаний у формі трубки, поздовжня вісь якої збігається з поздовжньою віссю твела, яка відрізняється тим, що осередки решітки виконані у формі профільованої трубки і мають поперечний переріз у формі Зо шестикутника, межі якого складаються із середньої й двох крайніх ділянок, принаймні у торців осередків, з боку верхнього хвостовика, крайні ділянки граней мають прогин, що монотонно змінюється за величиною вздовж поздовжньої осі осередків, у сусідніх граней осередки - крайні ділянки, що примикають до загальної вершини шестикутника, мають протилежний щодо центру осередку напрямок прогину, у граней суміжних осередків напрямки прогинів, що контактують один з одним, відносно власних осередків протилежні.2. Тепловидільна збірка ядерного реактора за п. 1, яка відрізняється тим, що між осередками решітки відсутній зазор.» й жна, не ш- МК Ю -Х ок ЩІ мае С нем ек ЗЕ: у її АКДП Я ло ллє Е пап ТЕТ шани АЕН ! ї ще кпк тяхши хіхкітетутья - з КРІТ КТ Я ак ск Я й б БЕН у Ше ши й зх інв шк Шо ЩІ ши не у - я ВЕ Ше ї о чем Ж Е шині Е з Е. а Ї Е ; зооеточчалннин ке й а Н вас я ту шо НИ | ! А : ь Е й 16 і ; щі т Мис І І і івано 4 а Я і е мок не : м. І о ше й ї т. ес | ; Н Кк чех ; : ри й МБ. ; щей ШИ ; ; я я Е ІЗ . і ж ї ж З ее В дкткн ї з с М ІЗ ше рай Во ми оч "ку Е вай і їчх й з о, що ЧАЇ Мн Й г с ть КЕ Зеш ТА .13. Ко во над а на у, ; с м ве НН ' с КО ен ча кни й ех ; 5 шкі ж: о ев, Ка ї ящЇ Несай шк ех о соапилюжннн ВІ : Гак ЯН Я ТС иНИ А у нний ЩЕ І БК кни и ки НЕ ЕНН , ТИ Шини ни туш: НН НН в Ж в Най І яея Я кт НЕ Я: ія ТІЙ шин ши ши с. ит Е НІ ща ) і ни не с: ! т На СІ ще я е ' Є у ; Я т У воай и вия «у й Шк І Г и й ве 5 КЕ: й ча Б й Ко; х я х а й й; й и я а ГК і Н 5 ква Я з Я Ко ху 1 З а, ; с Ши "ла Ї із р с Бе т М КК сорок У Ї Я ефе у Ша ра: ИН В 4 ; і НМ 4 шен у ке З са з Ж а й ит аа ок чав се Й Я Ман Н і 1 й: їн й я , ч у і ва: У Ко. ще ре: ще ЛИ киш пив АЙ 0 «Амвінт дно ий у; й кв ШИ шк аж ВЕ дя ще по й зелена я : 135 13 М Шк Те Х Шк йо я рей х с а: - и ої За ТЕЖ дяк їх є і и ї Шен Ї і р : ку Н й ! Ж Шо й о Й їі х щ ня і х Са га ЛК за я Тіз ся зай пи 1 с ві бІд ге З ї я пи : ТЕ й і р ї Я Я іх : З ! ! Ї В : гі ї : ча В ве; | щі о о нн тав ть, Кона и г: Я. ша Ів т с я з У ; я дяежтт са ще рани й й ! х ї кб ще , у, ко бе Кк ща тк, гер ом і і І п Я і Й Я че х ока, й | - - щ- є й Кк с щі І?ч.ч Е Мах ї КУ Я С , Б"ЕК Із ме ре шк я н й Ж і Ж ші а -х Ши с, Ше Ши
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
PCT/RU2016/000948 WO2018124917A1 (ru) | 2016-12-29 | 2016-12-29 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
UA123207C2 true UA123207C2 (uk) | 2021-03-03 |
Family
ID=62709809
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
UAA201712479A UA123207C2 (uk) | 2016-12-29 | 2016-12-29 | Тепловидільна збірка ядерного реактора |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP3564966B1 (uk) |
CN (1) | CN109074879B (uk) |
EA (1) | EA032448B1 (uk) |
FI (1) | FI3564966T3 (uk) |
RU (1) | RU2720465C1 (uk) |
UA (1) | UA123207C2 (uk) |
WO (1) | WO2018124917A1 (uk) |
Families Citing this family (2)
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 |
WO2023132759A1 (ru) * | 2022-01-10 | 2023-07-13 | Акционерное общество "ТВЭЛ" (АО "ТВЭЛ") | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты) |
Family Cites Families (23)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE708277A (uk) * | 1965-07-02 | 1968-05-02 | ||
GB1269210A (en) * | 1968-08-29 | 1972-04-06 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements |
DE1916433A1 (de) * | 1969-03-31 | 1970-10-08 | Atomic Energy Authority Uk | Waermeaustauschelement-Einrichtung |
US3795040A (en) * | 1971-10-28 | 1974-03-05 | Babcock & Wilcox Co | Method of inserting fuel rods into individual cells in a fuel element grid |
US3862000A (en) * | 1972-08-31 | 1975-01-21 | Exxon Nuclear Co Inc | Coolant mixing vanes |
DE59006624D1 (de) * | 1990-05-07 | 1994-09-01 | Siemens Ag | Brennelement für wassergekühlte Kernreaktoren. |
SE505144C2 (sv) * | 1995-10-20 | 1997-06-30 | Asea Atom Ab | Spridare för en bränslepatron innefattande blandningsfenor samt bränslepatron innefattande sådan spridare |
CN1155624A (zh) * | 1996-02-15 | 1997-07-30 | 宋永海 | 多功能燃油滤清器 |
US5790624A (en) * | 1996-03-05 | 1998-08-04 | Framatome Cogema Fuels | Mixing vane protecting flap |
KR100368071B1 (ko) * | 2000-03-31 | 2003-01-15 | 한국전력공사 | 핵연료다발 냉각재 혼합 증진을 위한 엇갈림 전향날개 |
KR100475633B1 (ko) * | 2002-10-30 | 2005-03-11 | 한국수력원자력 주식회사 | 핵연료 집합체용 측면 절개형 이중판 노즐형 냉각재 혼합지지격자체 |
RU2273062C1 (ru) * | 2004-08-30 | 2006-03-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Структура решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
US20100322371A1 (en) * | 2005-01-11 | 2010-12-23 | Westinghouse Electric Company Llc | Optimized flower tubes and optimized advanced grid configurations |
RU2391725C1 (ru) * | 2008-09-29 | 2010-06-10 | Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" | Способ и устройство перемешивания теплоносителя в тепловыделяющих сборках ядерного реактора |
RU2428756C1 (ru) * | 2010-02-26 | 2011-09-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Бесчехловая тепловыделяющая сборка с гексагональной топливной решеткой водо-водяного энергетического реактора (варианты) |
TW201312590A (zh) * | 2011-05-20 | 2013-03-16 | Areva Np | 核燃料組件之繫板及上端部噴嘴以及包含該繫板之核燃料組件 |
US9881701B2 (en) * | 2012-04-17 | 2018-01-30 | Bwxt Mpower, Inc. | Spacer grids with springs having improved robustness |
RU2546648C2 (ru) * | 2012-10-22 | 2015-04-10 | Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
RU2518058C1 (ru) * | 2012-12-11 | 2014-06-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты) |
CN103187107B (zh) * | 2013-01-14 | 2016-01-27 | 上海核工程研究设计院 | 一种具有增强型混合叶片的核燃料组件栅格 |
US9536628B2 (en) * | 2014-12-03 | 2017-01-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assembly support grid |
CN104485138B (zh) * | 2014-12-05 | 2017-04-26 | 中广核研究院有限公司 | 整流型导向翼结构及搅混格架 |
CN105014288A (zh) * | 2015-08-20 | 2015-11-04 | 哈尔滨工业大学 | 用于核燃料组件定位格架的焊接夹具 |
-
2016
- 2016-12-29 EA EA201700569A patent/EA032448B1/ru not_active IP Right Cessation
- 2016-12-29 CN CN201680085602.9A patent/CN109074879B/zh active Active
- 2016-12-29 UA UAA201712479A patent/UA123207C2/uk unknown
- 2016-12-29 FI FIEP16904249.6T patent/FI3564966T3/fi active
- 2016-12-29 WO PCT/RU2016/000948 patent/WO2018124917A1/ru active Application Filing
- 2016-12-29 EP EP16904249.6A patent/EP3564966B1/en active Active
- 2016-12-29 RU RU2019108212A patent/RU2720465C1/ru active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP3564966B1 (en) | 2024-02-14 |
EP3564966A4 (en) | 2020-12-09 |
CN109074879B (zh) | 2023-05-16 |
RU2720465C1 (ru) | 2020-04-30 |
WO2018124917A1 (ru) | 2018-07-05 |
EP3564966A1 (en) | 2019-11-06 |
EA201700569A1 (ru) | 2018-10-31 |
CN109074879A (zh) | 2018-12-21 |
FI3564966T3 (fi) | 2024-05-13 |
EA032448B1 (ru) | 2019-05-31 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
UA123207C2 (uk) | Тепловидільна збірка ядерного реактора | |
ES2525726T3 (es) | Rejilla de soporte de un conjunto de combustible nuclear | |
RU2742042C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
RU2331119C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка и вставной дистанционирующий элемент | |
KR100475633B1 (ko) | 핵연료 집합체용 측면 절개형 이중판 노즐형 냉각재 혼합지지격자체 | |
JP5710836B2 (ja) | 核燃料集合体のタイプレート、該タイプレートを備えた上部ノズル及び核燃料集合体 | |
RU2717353C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
US20040005025A1 (en) | Spacer grid with double deflected vanes for nuclear fuel assemblies | |
JP2014519033A (ja) | 核燃料集合体のスペーサグリッド用の帯板 | |
RU2391725C1 (ru) | Способ и устройство перемешивания теплоносителя в тепловыделяющих сборках ядерного реактора | |
RU2610913C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
RU67760U1 (ru) | Перемешивающая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU2448376C1 (ru) | Структура пластинчатой решетки для тепловыделяющей сборки | |
US8009792B2 (en) | Distance lattice for fuel rod assembly in nuclear reactor | |
RU2204868C2 (ru) | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU2273062C1 (ru) | Структура решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU2594897C1 (ru) | Сборка тепловыделяющая ядерного реактора | |
RU2383954C1 (ru) | Перемешивающая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
WO2010059073A1 (ru) | Структура решетки для тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU79211U1 (ru) | Перемешивающая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU1785370C (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
RU81365U1 (ru) | Структура решетки для тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
RU2639711C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
RU2523676C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
WO2023283971A1 (zh) | 定位格架及燃料组件 |