WO2022197204A1 - Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора - Google Patents

Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2022197204A1
WO2022197204A1 PCT/RU2021/000418 RU2021000418W WO2022197204A1 WO 2022197204 A1 WO2022197204 A1 WO 2022197204A1 RU 2021000418 W RU2021000418 W RU 2021000418W WO 2022197204 A1 WO2022197204 A1 WO 2022197204A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
fuel
fuel assembly
cladding
rods
assembly
Prior art date
Application number
PCT/RU2021/000418
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Александр Владиcлавович ДЕДУЛЬ
Михаил Петрович ВАХРУШИН
Георгий Ильич ТОШИНСКИЙ
Руслан Андреевич КОНЮХОВ
Юрий Владимирович ТАТАРЕНКО
Original Assignee
Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" filed Critical Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority to CN202180095691.6A priority Critical patent/CN116997976A/zh
Publication of WO2022197204A1 publication Critical patent/WO2022197204A1/ru

Links

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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • 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

Definitions

  • the invention relates to nuclear power, and in particular to fuel assemblies of nuclear reactors (NR), and can be used in NR, mainly with liquid metal, in particular, with heavy liquid metal coolants (HLMC).
  • NR nuclear reactors
  • HLMC heavy liquid metal coolants
  • Known fuel assembly of the active zone (FA) of a nuclear reactor (RF patent >122298848), which contains fuel rods, lower and upper grids, cotter wire, hexagonal pipe with a shank.
  • the shank has an external thread in its cylindrical part and is equipped with a clamping nut.
  • the lower grille is equipped with a perforated thrust ring and consists of two parts fastened together in height. In the lower part of the grid along the axes of the holes, grooves are milled for the cotter wire for fastening the fuel rod ends.
  • the disadvantage of this technical solution is the lack of spacing of the fuel rods along the length of the fuel assemblies between the support grids, which can lead to their bending, and, accordingly, to an increase or decrease in the cross section of the cooling channels of certain rods and the formation of hot spots, which in turn reduces the operational reliability of the fuel assemblies.
  • a fuel cladding, a fuel element and fuel assemblies are known (RF patent M°2551432).
  • the cladding of a fuel element for reactors with a heavy liquid metal coolant is a solid-rolled tubular element with helically twisted ribs located on the outer surface of the said element, made of ferritic-martensitic chromium-silicon steel, contains four helically twisted ribs located at an equal distance from each other.
  • the fuel element is said shell sealed at the ends with plugs and nuclear fuel placed inside said shell.
  • the fuel rods will bend towards each other, to crowd the flow area, to reduce the local flow rate and to overheat the fuel rod.
  • the resulting gap will contribute to the vibrational wear of the fuel rods, since the spacing of the fuel rods in such cells will be carried out on a larger span base.
  • the question of the spacing of fuel elements located on the faces of fuel assemblies that do not have reference points on the outer side of the fuel assemblies, where these fuel elements can bulge, remains open.
  • the disadvantages of the specified fuel assemblies include insufficient operational reliability.
  • the problem to be solved by the invention is to increase the operational reliability of fuel assemblies by providing the most rigid spacing of fuel rods along the entire length, taking into account the tolerances for the twist pitch of the fuel claddings, and especially in their upper hottest part.
  • the probability of deflections and vibrations of fuel rods and the uneven flow of coolant in the cells formed by neighboring fuel rods adjacent to the fuel rod along its perimeter, which has the highest cladding temperature, are reduced. This achieves an increase in the operational reliability and performance of the fuel rods.
  • the proposed solution takes into account that the tolerance for the pitch of the ribs on the fuel cladding, which is due to the elastic-plastic properties of the cladding metal, the cladding heating temperature during twisting, and the twisting forces, cannot be zero.
  • the use of the proposed design of fuel assemblies makes it possible not to carry out selective selection of claddings according to the angle of twist of the fins, which leads to a decrease in the yield of a suitable product, and also to reduce the requirements for the tolerance value per pitch of twist.
  • Exclusion of buckling of fuel elements located on the faces of fuel assemblies is ensured by the cover (casing) of fuel assemblies in the case of using the proposed fuel assemblies in reactors operating with partial fuel refueling, or by touching such fuel elements "edge-on-edge” with the fuel elements of adjacent fuel assemblies or the profiled shell of the AKZ basket in reactors operating without partial refueling.
  • FIG. 1 shows a fuel rod with a fixing hole in the trailer
  • Fig. 2 shows the section A-A, which shows the angle of fixation of the fuel rod in the fuel assembly lattice
  • Fig. 3 shows a cross-section of a square unshelled fuel assembly at a height where the maximum temperature of the fuel element is realized and an accurate edge-to-edge contact is ensured
  • Fig. four shows a cross section of a hexagonal uncased fuel assembly at a height where the maximum temperature of the fuel element is realized and an accurate edge-to-edge contact is ensured.
  • the fuel element (figure 1) consists of a hollow tube (shell) 1 made of ferrite-martensitic steel corrosion-resistant in HLMT, fuel placed in it, neutron reflectors, gas volume, springs and other necessary parts (not shown in Fig.).
  • Helical ribs 2 (preferably four ribs) are uniformly located on the outer surface of shell 1 with a pitch of twist that ensures the spacing of fuel elements from each other when touching "rib-on-edge" in a given number of planes along the height of the core with appropriate angular fixation of the fuel rods in the FA.
  • a decrease in the number of ribs on the shell will lead to a decrease in the twist pitch of the ribs, an increase in the hydraulic resistance of the anticorrosive protection, and a complication of the shell manufacturing technology.
  • An increase in the number of ribs on the shell will cause an unjustified increase in the amount of steel in the AKZ, which will worsen its physical characteristics.
  • the fuel rod cladding is sealed by two end caps 3 (upper and lower), one of which has a pre-made structural element 4 (hole) for fixing the fuel rod in the fuel assembly grid from axial and angular movements.
  • the end piece 3 with the hole 4 is sealed in the end part of the fuel cladding 1 in such a way as to ensure that the fuel ele- ments touch edge-on-edge in the plane along the AKZ height, where the maximum temperature of the fuel cladding is realized.
  • a device for example, a clamp with slots for the ribs located in a plane perpendicular to the axis of the fuel rod, placed at a predetermined distance from one of the ends of the cladding of 1 fuel element, on which the maximum temperature of the cladding 1 is realized.
  • the fuel rod ends 3 are fixed in one of the fuel assembly grids from angular and axial movements and the axial movement of the fuel rod ends 3 in the other fuel assembly grid is free along the sliding fit.
  • the fuel assemblies can be sheathed or unsheathed, and contain at least two support grids (upper and lower).
  • EFFECT makes it possible to implement spacing of a fuel element with adjacent fuel elements (“rib by rib”) between the upper and lower support (for fuel elements) spacer grids of fuel assemblies, and the most accurate spacing “rib-by-rib”, taking into account the tolerances for the pitch of the ribs, is implemented in the plane along at the height of the core at which the fuel elements have the highest cladding temperature, which ensures long-term operation of fuel assemblies in the HLMC environment (lead, a eutectic alloy of lead and bismuth).
  • the technical solution according to the invention can be used in power plants with a reactor with a heavy liquid metal coolant (HLMC) based on lead or alloys based on lead and bismuth.
  • HLMC heavy liquid metal coolant
  • the proposed design of fuel assemblies makes it possible to increase the service life of fuel assemblies in the HLMC environment.

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 энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов (ЯР), и может быть использовано в ЯР, преимущественно с жидкометаллическими, в частности, с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ). Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора квадратной или шестигранной формы содержит стержневые твэлы, на наружной поверхности оболочки которых, выполненной из коррозионно-стойкой в ТЖМТ стали феррито-мартенситного класса, равномерно размещены по периметру спиральные ребра, нижнюю и верхнюю решетки, шплинтующую проволоку проходящую через отверстия в концевиках твэлов и пазах решетки ТВС, оси которых ориентированы параллельно одной из граней ТВС, в которой указанные твэлы жестко зафиксированы в одной из решеток ТВС таким образом, что для каждого твэла в ТВС угол между осью отверстия в концевике твэла, через которое проходит шплинтующая проволока, и серединой основания одного из ребер на торце оболочки твэла, в котором фиксируется концевик с отверстием, соответствует углу, при котором обеспечивается касание твэлов «ребро-по-ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла.

Description

Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора
Область техники
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов (ЯР), и может быть использовано в ЯР, преимущественно с жидкометаллическими, в частности, с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ).
Уровень техники
Известна тепловыделяющая сборка активной зоны (ТВС) ядерного реактора (патент РФ >122298848), которая содержит твэлы, нижнюю и верхнюю решетки, шплинтующую проволоку, шестигранную трубу с хвостовиком. Хвостовик имеет в своей цилиндрической части наружную резьбу и снабжен прижимной гайкой. Нижняя решетка снабжена перфорированным упорным кольцом и состоит по высоте из двух частей, скрепленных между собой. В нижней части решетки по осям отверстий профрезерованы пазы под шплинтующую проволоку крепления концевиков твэлов.
Недостатком данного технического решения являются отсутствие дистанционирования твэлов по длине ТВС между опорными решетками, что может привести к их изгибу, и соответственно, к увеличению или уменьшению сечения каналов охлаждения определенных стержней и образованию горячих участков, что в свою очередь снижает эксплуатационную надежность ТВС.
Известны оболочка твэла, твэл и ТВС (патент РФ М°2551432). Оболочка тепловыделяющего элемента для реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, представляет собой цельнокатаный трубчатый элемент со спирально закрученными ребрами, расположенными на наружной поверхности упомянутого элемента, выполненный из хромокремнистой стали ферритно-мартенситного класса, содержит четыре спирально закрученных ребра, расположенных на равном расстоянии друг от друга. Твэл представляет собой упомянутую оболочку, герметизированную по торцам заглушками и размещенное внутри упомянутой оболочки ядерное топливо.
Для получения тепловыделяющей сборки в известном изобретении предлагается собранные твэлы устанавливать в силовой каркас с дистанционированием между собой по принципу «ребро к ребру» и фиксировать их в верхней, промежуточной и нижней решетках, установленных на силовом каркасе. Однако в формуле и в описании к упомянутому патенту не раскрывается каким способом обеспечивается регулярное по высоте твэла дистанционирование «ребро-по- ребру».
Следует также отметить, что в упомянутом техническом решении отсутствует требование о необходимости определенной одинаковой угловой ориентации ребер каждого твэла в ТВС для достижения заявленной цели дистанционирования «ребро-по- ребру». В отсутствии такого требования угловая ориентация ребер каждого твэла в ТВС будет носить случайный характер. При этом, учитывая, что количество твэлов в активной зоне (АКЗ) исчисляется тысячами или десятками тысяч, могут сложиться условия, когда в какой-то межтвэльной=ячейке расстояние между плоскостями, где твэлы касаются «ребро- по-ребру», будет достаточно большим. В результате появится возможность для прогибов твэлов навстречу друг другу, затеснения проходного сечения, уменьшения локального расхода и перегрева твэла. Кроме того, образовавшийся зазор, будет способствовать вибрационному износу твэлов, поскольку дистанционирование твэлов в таких ячейках будет осуществляться на большей пролетной базе. Открытым остается вопрос и о дистанционировании твэлов, размещенных на гранях ТВС, не имеющих опорных точек с внешней стороны ТВС, куда эти твэлы могут выпучиваться. Таким образом к недостаткам указанной ТВС можно отнести недостаточную эксплуатационную надежность.
Раскрытие изобретения
Задача, на решение которой направлено изобретение, заключается в повышении эксплуатационной надежности ТВС за счет обеспечения максимально жесткого дистанционирования твэлов по всей длине с учетом допусков на шаг закрутки оболочек твэлов, и, особенно, в их верхней наиболее горячей части.
При реализации изобретения достигаются следующие технические результаты: уменьшается вероятность прогибов и вибраций твэлов и неравномерность расхода теплоносителя в ячейках, образованных соседними твэлами, примыкающими к твэлу по его периметру, имеющего наиболее высокую температуру оболочки. Этим достигается повышение эксплуатационной надежности и работоспособности твэлов.
Указанная задача решается за счет того, что в тепловыделяющей сборке шестигранной или квадратной формы, содержащей стержневые твэлы, на наружной поверхности оболочки которых, выполненной из коррозионно-стойкой в ТЖМТ стали феррито-мартенситного класса, имеются равномерно размещенные по периметру спиральные ребра, нижнюю и верхнюю решетки, шплинтующую проволоку проходящую через отверстия в концевиках твэлов и пазах решетки ТВС, оси которых ориентированы параллельно одной из граней ТВС, указанные твэлы жестко зафиксированы в одной из решеток ТВС таким образом, что для каждого твэла в ТВС угол между осью отверстия в концевике твэла, через которое проходит шплинтующая проволока, и серединой основания одного из ребер на торце оболочки твэла, в котором фиксируется концевик с отверстием, соответствует углу, при котором обеспечивается касание твэлов «ребро-по- ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла.
Предложенное решение учитывает, что допуск на шаг закрутки ребер на оболочке твэла, который обусловлен упруго-пластическими свойствами металла оболочки, температурой нагрева оболочки при закрутке и усилиями закрутки, не может быть нулевым. Использование предложенной конструкции ТВС позволяет не проводить селективный отбор оболочек по углу закрутки ребер, который приводит к снижению выхода годного продукта, а также снизить требования к величине допуска на шаг закрутки.
Жесткая фиксация твэлов с размещенными на наружной поверхности оболочки спиральными ребрами в решетке ТВС не случайным образом, а с обеспечением касания твэлов «ребро-по-ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла, позволяет исключить условия, когда в какой- то межтвэльной ячейке в области максимальных температур оболочки твэлов будут размещаться твэлы с минимальным и максимальным отклонениями от номинального шага закрутки ребер, что создаст возможность прогиба твэлов в этой ячейке навстречу друг другу, затеснения проходного сечения и повышения температуры в наиболее напряженной части твэла.
Исключение выпучивания твэлов, размещенных на гранях ТВС обеспечивается чехлом (кожухом) ТВС в случае использования заявляемой ТВС в реакторах, работающих с частичными перегрузками топлива, либо касанием таких твэлов «ребро-по-ребру» с твэлами прилегающих ТВС или профилированной обечайки корзины АКЗ в реакторах, работающих без частичных перегрузок топлива.
Краткое описание чертежей
Сущность предлагаемого изобретения поясняется чертежами. На фиг. 1 представлен твэл с фиксирующим отверстием в концевике, на фиг. 2 показано сечение А- А, на котором указан угол фиксации твэл в решетке ТВС, на фиг. 3 показано поперечное сечение квадратной бесчехловой ТВС на высоте, где реализуется максимальная температура твэла и обеспечивается точное касание «ребро-по-по ребру», на фиг. 4 показано поперечное сечение шестигранной бесчехловой ТВС на высоте, где реализуется максимальная температура твэла и обеспечивается точное касание «ребро-по-по ребру».
Вариант осуществления изобретения
Далее описан возможный, но не единственный, вариант осуществления заявленного изобретения.
Твэл (фиг.1) состоит из полой трубы (оболочки) 1, выполненной из коррозионностойкой в ТЖМТ стали феррито-мартенситного класса, помещенного в неё топлива, отражателей нейтронов, газового объема, пружины и других необходимых деталей (на фиг. не показаны). На наружной поверхности оболочки 1 равномерно расположены спиральные ребра 2 (предпочтительно четыре ребра) с шагом закрутки, обеспечивающим дистанционирование твэлов друг от друга при касании «ребро-по- ребру» в заданном числе плоскостей по высоте активной зоны при соответствующей угловой фиксации твэлов в ТВС. Уменьшение количества ребер на оболочке приведет для заданного числа плоскостей дистанционирования к уменьшению шага закрутки ребер, повышению гидравлического сопротивления АКЗ и усложнению технологии изготовления оболочек. Увеличение же количества ребер на оболочке вызовет неоправданное увеличение количества стали в АКЗ, что ухудшит ее физические характеристики.
Герметизация оболочки твэла осуществляется двумя концевиками 3 (верхним и нижним), один из которых имеет заранее выполненный конструктивный элемент 4 (отверстие), для фиксирования твэла в решетке ТВС от осевого и углового перемещений. Концевик 3 с отверстием 4 герметизируют в торцевой части оболочки 1 твэла таким образом, чтобы обеспечить касание твэлов «ребро-по-ребру» в плоскости по высоте АКЗ, где реализуется максимальная температуры оболочки твэла. Для этого, используемыми при разработке реакторов методами, определяют сначала теплогидравлическим расчетом с учетом радиальной и осевой неравномерности поля энерговыделения высоту АКЗ, на которой достигается максимальная температура оболочки твэла. Далее осуществляют позиционирование под определенным углом нижнего/верхнего концевика 3 с заранее выполненным конструктивным элементом 4 (отверстием) для закрепления в соответствующей опорной решетке ТВС. Угловое позиционирование оси отверстия 4 в концевике 3 относительно положения одного из ребер 2 на оболочке 1 осуществляют с использованием приспособления (например, хомута с прорезями для ребер), расположенного в плоскости, перпендикулярной оси твэла, размещаемого на заданном, определенном ранее, расстоянии от одного из торцов оболочки 1 твэла, на котором реализуется максимальная температура оболочки 1. Затем с помощью шплинтующей проволоки осуществляют фиксацию концевиков 3 твэлов в одной из решеток ТВС от углового и осевого перемещений и свободное по скользящей посадке осевое перемещение концевиков 3 твэлов в другой решетке ТВС. При этом ТВС может быть чехловая или бесчехловая, и содержать, по меньшей мере, две опорные решетки (верхнюю и нижнюю).
Изобретение позволяет реализовать дистанционирование тепловыделяющего элемента с соседними твэлами («ребро по ребру») между верхней и нижней опорными (для твэлов) дистанционирующими решетками ТВС, причем наиболее точное дистанционирование «ребро-по ребру» с учетом допусков на шаг закрутки ребер реализуется в плоскости по высоте АКЗ, на которой твэлы имеют наиболее высокую температуру оболочки, что обеспечивает длительную эксплуатацию ТВС в среде ТЖМТ (свинец, эвтектический сплав свинца и висмута).
Промышленная применимость
Техническое решение согласно изобретению может быть использовано в энергетических установках с реактором с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) на основе свинца или сплавов на основе свинца и висмута. Предложенная конструкция ТВС позволяет увеличить срок эксплуатации ТВС в среде ТЖМТ.

Claims

Формула
Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора квадратной или шестигранной формы, содержащая стержневые твэлы, на наружной поверхности оболочки которых, выполненной из коррозионно-стойкой в ТЖМТ стали феррито- мартенситного класса, равномерно размещены по периметру спиральные ребра, нижнюю и верхнюю решетки, шплинтующую проволоку проходящую через отверстия в концевиках твэлов и пазах решетки ТВС, оси которых ориентированы параллельно одной из граней ТВС, в которой указанные твэлы жестко зафиксированы в одной из решеток ТВС таким образом, что для каждого твэла в ТВС угол между осью отверстия в концевике твэла, через которое проходит шплинтующая проволока, и серединой основания одного из ребер на торце оболочки твэла, в котором фиксируется концевик с отверстием, соответствует углу, при котором обеспечивается касание твэлов «ребро-по-ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла.
PCT/RU2021/000418 2021-03-15 2021-10-04 Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора WO2022197204A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202180095691.6A CN116997976A (zh) 2021-03-15 2021-10-04 核反应堆芯燃料组件

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021106693 2021-03-15
RU2021106693A RU2755683C1 (ru) 2021-03-15 2021-03-15 Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2022197204A1 true WO2022197204A1 (ru) 2022-09-22

Family

ID=77745773

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2021/000418 WO2022197204A1 (ru) 2021-03-15 2021-10-04 Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора

Country Status (3)

Country Link
CN (1) CN116997976A (ru)
RU (1) RU2755683C1 (ru)
WO (1) WO2022197204A1 (ru)

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2174718C2 (ru) * 1999-12-28 2001-10-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2222059C2 (ru) * 2002-01-14 2004-01-20 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Тепловыделяющая сборка канального уран-графитового ядерного реактора (варианты)
RU2256243C2 (ru) * 2003-06-02 2005-07-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2298848C1 (ru) * 2005-09-22 2007-05-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Тепловыделяющая сборка
FR2921509A1 (fr) * 2007-09-21 2009-03-27 Areva Np Sas Assemblage combustible pour reacteur nucleaire a neutrons rapides
CN101944395A (zh) * 2009-07-01 2011-01-12 西屋电气有限责任公司 核燃料组件支撑栅格
CN202650555U (zh) * 2012-07-17 2013-01-02 中国核动力研究设计院 一种高效过滤异物的核燃料组件下管座防异物板
RU2551432C1 (ru) * 2013-11-19 2015-05-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1406721A (fr) * 1963-08-17 1965-07-23 Kernforschung Gmbh Ges Fuer élément combustible pour réacteurs nucléaires
US3933584A (en) * 1973-04-23 1976-01-20 Nuclear Fuel Services, Inc. Grid for nuclear fuel assembly
RU2248052C2 (ru) * 2003-03-07 2005-03-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
US8116423B2 (en) * 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
CN102301430B (zh) * 2008-12-25 2016-06-29 钍能源股份有限公司 轻水反应堆燃料组件（替换物）、轻水反应堆和燃料组件的燃料元件
US10170207B2 (en) * 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) * 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
CN202650556U (zh) * 2012-07-19 2013-01-02 中国核动力研究设计院 一种带滤板的核燃料组件下管座
CN104681105B (zh) * 2015-03-04 2017-03-01 东南大学 一种双头螺旋菱形支撑板正六边形核燃料组件

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2174718C2 (ru) * 1999-12-28 2001-10-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2222059C2 (ru) * 2002-01-14 2004-01-20 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Тепловыделяющая сборка канального уран-графитового ядерного реактора (варианты)
RU2256243C2 (ru) * 2003-06-02 2005-07-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2298848C1 (ru) * 2005-09-22 2007-05-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Тепловыделяющая сборка
FR2921509A1 (fr) * 2007-09-21 2009-03-27 Areva Np Sas Assemblage combustible pour reacteur nucleaire a neutrons rapides
CN101944395A (zh) * 2009-07-01 2011-01-12 西屋电气有限责任公司 核燃料组件支撑栅格
CN202650555U (zh) * 2012-07-17 2013-01-02 中国核动力研究设计院 一种高效过滤异物的核燃料组件下管座防异物板
RU2551432C1 (ru) * 2013-11-19 2015-05-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка

Also Published As

Publication number Publication date
CN116997976A (zh) 2023-11-03
RU2755683C1 (ru) 2021-09-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0237064B1 (en) Mixing grid for a nuclear reactor fuel assembly
RU2551432C1 (ru) Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка
US6421407B1 (en) Nuclear fuel spacer grid with dipper vanes
US20100166135A1 (en) Debris filtering bottom spacer grid with louvers for preventing uplift of fuel rods
RU2509765C2 (ru) Ядерная тепловыделяющая сборка с решеткой поворотных гнезд
US6997141B2 (en) Anti-vibration support for steam generator heat transfer tubes and method for making same
JPH0310196A (ja) 燃料要素支持グリッド
US3629066A (en) Fuel assembly for nuclear reactors and helical spacers have bundles of fuel pins
EP1978528B2 (en) Fuel assembly and and insertable interelement spacer
RU2340019C1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
JP2004509322A (ja) 加圧水型原子炉の燃料アセンブリ用スペーサ・グリッド
WO2022197204A1 (ru) Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора
US3746617A (en) Nuclear reactor fuel element spacer assembly
EA042938B1 (ru) Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора
EP0910853A1 (en) Nuclear fuel assembly
US4888152A (en) Fuel assembly grid for light water reactor
US4097331A (en) Coolant mass flow equalizer for nuclear fuel
US8879684B2 (en) Truss-reinforced spacer grid and method of manufacturing the same
RU2728894C1 (ru) Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты)
US10020078B2 (en) Composite fuel rod cladding
RU2518058C1 (ru) Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты)
US3281328A (en) Nuclear fuel rod assembly
US4626405A (en) Cruciform skeleton and water cross for a BWR fuel assembly
CN110383392B (zh) 核反应堆燃料组件及其生产方法
US3820225A (en) Method of assembling nuclear reactor fuel element spacer assembly

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 21931855

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 202180095691.6

Country of ref document: CN

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 21931855

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1