WO2023009024A1 - Активная зона ядерного реактора - Google Patents

Активная зона ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2023009024A1
WO2023009024A1 PCT/RU2021/000423 RU2021000423W WO2023009024A1 WO 2023009024 A1 WO2023009024 A1 WO 2023009024A1 RU 2021000423 W RU2021000423 W RU 2021000423W WO 2023009024 A1 WO2023009024 A1 WO 2023009024A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
fuel
core
nuclear reactor
finger
grid
Prior art date
Application number
PCT/RU2021/000423
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Александр Владиславович ДЕДУЛЬ
Георгий Ильич ТОШИНСКИЙ
Евгений Владимирович КИРСАНОВ
Руслан Андреевич КОНЮХОВ
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 CN202180101007.0A priority Critical patent/CN117716443A/zh
Publication of WO2023009024A1 publication Critical patent/WO2023009024A1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • 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 the field of nuclear energy, namely, to the placement of shellless fuel assemblies in the core of nuclear reactors and is aimed at improving heat removal from fuel elements in nuclear reactors.
  • TVS - fuel assembly fuel rod - fuel element
  • Known core water-water NR (RF patent N°2216056), which includes fuel assemblies containing a hexagonal cross-sectional bundle of fuel rods in the frame, placed with mirror reflection on the faces.
  • RF patent N°2216056 which includes fuel assemblies containing a hexagonal cross-sectional bundle of fuel rods in the frame, placed with mirror reflection on the faces.
  • a technical solution is also known, described in RF patent N°261770, which proposes the core of a thermionic reactor-converter of a nuclear power plant, in which power generating channels are located throughout the core at the nodes of a regular triangular grid, including at the junctions of power generating beams. channels.
  • s the relative pitch of the fuel elements
  • Such a value of the volume fraction of the coolant can be provided with a relative pitch of fuel elements s lying in the range 1.1 1.3, i.e. in the presence of gaps between the fuel rods.
  • a relative pitch of fuel elements s lying in the range 1.1 1.3, i.e. in the presence of gaps between the fuel rods.
  • the technical objective of the invention is to increase the power of the reactor while maintaining the total coolant flow and the average temperature of the coolant at the exit from the core, as well as to increase the reliability of the correct placement of fuel assemblies in the appropriate places of the core.
  • the technical result achieved by using the invention is to reduce the maximum temperature of the fuel cladding, reduce corrosive wear and increase the long-term strength of the fuel cladding material, which is sensitive to temperature rise, as well as to eliminate the erroneous placement of fuel assemblies in the core.
  • the specified location of the fuel assemblies is ensured by using mechanical "encoders" in the support grid of the fuel assemblies and the core grid in which the fuel assemblies are mounted, made according to the "key-lock” principle.
  • the main technical problem provided by the design of the mechanical "encoder” is the technical impossibility of installing the fuel assembly in the wrong place, and/or with the wrong orientation in angular position, even taking into account the potential erroneous actions of the personnel performing the assembly of the core.
  • One of the options for the implementation of the encoder is the use of hollow fingers, one end fixed in the lower support grid of the active zone by any known method.
  • the second end of the pin should protrude outward towards the lower FA grate.
  • the geometric arrangement of the pins and the holes corresponding to them must be unique for each group of fuel assemblies and/or individual fuel assemblies and provided during the design of the core and in production. If necessary, several fingers and, accordingly, several corresponding holes in the base plate can be used. At the same time, at least one of the fingers in different groups of fuel assemblies and/or individual fuel assemblies must differ in location.
  • Fingers of different sections can also be used (for example, round, square, triangular, with or without channels for the passage of the coolant).
  • the main requirement that must be met is the physical impossibility of installing the fuel assembly in an improper position and/or incorrect angular orientation of the fuel assembly.
  • These fingers can be used, for example, for fuel assemblies with different uranium enrichment (with different plutonium content for mixed uranium-plutonium fuel).
  • the fuel elements located on the edges of the fuel assemblies form a single triangular grid of fuel elements of the core, which excludes excess coolant flow in the cells of the fuel elements on the edges of the fuel assemblies, while the same distance between the fuel elements inside the fuel assemblies and the fuel elements located on the edges of neighboring fuel assemblies is ensured by the presence of spacer spiral ribs on the fuel claddings and the location of the fuel assemblies in such a way that for all the fuel elements of the core the contact of the fuel elements "edge-on-edge" is ensured at a height at which the maximum temperature of the fuel cladding is reached during the operation of the reactor.
  • FIG. 1 shows the layout of fuel assemblies 1 with a given orientation in the core, in which the fuel rods 2 form a single triangular grid. Holes 3 are made in the lower ends of the fuel rods 2, into which a wire is inserted to orient the fuel rods 2 in the fuel assembly 1.
  • Fig. 1 shows the layout of fuel assemblies 1 with a given orientation in the core, in which the fuel rods 2 form a single triangular grid. Holes 3 are made in the lower ends of the fuel rods 2, into which a wire is inserted to orient the fuel rods 2 in the fuel assembly 1.
  • pins 4 orienting fuel assemblies 1 in the support grid of the core, in which fuel assemblies 1 are mounted, designed to accommodate fuel assemblies 1 with a given orientation in the core, and pins 5 that install fuel assemblies according to enrichment, if fuel assemblies 1 contain fuel elements 2 with different enrichment of uranium (with different content of plutonium for mixed uranium-plutonium fuel), as well as holes 6 establishing (orienting) grids of the support 7, into which the corresponding fingers are inserted when assembling the fuel assembly 1 in the core.
  • FIG. 2 shows the section a-a of the core, which shows the fuel elements 2, the support grid 7 of the fuel assembly 1, the holes 3 in the fuel elements and the wire orienting the fuel elements 2 in the fuel assembly 1, the pins 4 orienting the fuel assembly 1 in the core, the pins 5 mounting the fuel assembly 1 for enrichment, holes establishing (orienting) 6 gratings of the support core.
  • fuel rods 2 are fixed in the support grid 7 of TVS 1 from angular and axial movements and free sliding fit axial movement of fuel rod ends 2 in another TVS 1 lattice. -rib" in the plane along the height of the core, where the maximum temperature of the fuel cladding 2 is realized.
  • thermohydraulic calculation taking into account the axial unevenness of the energy release field, the height of the core at which the maximum temperature of the fuel cladding is reached.
  • the fuel rod ends 2 are fixed in the support grid 7 of the fuel assembly 1 from angular and axial movements and the axial movement of the fuel rod ends 2 in the other fuel assembly 1 grid is free along the sliding fit.
  • the specified location of the fuel assembly 1 is provided by using the fingers 4 and, if necessary, the fingers 5 in the support grid 7 of the fuel assembly 1 and the core grid in which the fuel assembly 1 is mounted.
  • the fingers 4, 5 are made hollow.
  • the active zone works as follows.
  • the coolant enters the core and is evenly distributed along the channels formed between the fuel rods 2, both inside the fuel assemblies 1 and between the fuel assemblies 1.
  • the declared core is used in nuclear reactors, the core of which includes hexagonal unsheathed fuel assemblies with fuel elements placed on a triangular grid, the spacing of which is greater than the diameter of the fuel cladding.

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 области ядерной энергетики, а именно - к размещению бесчехловых тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерных реакторов и направлено на обеспечение улучшения теплоотвода от тепловыделяющих элементов в ядерных реакторах. Активная зона ядерного реактора включает шестигранные бесчехловые тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами, размещенными по треугольной сетке, шаг размещения которых больше диаметра оболочек твэлов. Тепловыделяющие элементы снабжены дистанционирующими спиральными ребрами на оболочке и жестко зафиксированы с заданной угловой ориентацией таким образом, что обеспечивается касание твэлов «ребро-по-ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла, и тепловыделяющие сборки размещены так, что тепловыделяющие элементы, расположенные на гранях тепловыделяющих сборок, образуют единую треугольную сетку с остальными тепловыделяющими элементами в активной зоне, и касание всех твэлов активной зоны «ребро-по-ребру» обеспечивается на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла. При этом исключается ошибочное размещение ТВС в активной зоне.

Description

Активная зона ядерного реактора
Область техники
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно - к размещению бесчехловых тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерных реакторов и направлено на обеспечение улучшения теплоотвода от тепловыделяющих элементов в ядерных реакторах.
Уровень техники
Список сокращений, используемых в данном тексте:
ТВС - тепловыделяющая сборка; твэл- тепловыделяющий элемент;
ЯР - ядерный реактор.
Известна активная зона модульного ЯР на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (патент РФ N°2699229), сформированная вертикально установленными бесчехловыми тепловыделяющими сборками с силовыми элементами и расположенными в верхней части дистанционирующими поясками, с треугольной сеткой размещения цилиндрических тепловыделящих элементов (твэлов).
Известна активная зона водо-водяного ЯР (патент РФ N°2216056), в состав которой входят ТВС, содержащие гексагональный в поперечном сечении пучок твэлов в каркасе, размещенные с зеркальным отражением по граням. В указанном изобретении решается задача уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне и предупреждение деформации ТВС за счет плотной упаковки ТВС между собой.
К недостаткам описанных выше решений следует отнести избыточный «холостой» расход теплоносителя в квадратных ячейках твэлов на гранях ТВС, что снижает среднюю температуру теплоносителя на выходе из активной зоны и ухудшает технико- экономические показатели энергоблока. Указанный недостаток обусловлен размещением ТВС в активной зоне с зеркальным отражением по граням.
Известно также техническое решение, описанное в патенте РФ N°261770, в котором предложена активная зона термоэмиссионного реактора-преобразователя ядерной энергетической установки, в которой электрогенерирующие каналы размещены по всей активной зоне по узлам правильной треугольной сетки, в том числе, и на стыках пучков электрогенерирующих каналов.
В известном техническом решении исключены «холостые» протечки теплоносителя на стыках граней пучков (ТВС) в случае их бесчехловой конструкции. Однако техническая реализация известного изобретения обеспечит надежную эксплуатацию активной зоны только в случае «плотной» упаковки электрогенерирующих каналов (твэлов), когда шаг твэлов практически равен их диаметру.
При плотной упаковке твэлов в треугольной сетке относительная площадь свободного поперечного сечения в активной зоне для прохода теплоносителя (объёмная доля теплоносителя), e, вычисляемая по формуле e = 1 — p /(s2 · 2л/3), где s относительный шаг твэлов, равный отношению шага твэлов в треугольной сетке а, к диаметру твэла d, (в данном случае 5=1), равна 9.25 %. Это подходит для термоэмиссионного реактора очень малой мощности, заявленного а патенте РФ N°261770. Для энергетических реакторов объёмная доля теплоносителя e лежит в диапазоне 30 ^ 50 %. Такое значение объёмной доли теплоносителя можно обеспечить при относительном шаге твэлов s, лежащем в диапазоне 1,1 1,3, т.е. при наличии зазоров между твэлами. В этом случае для исключения прогибов твэлов, создающих локальное «затеснение» проходного сечения теплоносителя, вызывающего перегрев твэлов, и устранения вибраций твэлов, повреждающих тонкостенную оболочку, необходимо обеспечить дистанционирование твэлов по высоте активной зоны.
Раскрытие изобретения
Технической задачей изобретения является повышение мощности реактора при сохранении общего расхода теплоносителя и средней температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, а также повышение надежности правильного размещения ТВС в соответствующих местах активной зоны.
Технический результат, достигаемый при использовании изобретения, заключается в снижении максимальной температуры оболочки твэла, уменьшении коррозионного износа и увеличении длительной прочности материала оболочки твэла, которая чувствительна к повышению температуры, а также в исключении ошибочного размещения ТВС в активной зоне.
Указанный технический результат достигается благодаря тому, что в активной зоне ядерного реактора, включающей шестигранные бесчехловые тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами, размещёнными по треугольной сетке, шаг размещения которых больше диаметра оболочек твэлов, тепловыделяющие элементы снабжены дистанционирующими спиральными ребрами на оболочке и жестко зафиксированы с заданной угловой ориентацией таким образом, что обеспечивается касание твэлов «ребро- по-ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла, и тепловыделяющие сборки размещены так, что тепловыделяющие элементы, расположенные на гранях соседних тепловыделяющих сборок, образуют единую треугольную сетку с остальными тепловыделяющими элементами в активной зоне, и касание всех твэлов активной зоны «ребро-по-ребру» обеспечивается на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла.
Заданное расположение ТВС обеспечивается путем использования механических «шифраторов» в опорной решетке ТВС и решетке активной зоны, в которой крепятся ТВС, выполненных по принципу «ключ-замок».
Основная техническая задача, которую обеспечивает конструкция механического «шифратора» - это техническая невозможность установки ТВС в ненадлежащее место, и/или с ненадлежащей ориентацией по угловому положению, даже с учетом потенциальных ошибочных действий персонала, осуществляющего сборку активной зоны.
Одним из вариантов реализации шифратора является использование пустотелых пальцев, одним концом закрепленных в нижней опорной решетке активной зоны любым известным способом. Второй конец пальца должен выступать наружу в направлении нижней решетки ТВС. При этом в нижней решетке ТВС строго напротив пальца должно быть отверстие. При совпадении правильного положения пальца и соответствующего ему отверстия, палец погружается в отверстие и ТВС может быть установлена в нижнюю опорную решетку активной зоны. Если палец не попадает в отверстие, то он упирается в нижнюю решетку ТВС и не позволяет опустить ТВС в нижнее рабочее положение, что может быть надежно зафиксировано.
Геометрическое расположение пальцев и соответствующих им отверстий должно быть уникальным для каждой группы ТВС и/или отдельных ТВС и обеспечено при конструировании активной зоны и на производстве. При необходимости может использоваться несколько пальцев и, соответственно, несколько соответствующих им отверстий в опорной плите. При этом, как минимум, один из пальцев в разных группах ТВС и/или отдельных ТВС должен отличаться расположением.
Альтернативным решением, обеспечивающим тот же технический результат, является использование пустотелых пальцев, закрепленных в нижней решетке ТВС и соответствующих им отверстий в нижней опорной решетке активной зоны. Могут применяться также пальцы разного сечения (например, круглые, квадратные, треугольные, с каналами для прохода теплоносителя или без них). Основное требование, которое должно выполняться - это физическая невозможность установки ТВС в ненадлежащее положение и/или неверная угловая ориентация ТВС. Указанные пальцы могут применяться, например, для групп ТВС с различным обогащением урана (с различным содержанием плутония для смешанного уран- плутониевого топлива).
В предложенном решении твэлы, находящиеся на гранях ТВС, образуют единую треугольную сетку твэлов активной зоны, что исключает избыточный расход теплоносителя в ячейках твэлов на гранях ТВС, при этом одинаковое расстояние между твэлами внутри ТВС и твэлами, расположенными на гранях соседних ТВС, обеспечивается за счет наличия дистанционирующих спиральных ребер на оболочках твэлов и расположения ТВС таким образом, что для всех твэлов активной зоны обеспечивается касание твэлов «ребро-по-ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла.
Расположение твэлов соседних ТВС на границах этих ТВС, геометрически идентичное расположению твэлов внутри ТВС, создает одинаковое гидравлическое сопротивление в окрестности всех твэлов. При таком расположении твэлов в треугольной сетке, любой из твэлов окружен 6-ю твэлами, находящимися на одинаковом расстоянии от него. Вокруг каждого твэла существуют 6 идентичных условных каналов для протока теплоносителя, ограниченных линиями, соединяющими центры соседних твэлов и оболочками твэлов. Любое отклонение компоновки твэлов от описанной выше компоновки приводит к формированию условных каналов с увеличенным проходным сечением. Гидравлическое сопротивление продольному течению в таких каналах уменьшается, что ведет к формированию, так называемых, «холостых протечек». Из-за повышенного расхода теплоносителя через такие каналы, подогрев теплоносителя в них уменьшается, а в других каналах с «затесненным» сечением, к уменьшению расхода, повышению подогрева теплоносителя и увеличению температуры оболочек твэлов.
Жесткая фиксация твэлов с размещенными на наружной поверхности оболочки спиральными ребрами в решетке ТВС и, соответственно, ТВС в активной зоне заданным образом с обеспечением касания твэлов «ребро-по-ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла, позволяет создать вокруг каждого твэла идентичные условные каналы.
Исключение «холостых» протечек теплоносителя на стыках граней ТВС в случае их бесчехловой конструкции при размещении твэлов в ТВС по треугольной сетке приводит к увеличению расхода теплоносителя в стандартных треугольных ячейках, что снижает максимальную температуру оболочки твэла, уменьшению коррозионного износа и увеличению длительной прочности материала оболочки твэла, которая чувствительна к повышению температуры. Это позволяет повысить мощность реактора при сохранении общего расхода теплоносителя и средней температуры теплоносителя на выходе из активной зоны.
Краткое описание чертежей
На фиг. 1 показана схема размещения ТВС 1 с заданной ориентацией в активной зоне, при которой твэлы 2, образуют единую треугольную сетку. В нижних концевиках твэлов 2 выполнены отверстия 3, в которые вставлена проволока, ориентирующая твэлы 2 в ТВС 1. На фиг. 1 также показаны пальцы 4, ориентирующие ТВС 1 в опорной решетке активной зоны, в которой крепятся ТВС 1, предназначенные для размещения ТВС 1 с заданной ориентацией в активной зоне, и пальцы 5, устанавливающие ТВС по обогащению, если ТВС 1 содержат твэлы 2 с различным обогащением урана (с различным содержанием плутония для смешанного уран-плутониевого топлива), а также отверстия 6 устанавливающие (ориентирующие) решетки опорной 7, в которые вставляются соответствующие пальцы при сборке ТВС 1 в активной зоне.
На фиг. 2 показано сечение а-а активной зоны, на котором показаны твэлы 2, решетка опорная 7 ТВС 1, отверстия 3 в твэлах и проволока ориентирующие твэлы 2 в ТВС 1, пальцы 4, ориентирующие ТВС 1 в активной зоне, пальцы 5, устанавливающие ТВС 1 по обогащению, отверстия устанавливающие (ориентирующие) 6 решетки опорной активной зоны.
Вариант осуществления изобретения
Для реализации представленной на фиг.1 схемы размещения ТВС в активной зоне используют шестигранные бесчехловые ТВС 1, в которых твэлы 2 с дистанционирующими спиральными ребрами на оболочке установлены в решетках ТВС 1 по треугольной сетке. ТВС 1 размещают в активной зоне таким образом, что твэлы 2, образуют треугольную сетку, при этом расстояние между осями соседних твэлов 2, расположенных в разных ТВС 1 на их гранях, равно расстоянию между осями соседних твэлов 2, находящихся внутри ТВС 1.
В ТВС 1 осуществляют фиксацию твэлов 2 в опорной решетке 7 ТВС 1 от углового и осевого перемещений и свободное по скользящей посадке осевое перемещение концевиков твэлов 2 в другой решетке ТВС 1. Фиксацию твэлов 2 осуществляют таким образом, чтобы обеспечить касание твэлов 2 «ребро-по-ребру» в плоскости по высоте активной зоны, где реализуется максимальная температуры оболочки твэла 2. Для этого, используемыми при разработке реакторов методами, определяют сначала теплогидравлическим расчетом с учетом осевой неравномерности поля энерговыделения высоту активной зоны, на которой достигается максимальная температура оболочки твэла.
Далее осуществляют позиционирование под определенным углом нижних концевиков твэлов 2 с заранее выполненными отверстиями 3 для закрепления с помощью проволоки в отверстиях решетки опорной 7 ТВС 1.
Затем с помощью шплинтующей проволоки осуществляют фиксацию концевиков твэлов 2 в опорной решетке 7 ТВС 1 от углового и осевого перемещений и свободное по скользящей посадке осевое перемещение концевиков твэлов 2 в другой решетке ТВС 1.
Заданное расположение ТВС 1 обеспечивают путем использования пальцев 4 и, при необходимости, пальцев 5 в опорной решетке 7 ТВС 1 и решетке активной зоны, в которой крепится ТВС 1. Пальцы 4, 5 выполнены пустотелыми.
Активная зона работает следующим образом. Теплоноситель поступает в активную зону и равномерно распределяется по каналам, образованным между твэлами 2, как внутри ТВС 1 , так и между ТВС 1.
Промышленная применимость
Заявленная активная зона используется в ядерных реакторах, активная зона которых включает шестигранные бесчехловые тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами, размещёнными по треугольной сетке, шаг размещения которых больше диаметра оболочек твэлов. б

Claims

Формула
1. Активная зона ядерного реактора, включающая шестигранные бесчехловые тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами, размещёнными по треугольной сетке, шаг размещения которых больше диаметра оболочек твэлов, отличающаяся тем, что тепловыделяющие элементы снабжены дистанционирующими спиральными ребрами на оболочке и жестко зафиксированы с заданной угловой ориентацией таким образом, что обеспечивается касание твэлов «ребро-по-ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла, и тепловыделяющие сборки размещены так, что тепловыделяющие элементы на гранях ТВС, образуют единую треугольную сетку с остальными тепловыделяющими элементами в активной зоне, и касание всех твэлов активной зоны «ребро-по-ребру» обеспечивается на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла.
2. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что решетка ТВС и решетка активной зоны, в которой крепится ТВС, снабжены, по крайней мере, одним механическим «шифратором» в виде пальца и отверстия, выполненным по принципу «ключ-замок».
3. Активная зона ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что пальцы выполнены пустотелыми.
4. Активная зона ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что палец одним концом закреплен в нижней опорной решетке активной зоны, другой конец пальца выступает наружу в направлении нижней решетки ТВС, в которой строго напротив пальца выполнено отверстие.
5. Активная зона ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что геометрическое расположение пальцев и соответствующих им отверстий уникально для каждой группы ТВС и/или отдельных ТВС.
6. Активная зона ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что палец закреплен в нижней решетке ТВС и соответствующее ему отверстие выполнено в нижней опорной решетке активной зоны.
7. Активная зона ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что палец выполнен в форме цилиндра.
8. Активная зона ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что палец выполнен в форме четырехугольной призмы.
9. Активная зона ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что палец выполнен в форме трехугольной призмы.
10. Активная зона ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что палец снабжен каналами для прохода теплоносителя.
PCT/RU2021/000423 2021-07-29 2021-10-04 Активная зона ядерного реактора WO2023009024A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202180101007.0A CN117716443A (zh) 2021-07-29 2021-10-04 核反应堆堆芯

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021122703 2021-07-29
RU2021122703A RU2761857C1 (ru) 2021-07-29 2021-07-29 Активная зона ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2023009024A1 true WO2023009024A1 (ru) 2023-02-02

Family

ID=79175163

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2021/000423 WO2023009024A1 (ru) 2021-07-29 2021-10-04 Активная зона ядерного реактора

Country Status (3)

Country Link
CN (1) CN117716443A (ru)
RU (1) RU2761857C1 (ru)
WO (1) WO2023009024A1 (ru)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2088982C1 (ru) * 1992-02-07 1997-08-27 Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2216056C2 (ru) * 2001-09-06 2003-11-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Тепловыделяющая сборка и активная зона водо-водяного ядерного реактора
RU2549371C1 (ru) * 2014-01-31 2015-04-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
RU2551432C1 (ru) * 2013-11-19 2015-05-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка
RU2699229C1 (ru) * 2019-01-31 2019-09-04 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты)

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2921509B1 (fr) * 2007-09-21 2014-11-21 Areva Np Assemblage combustible pour reacteur nucleaire a neutrons rapides
US8369475B2 (en) * 2009-07-01 2013-02-05 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly support grid
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
KR101846515B1 (ko) * 2016-08-19 2018-04-10 한국원자력연구원 중심부에 밀폐된 빈공간을 포함하는 핵연료 소결체 및 이를 포함하는 핵연료봉

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2088982C1 (ru) * 1992-02-07 1997-08-27 Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2216056C2 (ru) * 2001-09-06 2003-11-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Тепловыделяющая сборка и активная зона водо-водяного ядерного реактора
RU2551432C1 (ru) * 2013-11-19 2015-05-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка
RU2549371C1 (ru) * 2014-01-31 2015-04-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
RU2699229C1 (ru) * 2019-01-31 2019-09-04 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты)

Also Published As

Publication number Publication date
CN117716443A (zh) 2024-03-15
RU2761857C1 (ru) 2021-12-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5434898A (en) Nuclear fuel assembly
US11942230B2 (en) Spacer grid using tubular cells
KR20090021478A (ko) 연료봉 프레팅 마모방지를 위한 카누 모양의 스프링을 가진지지격자
JPH08179070A (ja) 加圧水型原子炉用燃料集合体
US8275088B2 (en) Perforated plate support for dual-cooled segmented fuel rod
US6385271B2 (en) Nuclear fuel assembly
WO2023009024A1 (ru) Активная зона ядерного реактора
JP6503188B2 (ja) 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法
EA043185B1 (ru) Активная зона ядерного реактора
KR100844879B1 (ko) 연료봉 프레팅 마모저항성이 향상된 ｗ형 및 ｍ형 스프링을구비한 지지격자
SE433270B (sv) Distanshallaranordning for brensleelementen i en brenslepatron i en kernreaktor
US3795579A (en) Nuclear fuel assembly comprising a sleeve of variable thickness
US11289209B2 (en) Lower end fitting locating pins
KR890003267B1 (ko) 공간 격자삽입부를 설치한 원자로의 연료 집합체
US8335293B1 (en) Nuclear fuel grid assembly with hydraulically balanced mixing vane pattern
EP2065896B1 (en) Nuclear fuel assembly with fuel rod using internal spacer element
US3389057A (en) Skewed helical wart spacers for fuel assemblies
KR101859524B1 (ko) 물결형태의 유로판을 구비하는 핵연료집합체용 상단고정체
RU2755683C1 (ru) Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора
KR102075648B1 (ko) 내진성능 향상용 가이드 관 보강 슬리브 및 이를 포함하는 핵연료집합체
KR102102976B1 (ko) 내진성능 향상용 지지격자 셀 삽입부품
JP2018526621A (ja) 地震／ｌｏｃａ耐性のあるグリッドを有する原子燃料集合体
EA042938B1 (ru) Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора
US20140254741A1 (en) Spacers for nuclear fuel assemblies
Oryniak et al. Swelling of VVER-1000 core baffle: numerical modeling and direct measurement of its geometrical dimensions

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: 21952042

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 202180101007.0

Country of ref document: CN

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE