RU2333554C2 - Nuclear reactor fuel assembly - Google Patents
Nuclear reactor fuel assembly Download PDFInfo
- Publication number
- RU2333554C2 RU2333554C2 RU2006125668/06A RU2006125668A RU2333554C2 RU 2333554 C2 RU2333554 C2 RU 2333554C2 RU 2006125668/06 A RU2006125668/06 A RU 2006125668/06A RU 2006125668 A RU2006125668 A RU 2006125668A RU 2333554 C2 RU2333554 C2 RU 2333554C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel assembly
- fuel
- cells
- assembly
- spacer
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к тепловыделяющим сборкам энергетических ядерных реакторов типа ВВЭР.The invention relates to nuclear energy, in particular to fuel assemblies of nuclear power reactors of the WWER type.
Известна конструкция тепловыделяющей сборки ядерного реактора (см. Крамеров А.Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1971, с.198, рис.7.2), содержащая гексагональный пучок тепловыделяющих элементов, размещенный в расположенных по длине сборки дистанционирующих решетках, головную и хвостовую части, соединенные наружным гексагональным чехлом.The known design of the fuel assembly of a nuclear reactor (see A. Kramerov. Questions of designing nuclear reactors. - M .: Atomizdat, 1971, p.198, Fig. 7.2), containing a hexagonal beam of fuel elements located in the spacing grids located along the length of the assembly , head and tail parts connected by an external hexagonal cover.
Наличие чехла обеспечивает необходимую прочность и жесткость тепловыделяющей сборке, но вносит «паразитный» металл в активную зону и увеличивает линейную тепловую нагрузку тепловыделяющих элементов за счет вынужденного увеличения шага между тепловыделяющими сборками (остается меньше тепловыделяющих элементов в единице объема активной зоны), а также увеличивает неравномерность энерговыделения по тепловыделяющей сборке.The presence of the cover provides the necessary strength and rigidity of the fuel assembly, but introduces a “parasitic” metal into the active zone and increases the linear thermal load of the fuel elements due to the forced increase in the step between the fuel assemblies (there are fewer heat-generating elements per unit volume of the active zone), and also increases the unevenness energy release in the fuel assembly.
Известна конструкция тепловыделяющей сборки ядерного реактора (см. Крамеров А.Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1971, с.204, рис.7.11б), содержащая гексагональный пучок тепловыделяющих элементов, размещенный в расположенных по длине сборки дистанционирующих решетках, головную и хвостовую части, соединенные направляющими каналами, проходящими через дистанционирующие решетки. Наружный чехол отсутствует. В направляющих каналах перемещаются стержни-поглотители. Шаг между тепловыделяющими сборками уменьшен, неравномерность тепловыделения по сборке и линейные нагрузки тепловыделяющих элементов уменьшены.The known design of the fuel assembly of a nuclear reactor (see A. Kramerov. Questions of designing nuclear reactors. - M .: Atomizdat, 1971, p.204, Fig. 7.11b), containing a hexagonal beam of fuel elements located in the distance along the assembly lattices, the head and tail parts connected by guide channels passing through the spacing grids. Outer cover is missing. Absorber rods move in the guide channels. The step between the fuel assemblies is reduced, the unevenness of the heat generation in the assembly and the linear loads of the fuel elements are reduced.
Указанная сборка более экономична, однако применение аналогичных сборок на энергоблоках с реакторами на основе ВВЭР-1000 показало, что на третьем году эксплуатации обнаруживается искривление направляющих каналов и зависание рабочих органов системы защиты. Причиной этого является то, что тепловыделяющая сборка нагружена механически со стороны головной части для предотвращения ее всплытия в потоке движущегося снизу вверх теплоностителя. Кроме того, в процессе работы реактора появляется также термомеханическое нагружение конструкции тепловыделяющей сборки от тепловыделяющих элементов и направляющих каналов через дистанционирующие решетки. Поэтому жесткость указанной конструкции тепловыделяющей сборки оказалась недостаточной, что снижает безопасность ядерного реактора.The specified assembly is more economical, however, the use of similar assemblies on power units with VVER-1000-based reactors showed that in the third year of operation, curvature of the guide channels and freezing of the working bodies of the protection system are detected. The reason for this is that the fuel assembly is mechanically loaded from the side of the head to prevent it from floating in the flow of the heat carrier moving from the bottom up. In addition, during the operation of the reactor, thermomechanical loading of the fuel assembly structure from the fuel elements and guide channels through spacer grids also appears. Therefore, the rigidity of the specified design of the fuel assembly was insufficient, which reduces the safety of a nuclear reactor.
Эти недостатки устранены в тепловыделяющей сборке по патенту Российской Федерации №2093906, кл. G21С 3/30, 3/06, 1997 г., содержащей гексагональный пучок тепловыделяющих элементов, размещенный в расположенных по высоте сборки дистанционирующих решетках, головную и хвостовую части, соединенные опорными элементами, размещенными в углах сборки и выполненными в виде установленных по ее высоте от хвостовой части до верхней дистанционирующей решетки штампованных угловых пластин из циркониевого сплава, соединенных сваркой с дистанционирующими решетками и винтами с хвостовой частью.These disadvantages are eliminated in the fuel assembly according to the patent of the Russian Federation No. 2093906, class.
В тепловыделяющей сборке такой конструкции повышается безопасность ядерного реактора путем обеспечения жесткости тепловыделяющей сборки при сохранении экономичности, уменьшенной неравномерности энерговыделения по тепловыделяющей сборке и уменьшенной величины линейной нагрузки тепловыделяющих элементов. Недостатком является возможность прогиба решетки вследствие термомеханических нагрузок в соединении ячейка - тепловыделяющий элемент и вероятность разрушения сварных соединений решетки с уголками. Увеличивая прочность и жесткость тепловыделяющей сборки в целом, угловые пластины не обеспечивают достаточную жесткость в центральной области ТВС, особенно в дистанционирующих решетках. Центральные области дистанционирующих решеток, не закрепленные жестко, испытывают заметное деформирующее воздействие восходящего потока теплоносителя, а также «растущих» тепловыделяющих элементов. Конструкция узла сопряжения дистанционирующей решетки с угловой пластиной напрямую влияет на размер «под ключ» тепловыделяющей сборки, как следует из описания, толщина обода дистанционирующей решетки уменьшена для размещения угловых пластин, чтобы оставить прежним шаг между тепловыделяющими сборками в реакторе, напрямую влияющего на водоурановое соотношение в нем. Для обеспечения качественной сварки и высокоточного размера «под ключ» свариваемые детали тепловыделяющей сборки должны иметь точные геометрические размеры. Угловая пластина, с целью недопущения образования трещин, имеет достаточно большой радиус гиба, так как гибка проводится вдоль направления проката (см. В.П.Романовский, МТМ СССР Государственное научно-техническое издательство машиностроительной литературы, M., 1949 г., стр.67-68), сопряжение сектора с угловой пластиной необходимо выполнять по плоскости, без захода на радиус гиба угловой пластины, поскольку это может повлиять на размер кассеты «под ключ» (он увеличится) и на качество сварки, так как не будет плотного контакта между свариваемыми деталями. С другой стороны, сектор обода дистанционирующей решетки, привариваясь к ячейкам, должен иметь достаточно места для простановки сварных точек, чтобы сварная точка не выходила на его торец.In a fuel assembly of such a design, the safety of a nuclear reactor is increased by ensuring the rigidity of the fuel assembly while maintaining efficiency, reduced unevenness of energy release over the fuel assembly, and reduced linear load of the fuel elements. The disadvantage is the possibility of deflection of the lattice due to thermomechanical loads in the connection between the cell and the fuel element and the probability of destruction of welded joints of the lattice with corners. Increasing the strength and rigidity of the fuel assembly as a whole, the corner plates do not provide sufficient rigidity in the central region of the fuel assembly, especially in spacer grids. The central areas of the spacer grids, not fixed rigidly, experience a noticeable deforming effect of the upward flow of the coolant, as well as the "growing" fuel elements. The design of the interface unit of the spacer grid with the corner plate directly affects the turnkey size of the fuel assembly, as follows from the description, the thickness of the rim of the spacer grid is reduced to accommodate the corner plates in order to leave the same step between the fuel assemblies in the reactor directly affecting the water-uranium ratio in him. To ensure high-quality welding and high-precision turnkey size, the welded parts of the fuel assembly must have exact geometric dimensions. The corner plate, in order to prevent the formation of cracks, has a sufficiently large bending radius, since bending is carried out along the direction of hire (see V.P. Romanovsky, MTM USSR State Scientific and Technical Publishing House of Engineering Literature, M., 1949, p. 67-68), pairing the sector with the corner plate must be performed on a plane, without approaching the bend radius of the corner plate, as this can affect the size of the turnkey cartridge (it will increase) and the quality of welding, as there will be no tight contact between weldable hoists. On the other hand, the sector of the rim of the spacer grid, being welded to the cells, should have enough space to set up the weld points so that the weld point does not go out to its end.
Известна дистанционирующая решетка (см. патент Российской Федерации №2152086 G21С 3/356, опубликован 27.06.2000), в которой соединение ячеек осуществляется контактно-точечной сваркой, при этом сварные точки расположены на уровне заманов, что обеспечивает жесткость конструкции и положительно влияет на точность размещения тепловыделяющих элементов в тепловыделяющей сборке, но отрицательно сказывается на соединении ячейка - тепловыделяющий элемент, предполагая либо натяг, то есть возникновение больших усилий при осевом перемещении тепловыделяющего элемента и возможного прогиба центральной части дистанционирующей решетки, либо зазор, что нежелательно из-за возможной фреттинг-коррозии. Кроме того, при смещении сварных точек к середине ячейки по ее высоте уменьшится момент инерции сечения поля дистанционирующей решетки Ix=b·a3/12 (см. В.А.Анурьев. Справочник конструктора-машиностроителя, том 1, М., Машиностроение, 1978 г., стр.68, табл.11), поскольку уменьшится расстояние между сварными точками - величина «а», следовательно, способность сопротивляться прогибу центральной части дистанционирующей решетки уменьшится.Known spacer grid (see patent of the Russian Federation No. 2152086 G21C 3/356, published 06/27/2000), in which the cells are connected by contact-spot welding, while the weld points are located at the level of the welds, which ensures rigidity and positively affects the accuracy placement of the fuel elements in the fuel assembly, but adversely affects the cell-fuel element connection, either assuming an interference fit, that is, the occurrence of large forces during axial movement of the fuel about the element and possible deflection of the central part of the spacer grid, or a gap, which is undesirable due to possible fretting corrosion. Furthermore, when the displacement of spot welds to the middle of the cell to its height reduced moment of inertia of the spacer grid field I x = b · a 3/12 (see. V.A.Anurev. Reference-constructor Machinist,
Наиболее близкой по технической сути и достигаемому результату является тепловыделяющая сборка ядерного реактора - прототип по патенту Российской Федерации №2177650, кл. G21С 3/33, 3/332, 1997 г., содержащая размещенные по длине сборки дистанционирующие решетки для гексагонального пучка тепловыделяющих элементов, опорные элементы в виде угловых пластин, жестко соединенных с дистанционирующими решетками и хвостовой частью, и направляющие каналы с расположенными со стороны нижнего торца у первой по ходу теплоносителя дистанционирующей решетки втулками, имеющими в плане сечение, размер которого превышает диаметр окружности, вписанной в ячейку, у остальных решеток втулки расположены со стороны верхнего торца. Это значительно уменьшает формоизменение дистанционирующих решеток. Для этого втулки должны быть жестко соединены с направляющими каналами с тем, чтобы направляющие каналы воспринимали механические нагрузки, возникающие в дистанционирующих решетках.The closest in technical essence and the achieved result is a fuel assembly of a nuclear reactor - a prototype according to the patent of the Russian Federation No. 2177650,
Недостатками прототипа являются дополнительный паразитный материал втулок в активной зоне, фиксация дистанционирующих решеток с одной стороны может привести к возрастанию напряженного состояния тепловыделяющей сборки, так как при «росте» тепловыделяющих элементов смещение их относительно дистанционирующих решеток происходит в двух направлениях, особенно по истечении больших сроков эксплуатации, это может привести как к деформациям частей и узлов дистанционирующей решетки, например, к деформации и разрушению ячеек при контакте втулки с полем ячеек, который возможен при «росте» тепловыделяющих элементов и выборе зазора между втулкой и дистанционирующей решеткой, так и к разрушениям сварных соединений, например сварных соединений дистанционирующих решеток с уголками.The disadvantages of the prototype are additional parasitic material of the bushings in the active zone, fixing the spacer grids on the one hand can lead to an increase in the stress state of the fuel assembly, since with the “growth” of the fuel elements their displacement relative to the spacer grids occurs in two directions, especially after long periods of operation , this can lead to both deformations of parts and nodes of the spacer grid, for example, to deformation and destruction of cells upon contact flanges with a field of cells, which is possible with the “growth” of fuel elements and the choice of the gap between the sleeve and the spacer grid, as well as damage to welded joints, for example, welded joints of spacing grids with corners.
Технической задачей изобретения является увеличение срока кампании тепловыделяющей сборки в ядерном реакторе, стабилизация водоуранового соотношения в реакторе за счет точного выполнения размеров «под ключ» тепловыделяющей сборки, уменьшение количества паразитного материала в активной зоне за счет сокращения количества втулок благодаря увеличению момента сопротивления сечения дистанционирующей решетки в ее центральной части, оптимизация натяга в соединении ячейка - тепловыделяющий элемент за счет увеличения расстояния между сварными точками по высоте ячейки для уменьшения усилий осевого перемещения тепловыделяющего элемента в ячейках при сохранении контакта в соединении, уменьшение, а также равномерное распределение механических нагрузок между узлами и элементами конструкции тепловыделяющей сборки, уменьшение формоизменения всей тепловыделяющей сборки в целом и ее отдельных элементов, повышение прочности контактно-точечных сварных соединений в дистанционирующих решетках и их соединения с угловыми пластинами в результате оптимизация узла сопряжения угловых пластин с сектором обода дистанционирующей решетки.An object of the invention is to increase the duration of the campaign of the fuel assembly in a nuclear reactor, stabilize the water-uranium ratio in the reactor by accurately performing turnkey dimensions of the fuel assembly, reduce the amount of spurious material in the core by reducing the number of bushings due to an increase in the moment of resistance of the cross-section of the spacer grid in its central part, optimization of interference fit in the cell-fuel element connection by increasing the distance between the joints dots along the height of the cell to reduce the axial movement of the fuel element in the cells while maintaining contact in the connection, reducing and evenly distributing mechanical loads between the nodes and structural elements of the fuel assembly, reducing the shape change of the entire fuel assembly as a whole and its individual elements, increasing strength contact-spot welded joints in spacer grids and their joints with corner plates as a result of optimization of the corner mating unit new plates with a sector of the rim of the spacer grid.
Эта техническая задача решается тем, что в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей размещенные по длине сборки дистанционирующие решетки для гексагонального пучка тепловыделяющих элементов, опорные элементы в виде угловых пластин, жестко соединенных с дистанционирующими решетками и хвостовой частью, и направляющие каналы с втулками, согласно изобретению в дистанционирующих решетках ячейки между собой соединены сварными точками, размещенными на максимально близком к торцам ячеек расстоянии, а обод выполнен из секторов, длина каждого из которых определяется по формуле:This technical problem is solved in that in a fuel assembly of a nuclear reactor containing spacing grids located along the length of the assembly for a hexagonal beam of fuel elements, support elements in the form of corner plates rigidly connected to the spacing grids and the tail, and guide channels with bushings, according to the invention in the spacer grids, the cells are interconnected by welded points placed at the closest distance to the ends of the cells, and the rim is made of sectors, Length of each of which is defined by the formula:
где L - длина сектора, мм;where L is the length of the sector, mm;
S - размер «под ключ» тепловыделяющей сборки, мм;S - turnkey size of the fuel assembly, mm;
Н - толщина угловой пластины, мм;H is the thickness of the corner plate, mm;
R - внутренний радиус гиба угловой пластины, мм.R is the inner radius of the bend of the corner plate, mm.
Указанная совокупность признаков является существенной и достаточной для решения поставленной технической задачи, так как за счет смещения сварных точек между ячейками дистанционирующих решеток от пуклей к торцам ячеек с целью уменьшения усилий осевого перемещения тепловыделяющих элементов через ячейки при сохранении контакта в соединении оптимизируется натяг в соединении ячейка - тепловыделяющий элемент, увеличивается сопротивление прогибу поля ячеек в центре дистанционирующей решетки, что позволяет тепловыделяющим элементам свободно перемещаться относительно каркаса тепловыделяющей сборки без деформации центральной части дистанционирующих решеток и приводит к равномерному нагружению частей сборки, выполнение сектора обода длиной L, рассчитанной по приведенной формуле (1), позволяет избежать отклонений размера «под ключ» тепловыделяющей сборки, дефектов сварки секторов обода дистанционирующей решетки с угловыми пластинами, обеспечить оптимальное сопряжение сектора обода и ячеек дистанционинрующей решетки для контактной точечной сварки.The specified set of features is essential and sufficient to solve the technical problem, since due to the shift of the weld points between the cells of the spacer grids from the bulges to the ends of the cells in order to reduce the axial forces of the fuel elements through the cells while maintaining contact in the joint, the interference in the joint is optimized - fuel element, the resistance to deflection of the field of cells in the center of the spacer grid increases, which allows the fuel elements to move about the frame of the fuel assembly without deformation of the central part of the spacer grids and leads to uniform loading of the parts of the assembly, the execution of the rim sector of length L, calculated according to the formula (1), avoids the "turnkey" size deviations of the fuel assembly, welding defects of the sectors of the spacer rim lattices with corner plates, to ensure optimal coupling of the rim sector and the cells of the spacer grid for contact spot welding.
Сущность изобретения поясняется чертежами.The invention is illustrated by drawings.
На фиг.1 - тепловыделяющая сборка ядерного реактора;Figure 1 - fuel assembly of a nuclear reactor;
на фиг.2 - дистанционирующая решетка, разрез А-А, вид сверху;figure 2 - spacer grid, section aa, top view;
на фиг.3 - дистанционирующая решетка, вид сбоку;figure 3 - spacer grid, side view;
на фиг.4 - расположение сварных точек между ячейками, вид Б;figure 4 - the location of the welded points between the cells, view B;
на фиг.5 - каркас с втулками;figure 5 - frame with bushings;
на фиг.6 - прогиб решетки в процессе эксплуатации;figure 6 - deflection of the lattice during operation;
на фиг.7 - расположение сварных точек в соединении ячейка - ячейка, разрез В-В.Fig.7 - the location of the weld points in the connection cell - cell, section BB.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора включает размещенные по длине сборки дистанционирующие решетки 1 для гексагонального пучка тепловыделяющих элементов 2, опорные элементы в виде угловых пластин 3, жестко соединенных с дистанционирующими решетками 1 и хвостовой частью 4, образующие жесткий каркас 5, направляющие каналы 6 с втулками 7, сварные точки 8 между ячейками 9 дистанционирующей решетки 1, максимально смещенные от пуклей 10 к торцам 11 ячеек 9. В центре дистанционирующая решетка 1 испытывает прогиб 12 поля ячеек. Обод 13 дистанционирующей решетки 1 выполнен из секторов, имеющих длину L.The fuel assembly of a nuclear reactor includes
Предлагаемая тепловыделяющая сборка работает следующим образом.The proposed fuel assembly works as follows.
При работе реакторов тепловыделяющая сборка нагружается механически сверху в осевом направлении пружинами (не показаны) для предотвращения ее всплытия в потоке движущегося снизу вверх теплоносителя. Кроме того, при разогреве всей конструкции до рабочих температур появляется термомеханическое нагружение тепловыделяющей сборки от тепловыделяющих элементов 2. Угловые пластины 3 вместе с хвостовой частью 4 и дистанционирующими решетками 1 образуют жесткий каркас 5, препятствующий деформации сборки, направляющих каналов 6 с втулками 7. За счет смещения сварных точек 8 между ячейками дистанционирующих решеток от пуклей 10 к торцам 11 с целью уменьшения усилий осевого перемещения тепловыделяющих элементов 2 через ячейки 9, при сохранении контакта в соединении, то есть создания более «мягкого» соединения ячейка-тепловыделяющий элемент и большего сопротивление прогибу 12 поля ячеек в центре дистанционирующей решетки 1 достигается возможность тепловыделяющим элементам 2 свободно перемещаться относительно каркаса 5 без деформации центральной части дистанционирующих решеток 1 и нагружать части тепловыделяющей сборки равномерно, поглощающим стержням беспрепятственно перемещаться внутри направляющих каналов 6. Выполнение сектора обода 13 длиной L, исходя из условия (1), позволяет избежать отклонений размера «под ключ» тепловыделяющей сборки, дефектов сварки секторов обода 13 дистанционирующей решетки 1 с угловыми пластинами 3, обеспечить оптимальное сопряжение сектора обода 13 и ячеек 9 дистанционирующей решетки 1 для контактной точечной сварки.During the operation of the reactors, the fuel assembly is loaded mechanically from the top in the axial direction by springs (not shown) to prevent it from floating in the flow of the coolant moving from the bottom up. In addition, when the entire structure is heated to operating temperatures, thermomechanical loading of the fuel assembly from the fuel elements 2 appears.
Использование изобретения позволяет увеличить срок кампании тепловыделяющей сборки в ядерном реакторе, стабилизировать водоурановое соотношение за счет точного выполнения размеров «под ключ» тепловыделяющей сборки, уменьшить количество паразитного материала в активной зоне за счет уменьшения или полного исключения количества втулок, расположенных на каналах, оптимизировать натяг в соединении ячейка - тепловыделяющий элемент за счет увеличения расстояния между сварными точками по высоте ячейки и соответственно большей стрелы прогиба в местах контакта ячейки с тепловыделяющим элементом, увеличить момент сопротивления сечения дистанционирующей решетки в ее центральной части, что позволит свести к минимуму вероятность прогиба решеток и «закусывание» тепловыделяющих элементов, уменьшить, а также равномерно распределить механические нагрузки между узлами и элементами конструкции тепловыделяющей сборки, уменьшить формоизменения всей тепловыделяющей сборки в целом и ее отдельных элементов, например деформацию и разрушение ячеек при контакте втулки с полем ячеек, которые возможны при «росте» тепловыделяющих элементов, и выборе зазора между втулкой и дистанционирующей решеткой, повысить прочность контактно-точечных сварных соединений в дистанционирующих решетках и в соединениях решеток с угловыми пластинами, в результате - оптимизация узла сопряжения угловых пластин с секторами обода дистанционирующей решетки.The use of the invention allows to increase the campaign period of the fuel assembly in a nuclear reactor, stabilize the water-uranium ratio due to accurate turnkey dimensions of the fuel assembly, reduce the amount of parasitic material in the core by reducing or completely eliminating the number of bushings located on the channels, and optimize interference fit connecting the cell to the fuel element by increasing the distance between the weld points along the height of the cell and, accordingly, a larger boom at the points of contact between the cell and the fuel element, increase the moment of resistance of the cross-section of the spacer grid in its central part, which will minimize the likelihood of deflection of the gratings and “bite” of the fuel elements, reduce, and evenly distribute mechanical loads between the nodes and structural elements of the fuel assembly , reduce the shape changes of the entire fuel assembly as a whole and its individual elements, for example, deformation and destruction of cells upon contact of the sleeve with the field of cells, which are possible with the "growth" of the fuel elements, and the choice of the gap between the sleeve and the spacer grid, to increase the strength of the contact-spot welded joints in the spacer grids and in the joints of the grids with corner plates, resulting in the optimization of the interface between the corner plates and the sectors of the rim of the distance grid.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2006125668/06A RU2333554C2 (en) | 2006-07-17 | 2006-07-17 | Nuclear reactor fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2006125668/06A RU2333554C2 (en) | 2006-07-17 | 2006-07-17 | Nuclear reactor fuel assembly |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2006125668A RU2006125668A (en) | 2008-01-27 |
RU2333554C2 true RU2333554C2 (en) | 2008-09-10 |
Family
ID=39109410
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2006125668/06A RU2333554C2 (en) | 2006-07-17 | 2006-07-17 | Nuclear reactor fuel assembly |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2333554C2 (en) |
-
2006
- 2006-07-17 RU RU2006125668/06A patent/RU2333554C2/en active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2006125668A (en) | 2008-01-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US7769125B2 (en) | Spacer grid for nuclear reactor fuel assemblies | |
JP3605171B2 (en) | Reactor fuel assembly | |
RU2760570C2 (en) | Spacer grid of the fuel assembly of a nuclear reactor, having a structure of a simple shape | |
KR101639096B1 (en) | Nuclear fuel assembly with pivot dimpled grids | |
KR101722267B1 (en) | Split spring anti-fretting fuel rod support structure | |
US8855261B2 (en) | Spacer and a fuel unit for a nuclear plant | |
JP2004509322A (en) | Spacer grid for pressurized water reactor fuel assembly | |
JP4895814B2 (en) | Nuclear fuel assemblies with lattice reinforcement devices and use of such devices in nuclear fuel assemblies | |
US7804931B2 (en) | Spacer and a fuel unit for a nuclear plant | |
US8416912B2 (en) | Nuclear fuel assembly including an internal reinforcing device | |
RU2333554C2 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
US4058436A (en) | Nuclear reactor seismic fuel assembly grid | |
KR100900917B1 (en) | Space grid for dual cooling nuclear fuel rods by using a supporting structure at intersection | |
KR100844879B1 (en) | Improved fretting wear resistance spacer grid with W-type and M-type spring | |
RU66589U1 (en) | NUCLEAR REACTOR FUEL ASSEMBLY | |
RU2518058C1 (en) | Spacer grid of fuel assembly of nuclear reactor (versions) | |
EP3961650B1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly | |
KR20220028264A (en) | Inconel spacer grid of a nuclear fuel assembly | |
RU2216056C2 (en) | Fuel assembly and core of water-cooled nuclear reactor | |
RU2554719C2 (en) | Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly | |
RU2138861C1 (en) | Spacer grid of nuclear reactor fuel assembly | |
RU2461086C2 (en) | Spacer grid of fuel assembly | |
RU2540981C1 (en) | Fuel assembly of nuclear reactor | |
RU2152086C1 (en) | Spacer grid | |
RU2178923C2 (en) | Nuclear-reactor fuel assembly |