RU2646597C1 - Твэл реактора на быстрых нейтронах - Google Patents

Твэл реактора на быстрых нейтронах Download PDF

Info

Publication number
RU2646597C1
RU2646597C1 RU2016135828A RU2016135828A RU2646597C1 RU 2646597 C1 RU2646597 C1 RU 2646597C1 RU 2016135828 A RU2016135828 A RU 2016135828A RU 2016135828 A RU2016135828 A RU 2016135828A RU 2646597 C1 RU2646597 C1 RU 2646597C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
tape
fuel rod
twisting
winding
Prior art date
Application number
RU2016135828A
Other languages
English (en)
Inventor
Виктор Николаевич Леонов
Юрий Васильевич Чернобровкин
Елена Александровна Родина
Алексей Борисович Шевченко
Никита Геннадьевич Чернецов
Original Assignee
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом"
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 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" filed Critical Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом"
Priority to RU2016135828A priority Critical patent/RU2646597C1/ru
Priority to PCT/RU2017/000638 priority patent/WO2018044206A1/ru
Priority to CN201780054458.7A priority patent/CN109690691B/zh
Priority to KR1020197006253A priority patent/KR102263426B1/ko
Priority to US16/330,715 priority patent/US11610692B2/en
Priority to JP2019512665A priority patent/JP7185621B2/ja
Priority to EP17847088.6A priority patent/EP3509072B1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2646597C1 publication Critical patent/RU2646597C1/ru
Priority to JP2021156594A priority patent/JP2022008557A/ja

Links

Images

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
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/12—Means forming part of the element for locating it within the reactor core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/08—Casings; Jackets provided with external means to promote heat-transfer, e.g. fins, baffles
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/336—Spacer elements for fuel rods in the bundle
    • G21C3/338—Helicoidal spacer elements
    • 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
    • G21C1/028—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a pressurised coolant
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок для активных зон реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Твэл для реактора на быстрых нейтронах включает ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой оболочки из стали и концевых деталей, элемент дистанционирования, навитый по спирали с большим шагом на наружную поверхность оболочки и закрепленный на концах твэла на концевых деталях. Элемент дистанционирования выполнен в виде ленты, скрученной вокруг продольной оси. Техническим результатом изобретения является снижение металлоемкости твэла. 4 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл.

Description

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов и чехловых тепловыделяющих сборок для активных зон реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.
Известен тепловыделяющий элемент (далее - твэл) для формирования тепловыделяющих сборок (далее - ТВС) реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Твэл включает ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере, который выполнен в виде тонкостенной трубчатой оболочки из хромистой стали и концевых заглушек. Твэл также включает элемент дистанционирования в виде проволоки, навитой по спирали с большим шагом по его длине на наружную поверхность оболочки и закрепленной на концах твэла на оболочке или заглушках. Элемент предназначен для формирования ТВС в виде пучка параллельных твэлов, которые равномерно (с определенным относительным шагом) распределены по поперечному сечению ТВС и помещены в чехол сборки. Такая конструкция твэла и ТВС прошла практическую проверку в реакторах на быстрых нейтронах типа БН с натриевым теплоносителем. В эксплуатировавшихся реакторах типа БН наружный диаметр оболочки твэлов изменялся в диапазоне от 5,9 мм до 7,5 мм, толщина оболочки составляла около 0,3 мм, а диаметр проволоки для изготовления элемента дистанционирования, который определял минимальное расстояние между оболочками соседних твэлов в треугольной решетке ТВС, - около 1 мм. Однако такая конструкция твэла имеет недостатки при использовании в ТВС для разрабатываемых реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и нитридным уран-плутониевым топливом. Это обусловлено тем, что для обеспечения оптимальных характеристик активных зон таких реакторов расстояние между оболочками соседних твэлов имеют существенно большую величину по сравнению с реакторами с жидкометаллическим теплоносителем типа БН. Так для проектируемого реактора типа БР-1200 наружный диаметр оболочки твэла может составлять более 10 мм, а расстояние между соседними твэлами в ТВС - более 3 мм. В этом случае использование известной конструкции для твэлов реактора типа БР-1200 связано с навивкой на тонкостенную трубку проволоки из нержавеющей стали диаметром около 3 мм. Такое исполнение твэла увеличит металлоемкость ТВС, что приведет к ухудшению нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора. Кроме того, навивка с заданным натягом массивной проволоки на поверхность тонкостенной оболочки может привести к заметным искажениям геометрической формы твэла, например, к его искривлению или другой деформации. Другим недостатком такой конструкции твэла является жесткость элемента дистанционирования в поперечной плоскости сечения.
Известен твэл для формирования ТВС реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который включает ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой стальной оболочки с заглушками, и элемент дистанционирования, размещенный на наружной поверхности оболочки и закрепленный по краям твэла (GB 1459562). Элемент представляет собой проволочную спираль в форме пружины, которая в свою очередь навита по спирали с большим шагом на наружную поверхность оболочки. Такая конструкция позволяет обеспечить заданное расстояние между соседними твэлами в ТВС при относительно низкой металлоемкости элемента. Однако элемент в твэле такой конструкции изготавливается из относительно тонкой проволоки, длина которой в несколько раз превышает длину твэла. Поэтому при нагреве до рабочих температур металлического теплоносителя в активной зоне реактора общая длина проволоки существенно увеличивается, что может привести к локальным искажениям геометрической формы спирали и смещению ее витков относительно поверхности оболочки твэла. Это повышает вероятность формирования многочисленных очагов точечной фреттинг-коррозии в местах контакта относительно подвижных витков пружины с оболочкой твэла.
Известен твэл для формирования ТВС реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который включает ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой стальной оболочки и концевых заглушек. На поверхности оболочки с большим шагом по спирали навит элемент дистанционирования, который закреплен на заглушках твэла (US 3944468). Элемент выполнен в виде двух сопряженных между собой деталей - тонкостенной трубки и размещенной внутри трубки армирующей проволоки. При этом на заглушках закреплена только проволока, а трубка зажимается между проволокой и наружной поверхностью оболочки при изготовлении твэла. Такая конструкция позволяет распределить свойства и функции элемента дистанционирования между его двумя составными частями и за счет этого обеспечить заданный комплекс его свойств. Необходимая прочность элемента в продольном направлении обеспечивается за счет выбора диаметра проволоки. Необходимое расстояние между твэлами в ТВС обеспечивается за счет выбора наружного диаметра трубки. Возможность деформации элемента и компенсации распухания топлива в радиальном направлении обеспечивается за счет малой толщины стенки трубки. Недостатком конструкции является ее сложность, относительно высокая металлоемкость, повышенная вероятность накопления примесей из теплоносителя в тонком зазоре между проволокой и трубкой, а также возможность образования застойных зон для свинцового теплоносителя внутри трубки. Это существенно повышает вероятность возникновения локальных зон перегрева оболочки и очагов коррозии в свинцовом теплоносителе в зонах контакта оболочки, проволоки и трубки.
Техническим результатом предлагаемого изобретения является снижение металлоемкости твэла за счет снижения металлоемкости элемента дистанционирования. Достижение указанного технического результата способствует повышению нейтронно-физических параметров активной зоны реактора на быстрых нейтронах.
Технический результат в изобретении достигается тем, что в твэле для реактора на быстрых нейтронах (включающем ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде тонкостенной трубчатой оболочки из стали и заглушек, элемент дистанционирования, навитый по спирали с большим шагом на наружную поверхность оболочки и закрепленный на концах твэла к заглушкам; а также дополнительные детали, которые могут быть размещены внутри оболочки твэла, например, фиксаторы топливных таблеток или вставки из неделящихся материалов, металлический расплав и другое) элемент дистанционирования выполнен в форме скрученной вокруг продольной оси металлической ленты, ширина которой примерно равна минимальному расстоянию между соседними твэлами в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, а площадь поперечного сечения ленты задана в пределах от 0,1 до 0,5 от площади описанной вокруг этого сечения окружности.
Далее в описании упомянутый элемент дистанционирования, выполненный в форме скрученной вокруг продольной оси металлической ленты, обозначен для краткости как «витая лента» (далее используется без кавычек).
Выполнение витой ленты с шириной примерно равной минимальному расстоянию между соседними твэлами позволяет обеспечить их надежное дистанционирование между собой в тепловыделяющей сборке ядерного реактора.
Нижний предел площади поперечного сечения витой ленты - от 0,1 площади описанной вокруг этого сечения окружности - обусловлен необходимостью придать скрученной витой ленте определенную жесткость для сохранения заданной формы. Верхний предел площади поперечного сечения витой ленты - до 0,5 площади описанной вокруг этого сечения окружности - обусловлен необходимостью снижения металлоемкости элемента дистанционирования.
Возможные частные варианты выполнения твэла характеризуются приведенными ниже признаками.
Направление скручивания витой ленты вокруг продольной оси и направление навивки элемента дистанционирования на оболочку твэла по спирали в предложенной конструкции твэла могут как совпадать, так и противоположны между собой. Оба варианта выполнения твэла с указанными частными признаками направлений скручивания и навивки обеспечивают эффективное дистанционирование твэлов между собой в тепловыделяющей сборке ядерного реактора.
Элемент дистанционирования выполнен из той же стали, что и оболочка твэла. Такое выполнение элемента дистанционирования позволяет использовать в активной зоне проверенный и коррозионностойкий материал с оптимальными характеристиками при рабочих температурах теплоносителя.
Кромки витой ленты скруглены, что позволяет избежать механических повреждений оболочек соседних твэлов в случае вибрационных колебаний твэлов в активной зоне.
Изобретение поясняется рисунками, приведенными на фиг. 1-5.
На фиг. 1 приведено изображение витой ленты до навивки на твэл.
На фиг. 2 приведено изображение твэла (с совпадающими направлениями навивки элемента дистанционирования и скручивания ленты).
На фиг. 3 приведено изображение семи твэлов, дистанционированных между собой элементами дистанционирования в виде витых лент, имеющих прямоугольные поперечные сечения.
На фиг. 4 приведено изображение схемы дистанционирования твэла относительно соседнего твэла, в которой направления навивки элемента дистанционирования и скручивания ленты совпадают.
На фиг. 5 приведено изображение схемы дистанционирования твэла относительно соседнего твэла, в которой направления навивки элемента дистанционирования и скручивания витой ленты противоположны.
Твэл в соответствии с одним из возможных вариантов выполнения изобретения (см. фиг. 2, фиг. 4 и фиг. 5) содержит оболочку (1), которая по торцам герметизирована заглушками (3). На наружную поверхность оболочки (1) навит по спирали с большим шагом элемент дистанционирования, который включает витую ленту (2) и концевые участки (4). Концевые участки (4) приварены к заглушкам (3). Внутри оболочки (1) размещено ядерное топливо (5), а также, при необходимости, другие детали и материалы, например, фиксаторы топлива, элементы из неактивных материалов, металлические расплавы в зазоре между топливом и оболочкой, и другие (не показаны).
Для обеспечения надежного дистанционирования твэла с каждым из соседних твэлов на одном шаге навивки элемента дистанционирования на оболочку шаг скручивания витой ленты определяется по формуле:
Figure 00000001
где S2 - шаг скручивания витой ленты вокруг продольной оси;
S1 - шаг навивки элемента дистанционирования на оболочку твэла, определяемый из условия вибрационной прочности пучка твэлов в ТВС;
d - наружный диаметр оболочки твэла;
δ - ширина витой ленты;
N - количество полных витков скрученной с шагом S2 витой ленты на одном шаге Sl, которое определяется по следующим формулам:
- для однонаправленной навивки
Figure 00000002
- для разнонаправленной навивки
Figure 00000003
где n - число, выбираемое из ряда 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10. При этом большее значение n обеспечивает меньшее возможное отклонение между элементом дистанционирования и соседними твэлами, которое может возникнуть из-за погрешностей размеров при изготовлении твэла и тепловыделяющей сборки.
Однако выбираемое значение n ограничивается допустимым относительным удлинением материала витой ленты при пластической деформации материала в области продольных кромок при скручивании. Поэтому значение n должно удовлетворять условию:
- для однонаправленных направлений скручивания ленты и навивки элемента дистанционирования
Figure 00000004
- для разнонаправленных направлений скручивания ленты и навивки элемента дистанционирования навивки
Figure 00000005
где δ5(tизг) - удлинение при разрыве для материала ленты при температуре изготовления (скручивания);
Kзап - коэффициент запаса по допустимому удлинению при скручивании ленты.
Ниже приведены примеры осуществления твэла в соответствии с изобретением.
Пример 1. Изготавливают твэл с наружным диаметром оболочки 10,5 мм и ее толщиной 0,5 мм с элементом дистанционирования (2) в виде ленты с прямоугольным поперечным сечением 2,6×0,5 мм, причем углы прямоугольника закруглены с радиусом 0,25 мм. Оболочка (1) твэла и элемент дистанционирования (2) выполнены из стали, обладающей повышенной коррозионной стойкостью в среде свинцового теплоносителя. Ленту скручивают в холодном состоянии вокруг продольной оси с шагом 8,2 мм (шаг рассчитан по формулам (1), (2) и (4)), путем, например, протягивания через вращающуюся фильеру. При этом относительная деформация материала ленты в области продольных кромок составляет 42,7% (принята максимальная допустимая относительная деформация 50% при температуре 20°С по аналогии с листом из стали 10Х18Н9 и коэффициент запаса 1,1). При таком шаге на одном витке спирали укладывается 19 малых витков скрученной ленты. После этого лента (2) навивается на оболочку твэла (1) с шагом навивки 250 мм в направлении, совпадающем с направлением закрутки ленты вокруг центральной продольной оси, и закрепляется своими концевыми элементами (4) на заглушках (3) твэла.
Пример 2. Изготавливают твэл с элементом дистанционирования (2) с размерами, приведенными в примере 1. Для изготовления используют ленту с размерами, приведенными в примере 1. Ленту скручивают вокруг продольной оси с шагом 7,9 мм, и навивают на оболочку (1) твэла с шагом навивки 250 мм в направлении, противоположном направлению скрутки ленты вокруг центральной продольной оси, и закрепляют концевыми элементами (4) на заглушках (3) твэла.
Пример 3. Изготавливают твэл с элементом дистанционирования в виде витой ленты с учетом возможных предельных отклонений геометрических размеров твэла и элемента дистанционирования, которые заложены в технический проект твэла и ТВС реакторной установки БН-1200. Размеры прямоугольного поперечного сечения ленты составляют 2,56×0,5 мм. Наружный диаметр твэла - 10,53 мм. Шаг навивки элемента дистанционирования на оболочку твэла - 258,3 мм. Лента скручивается вокруг продольной оси с шагом 20,10 мм и навивается на оболочку твэла. В этом случае в соответствии с методикой, изложенной в приложении 2, можно показать, что при наиболее неблагоприятном сочетании погрешностей в изготовлении твэла и ТВС максимальное возможное смещение соседнего твэла от его номинального положения составит 0,16 мм.
Предложенная конструкция позволяет существенно снизить металлоемкость твэла за счет выполнения элемента дистанционирования в виде витой ленты. Например, в активной зоне с твэлами с оболочкой наружным диаметром 10,5 мм, расположенными с шагом 13,1 мм в узлах треугольной решетки, при дистанционировании витой лентой с размерами поперечного сечения 2,6×0,5 мм относительная металлоемкость (отношение объемов элементов дистанционирования) витой ленты по сравнению с дистанционирующей проволокой диаметром 2,6 мм составляет 24,5%. Относительная металлоемкость витой ленты по сравнению с трубкой ∅ 2,6×0,5 мм составляет 39,4%, а по сравнению с трубкой ∅ 2,6×0,3 мм - 60,0%.
Кроме того, важным дополнительным техническим результатом предлагаемого изобретения является дополнительная турбулизация потока теплоносителя в тепловыделяющей сборке, набранной из твэлов, в которых используются в качестве дистанционирующих элементов витые ленты. Дополнительная турбулизация потока теплоносителя формируется благодаря скручиванию самих лент вокруг их осей, позволяет уменьшить возможность образования и площадь застойных зон теплоносителя, а, следовательно, и «горячих пятен» на оболочке твэла.
Достижение указанных технических результатов способствует улучшению нейтронно-физических характеристик и надежности работы активной зоны реактора на быстрых нейтронах. Указанные свойства технического решения позволяют предполагать возможность его практического применения при изготовлении твэлов и ТВС для реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.

Claims (15)

1. Твэл для реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, включающий ядерное топливо, размещенное в герметичном контейнере в виде трубчатой оболочки и заглушек, элемент дистанционирования, навитый по спирали на наружную поверхность оболочки и закрепленный на концах в заглушках, отличающийся тем, что элемент дистанционирования выполнен в виде скрученной вокруг своей продольной оси ленты, ширина которой определяется расстоянием между соседними твэлами, а ее площадь поперечного сечения задана в пределах от 0,1 до 0,5 от площади описанной вокруг этого сечения окружности.
2. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что направление навивки элемента дистанционирования на оболочку твэла и направление скручивания ленты вокруг свой продольной оси совпадают, и при этом шаг скручивания ленты рассчитывают по формуле
Figure 00000006
где S2 - шаг скручивания витой ленты вокруг своей продольной оси;
S1 - шаг навивки элемента дистанционирования на оболочку твэла, определяемый из условия вибрационной прочности пучка твэлов в ТВС;
d - наружный диаметр оболочки твэла; δ - ширина ленты;
No - количество полных витков скрученной ленты на одном шаге S1 при совпадающих направлениях скручивания и навивки.
3. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что направление навивки элемента дистанционирования на оболочку твэла и направление скручивания ленты вокруг свой продольной оси противоположны, и при этом шаг скручивания ленты рассчитывают по формуле
Figure 00000007
где S2 - шаг скручивания витой ленты вокруг своей продольной оси;
S1 - шаг навивки элемента дистанционирования на оболочку твэла, определяемый из условия вибрационной прочности пучка твэлов в ТВС;
d - наружный диаметр оболочки твэла; δ - ширина ленты;
Np - количество полных витков скручивания ленты на одном шаге S1 при противоположных направлениях скручивания и навивки.
4. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что кромки витой ленты скруглены.
5. Твэл по п. 1, отличающийся тем, что элемент дистанционирования выполнен из той же стали, что и оболочка твэла.
RU2016135828A 2016-09-05 2016-09-05 Твэл реактора на быстрых нейтронах RU2646597C1 (ru)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016135828A RU2646597C1 (ru) 2016-09-05 2016-09-05 Твэл реактора на быстрых нейтронах
PCT/RU2017/000638 WO2018044206A1 (ru) 2016-09-05 2017-09-01 Тепловыделяющий элемент ядерного реактора на быстрых нейтронах
CN201780054458.7A CN109690691B (zh) 2016-09-05 2017-09-01 快中子反应堆燃料棒
KR1020197006253A KR102263426B1 (ko) 2016-09-05 2017-09-01 고속 중성자로 연료봉
US16/330,715 US11610692B2 (en) 2016-09-05 2017-09-01 Fast-neutron reactor fuel rod
JP2019512665A JP7185621B2 (ja) 2016-09-05 2017-09-01 高速中性子炉用燃料棒
EP17847088.6A EP3509072B1 (en) 2016-09-05 2017-09-01 Fast-neutron reactor fuel rod
JP2021156594A JP2022008557A (ja) 2016-09-05 2021-09-27 高速中性子炉用燃料棒

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016135828A RU2646597C1 (ru) 2016-09-05 2016-09-05 Твэл реактора на быстрых нейтронах

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2646597C1 true RU2646597C1 (ru) 2018-03-06

Family

ID=61305196

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2016135828A RU2646597C1 (ru) 2016-09-05 2016-09-05 Твэл реактора на быстрых нейтронах

Country Status (7)

Country Link
US (1) US11610692B2 (ru)
EP (1) EP3509072B1 (ru)
JP (2) JP7185621B2 (ru)
KR (1) KR102263426B1 (ru)
CN (1) CN109690691B (ru)
RU (1) RU2646597C1 (ru)
WO (1) WO2018044206A1 (ru)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113470841B (zh) * 2021-06-21 2022-11-11 清华大学 具有扭绞结构的螺旋多叶型核燃料元件及其制造方法
WO2023172563A2 (en) * 2022-03-07 2023-09-14 BWXT Advanced Technologies LLC Fuel bundle with twisted ribbon fuel rodlets for nuclear thermal propulsion applications, structures for manufacture, and methods of manufacture

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3361640A (en) * 1965-05-19 1968-01-02 Commissariat Energie Atomique Nuclear reactor fuel assembly
US3944468A (en) * 1973-02-19 1976-03-16 Commissariat A L'energie Atomique Fuel pin cluster for a high-power reactor
US20110051882A1 (en) * 2009-09-03 2011-03-03 Korea Atomic Energy Research Institute Truss-reinforced spacer grid and method of manufacturing the same
EP2842134A2 (en) * 2012-04-26 2015-03-04 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC Fuel bundle for a liquid metal cooled nuclear reactor
RU2543609C1 (ru) * 2013-12-24 2015-03-10 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" Интенсификатор теплоотдачи

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3597316A (en) * 1968-03-18 1971-08-03 Panametrics Nuclear reactor thermometry
FR2059139A5 (en) * 1969-08-25 1971-05-28 North American Rockwell Spacer for parallel fuel rods
GB1264090A (ru) * 1969-12-12 1972-02-16
JPS5017494B2 (ru) * 1972-07-25 1975-06-21
JPS50108498A (ru) * 1974-02-05 1975-08-26
GB1459562A (en) * 1974-03-07 1976-12-22 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel elements
JPS53157294U (ru) * 1977-05-18 1978-12-09
JPS5436471A (en) * 1977-08-29 1979-03-17 Toshiba Corp Nuclear fuel assembly
JPS54177498U (ru) * 1978-06-05 1979-12-14
JPS5559387U (ru) * 1978-10-17 1980-04-22
JPS5926091A (ja) * 1982-08-02 1984-02-10 動力炉・核燃料開発事業団 ワイヤスペ−サ型核燃料棒
JPS62225992A (ja) * 1986-03-28 1987-10-03 株式会社日立製作所 燃料ピン
EP0253204A3 (de) * 1986-07-12 1988-09-21 INTERATOM Gesellschaft mit beschränkter Haftung Abstandshaltegitter für Kernreaktor-Brennelementbündel
ES2167679T3 (es) * 1996-04-01 2002-05-16 Gen Electric Dispositivos de separacion de fluidos para espacios de descarga de haces de combustible nuclear.
EP1141966B1 (de) * 1998-12-18 2005-06-01 Framatome ANP GmbH Brennelement für einen siedewasser-kernreaktor
JP2005069731A (ja) * 2003-08-20 2005-03-17 Toshiba Corp 燃料集合体
RU2331119C1 (ru) * 2006-12-22 2008-08-10 Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" Тепловыделяющая сборка и вставной дистанционирующий элемент
US8842800B2 (en) * 2007-11-28 2014-09-23 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Fuel rod designs using internal spacer element and methods of using the same
JP2011133236A (ja) * 2009-12-22 2011-07-07 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 沸騰水型原子炉用の燃料集合体および沸騰水型原子炉の炉心
EP2525364A1 (en) * 2011-05-20 2012-11-21 Areva NP Nuclear fuel assembly having varying spacing between fuel rods
EP2525362A1 (en) * 2011-05-20 2012-11-21 Areva NP Debris filter for nuclear reactor installation and nucluar fuel assembly comprising such a debris filter
US9514851B2 (en) * 2013-03-12 2016-12-06 Westinghouse Electric Company Llc Rib-type roughness design for improved heat transfer in PWR rod bundles
RU2598542C1 (ru) * 2015-09-30 2016-09-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" Твэл реактора на быстрых нейтронах, элемент дистанционирования твэла и способ (варианты) изготовления элемента
KR20200001790U (ko) * 2016-12-26 2020-08-07 스테이트 에토믹 에너지 코퍼레이션 “로사톰”온 비핼프 오브 더 러시안 페더레이션 원자로 연료 집합체 및 그의 제조방법

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3361640A (en) * 1965-05-19 1968-01-02 Commissariat Energie Atomique Nuclear reactor fuel assembly
US3944468A (en) * 1973-02-19 1976-03-16 Commissariat A L'energie Atomique Fuel pin cluster for a high-power reactor
US20110051882A1 (en) * 2009-09-03 2011-03-03 Korea Atomic Energy Research Institute Truss-reinforced spacer grid and method of manufacturing the same
EP2842134A2 (en) * 2012-04-26 2015-03-04 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC Fuel bundle for a liquid metal cooled nuclear reactor
RU2543609C1 (ru) * 2013-12-24 2015-03-10 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" Интенсификатор теплоотдачи

Also Published As

Publication number Publication date
JP2019529889A (ja) 2019-10-17
KR102263426B1 (ko) 2021-06-09
WO2018044206A1 (ru) 2018-03-08
KR20190039739A (ko) 2019-04-15
US11610692B2 (en) 2023-03-21
US20210012912A1 (en) 2021-01-14
EP3509072B1 (en) 2021-10-27
CN109690691A (zh) 2019-04-26
JP7185621B2 (ja) 2022-12-07
EP3509072A1 (en) 2019-07-10
CN109690691B (zh) 2024-03-26
EP3509072A4 (en) 2020-02-26
JP2022008557A (ja) 2022-01-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2551432C1 (ru) Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка
RU2646597C1 (ru) Твэл реактора на быстрых нейтронах
CN105518410A (zh) 具有弹性元件的换热器
JP6325525B2 (ja) 液体金属冷却原子炉用の燃料バンドル
CN109935371A (zh) 一种带有绕丝的双面冷却环形燃料棒
US3212991A (en) Continuous support fuel rod spacer system
KR100891942B1 (ko) 좁은 간격으로 배열된 핵연료봉의 이동된 지지점을 갖는지지격자체
KR102179778B1 (ko) 가압수형 원자로 봉 다발에서의 개선된 열 전달을 위한 리브형 러프니스 설계
CN108292532B (zh) 快中子反应堆燃料棒
JP2010539505A (ja) 高速中性子炉のための燃料組立体
KR20190111017A (ko) 원자로 연료 집합체 및 그의 제조방법
RU2755683C1 (ru) Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора
RU2761857C1 (ru) Активная зона ядерного реактора
RU184023U1 (ru) Тепловыделяющая сборка твэл
RU142942U1 (ru) Твэл ядерного реактора
US4968480A (en) Nuclear reactor fuel elements
JP5075357B2 (ja) 原子炉用制御棒
EA042938B1 (ru) Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора
JP5143277B2 (ja) 原子炉用制御棒
Lascheid Method for wire wrapping nuclear fuel pins
Husain IMPROVEMENTS IN OR RELATING TO HEAT EXCHANGE SURFACES
JPS62225992A (ja) 燃料ピン
JPS6367591A (ja) 高速増殖炉の燃料集合体
JPS5948913B2 (ja) 管の支持ワイヤ