RU2646597C1 - Твэл реактора на быстрых нейтронах - Google Patents
Твэл реактора на быстрых нейтронах Download PDFInfo
- 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
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:
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
- для разнонаправленной навивки
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
- для разнонаправленных направлений скручивания ленты и навивки элемента дистанционирования навивки
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
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
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.
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)
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)
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)
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 |
-
2016
- 2016-09-05 RU RU2016135828A patent/RU2646597C1/ru active
-
2017
- 2017-09-01 EP EP17847088.6A patent/EP3509072B1/en active Active
- 2017-09-01 KR KR1020197006253A patent/KR102263426B1/ko active IP Right Grant
- 2017-09-01 CN CN201780054458.7A patent/CN109690691B/zh active Active
- 2017-09-01 JP JP2019512665A patent/JP7185621B2/ja active Active
- 2017-09-01 WO PCT/RU2017/000638 patent/WO2018044206A1/ru active Application Filing
- 2017-09-01 US US16/330,715 patent/US11610692B2/en active Active
-
2021
- 2021-09-27 JP JP2021156594A patent/JP2022008557A/ja active Pending
Patent Citations (5)
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 |