RU2255384C2 - Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора - Google Patents
Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2255384C2 RU2255384C2 RU2003115890/06A RU2003115890A RU2255384C2 RU 2255384 C2 RU2255384 C2 RU 2255384C2 RU 2003115890/06 A RU2003115890/06 A RU 2003115890/06A RU 2003115890 A RU2003115890 A RU 2003115890A RU 2255384 C2 RU2255384 C2 RU 2255384C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel assemblies
- profile
- symmetrical
- fuel
- nuclear
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 82
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 56
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 56
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims abstract description 23
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 2
- 238000003780 insertion Methods 0.000 abstract 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 8
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 3
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 3
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 238000005304 joining Methods 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
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)
Abstract
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно тепловыделяющим сборкам ядерного водо-водяного энергетического реактора. Техническим результатом изобретения является повышение надежности и безопасности работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и дистанционирования тепловыделяющих сборок в активной зоне относительно друг друга. На каждой дистанционирующей решетке тепловыделяющих сборок на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.
Description
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано на предприятиях, занятых сборкой из тепловыделяющих элементов тепловыделяющих сборок, преимущественно для ядерных водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000. В настоящее время идет широкое внедрение дистанционирующих решеток для тепловыделяющих сборок из циркониевых сплавов, перспективных по механическим свойствам, радиационному росту и релаксационным характеристикам для повышения выработки энергии (см. Атомная техника за рубежом, 1990 г., № 4, стр.3-5). В процессе изготовления дистанционирующих решеток осуществляют набор и точечную сварку фигурных ячеек из сплава циркония между собой с образованием поля фигурных ячеек, ввод набранного поля фигурных ячеек в шестигранный обод из сплава циркония и закрепления в нем (см. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1, под ред. Ф.Г.Решетникова, Энергоатомиздат, 1995 г., стр.198).
Согласно требованиям, предъявляемым к тепловыделяющим сборкам по геометрическим размерам дистанционирующие решетки, а их в тепловыделяющей сборке пятнадцать, расположенных по длине тепловыделяющей сборки через 250 мм каждая, должны быть выполнены по граням строго “под ключ”, т.е. 234 мм (см. там же стр.184-185).
Известно, что активная зона ядерного реактора ВВЭР-1000 набирается из сравнительно плотно упакованных тепловыделяющих сборок, в которых размещены тепловыделяющие элементы с ядерным топливом с зазором в активной зоне ядерного реактора между тепловыделяющими сборками 2 мм, который необходим только для свободной установки и выемки их в процессе перегрузки (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.31).
Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому эффекту является тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора (см. патент Российской Федерации RU 2163036, МПК 7 G 21C 3/34, 21/00, от 05.04.1999, опубл. 10.02.2001), включающая пучок тепловыделяющих элементов, установленных вертикально в каркасе из дистанционирующих решеток, закрепленных на трубчатых каналах, хвостовик и съемную головку, где каждая дистанционирующая решетка собрана из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках, скрепленных снаружи ободом из составных частей и образующих каналы для теплоносителя между тепловыделяющими элементами и стенками ячеек, между ячейками и между периферийными ячейками и ободом, снабженным отбойниками теплоносителя. Известно, что фигурные ячейки из сплава циркония, изготавливаемые из тонкостенных трубок, имеют колебания как по толщине стенок, так и по диаметру в соответствии с ТУ. Это приводит к тому, что набранное сваренное между собой поле ячеек при сварке периферийных ячеек к составным частям обода либо вогнет грань обода в сторону поля ячеек, либо выгнет грань обода во внешнюю сторону от поля ячеек, и то и другое нежелательно, так как вогнутая грань обода во внутрь поля ячеек увеличивает в активной зоне ядерного реактора зазор между соседними тепловыделяющими сборками, либо сужает этот зазор, но при этом грани обода в области углов практически не меняют свой размер при сборке дистанционирующей решетки и сварке обода к периферийным ячейкам.
При работе ядерного реактора повышенный зазор между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора может вызвать деформацию тепловыделяющей сборки в этом направлении под воздействием температурных градиентов и других обстоятельств, характерных для ядерного реактора (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.151). Значительные отклонения от нормальных режимов работы приводят к дополнительным, иногда весьма большим динамическим нагрузкам, вследствие чего могут разрушиться отдельные элементы внутрикорпусных устройств и деформироваться пучки тепловыделяющих элементов (см. там же стр.281). Деформирование пучков тепловыделяющих элементов может распространиться и на каналы направляющие, что может вызвать заклинивание в них стержней управления и защиты (см. патент RU 2124238, раздел 3) и привести к аварийной ситуации.
В известной активной зоне ядерного водо-водяного энергетического реактора, содержащей нижнюю опорную решетку, на которую установлены тепловыделяющие сборки, образующие активную зону, дистанционированные сверху перфорированной обечайкой блока защитных труб, где каждая из тепловыделяющих сборок содержит головку, хвостовик, пучок тепловыделяющих элементов, размещенных в дистанционирующих решетках, стянутых ободами, размер “под ключ” по граням которых меньше шага размещения тепловыделяющих сборок в нижней опорной решетке на величину монтажного зазора (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы, 2-е издание. М., Энергоатомиздат, 1990 г., стр.42, рис.2.11). Монтажный зазор между тепловыделяющими сборками составляет 2 мм (см. Б.А.Дементьев, стр.31). Дистанционирующие решетки тепловыделяющих сборок, устанавливаемых в активную зону ядерного водо-водяного энергетического реактора, имеют повторяющийся недостаток по вогнутости или выгнутости граней обода, что искажает размер “под ключ” при неизменяющемся размере граней, примыкающих к углам обода. Зазоры, образованные вогнутостью граней ободов, суммируясь и перераспределяясь при изгибах тепловыделяющих сборок в процессе эксплуатации, создают предпосылку повышенных прогибов тепловыделяющих сборок.
Образование повышенных зазоров между тепловыделяющими сборками приводит к локальному повышению количества замедлителя (воды), в результате чего в ближайших тепловыделяющих элементах тепловыделяющих сборок энерговыделение повысится сверх значений, допустимых по условиям надежного охлаждения.
Как уже указывалось выше повышенный зазор между тепловыделяющими сборками может вызвать деформацию тепловыделяющей сборки в этом направлении и возможна деформация как пучков тепловыделяющих элементов, так и каналов направляющих с заклиниванием в них стержней управления и защиты.
Технической задачей изобретения является повышение надежности и безопасности работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и дистанционирования тепловыделяющих сборок в активной зоне относительно друг друга.
Эта техническая задача решается тем, что в тепловыделяющей сборке, содержащей головку, хвостовик и пучок тепловыделяющих элементов, размещенных в дистанционирующих решетках, стянутых ободами, согласно изобретению на дистанционирующих решетках тепловыделяющей сборки на каждой грани в местах, примыкающих к углам обода, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра с размером “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам, равным суммарному размеру “под ключ” по граням обода дистанционирующей решетки и суммарной высоте двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер, равной половине монтажного зазора между тепловыделяющими сборками, устанавливаемыми в активную зону ядерного водо-водяного энергетического реактора, определяемым по формулам:
2Н=
Lм.з.,
Кр=Кг+2Н,
где Кг - размер “под ключ” по граням обода дистанционирующей решетки,
Lм.з. - величина монтажного зазора между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора,
Кр - размер “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам,
2Н - суммарная высота двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер.
Другими отличиями являются: выполнение на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток профильных с симметричными закруглениями опорных ребер, наклонными под углом к горизонтальной оси α=5-85°, образующих проекцию “X” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток, тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора; выполнение на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток профильных с симметричными закруглениями опорных ребер в виде чередующихся на каждой грани углов с раствором вверх и вниз, образующих проекцию “ХХ” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.
Такое выполнение профильных с симметричными закруглениями опорных ребер на гранях, примыкающих к углам обода дистанционирующей решетки позволит повысить надежность и безопасность работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и за счет дистанционирования тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора при сохранении каналов протока теплоносителя между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора, монтажного зазора между тепловыделяющими сборками и уменьшенного монтажного зазора между профильными с симметричными закруглениями опорными ребрами каждой грани дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.
На чертежах представлена тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора, где:
на фиг.1 - тепловыделяющая сборка;
на фиг.2 - продольный разрез реактора с тепловыделяющими сборками;
на фиг.3 - поперечное сечение тепловыделяющих сборок в активной зоне;
на фиг.4 - проекция “X” профильных с симметричными закруглениями опорных ребер при стыковке двух граней ободов дистанционирующих решеток;
на фиг.5 - проекция “ХХ” профильных с симметричными закруглениями опорных ребер при стыковке двух граней ободов дистанционирующих решеток.
Активная зона ядерного водо-водяного энергетического реактора включает нижнюю опорную решетку 1, на которую установлены тепловыделяющие сборки 2, образующие активную зону 3, дистанционируемые сверху перфорированной обечайкой блока защитных труб 4, где каждая из тепловыделяющих сборок 2 содержит головку 5, хвостовик 6, пучок тепловыделяющих элементов 7, установленных в дистанционирующих решетках 8, стянутых ободами 9. Размер “под ключ” по граням 10 ободов 9 “Кг” меньше шага L размещения тепловыделяющих сборок 2 в нижней опорной решетке 1 на величину Lм.з. монтажного зазора
Кг=L-Lм.з.
На дистанционирующих решетках 8 тепловыделяющих сборок 2 на каждой грани 10 в местах, примыкающих к углам 11, выполнены под углом 5-85° к горизонтальной оси профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12 с размером “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам 12 “Кр”, равным суммарному размеру “под ключ” по граням 10 обода 9 дистанционирующей решетки 8 “Кг” и суммарной высоте 2Н - двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер 12, равных половине монтажного зазора Lм.з. между тепловыделяющими сборками 2, устанавливаемыми в активную зону 3 ядерного водо-водяного энергетического реактора.
2Н=
Lм.з.,
Кр=Кг+2Н.
Выполненные на гранях 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 профильные с симметричными закруглениями ребра 12 позволят дистанционировать тепловыделяющие сборки по всей их высоте в активной зоне ядерного реактора и решить поставленную техническую задачу по повышению надежности и безопасности работы ядерного водо-водяного энергетического реактора за счет уменьшения неравномерности энерговыделения в активной зоне, уменьшения сил сопротивления при аварийном вводе стержней защиты и управления и за счет дистанционирования тепловыделяющих сборок по всей их высоте в активной зоне ядерного реактора при сохранении каналов протока теплоносителя между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора.
Выполнение на гранях 10, примыкающих к углам 11 ободов 9, профильных с симметричными закруглениями опорных ребер 12 в виде чередующихся на каждой грани углов 13 с раствором вверх и вниз, образующих проекцию “ХХ” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней 10 ободов 9 соседних дистанционирующих решеток 8 тепловыделяющих сборок 2 в активной зоне 3 ядерного реактора, позволит при изготовлении дистанционирующих решеток 8 исключить ориентирование ободов 9 в зависимости от направления углов 13 опорных ребер 12, а при размещении тепловыделяющих сборок 2 в активной зоне 3 ядерного реактора надежно дистанционировать тепловыделяющие сборки 2 относительно друг друга без их разворота и смещения.
Ядерный реактор включает подвешенные к приводам 14 стержни 15 управления и защиты, входящие в каналы 16 направляющие тепловыделяющих сборок 2, патрубки 17 ввода теплоносителя и патрубки 18 вывода теплоносителя из корпуса 19 ядерного реактора.
Активная зона ядерного реактора работает следующим образом. При установке тепловыделяющих сборок 2 на нижнюю опорную решетку 1 в активной зоне 3 профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12, выполненные под углом 5-85° к горизонтальной оси, образуют проекцию “X” на вертикальную плоскость при совмещении двух граней 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 тепловыделяющих сборок 2, а профильные с симметричными закруглениями опорные ребра 12, выполненные в виде углов 13, чередующихся на каждой грани 10, примыкающей к углам 11 обода 9 с углами раствора вверх и вниз, образуют проекцию на вертикальную плоскость “ХХ” при совмещении двух граней 10 ободов 9 дистанционирующих решеток 8 по всей высоте тепловыделяющих сборок 2 и исключают возможный прогиб тепловыделяющих сборок 2 до начала контакта со смежными тепловыделяющими сборками 2. При этом размер “под ключ” по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам 12
“Кр”=Кг+2Н, где
2Н=
Lм.з., а Кг=L-Lм.з., т.е.
2Н=
×2; Н=0,5, Кг=234 мм
Кр=234+2×0,5; Кр=235 мм.
Тепловыделяющие сборки 2 в активной зоне 3 дистанционируются сверху перфорированной обечайкой с блоком защитных труб 4, а тепловыделяющие сборки 2, содержащие головку 5, хвостовик 6, пучок тепловыделяющих элементов 7, дистанционируются между собой профильными с симметричными закруглениями опорными ребрами 12 или опорными ребрами в виде углов 13.
Стержни 15 управления защиты с приводами 14, входящие в каналы 16 направляющие тепловыделяющих сборок 2, размещают в верхнем положении и через патрубки 17 подают теплоноситель, а через патрубки 18 из корпуса 19 теплоноситель выводят.
Принято решение выполнения профильных с симметричными закруглениями опорных ребер на дистанционирующих решетках тепловыделяющих сборок и использования их в ядерном реакторе.
Claims (3)
1. Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора, содержащая головку, хвостовик, пучок тепловыделяющих элементов, размещенных в дистанционирующих решетках, стянутых ободами, отличающаяся тем, что на дистанционирующих решетках тепловыделяющей сборки на каждой грани в местах, примыкающих к углам обода, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра с размером "под ключ" по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам, равным суммарному размеру "под ключ" по граням обода дистанционирующей решетки и суммарной высоте двух профильных с симметричными закруглениями опорных ребер, равной половине монтажного зазора между тепловыделяющими сборками, устанавливаемыми в активную зону ядерного водо-водяного энергетического реактора, определяемым по формулам:
Кр=Кг+2Н, где
Кг - размер "под ключ" по граням обода дистанционирующей решетки;
Lм.з. - величина монтажного зазора между тепловыделяющими сборками в активной зоне ядерного реактора;
Кр - размер "под ключ" по профильным с симметричными закруглениями опорным ребрам;
2Н - суммарная высота двух профильных с симметричными закругленными опорных ребер.
2. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра с наклоном под углом α=5-85° к горизонтальной оси, образующих проекцию X на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.
3. Тепловыделяющая сборка по п.1, отличающаяся тем, что на гранях, примыкающих к углам ободов дистанционирующих решеток, выполнены профильные с симметричными закруглениями опорные ребра в виде чередующихся на каждой грани углов с раствором вверх и вниз, образующих проекцию XX на вертикальную плоскость при совмещении двух граней ободов соседних дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2003115890/06A RU2255384C2 (ru) | 2003-05-27 | 2003-05-27 | Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2003115890/06A RU2255384C2 (ru) | 2003-05-27 | 2003-05-27 | Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2003115890A RU2003115890A (ru) | 2004-11-20 |
| RU2255384C2 true RU2255384C2 (ru) | 2005-06-27 |
Family
ID=35836912
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2003115890/06A RU2255384C2 (ru) | 2003-05-27 | 2003-05-27 | Тепловыделяющая сборка ядерного водо-водяного энергетического реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2255384C2 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2333554C2 (ru) * | 2006-07-17 | 2008-09-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3862884A (en) * | 1970-01-14 | 1975-01-28 | Babcock & Wilcox Co | Fuel assembly for a nuclear reactor |
| US3886038A (en) * | 1972-01-13 | 1975-05-27 | British Nuclear Fuels Ltd | Nuclear reactor fuel element assemblies |
| RU2088982C1 (ru) * | 1992-02-07 | 1997-08-27 | Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2092914C1 (ru) * | 1994-08-02 | 1997-10-10 | Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2124238C1 (ru) * | 1997-05-20 | 1998-12-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2163036C2 (ru) * | 1999-04-05 | 2001-02-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
-
2003
- 2003-05-27 RU RU2003115890/06A patent/RU2255384C2/ru active
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3862884A (en) * | 1970-01-14 | 1975-01-28 | Babcock & Wilcox Co | Fuel assembly for a nuclear reactor |
| US3886038A (en) * | 1972-01-13 | 1975-05-27 | British Nuclear Fuels Ltd | Nuclear reactor fuel element assemblies |
| RU2088982C1 (ru) * | 1992-02-07 | 1997-08-27 | Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2092914C1 (ru) * | 1994-08-02 | 1997-10-10 | Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2124238C1 (ru) * | 1997-05-20 | 1998-12-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2163036C2 (ru) * | 1999-04-05 | 2001-02-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2333554C2 (ru) * | 2006-07-17 | 2008-09-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4749544A (en) | Thin walled channel | |
| JP5469074B2 (ja) | 高温熱伝導ガスを備えたｇｆｒ型核反応炉の核分裂性バンドル用核燃料プレートの支持装置と、該支持装置を含む核分裂性バンドル、及び、該核分裂性バンドルを含む核燃料コアアセンブリ | |
| WO2023087898A1 (zh) | 一种燃料组件格架、燃料组件及压水堆堆芯 | |
| CN85108227A (zh) | 组合式径向中子反射层 | |
| EP2365490B1 (en) | Split spring anti-fretting fuel rod support structure | |
| JP2004509322A (ja) | 加圧水型原子炉の燃料アセンブリ用スペーサ・グリッド | |
| RU2340019C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
| KR101002719B1 (ko) | 접촉부에 홀을 구비한 지지격자 스프링 | |
| JP5713480B2 (ja) | 原子炉燃料集合体に用いるグリッドとスペーサの組み合わせ | |
| RU2138861C1 (ru) | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
| RU2216056C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка и активная зона водо-водяного ядерного реактора | |
| RU2462774C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка для реактора на быстрых нейтронах | |
| US3798125A (en) | Nuclear fuel subassembly | |
| RU2163036C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
| US4097331A (en) | Coolant mass flow equalizer for nuclear fuel | |
| WO2021150133A1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (варианты) | |
| USRE34246E (en) | Thin walled channel | |
| JP6752072B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| RU2410771C1 (ru) | РАБОЧАЯ КАССЕТА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТЬЮ ОТ 1150 МВт ДО 1700 МВт (ВАРИАНТЫ) | |
| RU2242810C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| RU6465U1 (ru) | Тепловыделяющая сборка | |
| RU2234752C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора тепловой мощностью от 1150 мвт до 1700 мвт | |
| RU2532261C1 (ru) | Устройство дистанционирования тепловыделяющих элементов | |
| US4626405A (en) | Cruciform skeleton and water cross for a BWR fuel assembly | |
| EP1012851B1 (en) | Nuclear fuel assembly |