WO2023033666A1 - Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора - Google Patents
Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- WO2023033666A1 WO2023033666A1 PCT/RU2021/000374 RU2021000374W WO2023033666A1 WO 2023033666 A1 WO2023033666 A1 WO 2023033666A1 RU 2021000374 W RU2021000374 W RU 2021000374W WO 2023033666 A1 WO2023033666 A1 WO 2023033666A1
- Authority
- WO
- WIPO (PCT)
- Prior art keywords
- cell
- cells
- spacer grid
- diameter
- nuclear reactor
- Prior art date
Links
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 title claims abstract description 20
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title abstract description 6
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 28
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 5
- 230000000712 assembly Effects 0.000 abstract description 4
- 238000000429 assembly Methods 0.000 abstract description 4
- 238000005452 bending Methods 0.000 abstract description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 8
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 2
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 2
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 2
- DOSMHBDKKKMIEF-UHFFFAOYSA-N 2-[3-(diethylamino)-6-diethylazaniumylidenexanthen-9-yl]-5-[3-[3-[4-(1-methylindol-3-yl)-2,5-dioxopyrrol-3-yl]indol-1-yl]propylsulfamoyl]benzenesulfonate Chemical compound C1=CC(=[N+](CC)CC)C=C2OC3=CC(N(CC)CC)=CC=C3C(C=3C(=CC(=CC=3)S(=O)(=O)NCCCN3C4=CC=CC=C4C(C=4C(NC(=O)C=4C=4C5=CC=CC=C5N(C)C=4)=O)=C3)S([O-])(=O)=O)=C21 DOSMHBDKKKMIEF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 244000309464 bull Species 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- 238000012216 screening Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
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
- G21C3/30—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
- G21C3/34—Spacer grids
-
- 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
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
-
- 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
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/352—Spacer grids formed of assembled intersecting strips
-
- 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
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/356—Spacer grids being provided with fuel element supporting members
-
- 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
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/356—Spacer grids being provided with fuel element supporting members
- G21C3/3563—Supporting members formed only by deformations in the strips
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Definitions
- the invention relates to nuclear energy and can be used in fuel assemblies (FA) of a nuclear reactor of the VVER type.
- a spacer grid of a nuclear reactor fuel assembly having a hexagonal rim, inside which are placed multifaceted cells connected to the rim and to each other, equipped with internal protrusions (see B.A. Dementiev. Nuclear power reactors, 11th edition, M. Energoatomizdat 1990 , p.44).
- a spacer grid of a nuclear reactor fuel assembly having cells connected to the rim and to each other, made of tape, provided with internal protrusions and notches (see patent RU No. , in which each pair of adjacent faces of the cells are interconnected by weld points, which do not exclude the lack of penetration of the cells and, as a result, the decrease in the reliability of operation in a nuclear reactor, which is one of the disadvantages of this design.
- the closest in technical essence and the achieved result to the claimed design of the device is a mixing spacer grid of a nuclear reactor fuel assembly, containing a hexagonal rim with a field of hexagonal cells fixed in it with internal protrusions in each cell, made from a single sheet in such a way that the formed cells have folds and slots for cells in one row of cells are placed on one end side of the spacer grid, and along the parallel row of cells adjacent to it, folds and slots for cells are placed on the other end side of the spacer grid, while slots for cells are made with the formation of deflectors at the ends of the cell, bent at an angle to the cell axis in opposite directions (see patent RU No. 2632572, publ. 06.07.2017, bull. No. 28) - prototype.
- the technical objective of the invention is to improve the performance of the spacer grid, namely, the function of mixing the coolant flow, with simultaneous reliable placement of fuel elements in the cells of the grid, excluding their displacement, with the possibility of achieving a technical result using one design solution. This will simplify the design, ensure manufacturability and reduce the cost of the product.
- the technical problem posed is solved by the fact that in the spacer grid of the fuel assembly of a nuclear reactor containing a hexagonal rim with a field of hexagonal cells fixed in it, made of a whole sheet in such a way that the formed cells have folds and notches for cells in one row of cells placed on one end side of the spacer grid, and along the parallel row adjacent to it on the other, the slots for the cells are made with the formation of radius elements at the ends of the cell, bent in opposite directions and forming screw deflectors from the ends of the cell, according to the invention, the diameter of the circle inscribed between the three closest to the center cells with points of radius elements, is calculated by the formula:
- FIG.1 spacer grid of the fuel assembly of a nuclear reactor, General view
- figure 2 placement of the fuel element in the cell of the spacer grid, fragment
- fig.3 spacer grid of the fuel assembly of a nuclear reactor, blank cell field after marking
- figure 4 spacer grid of the fuel assembly of a nuclear reactor, blank cell field in the form of "accordion”
- Fig.5 spacer grid of the fuel assembly of a nuclear reactor, fragment.
- the spacer grid of the fuel assembly of a nuclear reactor contains a hexagonal rim 1 with a field of hexagonal cells 3 fixed in it by spot welding 2, made of a whole sheet 4 in such a way that the formed cells 3 have folds 5 and notches 6 for cells 3 in one row of cells placed on one on the end side of the spacer grid, and along the parallel row adjacent to it, on the other, notches 6 for cells 3 are made with the formation of radius elements 7 along the ends of cell 3, bent at an angle 8 to the axis 9 of cell 3 in opposite directions along the bend lines 10, forming from the ends of the cell 3 screw deflectors 11.
- a field of hexagonal cells 3 is made from a whole sheet 4. To do this, mark the height “H” of cells 3 on sheet 4, notches 6 for cells 3 with radius elements 7 and bend lines 10.
- a sheet blank 4 of the future field of cells is bent 3 in the form of an "accordion” in its upper and lower parts, the operations of manufacturing lamellar hexagonal cells 3 and a set of cells 3 are combined by making cuts 6 under the cells 3 of the "accordion" in its upper and lower parts with the formation of radius elements 8, along lines 10 radius elements 7 are bent in opposite directions, the adjacent faces of adjacent cells are compressed and fixed by spot welding 2, while each cell 3 is formed in such a way that it has on the upper and bottom ends in three corners of the top, and in three corners - the hollows of the screw deflectors 11.
- each fuel element When assembling a bundle of fuel elements into a fuel assembly, each fuel element enters the corresponding cell of the spacer grid, being securely placed in it without displacement.
- the design of cells without internal protrusions, equipped with deflectors makes it possible to achieve high-quality mixing of the coolant flow.
- the use of the invention will improve the performance characteristics of the spacer grid, namely, the function of mixing the coolant flow, which affects the performance of the fuel assembly, the value of its reserve before the heat transfer crisis or the margin in terms of critical heat flux and critical power, and also combine the functions of mixing the flow and retention of fuel elements by one structural elements, which will simplify the design, ensure manufacturability, reduce the cost of the product and increase reliability.
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Fuel Cell (AREA)
Abstract
Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение в тепловыделяющих сборках (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР. Сущность изобретения: в дистанционирующей решетке тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащей шестигранный обод с закрепленным в нем полем шестигранных ячеек, выполненным из целого листа таким образом, что у сформированных ячеек сгибы и просечки под ячейки по одному ряду ячеек размещены с одной торцевой стороны дистанционирующей решетки, а по примыкающему к нему параллельному ряду с другой, просечки под ячейки выполнены с образованием по торцам ячейки радиусных элементов, отогнутых в противоположных направлениях и образующих с торцов ячейки винтовые дефлекторы, при этом диаметр окружности, вписанной между тремя ближними к центру ячейки точками радиусных элементов, рассчитывается по формуле: D=d·k, где D - диаметр окружности, вписанной между тремя ближними к центру ячейки точками радиусных элементов, мм; d - диаметр тепловыделяющего элемента, мм; k - коэффициент, учитывающий пружинение отогнутого радиусного элемента для обеспечения натяга в соединении «ячейка - тепловыделяющий элемент».
Description
НАЗВАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
ДИСТАНЦИОНИРУЮЩАЯ РЕШЕТКА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ
Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение в тепловыделяющих сборках (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР.
ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
В вопросах безопасности энергетических водо-водяных реакторов особое внимание уделяется активной зоне и, в частности, одному из ее компонентов - тепловыделяющей сборке (ТВС), которая, как правило, оснащается дистанционирующими решетками. От конструктивных особенностей этих решеток зависит не только работоспособность ТВС, но и величина ее запаса до кризиса теплообмена или запас по величинам критического теплового потока (КТП) и критической мощности.
Наличие смесительных элементов на решетках вызывает перемешивание теплоносителя между ячейками и турбулизацию потока в пределах отдельных ячеек. Это приводит к выравниванию температуры теплоносителя по сечению канала ТВС, а, следовательно, и к повышению запаса до кризиса теплообмена или критической мощности (см. Перепелица Н.И. «Дистанционирующие решетки с локальными завихрителями для тепловыделяющих сборок PWR». Атомная техника за рубежом, 2006, №1, стр.З).
Известна дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, имеющая шестигранный обод, внутри которого размещены соединенные с ободом и между собой многогранные ячейки, снабженные внутренними выступами (см. Б.А.Дементьев. Ядерные энергетические реакторы, 11-е издание, М.Энергоатомиздат 1990г., стр.44).
Известна дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, имеющая соединенные к ободу и между собой ячейки, выполненные из ленты, снабженные внутренними выступами и просечками (см. патент RU № 2127001 от 27.03.97г., опубликован 27.02.99г., МКИ 6G21C3/34), в которой каждая пара прилегающих граней ячеек соединена между собой сварными точками, не исключающими непровар ячеек и снижение, как следствие, надежности работы в ядерном реакторе, что относится к недостаткам данной конструкции.
Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату к заявляемой конструкции устройства является перемешивающая дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащая шестигранный обод с закрепленным в нем полем шестигранных ячеек с внутренними выступами в каждой ячейке, выполненным из одного листа таким образом, что у сформированных ячеек сгибы и просечки под ячейки по одному ряду ячеек размещены с одной торцевой стороны дистанционирующей решетки, а по примыкающему к нему параллельному ряду ячеек сгибы и просечки под ячейки размещены с другой торцевой стороны дистанционирующей решетки, при этом просечки под ячейки выполнены с образованием по торцам ячейки дефлекторов, отогнутых под углом к оси ячейки в противоположных направлениях (см. патент RU № 2632572, опубл. 06.07.2017, бюл. № 28) - прототип.
Недостатки аналогов и прототипа - обеспечение недостаточного уровня перемешивания потока теплоносителя при работе в ядерном реакторе
и сложность конструкции, вызванная необходимостью выполнения внутренних выступов в ячейках для надежного удержания тепловыделяющих элементов.
РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Технической задачей изобретения является улучшение эксплуатационных характеристик дистанционирующей решетки, а именно - функции перемешивания потока теплоносителя, с одновременным надежным размещением тепловыделяющих элементов в ячейках решетки, исключающим их смещение, с возможностью достижения технического результата с помощью одного конструктивного решения. Это позволит упростить конструкцию, обеспечить технологичность изготовления и снизить себестоимость изделия.
Поставленная техническая задача решается тем, что в дистанционирующей решетке тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащей шестигранный обод с закрепленным в нем полем шестигранных ячеек, выполненным из целого листа таким образом, что у сформированных ячеек сгибы и просечки под ячейки по одному ряду ячеек размещены с одной торцевой стороны дистанционирующей решетки, а по примыкающему к нему параллельному ряду с другой, просечки под ячейки выполнены с образованием по торцам ячейки радиусных элементов, отогнутых в противоположных направлениях и образующих с торцов ячейки винтовые дефлекторы, согласно изобретению, диаметр окружности, вписанной между тремя ближними к центру ячейки точками радиусных элементов, рассчитывается по формуле:
D = d • к, где
D - диаметр окружности, вписанной между тремя ближними к центру ячейки точками радиусных элементов, мм;
d - диаметр тепловыделяющего элемента, мм; к - коэффициент, учитывающий пружинение отогнутого радиусного элемента для обеспечения натяга в соединении «ячейка - тепловыделяющий элемент».
Конструкция ячейки с отсутствием внутренних выступов, частично экранирующих поток теплоносителя, и наличием винтовых дефлекторов с торцов ячейки, образующихся при выполнении просечек под ячейки и отгибании в противоположных направлениях полученных при выполнении просечек радиусных элементов, позволяет улучшить качество перемешивания потока теплоносителя.
Изготовление ячейки с учетом выбора расчетного диаметра окружности, вписанной между тремя ближними к центру ячейки точками радиусных элементов исходя из приведенной формулы, позволяет упростить конструкцию, обеспечить технологичность изготовления и снизить себестоимость изделия с одновременным достижением надежного удержания тепловыделяющих элементов.
Краткое описание чертежей
Сущность изобретения поясняется чертежами: фиг.1 - дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, общий вид; фиг.2 - размещение тепловыделяющего элемента в ячейке дистанционирующей решетки, фрагмент; фиг.З - дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, заготовка поля ячеек после разметки; фиг.4 - дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, заготовка поля ячеек в виде «гармошки»,
фиг.5 - дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, фрагмент.
Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора содержит шестигранный обод 1 с закрепленным в нем точечной сваркой 2 полем шестигранных ячеек 3, выполненным из целого листа 4 таким образом, что у сформированных ячеек 3 сгибы 5 и просечки 6 под ячейки 3 по одному ряду ячеек размещены с одной торцевой стороны дистанционирующей решетки, а по примыкающему к нему параллельному ряду - с другой, просечки 6 под ячейки 3 выполнены с образованием по торцам ячейки 3 радиусных элементов 7, отогнутых под углом 8 к оси 9 ячейки 3 в противоположных направлениях по линиям гиба 10, образуя с торцов ячейки 3 винтовые дефлекторы 11.
Лучший вариант осуществления изобретения
Изготовление и работа конструкции осуществляется следующим образом.
Из целого листа 4 изготавливают поле шестигранных ячеек 3. Для этого выполняют на листе 4 разметку высоты «Н» ячеек 3, просечек 6 под ячейки 3 с радиусными элементами 7 и линий гиба 10. По разметке высоты ячеек 3 сгибают листовую заготовку 4 будущего поля ячеек 3 в виде «гармошки» в ее верхней и нижней частях, операции изготовления пластинчатых шестигранных ячеек 3 и набор поля ячеек 3 совмещают, выполняя просечки 6 под ячейки 3 «гармошки» в ее верхней и нижней частях с образованием радиусных элементов 8, по линиям 10 отгибают в противоположных направлениях радиусные элементы 7, сжимают прилегающие грани соседних ячеек и фиксируют точечной сваркой 2, при этом каждая ячейка 3 формуется таким образом, что имеет на верхнем и
нижнем торцах в трех своих углах вершины, а в трех углах - впадины винтовых дефлекторов 11.
Промышленная применимость
При сборке пучка тепловыделяющих элементов в тепловыделяющую сборку каждый тепловыделяющий элемент входит в соответствующую ячейку дистанционирующей решетки, гарантированно надежно, без смещения размещаясь в ней. При этом при эксплуатации тепловыделяющей сборки в ядерном реакторе конструкция ячеек без внутренних выступов, снабженная дефлекторами, позволяет достичь качественного перемешивания потока теплоносителя.
Таким образом, использование изобретения позволит улучшить эксплуатационные характеристики дистанционирующей решетки, а именно - функции перемешивания потока теплоносителя, что влияет на работоспособность ТВС, на величину ее запаса до кризиса теплообмена или запас по величинам критического теплового потока и критической мощности, а также совместить функции перемешивания потока и удержания тепловыделяющих элементов одними конструктивными элементами, что позволит упростить конструкцию, обеспечить технологичность изготовления, снизить себестоимость изделия и повысить надежность.
Claims
7
ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора, содержащая шестигранный обод с закрепленным в нем полем шестигранных ячеек, выполненным из целого листа таким образом, что у сформированных ячеек сгибы и просечки под ячейки по одному ряду ячеек размещены с одной торцевой стороны дистанционирующей решетки, а по примыкающему к нему параллельному ряду с другой, при этом просечки под ячейки выполнены с образованием по торцам ячейки радиусных элементов, отогнутых в противоположных направлениях и образующих с торцов ячейки винтовые дефлекторы, отличающаяся тем, что диаметр окружности, вписанной между тремя ближними к центру ячейки точками радиусных элементов, рассчитывается по формуле:
D = d • к, где
D - диаметр окружности, вписанной между тремя ближними к центру ячейки точками радиусных элементов, мм; d - диаметр тепловыделяющего элемента, мм; к - коэффициент, учитывающий пружинение отогнутого радиусного элемента для обеспечения натяга в соединении «ячейка — тепловыделяющий элемент».
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2021/000374 WO2023033666A1 (ru) | 2021-08-31 | 2021-08-31 | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
| EP21956195.8A EP4398266A1 (en) | 2021-08-31 | 2021-08-31 | Nuclear reactor fuel assembly spacer grid |
| CN202180101480.9A CN117882148A (zh) | 2021-08-31 | 2021-08-31 | 核反应堆燃料组件的定位格架 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2021/000374 WO2023033666A1 (ru) | 2021-08-31 | 2021-08-31 | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO2023033666A1 true WO2023033666A1 (ru) | 2023-03-09 |
Family
ID=85412926
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2021/000374 WO2023033666A1 (ru) | 2021-08-31 | 2021-08-31 | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP4398266A1 (ru) |
| CN (1) | CN117882148A (ru) |
| WO (1) | WO2023033666A1 (ru) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1999001873A2 (en) * | 1997-07-02 | 1999-01-14 | Westinghouse Electric Company Llc | A nuclear fuel assembly with hydraulically balanced mixing vanes |
| RU2127001C1 (ru) | 1997-03-27 | 1999-02-27 | Акционерное Общество Открытого Типа "Новосибирский завод Химконцентратов" | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
| RU2255383C2 (ru) * | 2003-05-23 | 2005-06-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
| RU2265900C2 (ru) * | 2002-07-22 | 2005-12-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления дистанционирующей решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
| RU2632572C1 (ru) | 2016-05-10 | 2017-10-06 | Публичное акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" (ПАО "НЗХК") | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
-
2021
- 2021-08-31 CN CN202180101480.9A patent/CN117882148A/zh active Pending
- 2021-08-31 EP EP21956195.8A patent/EP4398266A1/en active Pending
- 2021-08-31 WO PCT/RU2021/000374 patent/WO2023033666A1/ru active Application Filing
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2127001C1 (ru) | 1997-03-27 | 1999-02-27 | Акционерное Общество Открытого Типа "Новосибирский завод Химконцентратов" | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
| WO1999001873A2 (en) * | 1997-07-02 | 1999-01-14 | Westinghouse Electric Company Llc | A nuclear fuel assembly with hydraulically balanced mixing vanes |
| RU2265900C2 (ru) * | 2002-07-22 | 2005-12-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления дистанционирующей решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
| RU2255383C2 (ru) * | 2003-05-23 | 2005-06-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
| RU2632572C1 (ru) | 2016-05-10 | 2017-10-06 | Публичное акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" (ПАО "НЗХК") | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| B.A. DEMENTIEV: "Nuclear Power Reactors", 1990, pages: 44 |
| N.I. PEREPELITSA: "Space Grids with Local Swirlers for PWR Fuel Assemblies", NUCLEAR ENGINEERING ABROAD, no. 1, 2006, pages 3 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN117882148A (zh) | 2024-04-12 |
| EP4398266A1 (en) | 2024-07-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4879090A (en) | Split vaned nuclear fuel assembly grid | |
| US4692302A (en) | Coolant flow mixer grid for a nuclear reactor fuel assembly | |
| US4576786A (en) | Partial grid for a nuclear reactor fuel assembly | |
| US10388415B2 (en) | Spacer grid | |
| EP3686900B1 (en) | Positioning grid and fuel assembly | |
| JPH0631752B2 (ja) | 原子炉燃料集合体およびその格子 | |
| US5139736A (en) | Fuel assembly support grid | |
| US4933138A (en) | Spacer-grid for a fuel assembly of a light water nuclear reactor | |
| US20080232537A1 (en) | Nuclear fuel assembly with an advanced spacer grid | |
| EP2710600B1 (en) | Strip for a nuclear fuel assembly spacer grid | |
| EP0148452B1 (en) | A coolant flow mixing grid for a nuclear reactor fuel assembly | |
| WO2023087898A1 (zh) | 一种燃料组件格架、燃料组件及压水堆堆芯 | |
| EP1978528B1 (en) | Fuel assembly and and insertable interelement spacer | |
| EP0910853B1 (en) | Nuclear fuel assembly | |
| 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 | |
| US8867693B2 (en) | Rod spacer grid for a nuclear fuel assembly, and a corresponding assembly | |
| WO2023033666A1 (ru) | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
| US9953730B2 (en) | Strip for a nuclear fuel assembly spacer grid | |
| US4888152A (en) | Fuel assembly grid for light water reactor | |
| US8358733B2 (en) | Helically fluted tubular fuel rod support | |
| US20120250814A1 (en) | Nuclear fuel assembly support grid | |
| RU2632572C1 (ru) | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
| JPH0114556B2 (ru) | ||
| US4626405A (en) | Cruciform skeleton and water cross for a BWR fuel assembly | |
| RU2204868C2 (ru) | Дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 121 | Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application |
Ref document number: 21956195 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |
|
| WWE | Wipo information: entry into national phase |
Ref document number: 2023130856 Country of ref document: RU |
|
| WWE | Wipo information: entry into national phase |
Ref document number: 202180101480.9 Country of ref document: CN |
|
| WWE | Wipo information: entry into national phase |
Ref document number: 18687690 Country of ref document: US |
|
| WWE | Wipo information: entry into national phase |
Ref document number: 2021956195 Country of ref document: EP |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: DE |
|
| ENP | Entry into the national phase |
Ref document number: 2021956195 Country of ref document: EP Effective date: 20240402 |