CN1860554B - 包含内部加强装置的核燃料组件 - Google Patents
包含内部加强装置的核燃料组件 Download PDFInfo
- Publication number
- CN1860554B CN1860554B CN2004800285195A CN200480028519A CN1860554B CN 1860554 B CN1860554 B CN 1860554B CN 2004800285195 A CN2004800285195 A CN 2004800285195A CN 200480028519 A CN200480028519 A CN 200480028519A CN 1860554 B CN1860554 B CN 1860554B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- assembly
- stiffening device
- rod
- nuclear fuel
- described stiffening
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Expired - Fee Related
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
- G21C3/30—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
-
- 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)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Air-Conditioning For Vehicles (AREA)
- Fats And Perfumes (AREA)
- Fuel-Injection Apparatus (AREA)
- Chair Legs, Seat Parts, And Backrests (AREA)
- Supports For Pipes And Cables (AREA)
Abstract
本发明涉及一种核燃料组件(1),它包括一组布置在一个基本上规则的网格中的核燃料棒(3)和支撑骨架(5),支撑骨架(5)具有两个端板(7、9)、连接端板的导向管(11)和固定到导向管上的棒支承格架(13)。该组件还包括布置在两个连续的支承格架(13)之间的且固定到导向管(11)上的支承骨架(5)的加强装置(21)。加强装置(21)布置在棒(3)组内,其横向范围小于核燃料棒(3)的网格的横向范围。上述装置适用于压水反应堆组件。
Description
技术领域
本发明涉及核燃料组件。
例如,它适用于压水核反应堆的燃料组件。
背景技术
一般说来,核燃料组件包括核燃料棒和支承骨架,支承骨架具有2个管座、使管座相互连接的导向管和保持燃料棒的定位格架。
每个定位格架包括2套交叉板和一个外带,从而限定栅元。其中一些栅元有导向管通过它们,其它栅元有燃料棒通过它们。这些板设置有使燃料棒保持在基本上规则阵列的节点上的装置,并且这些板被固定到至少一些导向管上。
至少一个定位格架还用于支承燃料棒。为此,它通常设置有弹簧。弹簧是在板上切割成的或是安装到板上的,并且用于使燃料棒压靠住在板上冲压成形的且形成栅元相对表面的波纹弹簧。
其它一些格架仅用作使燃料棒保持在阵列的节点上。为此,它们在有燃料棒通过其中的栅元的每个面上具有波纹弹簧,波纹弹簧用于压靠住燃料棒。
法国专利No.2665291公开了插入在定位格架之间的且具有肋片的附加混合格架,该肋片用于改善流过燃料组件的冷却剂的混合。
一旦制造完成,这样的燃料组件沿一个称之为“轴向”的方向呈直线地和竖直地延伸。一旦放置在反应堆中,这些组件由于辐照而变形,并且可能呈C形、S形或W形。
这样的变形导致许多问题。在运行中,它们使控制棒束和停堆棒束插入到导向管中变得更困难。
在操作过程中,即在反应堆堆芯装载或卸载的操作过程中,这些变形增加燃料组件彼此卡住的风险。
发明内容
本发明的目的是通过限制核燃料组件在辐照下的变形来解决这个问题。
为此,本发明提供包括一组核燃料棒和支承骨架的一种类型的核燃料组件,该组件包括:
·两个管座;
·使管座相互连接的导向管;以及
·固定到导向管上且用于保持燃料棒的定位格架;
核燃料棒沿纵向方向延伸,并且放置在一个基本上规则的阵列中;
所述组件的特征在于,它包括放置在两个连续的定位格架之间且固定到导向管上的至少一个支承骨架加强装置,所述加强装置放置在燃料棒组的内侧且具有小于燃料棒阵列横向范围的横向范围。
在具体的实施例中,所述组件可以进一步包括单独地或按任何技术上可行的组合方式采用的一个或多个下列特征:
·加强装置不延伸进入燃料棒的外围层;
·加强装置不在燃料棒的外围层和燃料棒的邻接层之间延伸;
·加强装置纵向延伸,基本上到达紧随在其上方的定位格架;
·所述加强装置在紧随在其下方的定位格架的上方限定至少一个横向流动通道,所述通道用于使流过燃料组件的冷却剂通过;
·加强装置纵向延伸,基本上到达紧随在其下方的定位格架,并且通道是由穿过加强装置底端形成的开孔形成的;
·加强装置的底端放置在距紧随在其下方的定位格架一定距离处,以限定冷却剂的横向流动通道;
·加强装置固定到至少两个导向管上;
·加强装置是基本上为平面的板;
·加强装置基本上平行于核燃料棒组的多个面中的一个;
·加强装置是构成至少一个L形的角构件;
·角构件放置在核燃料棒组的拐角处;
·加强装置不具有使流过燃料组件的冷却剂混合的混合装置;以及
·加强装置不具有保持核燃料棒的装置。
附图说明
在阅读只是通过示例给出的和参照附图作出的下面的说明之后,能够更好地理解本发明,其中:
图1是本发明第一实施例中的一个核燃料组件的简要立面视图;
图2是表示图1组件的中间加强装置的简要局部透视图;
图3是将图2的中间加强装置的结构和范围与图1组件的核燃料棒阵列和定位格架相比较的简要平面视图;
图4是表示在图2的中间加强装置的一个变型中与导向管连接的简要局部剖视图;
图5是比较辐照前常规组件刚性和图1组件刚性的图;
图6是类似于图5的辐照后的图;
图7是类似于图3的视图,示出图2中间加强装置的一个变型;
图8是本发明的第二个实施例中的一个核燃料组件的简要立面视图,其中省略了两排棒,以使中间加强装置可见;
图9是类似于图3的一个视图,示出图8组件的一个中间加强装装置;
图10是类似于图8的一个视图,示出本发明的第二个实施例的另一个变型;
图11是比较辐照后常规组件的刚性与图8和10组件的刚性的图;
图12是类似于图3的一个视图,示出本发明的第三个实施例;以及
图13是类似于图12的一个视图,示出本发明的第三个实施例的一个变型。
具体实施方式
图1是压水反应堆的一个核燃料组件1的图。组件1竖直地且以直线方式沿纵向方向A延伸。
组件1主要包括核燃料棒3和一个用于支承棒3的结构或骨架5。
在常规方式中,棒3竖直地延伸,并放置在一个基本上规则的基于正方形的阵列中,如图3中所看到的,其中棒3用虚线表示。
在所示出的例子中,组件1包括一组264根棒3,从上面看,阵列形成一边具有17根棒的正方形。因此,棒3组具有四个侧面6,每个侧面有17根棒。
支承骨架5主要包括:
·一个底部管座7和一个顶部管座9;
·用于接收控制棒束或停堆棒束(未示出)的导向管11;和
·用于使棒3保持在阵列的节点上的定位格架13。
管座7和9固定在导向管11的纵向端部。
如图3中所看到的,其中定位格架13是用虚线画的。每个定位格架13包括,例如两套交叉板15和围绕棒3的外围层19的外围带17。
格架13限定栅元20,大多数栅元20接收各自的棒3。板15上设置有凸起部(未示出),以便压住棒3并使它们保持在阵列的节点上。其它每个栅元20接收导向管11。
在常规方式中,定位格架13同样固定到导向管11上,并且沿棒3的高度分布。
棒3在轴向上可以由一个单独的定位格架13例如顶部格架13保持。为此,该格架设置了弹簧,用于使棒3推靠住在板15上切割成的或安装到其上的波纹弹簧上。
在本发明中,在定位格架13之间,组件1包括用于加强骨架5的中间装置21。
因为下面说明的理由,这些加强装置21从组件1的外边是看不见的,因此在图1中用虚线表示它们。
在所示出的例子中,在每对定位格架13之间设置一个中间加强装置21。
由于中间加强装置21的结构是相似的,参照图2和3只对一个装置21加以描述。应当注意到,在图2中只表示了一段导向管11。在图3中,导向管11和中间加强装置21用实线画出。
装置21包括两套交叉的板23,它们通过其交叉点上的焊接彼此固定。例如,板23大约0.425毫米(mm)厚,高度处在约18mm到约28mm的范围内。它们优选地由锆合金制造。
在板23之间,板23限定栅元25和栅元27。每个栅元25用于接收各自的导向管11,栅元27用于接收棒3。如图3中所看到的,一些栅元27是单个栅元,它只接收一根棒3,而其它的栅元27接收2或4根棒3。
中间加强装置21的板23形成一个只在导向管11之间延伸的格栅结构。因此,该格栅结构构成一个敞开的结构。
这样,板23的横向范围,以及因此加强装置21的横向范围受到限制。特别地,板23不在棒3的外围层19的棒3之间延伸,也不在所述层19和中间邻接层29之间延伸。在所示的例子中,中间邻接层29包括每边15根棒。中间加强装置21停止在这个层29附近。
板23没有任何保持棒3的装置。结果,栅元27的尺寸大于棒3的尺寸,由此在棒3的周围具有间隙。
此外,中间加强装置21没有用于使流过燃料组件1的冷却剂混合的装置,例如没有肋片。
中间加强装置21固定到导向管11上,例如利用在板23的稍微翘曲区域31(图2)上进行焊接。这样的焊接可以在板23的顶部和/或底部上实施。
在图4中所示的一个变型中,板23可以通过焊接舌片33焊到导向管11上,焊接舌片33例如从板23向上伸出。
如果组件1包括一根代替中央导向管11的仪表管,那么中间加强装置21能够焊到其上。
由于存在中间加强装置21,支承骨架5以及因此整个组件1是更加刚性的。
这一点由图5得到确认,图5示出了核燃料组件在辐照前侧向变形的模拟结果。在这个图中,侧向位移D按mm沿横坐标绘制,为了得到这个变形需要的力以daN绘制在纵坐标上。
曲线35对应于直接在制造之后,即在辐照之前的一个现有技术的组件。曲线37对应于图1的直接在制造之后的组件1。这样,跟常规组件比较,中间加强装置21的存在使组件1的刚性或侧向刚性,在其寿期开始时增加约60%。
图6对应于在辐照之后所作的类似模拟。曲线39对应于常规组件,曲线41对应于图1的组件1。组件1的侧向刚性的增加在辐照之后仍然保持,而这个增加继续是约60%。
于是,组件1在其寿期结束时具有的刚性,相当于常规组件在其寿期开始时的刚性。利用中间加强装置21加强支承骨架5,使得可能补偿辐照效应。
已经发现,常规组件在辐照之后刚性减小是由于导向管蠕变和棒3由骨架5保持的条件的改变,以致在辐照之前棒3贡献组件刚性的约65%,但是在辐照之后贡献不大于刚性的约40%。
中间加强装置21使骨架5刚性增强,使得能够增加包括在辐照之后的其侧向刚性。结果,加强装置21的敞开结构,该敞开结构也具有小的横向范围,确保冷却剂的压头损失仍然是有限的。
在图7所示的变型中,加强装置21可以由一个更密的格栅结构构成,使得所有栅元27是单个栅元,每个栅元27接收不多于一个单独的棒3。
这个变型能够进一步增加组件1的侧向刚性,但是也增加通过组件1的冷却剂的压头损失。
更一般地说,中间加强装置21能够利用焊接以外的措施固定到导向管上,例如利用胀管,利用套筒等。
类似地,组件1不必在每对定位格架13之间都包括一个中间加强装置21。
在某些变型中,中间加强装置21也可以有保持棒3的装置和/或使流过组件的冷却剂混合的装置。
自然地,中间加强装置21本身可以投入商品生产。
图8和9示出本发明的第二个实施例,它与上述实施例有如下不同。
中间加强装置21由基本上为平面的板构成。组件1包括在每对定位格架13之间的4块板21。
每块板21基本上在其所定位的两个连续的定位格架13之间的整个高度上延伸。因此,板21的高度可以是约480mm。
每块板21的底端43设置有让冷却剂通过的开孔45。这些开孔45可以有各种各样的形状。
这样,如图8中顶部板21所示,这些开孔45可以具有部分椭圆的形状。这些开孔45也可以有长方形或正方形的形状,如图8中下部板21所示。
在图9中可以看到,板21放置在棒3组内。更精确地说,板21在棒3的层29和向内邻接的棒3的层47之间延伸,例如在所示例子中,层47每边有十根棒3和三根导向管33。为了使图8中的板21可以看见,位于该视图前面的两排棒3已经省略掉。
每块板21基本上平行于棒3组的各自的表面6延伸,并且基本上放置在所述表面6的中央。板21例如用焊接固定到三个导向管11上,三个导向管11是面朝所述面6放置的。
在所示的例子中,板21横向延伸在相当于棒3阵列中的七个栅格间距的长度上。
开孔45能够使冷却剂在定位格架13上横向流动。
这样,加强板21不阻碍冷却剂有效地混合,这种混合例如是利用安置在下游侧上的即在定位格架13上面的混合肋片所产生的混合。
在图10中所示的变型中,每块板21的底部43能够与紧随在其下方的即直接位于所考虑的板21下方的定位格架13之间间隔例如15厘米(cm)。因此,能够在每块板21和紧随在其下方的定位格架13之间限定使冷却剂横向流动的通道49。
这第二个实施例,象第一个实施例一样,能够使组件1的刚性增加,在其寿期的开始和在其寿期的结束约如此。
这一点由图11得到确认,图11复制了图6中的图,在其中加上了一条对应于图8和9的组件的曲线51和一条对应于图10的变型的曲线53。
另外,这第二个实施例导致冷却剂的压头损失是低的。
每块加强板21只在一个方向横向延伸,另外其在这个方向上的横向范围是小的。特别地,板21的横向范围小于棒3阵列的横向范围E。这个范围E示于图9,相当于两个相对的节点之间的距离,即两个相对的棒3的纵轴之间的距离。
在这个实施例中应当注意到,板21的横向范围小于范围E的一半。
图12示出第三个实施例,与第二实施例的不同之处如下。
每个加强装置21是由一个L型角构件所形成。所述L型角构件包括两个翼55,两个翼55相遇基本上形成一个直角57。
在每对连续的定位格架13之间,这些角构件21的数目是四个,放置在棒3组的拐角处。角构件21自己的拐角开口朝向组件的内侧。
每个角构件21固定到三个导向管11上。这些导向管11中的一个位于该拐角57里面,其它两个导向管11位于角构件21的外侧,在远离拐角57的翼55的端部。
在图13的变型中,每个角构件21形成三个L形,这样包括六个翼55,六个翼55相遇形成三个拐角57,三个拐角57的开口朝向组件1的内侧。固定每个角构件21的导向管11分别位于相应的拐角57的里面。
这第三个实施例也用于增加组件1的刚性,在其寿期的开始和在其寿期的结束均增加,同时限制了压头损失,这是由于角构件21的小的横向范围导致仅在水力直径上有一个小的减少。
如第二实施例一样,能够在角构件21的底端43形成开孔45,或这些端部43能够与定位格架13间隔开,以留有允许冷却剂横向流动的通道49。
在上述每个实施例中,装置21首先放置在棒3组的内侧,而不是在其外侧,第二,具有小的横向范围。该装置21用于增加组件的刚性,同时限制由于其存在而引起的压头损失。
Claims (14)
1.一种类型的核燃料组件(1),包括一组核燃料棒(3)和支承骨架(5),该组件包括:
·两个管座(7、9);
·使所述管座相互连接的导向管(11);以及
·固定到所述导向管上且用于保持所述棒的定位格架(13);
核燃料棒(3)沿纵向方向(A)延伸,并且放置在一个基本上规则的阵列中;
所述组件的特征在于,它包括至少一个支承骨架加强装置(21),该加强装置(21)放置在两个连续的定位格架(13)之间且固定到导向管(11)上,所述加强装置(21)放置在棒(3)组的内侧且具有小于棒(3)阵列的横向范围(E)的横向范围。
2.按照权利要求1的组件,其特征在于,所述加强装置(21)不延伸进入棒(3)的外围层(19)。
3.按照权利要求2的组件,其特征在于,所述加强装置(21)不在棒的外围层(19)和棒的邻接层(29)之间延伸。
4.按照上述任一权利要求的组件,其特征在于,所述加强装置(21)纵向延伸,基本上到达紧随在其上方的定位格架(13)。
5.按照权利要求1的组件,其特征在于,所述加强装置(21)在紧随在其下方的定位格架(13)的上方限定至少一个横向流动通道(45、49),所述通道用于使流过组件(1)的冷却剂通过。
6.按照权利要求5的组件,其特征在于,所述加强装置(21)纵向延伸,基本上到达紧随在其下方的定位格架(13),所述通道是由穿过加强装置(21)的底端(43)形成的开孔(45)形成的。
7.按照权利要求5的组件,其特征在于,所述加强装置(21)的底端(43)放置在距紧随在其下方的定位格架(13)一定距离处,以限定冷却剂的横向流动通道(49)。
8.按照权利要求1的组件,其特征在于,所述加强装置(21)固定到至少两个导向管(11)上。
9.按照权利要求1的组件,其特征在于,所述加强装置(21)是基本上为平面的板。
10.按照权利要求9的组件,其特征在于,所述加强装置(21)基本上平行于核燃料棒(3)组的多个面(6)中的一个。
11.按照权利要求1的组件,其特征在于,所述加强装置(21)是构成至少一个L形的角构件。
12.按照权利要求11的组件,其特征在于,所述角构件放置在核燃料棒(3)组的拐角处。
13.按照权利要求1的组件,其特征在于,所述加强装置(21)不具有使流过组件的冷却剂混合的混合装置。
14.按照权利要求1的组件,其特征在于,所述加强装置(21)不具有保持核燃料棒(3)的装置。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR0311461A FR2860335B1 (fr) | 2003-09-30 | 2003-09-30 | Assemblage de combustible nucleaire comprenant un dispositif interieur de renfort |
FR0311461 | 2003-09-30 | ||
PCT/FR2004/002401 WO2005034137A2 (fr) | 2003-09-30 | 2004-09-23 | Assemblage de combustible nucleaire comprenant un dispositif interieur de renfort |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1860554A CN1860554A (zh) | 2006-11-08 |
CN1860554B true CN1860554B (zh) | 2010-06-30 |
Family
ID=34307294
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN2004800285195A Expired - Fee Related CN1860554B (zh) | 2003-09-30 | 2004-09-23 | 包含内部加强装置的核燃料组件 |
Country Status (10)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US8416912B2 (zh) |
EP (1) | EP1668648B1 (zh) |
JP (1) | JP2007507702A (zh) |
CN (1) | CN1860554B (zh) |
AT (1) | ATE468588T1 (zh) |
DE (1) | DE602004027274D1 (zh) |
ES (1) | ES2342939T3 (zh) |
FR (1) | FR2860335B1 (zh) |
WO (1) | WO2005034137A2 (zh) |
ZA (1) | ZA200602044B (zh) |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2860335B1 (fr) | 2003-09-30 | 2007-12-07 | Framatome Anp | Assemblage de combustible nucleaire comprenant un dispositif interieur de renfort |
JP5642079B2 (ja) * | 2008-11-13 | 2014-12-17 | アレヴァ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツングAreva GmbH | 加圧水形原子炉の燃料集合体 |
EP3796334A3 (en) | 2008-12-25 | 2021-06-23 | Thorium Power, Inc. | A fuel assembly for a light water nuclear reactor |
WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
CN102592687A (zh) * | 2011-01-14 | 2012-07-18 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 低压降燃料组件上管座 |
US9721678B2 (en) * | 2013-05-17 | 2017-08-01 | Terrapower, Llc | Nuclear fuel assembly design |
TWI795484B (zh) | 2017-12-20 | 2023-03-11 | 美商Tn美國有限責任公司 | 用於燃料總成的模組提籃總成 |
FR3101187B1 (fr) | 2019-09-24 | 2021-12-10 | Framatome Sa | Assemblage de combustible nucléaire muni d'un dispositif de renfort |
CN113118682B (zh) * | 2019-12-30 | 2023-04-14 | 中核北方核燃料元件有限公司 | 一种用于自动端板焊接的分体棒束夹具 |
CN113124804B (zh) * | 2019-12-30 | 2023-02-24 | 中核建中核燃料元件有限公司 | 一种骨架外形尺寸测量方法 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4666664A (en) * | 1982-04-15 | 1987-05-19 | Westinghouse Electric Corp. | Coolant flow paths within a nuclear fuel assembly |
US4827063A (en) * | 1986-09-25 | 1989-05-02 | Siemens Aktiengesellschaft | Nuclear reactor fuel assembly |
CN1189236A (zh) * | 1995-06-29 | 1998-07-29 | 法玛通公司 | 核反应堆燃料组件的隔栅及燃料组件 |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4576786A (en) * | 1983-12-21 | 1986-03-18 | Westinghouse Electric Corp. | Partial grid for a nuclear reactor fuel assembly |
ZA849684B (en) * | 1983-12-30 | 1985-08-28 | Westinghouse Electric Corp | A coolant flow mixer grid for a nuclear reactor fuel assembly |
FR2665291B1 (fr) * | 1990-07-24 | 1993-12-10 | Framatome | Grille additionnelle de melange et assemblage combustible nucleaire en comportant application. |
FR2677163B1 (fr) * | 1991-05-30 | 1994-01-07 | Framatome | Grille thermohydraulique et assemblage combustible nucleaire en comportant application. |
JPH05107377A (ja) * | 1991-10-15 | 1993-04-27 | Toshiba Corp | 燃料集合体 |
US5625657A (en) * | 1995-03-31 | 1997-04-29 | Siemens Power Corporation | Method of repairing a nuclear fuel rod assembly with damaged fuel rod and a damaged spacer |
FR2860335B1 (fr) | 2003-09-30 | 2007-12-07 | Framatome Anp | Assemblage de combustible nucleaire comprenant un dispositif interieur de renfort |
-
2003
- 2003-09-30 FR FR0311461A patent/FR2860335B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2004
- 2004-09-23 US US10/573,642 patent/US8416912B2/en not_active Expired - Fee Related
- 2004-09-23 DE DE602004027274T patent/DE602004027274D1/de not_active Expired - Lifetime
- 2004-09-23 WO PCT/FR2004/002401 patent/WO2005034137A2/fr active Application Filing
- 2004-09-23 CN CN2004800285195A patent/CN1860554B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2004-09-23 JP JP2006530397A patent/JP2007507702A/ja active Pending
- 2004-09-23 AT AT04787428T patent/ATE468588T1/de not_active IP Right Cessation
- 2004-09-23 ES ES04787428T patent/ES2342939T3/es not_active Expired - Lifetime
- 2004-09-23 EP EP04787428A patent/EP1668648B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
2006
- 2006-03-10 ZA ZA200602044A patent/ZA200602044B/en unknown
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4666664A (en) * | 1982-04-15 | 1987-05-19 | Westinghouse Electric Corp. | Coolant flow paths within a nuclear fuel assembly |
US4827063A (en) * | 1986-09-25 | 1989-05-02 | Siemens Aktiengesellschaft | Nuclear reactor fuel assembly |
CN1189236A (zh) * | 1995-06-29 | 1998-07-29 | 法玛通公司 | 核反应堆燃料组件的隔栅及燃料组件 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ZA200602044B (en) | 2007-06-27 |
EP1668648A2 (fr) | 2006-06-14 |
EP1668648B1 (fr) | 2010-05-19 |
FR2860335B1 (fr) | 2007-12-07 |
US8416912B2 (en) | 2013-04-09 |
WO2005034137A2 (fr) | 2005-04-14 |
FR2860335A1 (fr) | 2005-04-01 |
WO2005034137A3 (fr) | 2005-07-21 |
US20080304612A1 (en) | 2008-12-11 |
ATE468588T1 (de) | 2010-06-15 |
JP2007507702A (ja) | 2007-03-29 |
CN1860554A (zh) | 2006-11-08 |
ES2342939T3 (es) | 2010-07-19 |
DE602004027274D1 (de) | 2010-07-01 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN1860554B (zh) | 包含内部加强装置的核燃料组件 | |
US4544522A (en) | Nuclear fuel assembly spacer | |
EP0384220B1 (en) | Nuclear fuel-rod support grid | |
EP0291748B1 (en) | Support grid with integral vanes | |
CN104838447A (zh) | 用于核燃料组件定位格架的燃料棒支撑插入件、定位格架和核燃料组件 | |
EP2164076B1 (en) | Filter for catching particles in the coolant fluid of a nuclear reactor | |
US4933138A (en) | Spacer-grid for a fuel assembly of a light water nuclear reactor | |
CN87103424A (zh) | 核燃料组件用的间隔栅架 | |
CN112735611A (zh) | 具有简单的形状结构的核燃料组件的支撑格架 | |
US4775509A (en) | Spacer grid for a nuclear fuel assembly | |
EP0399182A1 (en) | Support grid with integral inclined waves | |
US7804930B2 (en) | Nuclear fuel assembly comprising a reinforcing mesh device and the use of one such device in a nuclear fuel assembly | |
US4728489A (en) | Support grid with integral vanes | |
US4970048A (en) | Mixing grid with fins for nuclear fuel assembly | |
US20010040936A1 (en) | Nuclear fuel assembly | |
EP1978528A1 (en) | Fuel assembly and and insertable interelement spacer | |
US8867693B2 (en) | Rod spacer grid for a nuclear fuel assembly, and a corresponding assembly | |
DE69826280T2 (de) | Gitter für ein kernbrennstabbündel mit diagonalen brennstabhaltenden federn | |
US5875223A (en) | Spacer for a nuclear fuel assembly and a nuclear fuel assembly | |
CN101385090B (zh) | 用于压力水核反应堆的燃料组件 | |
US4514358A (en) | Fuel assembly | |
CN202205468U (zh) | 一种压水堆双面冷却燃料棒的锥形定位格架 | |
DE102004014499B3 (de) | Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor | |
KR20220098719A (ko) | 강화 장치를 구비하는 핵연료 집합체 | |
US20060056574A1 (en) | Spacer |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C14 | Grant of patent or utility model | ||
GR01 | Patent grant | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee |
Granted publication date: 20100630 Termination date: 20200923 |