[go: up one dir, main page]

CN1148758C - 一种用于核反应堆控制束的吸收棒 - Google Patents

一种用于核反应堆控制束的吸收棒 Download PDF

Info

Publication number
CN1148758C
CN1148758C CNB998153087A CN99815308A CN1148758C CN 1148758 C CN1148758 C CN 1148758C CN B998153087 A CNB998153087 A CN B998153087A CN 99815308 A CN99815308 A CN 99815308A CN 1148758 C CN1148758 C CN 1148758C
Authority
CN
China
Prior art keywords
rod
insert
rod according
absorbing
connection
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 - Lifetime
Application number
CNB998153087A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1332885A (zh
Inventor
ٱ�Ү�޴�
纳塔莉·蒂比耶罗茨
�ˡ����˶�������˹
多米尼克·埃尔茨
Ŭ
蒂埃里·德拉努瓦
多米尼克·蒂图
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Franco Belge de Fabrication de Combustible FBFC
Areva NP SAS
Original Assignee
Franco Belge de Fabrication de Combustible FBFC
Framatome SA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Franco Belge de Fabrication de Combustible FBFC, Framatome SA filed Critical Franco Belge de Fabrication de Combustible FBFC
Publication of CN1332885A publication Critical patent/CN1332885A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1148758C publication Critical patent/CN1148758C/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/24Selection of substances for use as neutron-absorbing material
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Heat Treatment Of Articles (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Arc Welding In General (AREA)
  • Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)

Abstract

本发明涉及一种吸收棒,它包括用插件(14,16)封闭的不锈钢外壳(12),外壳内包括吸收颗粒(24)的柱状物,吸收颗粒比如是碳化四硼。它还包括一个末端铪棒(26),棒通过完全机械式的连接固定到下部插件上。

Description

一种用于核反应堆控制束的吸收棒
技术领域
本发明涉及一种包含在核反应堆控制束中的吸收棒。尤其是可以用在由加压水慢化和冷却的反应堆中,所述反应堆的堆芯由燃料组件构成,每个组件有一束燃料棒,燃料棒由一个骨架保持在调节阵列的节点上,该骨架由套管接头连接而成,各套管接头由带有燃料棒固定栅架的导管连接起来。在这种情况下,每一个控制束由一个网架构成,该网架与控制机构连接并且支持有包含吸收材料的杆,这些杆用来或深或浅地插入导管内或者为了完全从堆芯中抽出。
背景技术
通常,反应堆功率的调节和停堆系利用各种不同组成的控制束组(比如是高吸收性的所谓“黑”控制束,即吸收性较低的“灰”控制束)。
“黑”控制束由内含高吸收性材料的杆构成,所述材料比如是一种银-铟-镉合金,也即AIC,或者碳化四硼B4C,外壳通常由不锈钢制成。
这些杆存在限制,尤其是用在“连续负载”(suivi de charge)下运行及/或长时间使用的反应堆时。银-铟-镉合金容易蠕变并在辐射下膨胀。碳化四硼B4C在辐射下出现大幅膨胀,这意味着它不能在杆的底部使用,而这部分是最经常插进堆芯中的部分。
还已知铪吸收中子并且在工作温度下不蠕变、在辐射下不膨胀。但是如果它在钢外壳下就需要防止氢化,如果允许它与引导件摩擦就需要保护它不被磨损。正如下面解释的,将它热焊接到用来制成碳化四硼颗粒杆的保护外壳的不锈钢上会引起连接处易毁坏并对氢化敏感。
理论上,在钢外壳中用铪替换银-铟-镉可以避免吸收剂的膨胀。但是需要避免铪的氢化。
企图在外壳中用铪制成杆已经遇到了困难。制造过程中与空气接触形成的天然氧化膜被摩擦掉之后,铪吸收通过钢外壳的氢,然后膨胀到需要过早地更换控制束的程度。
类似问题出现在杆的吸收性较弱的“灰”控制束的杆中。
已有人提出了(法国专利9607430)避免该困难的方案,使用这样的杆:其底部由无外壳的铪制成的活HfZr制成的棒构成,其上部用含(HfZr)B2或者HfZr颗粒的HfZr外壳代替不锈钢外壳。
发明内容
为了避免采用机械特性很差于不锈钢的外壳材料,本发明尤其设法提供一种能够长期忍受反应堆辐射的吸收棒,这种吸收棒并可以保持外壳和用来连接到不锈钢网架的顶部插件。
为此,本发明具体提供一种吸收棒,该杆适合用在控制束中并且包括不锈钢外壳,该外壳被插件封闭并且包含一堆吸收颗粒,该杆的特征在于,它还包括一个端部铪棒,该端部铪棒最好没有外壳,并且完全用机械连接机构固定到外壳的底部插件上。颗粒堆通常由碳化四硼组成;它还可以由纯净或混合的铪和锆的硼化物组成(正如在法国专利申请9607430中描述的),或者由纯净或与其他氧化物混合的稀土元素(铕,镝)氧化物组成。
实心或者空心棒一般构成杆长的至少15%,即杆可以被其机构移动的距离的15%。棒常常构成杆总长的25%。最频繁插进堆芯的就是棒。
没有外壳的铪棒直接与加压水接触,它不会氢化,不会膨胀,不会蠕变。另一方面,在这种使用中,如果是无外壳的,可以对铪进行保护:
·使其与相邻部件接触的部分不受磨损;和
·使其在铪和不锈钢之间的连接处不受氢化。
最佳的保护是一层氧化物,该氧化层建立在下面的扩散层上,该扩散层不能渗透氢并且可以抗磨损。该氧化层自然地形成于压水反应堆的环境中(压力约150巴,温度范围280-350℃),但是其能达到的厚度通常不足以提供有效的抗磨损保护。还可以在反应堆中安装该杆之前,通过进行如在文件EP-A-0421868中描述的那样的表面处理产生该氧化层。有时,厚度仍然具有太薄而不能抵抗最强的磨损力的危险。
还可以在800-950℃温度范围内,在纯氧或氧和氩的环境中对外表面进行氧化来产生最初的抗磨损保护层。该氧化层的初始厚度最好至少为5微米(如法国专利申请9607430描述的)。
在加压水中进行的磨损试验表明,为了抵抗磨损,需要氧化物的厚度至少为5-10μm。相反的,如果热氧化形成的氧化物太厚,则金属/氧化物界面上的应力增大可能导致氧化层剥落。然而,即使氧化物剥落,只要下面的扩散层足够厚(约12-15μm),抗磨损力可以继续由扩散层提供。
氧化过程最好建立一个足够厚可以防止氢化的氧化层(尤其在与奥氏体不锈钢连接的区域),并形成足够厚的可以抵抗与磨损相关的应力的扩散层。
太厚的超过10μm的氧化层有剥落的危险。一个好的折中方案是可以使氧化层厚度为5-10μm,扩散层深度为15-50μm,尤其是25-30μm。考虑到吸收棒在加压水核反应堆中碰到的磨损应力,比这更厚的扩散层一般是没有用的。
该折中方案可以这样实现:限制处理温度以便给出时间使扩散发生从而使内应力减小,并限制供氧速度,这既可以是通过调整总压力和稀度来限制局部压力,也可以是在氧化阶段之间插入扩散阶段。氧化气体的流速是该过程的另一个参数。
因此,为了使单位面积引入的氧气量在0.0001到0.01升每平方厘米基质的范围内,在含3%-25%氧的氩气中、0.1-0.7毫巴的总压力、860±10℃下进行6个小时的氧化,在包含300ppm的铁和300ppm氧的铪上,可获得厚度为6±1μm的氧化物和深度35-50μm的扩散层。
在含3%的氧的氩气氛围中、在920±10℃温度下、经过6个小时的热氧化,同时对氧化和扩散阶段的持续时间进行调节,例如将下列循环重复6次,可以得到类似结果:
·氧化1分钟;和
·在纯氩下扩散1个小时。
更一般地,在低压下(几分之一个毫巴)、在820-950℃的温度范围内、用稀释到1%-50%浓度的氧对铪进行3-12小时的不完全氧化,可产生保护层;还可采用氧化-扩散处理,在该处理中过程中,氧化持续时间占全部处理时间的0.1-10%。
由于氢原子可以穿透不锈钢,需要使保护外壳底部插件和棒之间的连接处的氢不能穿透的氧化层,和/或允许与水接触的所述氧化层更新。多数传统连接方式不能满足该条件并/或导致铪和钢之间的连接脆弱并且不适应反应堆工作期间遇到的交变应力。
例如,直接将铪热焊接到钢上会产生金属间相(phasesintermetalliques),金属间相使连接脆弱,另外焊接还引起材料的连贯性,氢可以通过它从不锈钢向铪迁移。例如通过扩散或者摩擦的固态焊接会导致连接处很脆弱,还会导致引起氢化的材料的连续性。
完全机械的连接可能避免上述缺陷。在适用的方法中可以使用:
·冷等静压连接,这可获得折边镶接(liaisons serties)连接,该连接具有优良机械特性,但是不会产生材料的连续性;和
·棒在套管中的螺纹连接,通过变形阻止螺纹连接的旋转。
还可考虑使用磁致收缩或者爆炸连接,从而提供一个非常坚固的折边镶接连接。但是,该解决方案有这样的缺陷:要求有铝合金顶杆,因为不锈钢和铪的导电率不够。该顶杆保持与部件连接,其机械卸除或者通过碱腐蚀卸除有损害连接的危险。
还可以考虑这种连接方式:将两个需要连接起来的部件套装起来、钻孔、上销。然而,该解决方案的机械强度不如采用销紧螺纹连接(liaisonvissee et freinee)。
本发明还提供一种冷等静压连接方法,该方法不但可用于制造吸收棒,还可用于下述目的:在两个部件之间实现连接,其中一个部件由铪或有类似特性的材料(比如锆和钛)制成,另一个部件由不锈钢、镍合金、或者任何其它不可焊接到铪类材料上的合金制成,两个部件之一在要被连接的部分为管形,该管形中插入实心圆柱形状的另一个部件。
附图说明
在阅读下面具体实施例的说明的基础上可以更好地理解本发明,该实施例是非限定性的。说明将参考附图,其中:
图1是构成本发明第一实施例的杆的正视剖面图,该杆在铪棒和外壳的端部插件之间有一个折边镶接连接;
图2是图1中的点划线所包围的折边镶接连接区域的放大图;
图3是实现图2所示折边镶接连接的装置的局部正视剖面图;
图4是表示图3细部的放大图,示出包含在折边镶接中的部件;
图5与图1类似并示出带螺纹锁紧连接的杆;
图6与图2类似,是连接区的放大图;
图7是沿图6中的VII-VII线的剖面图;和
图8是一变形实施例的剖面图。
具体实施方式
图1所示的杆10有被连接插件14和顶部插件16封闭的外壳12,外壳12中包含吸收材料的柱状物,该柱状物被弹簧20压迫抵在底部连接插件14上,弹簧被挤压在柱状物和顶部插件16之间。顶部插件16可使杆固定在支架22的爪上。顶部插件16及使其固定到支架22上的部件可以具有法国专利申请9515488具体描述的结构。
杆是传统形状,直径恒定,只有底端是子弹形状,使得当吸收群降低时容易将杆插进某一组件的导管中。外壳12、连接插件14和顶部插件16最好由奥氏体不锈钢制成,钢的等级使其能够用钨电极进行电焊(TIG焊接)。装配之前,最好对外壳、顶部插件和连接插件的外表面进行渗氮处理以增加抗磨损力。奥氏体钢能进行优质离子渗氮处理,而对腐蚀有低的敏感性。可以使用FR-A-2604188中描述的方法进行渗氮处理,这里参考了该方法。
通常,填满外壳的颗粒24由碳化四硼制成。其直径稍小于外壳12的内径,以便允许将它们插进并允许有一定膨胀。就像压水反应堆中常见的,外壳可以有9.68毫米(mm)的外径,厚度约1mm。以传统方式,弹簧20可以用“因康镍合金”类合金制成。
连接插件14固定到铪棒26上,在图1所示的示例中铪棒是实心的。棒26总长L0通常占颗粒24的柱状物长度L1的25%到35%。
铪棒26用完全机械式的连接方式固定到连接插件14上。
在图1和2所示的示例中,通过方框28划出的区域中的折边镶接(sertissage)实现该连接。为了这个目的,连接插件14有一个嵌入外壳内部的顶部和法兰30,法兰30靠在外壳底边并焊到外壳上。插件有一延长部分,其上加工有环向沟或槽,图2中有两个这样的沟槽。棒26端部是构成裙部的薄套管部31,装配完成后该套管部变形紧贴连接插件14的沟槽中。能够看出,由于裙部的存在,吸收材料柱状物只有很弱的不连续。
一个轴向孔形成在裙部的底部并开口于氧化处理期间用来悬挂棒的一个孔中;该轴向孔允许水流进连接件内部并不断地再生氧化层。
最好通过冷等静压实现折边镶接,比如,用图3和4中所示的装置。
可以用这种方法和装置将两种不适合常规热焊接的不同材料制成的部件连接起来,这些材料不同于铪和不锈钢。
用这样一种方式布置需要折边镶接的部件(图2所示情况下的铪棒和带插件的外壳):使需要折边镶接的部分与环32垂直,环的材料可变形但不可压缩或者可稍微压缩,比如某种合成橡胶。静止时,环32的内径比将要变形的外壳的外径略微大些。环32的长度与要完成的折边镶接的长度匹配。在外壳折边镶接到如图1所示的铪棒上的情况下,环的长度为几毫米到15mm左右。它的外径比内径大约10mm。
该环在轴向压力的作用下产生的径向变形保证了折边镶接的实现。
图4中,能够看出,环32被封闭在由高强度钢套管34和环形活塞36确定的一个腔中,环形活塞36在套管的孔中滑动。有一个孔贯穿该套管用来插入棒26。活塞的内径用来允许外壳12穿过。
该装置包括一个用以将活塞36压入套管中的机构。该机构被框架40支持,框架40上固定有容纳套管的外壳42。框架带有一个液压缸44,后者的柱塞46支承在摇臂47上。摇臂通过一调节模块支承在活塞36上,调节模块由两个相互旋紧的圆盘48组成。一个中心孔贯穿这些圆盘,臂47有一个槽允许需要折边镶接在一起的部件自由穿过。
当通过管50向缸送液时,它压缩弹簧32,后者向内膨胀,使棒的套管部31变形,从而从图4所示的形状转变为图2所示的形状。
上述装置可以有多种变型。折边镶接可以在单个沟槽中实现,这样可以缩短环32的长度。可以提供由一个(或者更多)隔离物隔开的两个环各作用于一个沟槽。可以从内部进行折边镶接,在这种情况下,环32被放在两个要连接的套管部件的内部以便进行膨胀。
还可以由螺纹连接提供机械连接,如图5-7所示,其中与图1和2中的部件对应的部件用相同标号表示。在这种情况下,连接插件14顺续包括啮合在外壳端部内并以支承轴肩终止的部分、螺纹部分、和薄的可变形裙部52。该连接插件14焊接到外壳上。棒26端部为三段直径减小的部分。第一段54a有纵向凹口(所示示例中是两个这样的凹口),用来接纳与之相对的裙部变形部分,以使棒不转动。该段还有一个找正区以利于装配。第二段54b有螺纹,允许将棒装到连接插件上,该段用来旋进插件的螺纹部分并且用确定的转矩拧紧。以这样方式确定螺纹尺寸:能针对在反应堆中遭受的疲劳应力提供足够大的机械强度。最后,第三段54c由一延伸部分构成,该延伸部分啮合在插件内部以保证中子吸收的轴向连续性。棒固定之后,用合适形状的冲头将裙部压进凹口使裙部52变形,从而使棒锁定不能转动。
水可以进入该连接件内部不断地在铪上再生保护性氧化层。
最后,图8中对应于图6的部件用相同参考标号表示,该图8所示的机械连接件有一个连接插件14,该插件有一容纳棒26的直径缩小的端部的腔。销60紧配在连接插件14和棒的末端部的两对齐的横向孔中。

Claims (10)

1.一种吸收棒,它包括不锈钢外壳(12),外壳由插件(14,16)封闭并包含如碳化四硼的吸收颗粒(24)的柱状物,插件也由不锈钢制成,该杆的特征在于它还包括一个末端铪棒(26),该棒由纯机械式连接固定到底部插件(14)上。
2.根据权利要求1所述的吸收棒,其特征在于,该机械式连接是销紧螺纹连接。
3.根据权利要求1所述的吸收棒,其特征在于,该机械式连接是一种通过冷等静压实现的折边镶接连接。
4.根据权利要求3所述的吸收棒,其特征在于,底部插件(14)有一个顶部、一个法兰(30)、和一个延伸部分,该顶部啮合在外壳中,该法兰支承在焊接在外壳上的外壳底边上,在延伸部分中加工有环向沟槽,棒(26)端部是构成一个裙部的薄壁套管部(31),该套管部变形紧贴到连接插件(14)的沟槽中。
5.根据权利要求1到4之一所述的吸收棒,其特征在于,该棒有一个初始厚度至少为5μm的氧化保护层,并在至少25μm的深度上有氧扩散。
6.根据权利要求5所述的吸收棒,其特征在于,该保护层这样获得:用在惰性气体中稀释到1%-50%的浓度的氧气在低压下、在820℃-950℃间对铪不完全氧化3-12小时,或者用氧化和扩散方法,其中氧化的持续时间占总处理时间的0.1%-10%。
7.根据权利要求1到4之一所述的吸收棒,其特征在于,外壳(12)和插件(14,16)由奥氏体不锈钢制成。
8.根据权利要求1到4之一所述的吸收棒,其特征在于,顶部插件和连接插件的外壳外表面被渗氮处理。
9.根据权利要求1到4之一所述的吸收棒,其特征在于,棒(26)的长度占碳化四硼颗粒柱状物长度的25%到35%。
10.核反应堆用的控制束,所述控制束包括:一支架(22),所述支架用于连接到一控制机构;和多个吸收棒,所述吸棒在其顶端连接到所述支架上;其特征在于,所述吸收棒是按权利要求1至9中任一项所述的吸收棒。
CNB998153087A 1998-12-30 1999-12-27 一种用于核反应堆控制束的吸收棒 Expired - Lifetime CN1148758C (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9816645A FR2788161B1 (fr) 1998-12-30 1998-12-30 Crayon absorbant pour grappe de commande de reacteur nucleaire
FR98/16645 1998-12-30

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1332885A CN1332885A (zh) 2002-01-23
CN1148758C true CN1148758C (zh) 2004-05-05

Family

ID=9534689

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CNB998153087A Expired - Lifetime CN1148758C (zh) 1998-12-30 1999-12-27 一种用于核反应堆控制束的吸收棒

Country Status (10)

Country Link
US (1) US6614869B1 (zh)
EP (1) EP1141969B1 (zh)
JP (1) JP4515637B2 (zh)
KR (1) KR100701636B1 (zh)
CN (1) CN1148758C (zh)
DE (1) DE69928963T2 (zh)
ES (1) ES2249927T3 (zh)
FR (1) FR2788161B1 (zh)
WO (1) WO2000041183A1 (zh)
ZA (1) ZA200105296B (zh)

Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100236088B1 (ko) * 1997-02-03 1999-12-15 김영환 클럭 분배기
FR2841368B1 (fr) * 2002-06-25 2004-09-24 Framatome Anp Grappe de reglage de la reactivite du coeur d'un reacteur nucleaire, crayon absorbant de la grappe et procede de protection contre l'usure du crayon absorbant
US20060176995A1 (en) * 2005-02-10 2006-08-10 Arizona Public Service Company Control arrangement for use with nuclear fuel
US8532246B2 (en) * 2007-08-17 2013-09-10 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor robust gray control rod
US8537962B1 (en) * 2008-02-08 2013-09-17 Westinghouse Electric Company Llc Advanced gray rod control assembly
FR2927337A1 (fr) * 2008-02-12 2009-08-14 Cie Europ Du Zirconium Cezus S Procede de fabrication de barres en alliage de zirconium, titane ou hafnium, barres ainsi produites, et composants en alliage de zirconium, titane ou hafnium usines a partir de ces barres
DE102008019338A1 (de) * 2008-04-16 2009-10-22 Qiagen Gmbh Verfahren zur Isolierung von Polypeptiden
FR2980804B1 (fr) * 2011-09-30 2014-06-27 Areva Np Procede de realisation a partir d'une ebauche en acier inoxydable austenitique a faible teneur en carbone d'une gaine resistant a l'usure et a la corrosion pour reacteur nucleaire, gaine et grappe de commande correspondantes
US9406406B2 (en) 2011-12-12 2016-08-02 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Control rod with outer hafnium skin
CN103374678B (zh) * 2012-04-27 2017-02-22 上海核工程研究设计院 一种灰控制棒及吸收体
KR101365611B1 (ko) * 2012-08-02 2014-02-21 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 히트파이프와 중성자 흡수물질을 결합한 하이브리드 제어봉 및, 이를 이용한 원자로 잔열 제거시스템
RU2512472C1 (ru) * 2012-12-29 2014-04-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем
CN110828002B (zh) * 2019-12-03 2022-07-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种高价值控制棒中子吸收体材料
CN113345605B (zh) * 2021-04-29 2022-12-23 广西防城港核电有限公司 核反应堆换料启动快速达临界控制方法

Family Cites Families (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US853176A (en) * 1906-10-05 1907-05-07 Jacob F Kaylor Metallic railway-tie.
US2861035A (en) * 1957-01-18 1958-11-18 Walter H Zinn Control rod
NL274293A (zh) * 1961-02-06 1900-01-01
FR91259E (fr) * 1966-09-02 1968-05-17 Atomic Energy Authority Uk Cartouches de combustible pour réacteurs nucléaires
US3712852A (en) * 1968-07-08 1973-01-23 J Fisher Nuclear reactor control rod
FR2429476A1 (fr) * 1978-06-23 1980-01-18 Commissariat Energie Atomique Aiguille d'un assemblage absorbant pour reacteur nucleaire
US4432934A (en) * 1980-12-16 1984-02-21 Westinghouse Electric Corp. Displacer rod for use in a mechanical spectral shift reactor
US4798699A (en) * 1984-07-26 1989-01-17 Westinghouse Electric Corp. Wear sleeve for a control rod end plug
US4676948A (en) * 1985-08-12 1987-06-30 General Electric Company Nuclear reactor control rod
US4820475A (en) * 1985-09-12 1989-04-11 Westinghouse Electric Corp. Burnable absorber rod push out attachment joint
FR2604188B1 (fr) * 1986-09-18 1992-11-27 Framatome Sa Element tubulaire en acier inoxydable presentant une resistance a l'usure amelioree
US4853176A (en) * 1988-07-05 1989-08-01 General Electric Company Hafnium stainless steel absorber rod for control rod
US5141711A (en) * 1988-08-17 1992-08-25 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
NO900155L (no) * 1989-01-24 1990-07-25 Molecular Therapeutics Inc Et opploeselig molekyl som er relatert til, men forskjellig fra icam-1.
JPH036493A (ja) * 1989-06-05 1991-01-11 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
JPH0345591A (ja) * 1989-07-14 1991-02-27 Kawasaki Steel Corp エピタキシャル成長装置
JPH03236453A (ja) * 1990-02-13 1991-10-22 Sumitomo Metal Ind Ltd 継目無しハフニウム管及びその製造方法
JPH03261894A (ja) * 1990-03-12 1991-11-21 Mitsubishi Atom Power Ind Inc 加圧水型原子炉用出力制御棒
JPH03287097A (ja) * 1990-04-03 1991-12-17 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 制御棒
JP3081296B2 (ja) 1991-09-13 2000-08-28 三洋電機株式会社 コードレス電話装置
JPH05188169A (ja) * 1991-11-15 1993-07-30 Mitsubishi Atom Power Ind Inc 減速材体積調整制御棒
JP3045591B2 (ja) 1992-02-03 2000-05-29 前澤化成工業株式会社 量水器筐
JP3287097B2 (ja) 1994-02-25 2002-05-27 日産自動車株式会社 自動車用灰皿
JPH085501A (ja) * 1994-06-20 1996-01-12 Nuclear Fuel Ind Ltd バースト試験用パイプ材の端部封栓方法
FR2728097A1 (fr) * 1994-12-13 1996-06-14 Framatome Sa Grappe de commande absorbante pour reacteur nucleaire
JPH09257979A (ja) * 1996-03-22 1997-10-03 Nuclear Fuel Ind Ltd 制御棒クラスタ
FR2749968B1 (fr) * 1996-06-14 2000-05-26 Framatome Sa Crayon absorbant pour grappe de commande de reacteur nucleaire et procede de fabrication
JP3313624B2 (ja) * 1997-08-22 2002-08-12 株式会社日立製作所 沸騰水型原子炉用制御棒の製造方法

Also Published As

Publication number Publication date
DE69928963D1 (de) 2006-01-19
JP2002534693A (ja) 2002-10-15
KR20010112234A (ko) 2001-12-20
FR2788161B1 (fr) 2001-03-23
EP1141969A1 (fr) 2001-10-10
DE69928963T2 (de) 2006-06-29
KR100701636B1 (ko) 2007-03-30
EP1141969B1 (fr) 2005-12-14
ZA200105296B (en) 2002-06-14
JP4515637B2 (ja) 2010-08-04
WO2000041183A1 (fr) 2000-07-13
US6614869B1 (en) 2003-09-02
CN1332885A (zh) 2002-01-23
ES2249927T3 (es) 2006-04-01
FR2788161A1 (fr) 2000-07-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1148758C (zh) 一种用于核反应堆控制束的吸收棒
JP6314254B2 (ja) 軽水炉用燃料棒及び燃料集合体
US8891724B2 (en) Dual-cooled nuclear fuel rod having annular plugs and method of manufacturing the same
CN1672219A (zh) 调节核反应堆堆心反应性的集束、集束吸收棒及保护吸收棒防止磨损的方法
KR20120139708A (ko) 연료 컴포넌트 및 연료 컴포넌트의 제조 방법
Alkan et al. Silicon carbide encapsulated fuel pellets for light water reactors
Herderick et al. New approach to join SiC for accident-tolerant nuclear fuel cladding
US20210375494A1 (en) Method to pressurize sic fuel cladding tube before end plug sealing by pressurization pushing spring loaded end plug
US4938918A (en) Element immersed in coolant of nuclear reactor
US20180308589A1 (en) Method for joining silicon carbide components to one another
CN104769148B (zh) 用于在遮掩部分的同时热化学处理部件的方法及相应掩模
GB2553090A (en) Method of manufacture
JP2004226401A (ja) 端栓、核燃料棒、核燃料棒集合体
RU2305334C1 (ru) Способ изготовления керметного стержня топливного сердечника тепловыделяющего элемента ядерного реактора
Floyd et al. Behaviour of Bruce NGS-A Fuel Irradiated to a Burnup of [about] 500 MWh/kgU.
Foster et al. Simulated fuel expansion testing of Zircaloy tubing
Chan et al. The active'ingredient'in CANLUB
JP2015148617A (ja) リアクタコンポーネント
EP4389724A1 (fr) Procédé de métallisation de la face interne d'un tube en une céramique ou un composite à matrice céramique
CN120854005A (zh) 抗磨蚀控制棒
RU2459288C2 (ru) Способ изготовления керметного стержня топливного сердечника тепловыделяющего элемента ядерного реактора
Hendrich et al. Expanded plug method for developing circumferential mechanical properties of tubular materials
JPS6238388A (ja) 原子燃料用複合被覆管
MacDonald et al. Graphite disc-oxide fuel elements for high powers and extended burnups
Hayashi et al. Power ramp tests of high burnup BWR segment rods

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
C10 Entry into substantive examination
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
ASS Succession or assignment of patent right

Owner name: PHARMATON ANP CO.,LTD.

Free format text: FORMER OWNER: FRAMATOME

C41 Transfer of patent application or patent right or utility model
TR01 Transfer of patent right

Effective date of registration: 20050415

Address after: Kolb tile

Co-patentee after: SOCIETE FRANCO-BELGE DE FABRICATION DE COMBUSTIBLES - FBFC

Patentee after: Framatome ANP

Address before: Kolb tile

Co-patentee before: SOCIETE FRANCO-BELGE DE FABRICATION DE COMBUSTIBLES - FBFC

Patentee before: FRAMATOME

ASS Succession or assignment of patent right

Free format text: FORMER OWNER: FRANCO-BELGE DE FABRICATION DE COMBUSTIBLE

Effective date: 20140509

C41 Transfer of patent application or patent right or utility model
C56 Change in the name or address of the patentee

Owner name: FRAMATOME ANP

Free format text: FORMER NAME: FRAMATOME ANP

CP03 Change of name, title or address

Address after: France Courbevoie

Patentee after: AREVA NP

Patentee after: SOCIETE FRANCO-BELGE DE FABRICATION DE COMBUSTIBLES - FBFC

Address before: Kolb tile

Patentee before: Framatome ANP

Patentee before: SOCIETE FRANCO-BELGE DE FABRICATION DE COMBUSTIBLES - FBFC

TR01 Transfer of patent right

Effective date of registration: 20140509

Address after: France Courbevoie

Patentee after: AREVA NP

Address before: France Courbevoie

Patentee before: AREVA NP

Patentee before: SOCIETE FRANCO-BELGE DE FABRICATION DE COMBUSTIBLES - FBFC

C56 Change in the name or address of the patentee
CP02 Change in the address of a patent holder

Address after: Kolb tile

Patentee after: AREVA NP

Address before: France Courbevoie

Patentee before: AREVA NP

CX01 Expiry of patent term

Granted publication date: 20040505

CX01 Expiry of patent term