[go: up one dir, main page]

RU2002128469A - ROD THERMAL FUEL ELEMENT, PREVIOUSLY FOR COVERED THERMAL FUEL ASSEMBLIES OF A WATER-WATER ENERGY REACTOR - Google Patents

ROD THERMAL FUEL ELEMENT, PREVIOUSLY FOR COVERED THERMAL FUEL ASSEMBLIES OF A WATER-WATER ENERGY REACTOR

Info

Publication number
RU2002128469A
RU2002128469A RU2002128469/06A RU2002128469A RU2002128469A RU 2002128469 A RU2002128469 A RU 2002128469A RU 2002128469/06 A RU2002128469/06 A RU 2002128469/06A RU 2002128469 A RU2002128469 A RU 2002128469A RU 2002128469 A RU2002128469 A RU 2002128469A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
rod
water
mainly
diameter
Prior art date
Application number
RU2002128469/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2241265C2 (en
Inventor
Альберт Константинович Панюшкин
Вячеслав Михалович Железняк
Юрий Леонидович Гамыгин
Евгений Глебович Бек
Александр Сергеевич Доронин
Александр Александрович Прошкин
Юрий Константинович Бибилашвили
Олег Александрович Никишов
Валерий Алексеевич Межуев
Петр Иванович Лавренюк
Михаил Викторович Полозов
Александр Иванович Кушманов
Александр Борисович Александров
Валерий Адамович Брода
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов"
Filing date
Publication date
Application filed by Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод", Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" filed Critical Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
Priority to RU2002128469/06A priority Critical patent/RU2241265C2/en
Priority claimed from RU2002128469/06A external-priority patent/RU2241265C2/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2241265C2 publication Critical patent/RU2241265C2/en
Publication of RU2002128469A publication Critical patent/RU2002128469A/en

Links

Claims (7)

1. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки выбран от 7,00·10-3 до 8,79·10-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5,82·10-3 до 7,32·10-3 м, соответственно, и массу от 0,64 до 1,06 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0,9240 до 0,9594.1. The rod fuel element, mainly for sheath fuel assemblies of a water-water power reactor, containing a fuel core placed in a cylindrical shell, characterized in that the outer diameter of the shell is selected from 7.00 · 10 -3 to 8.79 · 10 -3 m, the fuel core has a diameter of 5.82 · 10 -3 to 7.32 · 10 -3 m, respectively, and a mass of 0.64 to 1.06 kg, and the ratio of the length of the fuel core to the length of the fuel element is from 0 9240 to 0.9594. 2. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки выбран от 7,00·10-3 до 7,30·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5,82·10-3 до 6,07·10-3 м, соответственно, и массу от 0,64 до 0,73 кг или наружный диаметр оболочки выбран от 7,50·10-3 до 8,20·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 6,24-10-3 до 6,82·10-3 м, соответственно, и массу от 0,74 до 0,93 кг.2. The rod fuel element, mainly for sheath fuel assemblies of a pressurized water reactor according to claim 1, characterized in that the outer diameter of the shell is selected from 7.00 · 10 -3 to 7.30 · 10 -3 m, and the fuel core has a diameter of from 5.82 · 10 -3 to 6.07 · 10 -3 m, respectively, and a mass of from 0.64 to 0.73 kg or the outer diameter of the shell is selected from 7.50 · 10 -3 to 8.20 · 10 -3 m, and the fuel core has a diameter of 6.24-10 -3 to 6.82 · 10 -3 m, respectively, and a mass of 0.74 to 0.93 kg. 3. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по п.1, и/или 2, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки выбран 7,00·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 5,82·10-3 м и массу от 0,64 до 0,67 кг, соответственно, или наружный диаметр оболочки выбран 7,8·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 6,49·10-3 м и массу от 0,80 до 0,84 кг, соответственно.3. The rod fuel element, mainly for sheath fuel assemblies of a pressurized water reactor according to claim 1, and / or 2, characterized in that the outer diameter of the shell is selected 7.00 · 10 -3 m, and the fuel core has a diameter of 5, 82 · 10 -3 m and a mass of 0.64 to 0.67 kg, respectively, or the outer diameter of the shell is selected to 7.8 · 10 -3 m, and the fuel core has a diameter of 6.49 · 10 -3 m and a mass of 0.80 to 0.84 kg, respectively. 4. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по п.1, и/или 2, и/или 3, отличающийся тем, что радиальный зазор между топливным сердечником и оболочкой выполнен не менее 0,05·10-3 м.4. The rod fuel element, mainly for sheath fuel assemblies of the pressurized water reactor according to claim 1, and / or 2, and / or 3, characterized in that the radial clearance between the fuel core and the shell is made at least 0.05 · 10 -3 m. 5. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по п.1, и/или 2, и/или 3, и/или 4, отличающийся тем, что топливный сердечник набран из таблеток или стерженьков со средней плотностью диоксида урана от 10,4·103 до 10,7·103 кг/м3.5. The rod fuel element, mainly for sheath fuel assemblies of a pressurized water reactor according to claim 1, and / or 2, and / or 3, and / or 4, characterized in that the fuel core is composed of tablets or rods with an average density uranium dioxide from 10.4 · 10 3 to 10.7 · 10 3 kg / m 3 . 6. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по п.1, и/или 2, и/или 3, и/или 4, и/или 5, отличающийся тем, что длина каждой таблетки или стерженька выбрана от 6,90·10-3 до 12,00·10-3 м.6. The rod fuel element, mainly for sheath fuel assemblies of a pressurized water reactor according to claim 1, and / or 2, and / or 3, and / or 4, and / or 5, characterized in that the length of each tablet or rod selected from 6.90 · 10 -3 to 12.00 · 10 -3 m. 7. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по п.1, и/или 2, и/или 3, и/или 4, и/или 5, и/или 6, отличающийся тем, что в таблетках выполнено центральное отверстие диаметром от 1,08·10-3 до 1,35·10-3 м.7. The rod fuel element, mainly for sheath fuel assemblies of a pressurized water reactor according to claim 1, and / or 2, and / or 3, and / or 4, and / or 5, and / or 6, characterized in that in tablets, a central hole is made with a diameter of 1.08 · 10 -3 to 1.35 · 10 -3 m.
RU2002128469/06A 2002-10-24 2002-10-24 Fuel rod primarily designed for canned fuel assemblies of water-moderated power reactors RU2241265C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002128469/06A RU2241265C2 (en) 2002-10-24 2002-10-24 Fuel rod primarily designed for canned fuel assemblies of water-moderated power reactors

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002128469/06A RU2241265C2 (en) 2002-10-24 2002-10-24 Fuel rod primarily designed for canned fuel assemblies of water-moderated power reactors

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2241265C2 RU2241265C2 (en) 2004-11-27
RU2002128469A true RU2002128469A (en) 2004-12-10

Family

ID=34310026

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2002128469/06A RU2241265C2 (en) 2002-10-24 2002-10-24 Fuel rod primarily designed for canned fuel assemblies of water-moderated power reactors

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2241265C2 (en)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2748538C1 (en) * 2020-11-02 2021-05-26 Акционерное Общество "Твэл" Fuel element of pressurized water-moderated nuclear power reactor

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU1780431A1 (en) * 1990-07-27 1997-02-27 Всесоюзный научно-исследовательский институт неорганических материалов им.академика А.А.Бочваря Fuel element of rod-type
HU218233B (en) * 1997-01-30 2000-06-28 Paksi Atomerőmű Rt Rod arrangement to fuel bunches for operating nuclear reactors
RU2125305C1 (en) * 1997-04-29 1999-01-20 Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара Nuclear reactor fuel element
RU2143142C1 (en) * 1997-05-30 1999-12-20 ОАО "Машиностроительный завод" Fuel rod of water-cooled power reactor
RU2143141C1 (en) * 1997-05-30 1999-12-20 ОАО "Машиностроительный завод" Fuel rod of water-cooled power reactor
DE19910379C1 (en) * 1999-03-09 2000-06-29 Siemens Ag Fuel element, especially for PWR, has thickened cladding tube lower end forming at least lower portion of fuel pellet column support
RU2170956C1 (en) * 2000-07-31 2001-07-20 Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара Nuclear reactor fuel element

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104766636B (en) A nested integrated structure of nuclear fuel rods and central cooling heat pipes
RU2002128470A (en) WOOD-WATER ENERGY REACTOR ROD THERMAL FUEL
US3104219A (en) Fuel elements for nuclear reactors
RU97108721A (en) ACTIVE AREA, HEAT FUEL ASSEMBLY AND HEAT FUEL ELEMENT WATER-WATER ENERGY REACTOR
RU2009110694A (en) FUEL ROD AND ASSEMBLY CONTAINING AN INTERNAL HETTER STRUCTURE FOR HYDROGEN AND TRITIUM
RU97108713A (en) WOOD-WATER ENERGY REACTOR ROD THERMAL FUEL
RU2002128469A (en) ROD THERMAL FUEL ELEMENT, PREVIOUSLY FOR COVERED THERMAL FUEL ASSEMBLIES OF A WATER-WATER ENERGY REACTOR
RU97108714A (en) WOOD-WATER ENERGY REACTOR ROD THERMAL FUEL
RU97108724A (en) FUEL ASSEMBLY OF WATER-WATER ENERGY REACTOR
RU97108722A (en) WATER-WATER ENERGY REACTOR ACTIVE AREA
RU97108712A (en) FUEL ASSEMBLY OF WATER-WATER ENERGY REACTOR
RU2002128468A (en) FUEL ASSEMBLY OF WATER-WATER ENERGY REACTOR
CA2352914A1 (en) Supercritical water cooled reactor and power generation plant
JPS5382997A (en) Light-water type power reactor and its operation method
RU97109016A (en) NUCLEAR REACTOR REGULATING ROD ON FAST NEUTRONS
KR850000127A (en) Fuel rods in nuclear reactors with porous plugs
RU2002128471A (en) WATER-WATER ENERGY REACTOR ACTIVE AREA
RU2002128467A (en) WATER-WATER ENERGY REACTOR ACTIVE AREA
RU96121159A (en) FUEL ASSEMBLY OF THE NUCLEAR REACTOR
RU2003106720A (en) NUCLEAR REACTOR ACTIVE ZONE ON THERMAL NEUTRONS
RU2002128466A (en) REGULATING FUEL ASSEMBLY OF WATER-WATER ENERGY REACTOR
RU2002135078A (en) DEVICE FOR SCREWING THE NEUTRON REFLECTOR SCREWS AND METHOD OF ITS FASTENING
RU2001100150A (en) FUEL ELEMENT SIMULATOR
EP0094732A3 (en) Improved steam generator for liquid metal fast breeder reactor
SU777294A1 (en) Tubular cryogenic vessel support