RU2009119170A - Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора - Google Patents
Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2009119170A RU2009119170A RU2009119170/07A RU2009119170A RU2009119170A RU 2009119170 A RU2009119170 A RU 2009119170A RU 2009119170/07 A RU2009119170/07 A RU 2009119170/07A RU 2009119170 A RU2009119170 A RU 2009119170A RU 2009119170 A RU2009119170 A RU 2009119170A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- sleeve
- fuel assembly
- nuclear reactor
- base plate
- plate
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract 31
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims 5
- 230000007704 transition Effects 0.000 claims 4
- 230000004323 axial length Effects 0.000 claims 3
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 claims 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 abstract 2
- 238000003780 insertion Methods 0.000 abstract 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
-
- 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
- G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
- G21C3/331—Comprising hold-down means, e.g. springs
-
- 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
- G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent 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
- G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
- G21C3/3315—Upper nozzle
-
- 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
- G21C3/334—Assembling, maintenance or repair of the bundles
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Magnetic Resonance Imaging Apparatus (AREA)
- Surgical Instruments (AREA)
Abstract
1. Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора, в котором размещаются устанавливаемые сверху системы контрольно-измерительных приборов, содержащий: ! базовую плиту, выполненную с размерами, обеспечивающими возможность установки ее внутри головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора над переходной плитой и на некотором расстоянии от переходной плиты головки тепловыделяющей сборки, при этом базовая плита имеет некоторое количество отверстий, которые выровнены относительно идентичного числа отверстий в переходной плите, через каждое из которых обеспечивается доступ к соответствующей направляющей втулке для регулирующего стержня в тепловыделяющей сборке; ! вертикальную, удлиненную, полую гильзу, имеющую ось вдоль удлиненного размера, при этом гильза простирается через центральное отверстие в базовой плите и ниже центрального отверстия в базовой плите для сопряжения с верхним отверстием во втулке для контрольно-измерительного прибора в тепловыделяющей сборке, причем гильза простирается в вертикальном направлении над базовой плитой и выполнена с такими размерами, чтобы она простиралась через верхнюю плиту активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора; ! удерживающую планку, установленную с возможностью смещения на гильзе и имеющую некоторую длину аксиального перемещения, которая ограничена на заданном расстоянии ниже верха гильзы так, что гильза выступает над удерживающей планкой, когда удерживающая планка полностью выдвинута в направлении от базовой плиты; и ! пружину, расположенную концентрически вокруг гильзы и простираю�
Claims (19)
1. Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора, в котором размещаются устанавливаемые сверху системы контрольно-измерительных приборов, содержащий:
базовую плиту, выполненную с размерами, обеспечивающими возможность установки ее внутри головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора над переходной плитой и на некотором расстоянии от переходной плиты головки тепловыделяющей сборки, при этом базовая плита имеет некоторое количество отверстий, которые выровнены относительно идентичного числа отверстий в переходной плите, через каждое из которых обеспечивается доступ к соответствующей направляющей втулке для регулирующего стержня в тепловыделяющей сборке;
вертикальную, удлиненную, полую гильзу, имеющую ось вдоль удлиненного размера, при этом гильза простирается через центральное отверстие в базовой плите и ниже центрального отверстия в базовой плите для сопряжения с верхним отверстием во втулке для контрольно-измерительного прибора в тепловыделяющей сборке, причем гильза простирается в вертикальном направлении над базовой плитой и выполнена с такими размерами, чтобы она простиралась через верхнюю плиту активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора;
удерживающую планку, установленную с возможностью смещения на гильзе и имеющую некоторую длину аксиального перемещения, которая ограничена на заданном расстоянии ниже верха гильзы так, что гильза выступает над удерживающей планкой, когда удерживающая планка полностью выдвинута в направлении от базовой плиты; и
пружину, расположенную концентрически вокруг гильзы и простирающуюся по существу между удерживающей планкой и базовой плитой.
2. Удерживающий узел по п.1, в котором пружина содержит две концентрические пружины.
3. Удерживающий узел по п.1, в котором вертикальная, полая гильза выполнена с такими размерами, что она выступает над верхней плитой активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора.
4. Удерживающий узел по п.1, в котором гильза имеет разнесенные по окружности, простирающиеся в аксиальном направлении пазы, которые простираются на длине перемещения удерживающей планки, и удерживающая планка имеет простирающиеся в радиальном направлении внутрь штифты, которые соответственно перемещаются в пазах.
5. Удерживающий узел по п.1, в котором внутренняя полая полость вертикальной гильзы имеет два разных диаметра вдоль ее аксиальной длины.
6. Удерживающий узел по п.5, в котором верхняя секция внутренней полой полости вертикальной гильзы имеет больший внутренний диаметр для приема кожуха контрольно-измерительных приборов, чем нижний участок внутренней полой полости вертикальной гильзы, который обеспечивает направление устанавливаемого сверху кожуха контрольно-измерительных приборов через переходную плиту головки тепловыделяющей сборки во втулку для контрольно-измерительных приборов в тепловыделяющей сборке.
7. Удерживающий узел по п.6, в котором верхняя секция внутренней полой полости вертикальной гильзы имеет длину полости, достаточную для восприятия увеличения перепада температур и излучений между тепловыделяющей сборкой и корпусом ядерного реактора, в котором тепловыделяющая сборка будет закреплена.
8. Удлиненная тепловыделяющая сборка ядерного реактора, имеющая некоторый аксиальный размер вдоль по ее длине, при этом тепловыделяющая сборка содержит:
головку тепловыделяющей сборки, имеющую переходную плиту;
множество направляющих втулок, простирающихся в соответствующие отверстия в переходной плите;
втулку для контрольно-измерительных приборов, простирающуюся в центральное отверстие в переходной плите; и
удерживающий узел, в котором размещаются устанавливаемые сверху системы контрольно-измерительных приборов, содержащий:
базовую плиту, выполненную с размерами, обеспечивающими возможность установки ее внутри головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора над переходной плитой и на некотором расстоянии от переходной плиты головки тепловыделяющей сборки, при этом базовая плита имеет некоторое количество отверстий, которые выровнены относительно идентичного числа отверстий в переходной плите, через каждое из которых обеспечивается доступ к соответствующей направляющей втулке для регулирующего стержня в тепловыделяющей сборке;
вертикальную, удлиненную, полую гильзу, имеющую ось вдоль размера по длине, при этом гильза простирается через центральное отверстие в базовой плите и ниже центрального отверстия в базовой плите для сопряжения с верхним отверстием во втулке для контрольно-измерительного прибора в тепловыделяющей сборке, причем гильза простирается в вертикальном направлении над базовой плитой и выполнена с такими размерами, чтобы она простиралась через верхнюю плиту активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора;
удерживающую планку, установленную с возможностью смещения на гильзе и имеющую некоторую длину аксиального перемещения, которая ограничена на заданном расстоянии ниже верха гильзы так, что гильза выступает над удерживающей планкой, когда удерживающая планка полностью выдвинута в направлении от базовой плиты; и
пружину, расположенную концентрически вокруг гильзы и простирающуюся по существу между удерживающей планкой и базовой плитой.
9. Сборка ядерного реактора по п.8, в которой вертикальная, полая гильза выполнена с такими размерами, что она выступает над верхней плитой активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора.
10. Сборка по п.8, в которой гильза имеет разнесенные по окружности, простирающиеся в аксиальном направлении пазы, которые простираются на длине перемещения удерживающей планки, и удерживающая планка имеет простирающиеся в радиальном направлении внутрь штифты, которые соответственно перемещаются в пазах.
11. Сборка по п.8, в которой внутренняя полость вертикальной гильзы имеет два разных диаметра вдоль ее аксиальной длины.
12. Сборка по п.11, в которой верхняя секция внутренней полости вертикальной гильзы имеет больший внутренний диаметр для приема кожуха контрольно-измерительных приборов, чем нижний участок внутренней полости вертикальной гильзы, который обеспечивает направление устанавливаемого сверху кожуха контрольно-измерительных приборов через переходную плиту головки тепловыделяющей сборки во втулку для контрольно-измерительных приборов в тепловыделяющей сборке.
13. Сборка по п.12, в которой верхняя секция внутренней полой полости вертикальной гильзы имеет длину полости, достаточную для восприятия увеличения перепада температур и излучений между тепловыделяющей сборкой и корпусом ядерного реактора, в котором тепловыделяющая сборка будет закреплена.
14. Энергетическая установка с ядерным реактором, имеющая активную зону, содержащую некоторое количество тепловыделяющих сборок, при этом, по меньшей мере, некоторые из тепловыделяющих сборок содержат:
головку тепловыделяющей сборки, имеющую переходную плиту;
множество направляющих втулок, простирающихся в соответствующие отверстия в переходной плите;
втулку для контрольно-измерительных приборов, простирающуюся в центральное отверстие в переходной плите; и
удерживающий узел, в котором размещаются устанавливаемые сверху системы контрольно-измерительных приборов, содержащий:
базовую плиту, выполненную с размерами, обеспечивающими возможность установки ее внутри головки тепловыделяющей сборки ядерного реактора над переходной плитой и на некотором расстоянии от переходной плиты головки, при этом базовая плита имеет некоторое количество отверстий, которые выровнены относительно идентичного числа отверстий в переходной плите, через каждое из которых обеспечивается доступ к соответствующей направляющей втулке для регулирующего стержня в тепловыделяющей сборке;
вертикальную, удлиненную, полую гильзу, имеющую ось вдоль размера по длине, при этом гильза простирается через центральное отверстие в базовой плите и ниже центрального отверстия в базовой плите для сопряжения с верхним отверстием во втулке для контрольно-измерительного прибора в тепловыделяющей сборке, причем гильза простирается в вертикальном направлении над базовой плитой и выполнена с такими размерами, чтобы она простиралась через верхнюю плиту активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора;
удерживающую планку, установленную с возможностью смещения на гильзе и имеющую некоторую длину аксиального перемещения, которая ограничена на заданном расстоянии ниже верха гильзы так, что гильза выступает над удерживающей планкой, когда удерживающая планка полностью выдвинута в направлении от базовой плиты; и
пружину, расположенную концентрически вокруг гильзы и простирающуюся по существу между удерживающей планкой и базовой плитой.
15. Установка по п.14, в которой вертикальная, полая гильза выполнена с такими размерами, что она выступает над верхней плитой активной зоны в ядерном реакторе, когда она установлена в активной зоне ядерного реактора.
16. Установка по п.14, в которой гильза имеет разнесенные по окружности, простирающиеся в аксиальном направлении пазы, которые простираются на длине перемещения удерживающей планки, и удерживающая планка имеет простирающиеся в радиальном направлении внутрь штифты, которые соответственно перемещаются в пазах.
17. Установка по п.14, в которой внутренняя полость вертикальной гильзы имеет два разных диаметра вдоль ее аксиальной длины.
18. Установка с ядерным реактором по п.17, в которой верхняя секция внутренней полости вертикальной гильзы имеет больший внутренний диаметр для приема кожуха контрольно-измерительных приборов, чем нижний участок внутренней полости вертикальной гильзы, который обеспечивает направление устанавливаемого сверху кожуха контрольно-измерительных приборов через переходную плиту головки тепловыделяющей сборки во втулку для контрольно-измерительных приборов в тепловыделяющей сборке.
19. Установка по п.18, в которой верхняя секция внутренней полой полости вертикальной гильзы имеет длину полости, достаточную для восприятия увеличения перепада температур и излучений между тепловыделяющей сборкой и корпусом ядерного реактора, в котором тепловыделяющая сборка будет закреплена.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US12/124,195 US7995701B2 (en) | 2008-05-21 | 2008-05-21 | Nuclear core component hold-down assembly |
| US12/124,195 | 2008-05-21 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2009119170A true RU2009119170A (ru) | 2010-11-27 |
| RU2482557C2 RU2482557C2 (ru) | 2013-05-20 |
Family
ID=40919537
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009119170/07A RU2482557C2 (ru) | 2008-05-21 | 2009-05-20 | Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора |
Country Status (9)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US7995701B2 (ru) |
| EP (1) | EP2124230B1 (ru) |
| JP (1) | JP5452798B2 (ru) |
| KR (1) | KR101532441B1 (ru) |
| CN (1) | CN101587755B (ru) |
| AT (1) | ATE535000T1 (ru) |
| ES (1) | ES2375687T3 (ru) |
| RU (1) | RU2482557C2 (ru) |
| ZA (1) | ZA200902918B (ru) |
Families Citing this family (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8160197B2 (en) * | 2007-03-06 | 2012-04-17 | Areva Np | Nuclear power plant using nanoparticies in closed circuits of emergency systems and related method |
| US8625733B2 (en) * | 2011-02-01 | 2014-01-07 | Westinghouse Electric Company Llc | Neutron source assembly |
| KR101349133B1 (ko) * | 2012-01-04 | 2014-01-09 | 한전원자력연료 주식회사 | 원자로 노심 상부 누름집합체 |
| RU2506657C1 (ru) * | 2012-09-18 | 2014-02-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| US9620254B2 (en) * | 2013-04-11 | 2017-04-11 | Westinghouse Electric Company Llc | Reactor in-core instrument handling system |
| CN103956191B (zh) * | 2014-03-17 | 2017-04-26 | 中广核研究院有限公司 | 核堆芯部件压制组件及核反应堆燃料组件 |
| CN105006256B (zh) * | 2015-06-18 | 2018-07-20 | 中国核电工程有限公司 | 一种核反应堆上堆芯板 |
| ITUA20163715A1 (it) * | 2016-05-04 | 2017-11-04 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare con elementi di combustibile muniti di condotto di raffreddamento |
| WO2018033908A1 (en) * | 2016-08-14 | 2018-02-22 | Nuclear Research Center Negev | Neutron detector and method for its preparation |
| CN106382611A (zh) * | 2016-11-14 | 2017-02-08 | 清华大学天津高端装备研究院 | 可实现分组稳定运行的盘管式蒸汽发生器 |
| WO2018175532A1 (en) * | 2017-03-21 | 2018-09-27 | Smr Inventec, Llc | Optimized nuclear fuel core design for a small modular reactor |
| FR3079960B1 (fr) * | 2018-04-05 | 2020-03-13 | Framatome | Reacteur nucleaire et procede de maintenance correspondant |
| CZ310528B6 (cs) * | 2018-06-15 | 2025-10-08 | Joint-Stock Company "Tvel" | Palivový soubor jaderného reaktoru |
| CN109036604B (zh) * | 2018-07-20 | 2024-01-16 | 中广核研究院有限公司 | 一种堆芯过滤装置 |
| WO2022240588A2 (en) * | 2021-04-27 | 2022-11-17 | Bwx Technologies, Inc. | Space nuclear propulsion reactor aft plenum assembly |
| CN114242271B (zh) * | 2021-11-05 | 2024-11-15 | 岭澳核电有限公司 | 燃料组件及其骨架 |
| CN116994779A (zh) * | 2023-06-30 | 2023-11-03 | 中广核研究院有限公司 | 核反应堆堆芯的固定式相关组件 |
Family Cites Families (24)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1112383A (en) | 1964-08-28 | 1968-05-01 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to nuclear reactors |
| GB1148507A (en) * | 1965-07-22 | 1969-04-16 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
| US3977940A (en) | 1972-06-02 | 1976-08-31 | Westinghouse Electric Corporation | Emergency cooling system for nuclear reactors |
| US4078967A (en) | 1976-07-26 | 1978-03-14 | Combustion Engineering, Inc. | Holddown device for nuclear fuel assembly |
| FR2544538B1 (fr) * | 1983-04-13 | 1985-08-02 | Fragema Framatome & Cogema | Dispositif anti-envol pour reacteur nucleaire |
| US4657726A (en) * | 1984-06-22 | 1987-04-14 | Westinghouse Electric Corp. | Moderator control apparatus for a nuclear reactor fuel assembly |
| US4628581A (en) * | 1985-01-25 | 1986-12-16 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus and method for preassembling a top nozzle subassembly for a nuclear reactor fuel assembly |
| US4836977A (en) * | 1985-04-01 | 1989-06-06 | Westinghouse Electric Corp. | Standardized reduced length burnable absorber rods for a nuclear reactor |
| US4728487A (en) * | 1985-04-01 | 1988-03-01 | Westinghouse Electric Corp. | Standardized reduced length burnable absorber rods for a nuclear reactor |
| US4820475A (en) * | 1985-09-12 | 1989-04-11 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable absorber rod push out attachment joint |
| FR2591790B1 (fr) | 1985-12-13 | 1988-03-25 | Framatome Sa | Dispositif a conduits de guidage de sondes pour reacteur nucleaire |
| US4699761A (en) * | 1986-04-30 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Integral reusable locking arrangement for a removable top nozzle subassembly of a reconstitutable nuclear fuel assembly |
| US4966747A (en) | 1987-04-24 | 1990-10-30 | Westinghouse Electric Corp. | Hydro-ball in-core instrumentation system and method of operation |
| US4983351A (en) | 1987-04-24 | 1991-01-08 | Westinghouse Electric Corp. | Top head penetration, hydro-ball in-core instrumentation system |
| FR2635906B1 (fr) | 1988-08-25 | 1990-11-23 | Framatome Sa | Dispositif d'instrumentation du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et procede et dispositif d'extraction et de mise en place de ce dispositif d'instrumentation |
| US5078957A (en) | 1990-11-26 | 1992-01-07 | Westinghouse Electric Corp. | Incore instrumentation system for a pressurized water reactor |
| US5263060A (en) | 1992-03-18 | 1993-11-16 | Westinghouse Electric Corp. | Segmented instrumentation tube including a locking sleeve for interlocking the segments of the instrumentation tube |
| US5357547A (en) | 1992-03-18 | 1994-10-18 | Westinghouse Electric Corporation | Vibration dampener for dampening vibration of a tubular member |
| US5265138A (en) | 1992-06-23 | 1993-11-23 | Westinghouse Electric Corp. | Spring/dimple instrument tube restraint |
| RU2079171C1 (ru) * | 1995-07-20 | 1997-05-10 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| JP2000056056A (ja) * | 1998-08-12 | 2000-02-25 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 非核燃料炉心挿入構造体 |
| JP2002317553A (ja) * | 2001-04-20 | 2002-10-31 | San Rental:Kk | 管状建築素材、仮設足場用支持部材及び仮設足場 |
| US7085340B2 (en) * | 2003-09-05 | 2006-08-01 | Westinghouse Electric Co, Llc | Nuclear reactor fuel assemblies |
| RU2325715C2 (ru) * | 2006-05-29 | 2008-05-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Съемная головка тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
-
2008
- 2008-05-21 US US12/124,195 patent/US7995701B2/en active Active
-
2009
- 2009-04-18 EP EP09005496A patent/EP2124230B1/en active Active
- 2009-04-18 ES ES09005496T patent/ES2375687T3/es active Active
- 2009-04-18 AT AT09005496T patent/ATE535000T1/de active
- 2009-04-28 ZA ZA200902918A patent/ZA200902918B/en unknown
- 2009-05-11 CN CN2009101388564A patent/CN101587755B/zh active Active
- 2009-05-15 KR KR1020090042761A patent/KR101532441B1/ko active Active
- 2009-05-18 JP JP2009119482A patent/JP5452798B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2009-05-20 RU RU2009119170/07A patent/RU2482557C2/ru active
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US7995701B2 (en) | 2011-08-09 |
| ZA200902918B (en) | 2010-03-31 |
| KR20090121216A (ko) | 2009-11-25 |
| US20090323887A1 (en) | 2009-12-31 |
| CN101587755A (zh) | 2009-11-25 |
| ATE535000T1 (de) | 2011-12-15 |
| EP2124230B1 (en) | 2011-11-23 |
| RU2482557C2 (ru) | 2013-05-20 |
| ES2375687T3 (es) | 2012-03-05 |
| KR101532441B1 (ko) | 2015-06-29 |
| EP2124230A2 (en) | 2009-11-25 |
| JP5452798B2 (ja) | 2014-03-26 |
| CN101587755B (zh) | 2013-06-12 |
| EP2124230A3 (en) | 2010-01-27 |
| JP2009282029A (ja) | 2009-12-03 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2009119170A (ru) | Удерживающий узел для компонентов активной зоны ядерного реактора | |
| US9082519B2 (en) | Upper internals arrangement for a pressurized water reactor | |
| US4990304A (en) | Instrumentation tube features for reduction of coolant flow-induced vibration of flux thimble tube | |
| US7668280B2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
| KR100878330B1 (ko) | 플러그식 연구로 조사시험용 리그 | |
| WO2013162894A1 (en) | Instrumentation and control penetration flange for pressurized water reactor | |
| KR940003793B1 (ko) | 연료집합체 내에 제사용 로킹관 | |
| KR102367661B1 (ko) | 가압수형 원자로의 노심에서 노심내 계측장치를 회수하는 방법 | |
| KR101071416B1 (ko) | 고온 조사 시험용 캡슐 | |
| ES2681840T3 (es) | Sistemas y procedimientos para generar isótopos en soportes de fuentes de arranque de reactores nucleares | |
| EP2984654B1 (en) | A reactor in-core instrument handling system | |
| KR930005578B1 (ko) | 중성자 소스봉의 위치 선정 기구 | |
| US11289211B2 (en) | Method of installing an external dashpot tube around a control rod guide tube in a nuclear fuel assembly | |
| CN118016329A (zh) | 反应堆堆内构件及压力容器系统 | |
| JPH0980188A (ja) | 加圧水型原子炉及びその非核燃料炉心構成体 | |
| JP2024179654A (ja) | 検出器の案内装置および燃料内装物押え装置並びに原子炉 | |
| US10304577B2 (en) | Method for measuring bow/twist of a fuel assembly |