Реакторные топливные элементы и их блоки, выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов: ...сборка связок – G21C 3/334
Раздел G ФИЗИКА
G21 Ядерная физика, ядерная техника
G21C Ядерные реакторы
G21C 3/00 Реакторные топливные элементы и их блоки; выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов
G21C 3/334 ...сборка связок
Патенты в данной категории
| РАЗДВИГАЮЩАЯСЯ ВЕРХНЯЯ НАСАДКА С УСТРОЙСТВОМ ДЛЯ ЕЕ КРЕПЛЕНИЯ К УЗЛУ, СОДЕРЖАЩЕМУ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов. Раздвигающаяся верхняя насадка для ядерного топливного узла, имеющего трубчатые муфты из сплава циркония, имеет цилиндрический корпус и узел, скользящий в корпусе, который включает втулку и тонкую плиту для извлечения стержней, зафиксированную в разнесенном положении относительно втулки при помощи опорных труб, через которые проходят управляющие стержни. Опорные трубы проходят через втулку и обойму пружин, нагруженную в направлении кольцевого выступа в корпусе при помощи спиральных нажимных пружин, концентрически установленных на опорные трубы в рассверленных местах во втулке и обойме пружин. Расположенная по центру направляющая труба для инструментов имеет подпружиненный плунжер, который выступает сквозь обойму пружин и устанавливает высоту группы управления стержнями ниже верхнего края корпуса, независимо от растяжения или сжатия насадки с изменениями длины трубчатой муфты относительно других внутренних частей реактора. Верхняя насадка присоединяется с возможностью отсоединения к топливному узлу при помощи трубчатых вставок, прикрепляемых к трубчатым муфтам и имеющих сжимающиеся пальцы с кольцевым утолщением наружу, примыкающим к свободному концу. Когда сжимающиеся пальцы вставлены в отверстия плиты для извлечения стержней, в опорные трубы вставляются запорные трубы, раздвигающие сжимающиеся пальцы вставок, вводя их в зацепление с кольцевыми канавками в отверстиях. Таким образом, техническим результатом изобретения является съемное крепление верхней насадки к топливному узлу и возможность использования для изготовления направляющих сплав циркония. 6 з.п. ф-лы, 11 ил. | 2155393 патент выдан: опубликован: 27.08.2000 |
|
| СПОСОБ СОЕДИНЕНИЯ ЧЕХЛА ТВС С КОНЦЕВОЙ ДЕТАЛЬЮ Использование: при изготовлении и эксплуатации ТВС ядерных реакторов. Сущность изобретения: способ, включающий сборку пучка, установку на его несущую решетку хвостовика, изготовление чехла, соединение его с головкой, установку пучка в сборе с хвостовиком в чехол и выполнение их соединения между собой, в котором для обеспечения сборки - разборки ТВС на посадочных местах чехла выполняют отбортовки с отверстиями, а на хвостовике - цилиндрические выступы, устанавливаемые в упомянутые отверстия чехла; в ребрах чехла выполняют прорези параллельно его продольной оси, получаемые в результате части граней чехла разводят в сторону от продольной оси чехла, не выходя за пределы упругих деформаций, таким образом, чтобы вывести контур отбортовок за границу контура внутреннего проходного сечения чехла, или заранее деформируют на требуемую величину угла, после чего в чехол устанавливают пучок, части граней между прорезями прижимают к посадочным местам хвостовика, надевая отверстия чехла на соответствующие цилиндрические выступы хвостовика, после чего фиксируют их винтами с плоской головкой. 1 з.п.ф-лы. 1 ил. | 2141136 патент выдан: опубликован: 10.11.1999 |
|
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Изобретение относится к области атомной техники, а конкретнее - к бесчехловым тепловыделяющим сборкам (ТВС) активных зон энергетических ядерных реакторов типа ВВЭР. Задачей изобретения является повышение надежности ТВС и безопасности активной зоны ядерного реактора путем обеспечения прямолинейности направляющих труб для регулирующих стержней в процессе работы реактора, обеспечения надежного закрепления верхнего наконечника ТВС, а также улучшение экономических показателей топливного цикла за счет увеличения глубины выгорания топлива, съемности верхнего наконечника (ремонтопригодности ТВС) и использования для изготовления направляющих труб промышленно освоенных циркониевых материалов. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора содержит циркониевые направляющие трубы, жестко закрепленные на нижнем наконечнике и имеющие в верхней части жестко закрепленные стальные переходные втулки. Каждая переходная втулка снабжена уступом, на который оперта нижняя опорная втулка, подпружиненная пружиной, верхний конец которой поджат сверху верхней опорной втулкой, перемещение которой вверх ограничено упорной гайкой, навинченной на переходную втулку и зафиксированной на ней. Пружины и опорные втулки размещены между нижней и верхней плитами верхнего наконечника, а диаметр упорной гайки меньше диаметра соответствующего отверстия в верхней плите. 6 ил. | 2137223 патент выдан: опубликован: 10.09.1999 |
|
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ) Использование: в ядерной технике. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора с вытянутым в длину кожухом тепловыделяющих элементов (2) содержит стопорное тело (12), которое в одном положении зацепления, достигаемом за счет поворота вокруг продольной оси кожуха (6) входит в находящийся в поперечном сечении кожуха тепловыделяющих элементов (2) паз (16) на внутренней стороне вытянутого в длину кожуха тепловыделяющих элементов (2) и которое защищено от прокручивания в этом положении зацепления за счет фиксирующего органа (18). Фиксирующий орган представляет собой направляемое на стопорном теле (12) с возможностью перемещения в радиальном направлении кожуха тепловыделяющих элементов (2) фиксирующее тело с соответствующим приданным фиксирующим сверлением (20) на стенке кожуха тепловыделяющих элементов (2). Или фиксирующее тело выполнено с соответствующей приданной фиксирующей зарубкой (22) на конечной кромке кожуха тепловыделяющих элементов (2). Фиксирующее тело также может быть выполнено с соответствующим приданным фиксирующим пазом (21) на внутренней стороне кожуха тепловыделяющих элементов (2). 3 с.п,. ф-лы, 7 ил. | 2126561 патент выдан: опубликован: 20.02.1999 |
|
| ДИСТАНЦИОНИРУЮЩАЯ РЕШЕТКА ДЛЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Изобретение относится к ядерной промышленности и может быть использовано при конструировании тепловыделяющих сборок ядерных реакторов. Технический результат, достигаемый при реализации изобретения, заключается в упрощении конструкции дистанционирующей решетки при повышении надежности фиксации твэлов в решетке и снижении гидравлического сопротивления тепловыделяющих сборок. Дистанционирующая решетка включает рамку с закрепленными на ней рядами параллельных пластинок, формирующих ячейки для размещения твэлов, и упругие элементы для фиксации твэла в решетке. Рамка выполнена с возможностью упругого изменения ее формы, а пластинки размещены в виде трех не пересекающихся в пространстве рядов, образующих в плане ячейки шестиугольной формы для размещения твэлов. Пластинки выполнены из материала на основе сплава никеля и хрома, а упругие элементы конструктивно выполнены заодно с рамкой. 5 з.п. ф-лы, 3 ил. | 2120671 патент выдан: опубликован: 20.10.1998 |
|
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Тепловыделяющий элемент имеет удерживающую плиту (5) с вводом (10), через который проходит удерживающий стержень (8а, 8b), прилегающий стопорным носком (11а, 11b) к внутренней поверхности удерживающей плиты (5). В находящейся на внешней стороне удерживающей плиты (5) фиксирующей плите (9) направляется подвижная в ее продольном направлении, коаксиальная относительно удерживающего стержня (8a, 8b) защитная гильза (16a, 16b). Эта защитная гильза (16a, 16b) свободно пронизывает расположенную над фиксирующей плитой (9) опорную шайбу (15), а пружина сжатия (17a, 17b) опирается на защитную гильзу (16a, 16b) и опорную шайбу (15). Эта пружина сжатия (17a, 17b) предварительно напряжена стяжным болтом (14), который закреплен на удерживающей плите (5) и который воздействует на опорную шайбу (15) и свободно пронизывает ее. Пружина сжатия (17a, 17b) прижимает посредством защитной гильзы (16a, 16b) один конец язычка с образованием силового замыкания между удерживающей плитой (5) и удерживающим стержнем (8a, 8b) в ввод (10) в удерживающей плите (5) между удерживающей плитой (5) и удерживающим стержнем (8a, 8b). В результате обеспечивается возможность демонтажа и последующего монтажа облученного твэла при компактном каркасе. 10 з.п.ф-лы, 5 ил. | 2116679 патент выдан: опубликован: 27.07.1998 |
|
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Сущность изобретения: внутри вытянутого в длину кожуха тепловыделяющие стержни 8 стоят одним концом на нижнем удерживающем теле 5, на котором своим нижним концом также закреплен выступающий за тепловыделяющие стержни 8 стержень 9. Направляемая свободно в кожухе тепловыделяющего элемента 3 опорная плита 13 для избежания повреждения тепловыделяющих стержней 8 лежит на верхнем конце стержня 9. Головка 17 тепловыделяющего элемента 17 вставлена на верхнем конце кожуха тепловыделяющего элемента 3 и является фиксируемой от прокручивания за счет поворота вокруг продольной оси кожуха. Расположенная между головкой 17 тепловыделяющего элемента и опорной плитой 13 амортизационная стойка 20 опирается как на головку 17, так и на опорную плиту 13. 4 з. п. ф-лы, 4 ил. | 2111557 патент выдан: опубликован: 20.05.1998 |
|
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Сущность изобретения: пригодный для проведения ремонта тепловыделяющий элемент ядерного реактора содержит удерживающую трубу, которая одним концом проходит через удерживающую плату головки тепловыделяющего элемента и внешним выступом прилегает к внутренней стороне удерживающей платы. Тепловыделяющий элемент содержит также направляющую трубу, которая жестко привинчена с помощью резьбы к удерживающей трубе над внешней стороной удерживающей платы. Направляющая труба далее свободно проходит через жестко и с зазором закрепленную над внешней стороной удерживающей платы параллельную плату. Накидная труба, снабженная резьбой, противоположно направленной относительно резьбы на направляющей трубе, и коаксиальная относительно направляющей трубы, жестко привинчена к параллельной плате на ее стороне и застопорена с возможностью расщепления и с геометрическим замыканием с направляющей трубой для защиты от прокручивания вокруг общей продольной оси. 2 з.п. ф-лы, 4 ил. | 2095860 патент выдан: опубликован: 10.11.1997 |
|
| МОДУЛЬНАЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ПРЯМОТОЧНОГО ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Сущность: содержащиеся в тепловыделяющей сборке, модульные подсборки выполнены в виде отдельных герметичных корпусов с твэлами. Входные и выходные патрубки расположены внутри корпуса модульной сборки. Причем входные патрубки подсборок выполнены в виде трубки, часть которой деформирована на величину, обеспечивающую расчетный период давления на входе и выходе из трубки. 1 з.п. ф-лы, 4 ил. | 2094860 патент выдан: опубликован: 27.10.1997 |
|
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Сущность: тепловыделяющий элемент ядерного реактора имеет удерживающую плату 5 с продолговатым отверстием 10, через которое проходит удерживающий стержень 8а, 8b, который прилегает стопорным носком 11а, 11b к внешней стороне удерживающей платы 5. Стопорный носок 11а, 11b направляется радиально на расположенной на внешней стороне удерживающей платы стопорной плате 9, на которой направляется коаксиальная относительно удерживающего стержня 8а, 8b прикрывающая гильза 16а, 16b, которая установлена на конце удерживающего стержня 8а, 8b. Эта прикрывающая гильза 16а, 16b свободно пронизывает расположенную над стопорной платой 9 опорную шайбу 15 и первая пружина сжатия 17а, 17b опирается на прикрывающую гильзу 16а, 16b и опорную шайбу 15. Вторая пружина сжатия 23 опирается на опорную шайбу 15 и на стопорную плату 9. Пружины сжатия 17а, 17b и 23 предварительно стянуты стяжным болтом 14, который закреплен на удерживающей плате 5 и который действует на опорную шайбу 15 и свободно пронизывает ее. 4 з.п.ф-лы, 3 ил. | 2089944 патент выдан: опубликован: 10.09.1997 |
|
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Тепловыделяющий элемент ядерного реактора с тепловыделяющими стержнями (8) и с продольно вытянутым кожухом тепловыделяющего элемента (3) имеет на одном конце хвостовик тепловыделяющего элемента (2) и на этом хвостовике тепловыделяющего элемента (2) держатель тепловыделяющего стержня (5), который свободно расположен внутри кожуха тепловыделяющего элемента (3), в который входит каждый тепловыделяющий стержень (8) своим хвостовиком и который для обеспечения возможности проверки и замены тепловыделяющих стержней (8) имеет место захвата (10) для подъемного механизма (20) для извлечения держателя тепловыделяющего стержня (5) из кожуха тепловыделяющего элемента (3). 7 з.п. ф-лы, 5 ил. | 2087952 патент выдан: опубликован: 20.08.1997 |
|