CN101341549A - 适于压水核反应堆的燃料组件 - Google Patents

适于压水核反应堆的燃料组件 Download PDF

Info

Publication number
CN101341549A
CN101341549A CNA2007800008270A CN200780000827A CN101341549A CN 101341549 A CN101341549 A CN 101341549A CN A2007800008270 A CNA2007800008270 A CN A2007800008270A CN 200780000827 A CN200780000827 A CN 200780000827A CN 101341549 A CN101341549 A CN 101341549A
Authority
CN
China
Prior art keywords
control rod
fuel assembly
access opening
nuclear reactor
cooling medium
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.)
Granted
Application number
CNA2007800008270A
Other languages
English (en)
Other versions
CN101341549B (zh
Inventor
坂田英之
山口康直
清水淳
渡边茂行
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.)
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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 Mitsubishi Heavy Industries Ltd filed Critical Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Publication of CN101341549A publication Critical patent/CN101341549A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN101341549B publication Critical patent/CN101341549B/zh
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/33Supporting 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/33Supporting 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
    • G21C3/3315Upper nozzle
    • 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)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

本发明提供了一种适于PWR核反应堆的燃料组件(1),其能够产生横向冷却剂流以按压和固定控制棒以便限制控制棒的振动,从而防止控制棒的外表面和控制棒导管的内表面受到磨损,其中设置在燃料组件上方的上喷嘴包括构成上喷嘴下部结构的连接板(6)、沿连接板外周延伸的侧壁、从侧壁上部突出到连接板之上的空间内的突起、和用于附连控制棒导管和在连接板通道表面上形成的通道孔的孔,并且其中位于冷却剂碰撞突起的位置处的通道孔(15A、15B、15C)总体被设置为沿用作对称轴Q的通道表面的对角线线对称,并且位于处在外周侧上的附连孔(11a)内部和外部的通道孔周围的连接带(21、23)被设置为大于位于附连孔相对的横向侧面上的通道孔周围的连接带(22)。

Description

适于压水核反应堆的燃料组件
技术领域
本发明涉及在轻水反应堆特别是压水核反应堆(PWR核反应堆)中所使用的燃料组件,并且具体涉及装配有下面结构的适于PWR核反应堆的燃料组件,该结构用于限制燃料组件中控制棒外表面和控制棒导管内表面之间的摩擦磨损。
背景技术
一般地,如专利文献1(日本专利公开No.S62-46292)和专利文献2(日本专利公开No.H2-6784)所述,在压水核反应堆中所采用的燃料组件具有这样的结构,即数个燃料棒被捆扎在一起,即,一般地,每个燃料组件由捆扎的数个燃料棒组成的数个燃料组件被安装至悬挂在结合有冷却剂入口喷嘴和出口喷嘴的反应堆容器中。燃料组件具有彼此相对并且隔开、且通过以多个支承栅板附连于此的控制棒导管的介质相互连接的上喷嘴和下喷嘴。控制棒导管被插入每个支承栅板的一部分单元中,并且上述数个燃料棒被插入剩余部分单元中。
图10至13示出了燃料组件的特别配置。参考图10,在压水核反应堆中所使用的控制棒组件由悬挂于三脚架52的数个控制棒51组成,该控制棒适于由未示出的控制棒驱动单元驱动。在如上所述的控制棒组件中,如图11所示,由控制棒驱动单元驱动控制棒51,从而控制棒在安装于核反应堆中的燃料组件内的控制导管53中深和浅地插入和拉出以控制核反应堆堆芯的反应性。
但是采用的控制棒51在核反应堆运行过程中被插入燃料组件内的控制导管53中,同时控制棒51由控制棒驱动机制驱动,因此控制棒51由于在核反应堆运行过程中冷却剂的流动而振动,从而会与控制导管接触,可能造成控制棒的外表面被磨损的风险。另外,控制棒导管53的内表面将可能由于控制棒51的振动而磨损。
由冷却剂流的湍流所产生的控制棒51振动的影响造成上述磨损,上述湍流即该流中的冷却剂横向流动通过控制棒导管54(将在下文称作“G/T”)和上芯板55(将称作“UCP”)之间的间隙以及UCP 55和位于其下的燃料组件的上喷嘴56之间的间隙(参考图12),当由控制棒驱动机制驱动控制棒组件时该控制棒导管54起到引导控制棒的作用。因此,可推论控制棒由于横向流而振动,因此磨损将逐渐增长。
这里要注意的是,和位于靠近支承销57(设置两个销,左-右对称)附连位置的侧面上以防止G/T 54横向移动的控制棒51相比,位于上面没有支承销57的侧面上的控制棒51似乎更大地受到冷却剂流的影响。因此,认为位于上面没有支承销57的侧面上的那些控制棒局部磨损较大。另外,将有下面的风险,即其中插入那些控制棒51的相关控制棒导管53在燃料组件侧上的其内表面处磨损。
如图13所示出,还将认为在组成燃料组件上喷嘴56下部的连接板58中所形成的通道孔的纵向方向极大地影响磨损程度。即,通道孔58A全部以一个且相同的方向形成(如图13所示出的由箭头B表示的通道孔58A的纵向),因此从燃料组件底部向上流动(沿着从后表面到前表面穿过图3薄层的方向)的冷却剂流通过上喷嘴56中的通道孔58A,然后受到通道孔形状的引导喷射入上喷嘴56。通道孔的面积在侧面A上的壁附近即在支承销57侧上比在没有支承销57的侧面B上的壁附近大,侧面B邻近侧面A,因此所喷射冷却剂的数量在侧面A上明显较大。由于冷却剂流碰撞在上喷嘴56上端所形成的突起,然后被引向连接板58的中心,所以喷射程度在侧面A和侧面B之间不同,造成产生朝向连接器中心的冷却剂流变为不平衡的风险。
另外,由于朝向连接器56中心的不平衡冷却剂流所造成的不稳定性,将产生其中插入控制棒51的相关控制棒导管在其燃料组件侧上的其内表面处被极大磨损的风险。因此,将产生如下的问题,在其中未设置支承销的方向与上喷嘴56中的通道孔58A的方向一致的情况下再次造成如上所述的加速磨损。
因此,专利文献3(日本专利公开No.2003-98285)公开了一种配置,其中在连接板中所形成的构成上喷嘴下部结构的通道孔被设置为通道孔的方向与其中未提供支承销的侧面方向垂直,上述销附连至控制棒导管并被插入上芯板以防止控制棒导管横向移动。因此,专利文献3还公开了一种构成上喷嘴下部结构的连接板配置,其中纵向沿着未提供支承销的侧面的通道孔数相对于其总数减小,以及公开了下面的配置,其中通道孔被设置在连接板的通道表面内,从而由通过中心和连接板通道表面对角的两条正交线分割的四个区域中的通道面积变得均匀。借助该配置,由冷却剂流造成的振动可以均匀化以限制局部磨损。
如上所述,因为常规燃料组件中的控制棒由于横向冷却剂流而振动,所以将可能造成下面的问题,即控制棒的外表面和控制棒导管的内表面被磨损。
尽管在专利文献3中所公开的配置可或多或少改进该磨损,但是本发明提出了一种进一步解决控制棒振动以尽量减小磨损的技术。
发明内容
考虑到如上所述常规技术固有的问题设计本发明,因此本发明的一个目标在于提供一种适于PWR核反应堆的燃料组件,其可稳定产生指向控制棒中心的冷却剂流以按压和固定控制棒从而限制控制棒的振动,进而使得控制棒的外表面和控制棒导管的内表面几乎不会受到局部磨损。
最后,根据本发明,提供了一种适于PWR核反应堆的燃料组件,包括设置在燃料组件上部中的上喷嘴并包括构成上喷嘴的下部结构的连接板、沿着连接板外周延伸的垂直侧壁和从侧壁上部突出到连接板之上的空间内的突起、用于附连控制棒导管的孔和在连接板通道表面内形成的通道孔的孔,其特征在于至少将位于冷却剂碰撞突起的位置处的那些通道孔沿着两条正交线总体设置为线对称,该两条正交线通过通道表面的中心和对角,并且位于在外周侧上的那些附连孔的内部和外部的那些通道孔周围的连接带大于位于附连孔相对横向侧上的那些通道孔周围的连接带。
根据本发明,自通道孔的冷却剂指向连接板的中心,在碰撞突起后转向朝着连接器中心的方向,之后该冷却剂可在宽连接带上平滑流动而不会受到来自连接板中的延长孔的喷射流阻碍,另外,碰撞突起的升压在连接带上传播以提高朝向上喷嘴中心作用于设置在附连孔中的控制棒的压力,因此可限制控制棒远端部分的振动。因此,由于可限制控制棒的振动,所以可抑制控制棒导管的内表面和控制棒的外表面受到磨损。
另外,因为通道孔的设置沿着对称轴线对称,并且因为由对称轴相互分割的四个区域中的通道孔的设置模式被设置为彼此相同,所以通常以四个区域限制外周侧上的控制棒远端部分的振动。
另外,本发明的特征在于用来校正冷却剂流的通道孔被设置在沿着对称轴定位的附连孔附近。
因此,通过提供用于校正冷却剂流的通道孔,产生指向控制棒的横向流以固定因此被限制振动的控制棒,从而可限制控制棒导管的内表面和控制棒的外表面受到磨损。
另外,本发明的特征在于用来校正冷却剂流的长通道孔被设置在通道表面的中心部分的附近。
考虑到上述配置,可防止通道表面中心部分周围的冷却剂流分散,以及产生按压控制棒的冷却剂流。
另外,本发明的特征在于处在冷却剂碰撞突起的位置处的那些通道孔被延长为长度大于位于通道表面内侧上的通道孔的长度。
借助该配置,可增加由冷却剂流施加至控制棒的压力,因此可进一步限制控制棒的振动。
另外,本发明的特征在于如上所述的根据本发明的数个燃料组件被均匀设置在核反应堆堆芯中。
因此,通过将多个燃料组件均匀设置在核反应堆堆芯中,可有效限制堆芯中控制棒的振动。
如上所述,根据本发明,因为通道孔周围的连接带尺寸相互不同,因此作用在控制棒上的压力被指向其中心,并且因此限制控制棒远端的振动同时还可限制控制棒的振动,从而可限制控制棒导管的内表面和控制棒的外表面受到磨损。
另外,围绕对称轴线对称地设置通道孔,并且由对称轴分割的区域设置模式彼此相同,从而可通常以四个区域限制外周部分中的控制棒远端部分的振动。
附图说明
图1为描述本发明实施例中适于PWR核反应堆芯的燃料组件的透视图;
图2为描述本发明实施例1中上喷嘴横截面的示意图;
图3为描述本发明实施例2中上喷嘴横截面的示意图;
图4为描述本发明实施例3中上喷嘴横截面的示意图;
图5为描述本发明实施例4中上喷嘴横截面的示意图;
图6为对应图2的描述本发明实施例5中上喷嘴的示意图;
图7为对应图3的描述本发明实施例6中上喷嘴的示意图;
图8为对应图4的描述实施例7中上喷嘴的示意图;
图9为对应图5的描述实施例8的示意图;
图10为描述在压水核反应堆中通常使用的控制棒组件结构的示意图;
图11为描述燃料组件和控制棒组件常规结构的示意透视图;
图12为描述相对于燃料组件上喷嘴的间隙中的冷却剂流方向的概念视图;以及
图13为描述上喷嘴和连接板常规结构的示意图。
具体实施方式
接下来,将参考附图描述本发明的优选示例性实施例。这里注意在这些实施例中所述的元件的尺寸、材料、形状和相对设置仅仅是描述本发明的实例,因此不应理解为将本发明的技术范围限制于此,除非另外指定。
图1是描述本发明实施例中的适于PWR核反应堆的燃料组件的透视图,而图2至9为描述实施例1至8中燃料组件的上喷嘴的视图。
首先,参考图1,将描述根据本发明的适于PWR核反应堆的燃料组件。在该附图中,用于PWR核反应堆中的燃料组件1结合有彼此相对且垂直间隔开的上喷嘴5和下喷嘴(未示出),上喷嘴5和下喷嘴具有多个冷却剂通道并且通过多个控制棒导管3的介质相互连接。多个支承栅板(未示出)以燃料组件1纵向上间隔开地固定至控制棒导管3,并支承数个燃料棒2,从而燃料棒2相互平行地延伸。
控制棒导管3用于通过控制棒驱动单元引导驱动控制棒。上喷嘴5包括构成喷嘴下部结构的平面连接板6、沿着连接板6外周延伸的垂直侧壁7和从侧壁7的上部突出到连接板之上的空间内的突起8。
另外,连接板具有形成在其中的通道表面,其具有多个附连控制棒导管3以及多个冷却剂通道孔的孔。将在下文描述的实施例1至10中详细描述附连孔和冷却剂通道孔的配置。
由控制棒驱动单元驱动控制棒4从而被插入控制棒导管3以及从其中拉出以控制核反应堆堆芯的反应性。另外,冷却剂从燃料组件下部流至燃料组件上部,然后在冷却燃料棒2之后从连接板6中的通道孔向上流动。
[实施例1]
参考图2,将描述用于附连控制棒导管和通道孔15的孔,该通道孔在实施例1中的燃料组件的连接板6中形成。
在该实施例中,两条通过连接板6的通道表面的中心和对角的正交线用作对称轴(对角线)Q,并且如上所述的附连孔和通道孔被总体设置为相对于对称轴Q线对称。因此,图2示出了连接板6被相等划分的四个矩形区域中的一个,上述区域具有相等的通道面积。附图中所示出的虚线R表示对应突起8的位置。
连接板6形成于其中,其具有相对于对称轴Q线对称设置的通道孔15(A至H、J、N至P)。注意至少应将形成于冷却剂碰撞突起8的位置处的通道孔15A、15B、15C、15D设置为线对称,但是其它通道孔不应设置为线对称。
另外,设置在冷却剂碰撞突起8的位置处的通道孔15A、15B、15C、15D优选为平行于突起8延伸的长孔。
另外,连接板6在其中形成,其具有用于附连控制棒导管的孔10a、10b、11a、11b、12、13a、13b。
在该实施例中,设置在连接板外周侧上和设置在通过连接板中心并和连接板平行地延伸的线上的那些附连孔11A、11b如此形成,以致位于附连孔11a、11b外周侧上的通道孔周围的连接带21大于设置于附连孔11a、11b相对横向侧面上的通道孔周围的连接带22。即,在外周侧面上的连接带21较宽,但是在相对横向侧面上的连接带22尽可能地窄。
采用该结构,从上述通道孔15A、15B、15C、15D流出的冷却剂横向流汇入较宽的连接带21,并且在较窄的连接带22上几乎不流动。因此作用于设置在附连孔11a、11b中并指向上喷嘴中心的控制棒上的压力变大,从而可限制控制棒远端的振动。因此,由于限制控制棒的振动,所以可防止控制棒导管内表面和控制棒外表面的磨损。
因为通道孔设置为相对于轴Q对称,所以上述技术效果和优势还可适用于连接板6两侧面I和II上的控制棒。
另外,即至将围绕位于附连孔10a、10b外周侧上的通道孔周围的连接带21设置为大于围绕附连孔10a、10b相对横向侧上的通道孔的连接带22。借助该结构,控制棒也几乎不会振动。
另外,因为位于冷却剂碰撞突起8的位置处的通道孔15A、15B、15C平行于突起8延长,所以从通道孔15A、15B、15C流出的冷却剂流具有较大的压力,从而可进一步限制控制棒的振动。
另外,在该实施例中,优选根据本发明在核反应堆堆芯中均匀设置多个燃料组件,从而可有效限制堆芯中控制棒的振动。
[实施例2]
接下来,将在实施例2中描述用于附连控制棒导管和在燃料组件连接板6中形成的通道孔15的孔。注意,对和实施例1中相似的结构的那些描述将在图3至9所示出的实施例2至8中省略。
图3仅仅示出了和实施例1相似的连接板6的四个划分区域的其中一个。在实施例2中,位于连接板外周侧上并且处于所示出区域沿对称线Q再次二分的再分区域中心附近的那些附连孔10a被配置为使得位于附连孔10a、10B外周侧上的通道孔周围的连接带21大于附连孔10a、10b相对横向侧上的通道孔周围的连接带22。即,外周侧上的连接带21和内周侧上的连接带23被设置为较大,但是横向相对侧上的连接带22被设置为尽可能地小。从而,可获得与实施例1所获得的那些技术效果和优势相似的技术效果和优势。
[实施例3]
图4示出了在实施例3中用于附连控制导管和在燃料组件连接板6中形成的通道孔15的孔配置模式,其中和实施例1相似仅仅示出了连接板6的四个划分区域的其中一个。在该实施例3中,将特别描述附连孔12,该孔位于连接器外周侧上并位于对称轴Q上。因为这些如上所述设置的孔位于连接板的角附近,所以冷却剂的流动非常复杂。因此,在附连孔12附近形成用于校正冷却剂流动的通道孔15K,从而可限制控制棒的振动以稳定控制棒。另外,因为在该实施例中的通道孔15N的配置模式不同于实施例1中的配置模式从而通道孔15N平行于突起8延伸,所以朝向附连孔12的冷却剂的流动更加稳定,从而可进一步限制控制棒的振动。另外,在侧面I和II上的通道孔15C的形状优选设置为对称。在该实施例中,侧面I上的通道孔15C的主直径大于在侧面II上的通道孔15C的主直径。从而可获得防止冷却剂流动复杂的技术效果和优势。
[实施例4]
图5示出了在实施例4中用于附连控制棒导管和在燃料组件连接板6中所形成的通道孔15的配置模式,其中和实施例1相似,仅仅示出了连接板6四个划分区域中的一个。在该实施例4中,用于校正冷却剂流的长通道孔位于连接板通道表面的中心部分附近。特别是,形成围绕中心的长通道孔15P、15P,并且形成占据通道孔15P、15P之间的小直径孔15L。借助该结构,在通道表面中心部分中的冷却剂流被分散,从而可产生能够按压控制棒的冷却剂流。另外,在侧面I和II上的通道孔15C的形状设置为对称,从而可获得防止冷却剂流动复杂的技术效果和优势。
[实施例5至8]
图6至9作为应用实例示出了对应实施例1至4配置模式的配置模式,即在图6中所示出的实施例5中的配置模式对应实施例1的配置模式,在图7中所示出的实施例6中的配置模式对应实施例2的配置模式,在图8中所示出的实施例7中的配置模式对应实施例3的配置模式,并且在图9中所示出的实施例8中的配置模式8对应实施例4的配置模式。在这些实施例的每一个中,位于冷却剂碰撞突起8的位置处的通道孔15A、15B、15C被连接在一起以形成长度大于通道表面内侧上的通道孔长度的延长通道孔15A′。在这些实施例中,尽管三个通道孔被连接在一起以形成长通道孔15A′,但是本发明不应理解为限于这种结构。因此,本发明可包括这种结构,即在冷却剂碰撞突起8的位置处所形成的长通道孔的长度大于位于其内部的通道孔的长度。
考虑到上述实施例,由从通道孔15A′流出的冷却剂流所造成的压力变得更大,从而可进一步限制控制棒的振动。
工业实用性
根据本发明,可限制控制棒的振动从而控制棒的外表面和控制棒导管的内表面几乎不会受到局部磨损,从而本发明可优选应用于压水核反应堆。

Claims (5)

1.一种适于PWR核反应堆的燃料组件,其中设置在燃料组件上方的上喷嘴包括构成上喷嘴下部结构的连接板、沿着连接板外周延伸的垂直侧壁和从侧壁上部突出到连接板之上的空间内的突起、用于附连控制棒导管和在连接板通道表面内形成的通道孔的孔,其特征在于,
至少将位于冷却剂碰撞突起的位置处的那些通道孔沿着两条正交直线总体设置为线对称,该两条正交线通过通道表面的中心和对角并且作为对称轴,并且位于在外周侧上的附连孔的外部和内部的通道孔周围的连接带被设置为大于位于连接孔相对横向侧上的通道孔周围的连接带。
2.根据权利要求1所述的适于PWR核反应堆的燃料组件,其特征在于,用于校正冷却剂流的通道孔被设置在沿着对称轴的附连孔附近。
3.根据权利要求1所述的适于PWR核反应堆的燃料组件,其特征在于,用于校正冷却剂流的长通道孔被设置在通道表面的中心部分的附近。
4.根据权利要求1所述的适于PWR核反应堆的燃料组件,其特征在于,在冷却剂碰撞突起的位置处形成的那些通道孔被延长为长度大于位于通道表面内侧上的通道孔的长度。
5.根据权利要求1所述的适于PWR核反应堆的燃料组件,其特征在于,数个燃料组件被均匀设置在核反应堆堆芯中。
CN2007800008270A 2006-02-17 2007-02-15 适于压水核反应堆的燃料组件 Expired - Fee Related CN101341549B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP041393/2006 2006-02-17
JP2006041393A JP2007218802A (ja) 2006-02-17 2006-02-17 Pwr原子炉用燃料集合体
PCT/JP2007/053236 WO2007094509A1 (ja) 2006-02-17 2007-02-15 Pwr原子炉用燃料集合体

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN101341549A true CN101341549A (zh) 2009-01-07
CN101341549B CN101341549B (zh) 2012-12-19

Family

ID=38371678

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2007800008270A Expired - Fee Related CN101341549B (zh) 2006-02-17 2007-02-15 适于压水核反应堆的燃料组件

Country Status (6)

Country Link
US (1) US8406369B2 (zh)
EP (1) EP1986197B1 (zh)
JP (1) JP2007218802A (zh)
KR (1) KR101010552B1 (zh)
CN (1) CN101341549B (zh)
WO (1) WO2007094509A1 (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10170392B2 (en) * 2017-04-05 2019-01-01 International Business Machines Corporation Wafer level integration for embedded cooling

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4716016A (en) * 1985-03-04 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Universal fuel assembly construction for a nuclear reactor
JPS6246292A (ja) 1985-08-26 1987-02-28 株式会社日立製作所 原子炉用燃料集合体
US4792429A (en) * 1987-08-24 1988-12-20 Combustion Engineering, Inc. Spring retention cap
JPH026784A (ja) 1988-06-23 1990-01-10 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 原子炉用燃料集合体
US4986959A (en) * 1989-05-17 1991-01-22 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly with expandable top nozzle subassembly
DE3940766A1 (de) 1989-12-09 1991-06-13 Messer Griesheim Gmbh Verfahren zum schneiden von werkstoffen
FR2664733B1 (fr) * 1990-07-11 1992-11-06 Framatome Sa Embout inferieur d'un assemblage combustible pour reacteur nucleaire comportant une plaque adaptatrice et une plaque de filtration accolee a la plaque adaptatrice.
US5053191A (en) * 1990-09-13 1991-10-01 Combustion Engineering, Inc. Fuel assembly holddown spring
EP0529128B1 (de) * 1991-08-28 1995-10-18 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktorbrennelement mit Blattfedern
US5271053A (en) * 1992-07-02 1993-12-14 Combustion Engineering, Inc. Holddown leaf spring assembly
US5267287A (en) * 1992-09-25 1993-11-30 Combustion Engineering, Inc. Holddown leaf spring assembly having a lubricant coating
DE4325216A1 (de) * 1993-07-27 1995-02-02 Siemens Ag Brennelement und Kernreaktor mit Teilchenfänger
FR2744556B1 (fr) * 1996-02-02 1998-04-24 Framatome Sa Assemblage de combustible nucleaire comportant un embout superieur ameliore
JPH11295461A (ja) 1998-04-13 1999-10-29 Hitachi Ltd 原子炉燃料集合体
DE19842486C2 (de) * 1998-09-16 2002-10-31 Siemens Ag Brennelement mit qualifizierter Verteilung von spaltbarem Material im Brennstab
JP4625212B2 (ja) 2001-09-26 2011-02-02 三菱重工業株式会社 Pwr原子炉用燃料集合体
JP4532127B2 (ja) * 2004-01-30 2010-08-25 原子燃料工業株式会社 加圧水型原子炉用燃料集合体上部ノズル

Also Published As

Publication number Publication date
KR101010552B1 (ko) 2011-01-24
US20090285347A1 (en) 2009-11-19
EP1986197A1 (en) 2008-10-29
EP1986197A4 (en) 2011-03-30
WO2007094509A1 (ja) 2007-08-23
CN101341549B (zh) 2012-12-19
KR20080037671A (ko) 2008-04-30
EP1986197B1 (en) 2014-07-16
JP2007218802A (ja) 2007-08-30
US8406369B2 (en) 2013-03-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5135710A (en) Filtration plate associated with a lower connector of a fuel assembly of a nuclear reactor
US5384814A (en) Lower tie plate strainers for boiling water reactors
JP3044338B2 (ja) Pwr燃料集合体
US8317035B2 (en) Debris filter
US5483564A (en) Lower tie plate strainers including double corrugated strainers for boiling water reactors
US20050276367A1 (en) Fuel supporting attachment and fuel inlet mechanism
EP0669624B1 (en) Debris catcher for a nuclear reactor
JPH07253491A (ja) 沸騰水型原子炉用のオフセット穿孔を有する二重プレート付き下部タイプレートストレーナ
KR940007899A (ko) 핵연료 조립체용 하부 결합판
CN102800371A (zh) 核电站反应堆流量分配结构
US5539793A (en) Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor
EP1386999B1 (en) Tube bank structure, and flow tube producing method
CN101341549A (zh) 适于压水核反应堆的燃料组件
KR101826045B1 (ko) 삽입형 이물질여과장치를 가지는 핵연료집합체의 하단고정체
US5795441A (en) Breast box for a papermaking machine
JP2008157972A (ja) 冷却材炉心入口構造
JPS59208490A (ja) カランドリア
JPH09299775A (ja) 流体混合装置
JP4300011B2 (ja) 冷却材炉心入口構造
JPH11114453A (ja) 気液分離装置
JP2550134B2 (ja) 沸騰水型原子炉の炉心支持板
JPH073028B2 (ja) 繊維交絡シ−トの製造装置
WO2019151367A1 (ja) エミッタおよび点滴灌漑用チューブ
JPH0674001A (ja) 蒸気タービンの調速段ノズル
KR101323296B1 (ko) 원료 용해 설비

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
C17 Cessation of patent right
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20121219

Termination date: 20140215