FR2495369A1 - Assemblage de combustible nucleaire - Google Patents

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FR2495369A1
FR2495369A1 FR8122576A FR8122576A FR2495369A1 FR 2495369 A1 FR2495369 A1 FR 2495369A1 FR 8122576 A FR8122576 A FR 8122576A FR 8122576 A FR8122576 A FR 8122576A FR 2495369 A1 FR2495369 A1 FR 2495369A1
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grid
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zircaloy
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Andrew James Anthony
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    • 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
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    • GPHYSICS
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Abstract

L'invention concerne un assemblage de combustible nucléaire perfectionné. Dans cet assemblage, chaque barre de combustible 22', portant une gaine classique 34 en "Zircaloy", est reliée par un bouchon 37 à un embout 40 qui est serti mécaniquement sur le bouchon 37. Ce dernier, également en "Zircaloy" est soudé à la gaine 34. L'embout 40, qui peut être en acier inoxydable, présente une encoche 44 dans laquelle peuvent s'engager des éléments élastiques 28' d'une grille de l'assemblage, afin de maintenir la barre de combustible 22'. Domaine d'application : réacteurs nucléaires. (CF DESSIN DANS BOPI)

Description

L'invention concerne les assemblages de combus-
tible nucléaire, et plus particulièrement un agencement destiné à retenir des barres de combustible nucléaire dans
la relation spatiale appropriée à l'intérieur de l'assem-
blage.
Des assemblages combustibles pour réacteurs nu-
cléaires à eau sous pression comprennent généralement un raccord extrême inférieur auquel est relié un bâti allongé destiné à supporter verticalement et latéralement plusieurs barres de combustible nucléaire parallèles et espacées. Le
bâti comprend plusieurs grilles espacées axialement qui pré-
sentent chacune plusieurs ouvertures alignées entre elles
sur toute la dimension longitudinale des assemblages combus-
tibles. Chaque barre de combustible passe dans une ouverture de chaque grille et les barres de combustible sont maintenues écartées les unes des autres et supportées dans les grilles
par des moyens élastiques faisant saillie des parois des gril-
les dans les ouvertures et portant contre les barres de combus
tible. Pendant le fonctionnement, un coeur de réacteur nu-
cléaire contient généralement plus de deux cents assemblages combustibles disposés les uns à côté des autres de manière que les raccords extrCmes inférieurs reposent sur une embase de
support du coeur.
De l'eau de refroidissement est introduite dans les extrémités inférieures des assemblages à travers le raccord
extrême inférieur. Lorsque l'eau s'élève le long des assem-
blages, une force résultante de poussée vers le haut est ap-
pliquée à chacune des barres de combustible. Cet écoulement de fluide de refroidissement sur les barres non seulement
tend à les entraîner vers le haut, mais également peut provo-
quer des vibrations qui commencent dans l'extrémité inférieu-
re ou amont des barres. Il faut prendre des mesures pour em-
pécher les barres de combustible de s'élever verticalement à travers les grilles et d'être détériorées par des chocs contre d'autres structures situées au-dessus des assemblages
dans le cas d'un grave défaut de fonctionnement de l'installa-
tion, par exemple une perte accidentelle de fluide de refroi-
dissement. Cependantces mesures ne doivent pas être per-
manentes, car il est souhaitable de pouvoir reconstituer à distance un assemblage combustible, Il faut alors que des barres combustibles distinctes puissent être enlevées de l'assemblage dans le cas d'une fuite ou de tout autre défaut apparaissant pendant la période deremplacement du combustible, mais avant l'enlèvement permanent prévu
de la totalité de l'assemblage combustible.
En outre, tous les efforts doivent être faits pour minimiser l'effet d'empoisonnement par capture de
neutrons par la matière constituant 1astructurde l'as-
semblage et, par conséquent, le type et l'emplacement de la structure sont des considérations importantes. De plus,
la compatibilité des matériaux est également particulière-
ment importante dans des assemblages combustibles o les barres de combustible sont en "Zircaloy" et les grilles
ou éléments élastiques portés par les grilles sont réali-
sés en un matériau différent, par exemple en "Inconel" ou
en acier inoxydable.
L'invention a donc pour objet un moyen pour re-
tenir des barres de combustible nucléaire dans leur posi-
tion verticale nominale à l'intérieur de l'assemblage pen-
dant le fonctionnement du coeur, tout en permettant à l'as-
semblage d'être reconstitué pendant le remplacement du com-
bustible. Cet objectif est avantageusement atteint sans ac-
croissement de l'empoisonnement par absorption des neutrons
dans le coeur et sans dégradation de la résistance aux vi-
brations et, par conséquent, corrosion entre la barre de combustible et les grilles, par rapport aux assemblages
classiques.
L'invention concerne un assemblage perfectionné de combustible nucléaire dans lequel la grille la plus basse
est placée à proximité du raccord extrême inférieur de l'as-
semblage, et une barre de combustible classique, gainée de "Zircaloy" est équipée d'un embout en acier inoxydable qui présente une encoche chanfreinée destinée à s'enclencher avec des moyens élastiques portés par la grille, à moins d'environ 2,5 cm de l'extrémité inférieure de la barre de combustible. L'encoche empêche mécaniquement la barre de
combustible de s'élever pendant le fonctionnement du réac-
teur, tout en étant assez peu profonde pour permettre l'en-
lèvement de la barre de combustible dans le cas o une re- constitution est nécessaire. L'embout en acier inoxydable est fixé mécaniquement au chapeau extrême en "Zircaloy" de la barre de combustible et il est placé dans une zone de flux
peu important du coeur afin que la section efficace d'absorp-
tion des neutrons, plus élevée et responsable de l'empoison-
nement, de l'acier inoxydable ait peu de conséquences. Etant donné que la grille la plus basse maintient chaque barre de combustible à moins de 2,5 cm de son extrémité inférieure, il est peu probable que le fluide de refroidissement circulant
sur les extrémités inférieures des barres de combustible engen-
dre d'importantes vibrations.
L'invention sera décrite plus en détail en regard des dessins annexés à titre d'exemple nullement limitatif et sur lesquels:
la figure 1 est une élévation partielle d'un assem-
blage combustible de réacteur nucléaire à eau sous pression typique de l'art antérieur;
la figure 2 est une coupe partielle suivant la li-
gne 2-2 de la figure 1, mcntrant une grille d'un assemblage combustible typique;
la figure 3 est une élévation partielle de la gril-
le de la figure 2; la figure 4 est une élévation partielle, à échelle
agrandie, d'un premier type de chapeau d'extrémité de bar-
re de combustible de l'art antérieur; la figure 5 est une élévation partielle, à échelle agrandie, d'une autre barre de combustible typique de l'art antérieur; la figure 6 est une élévation, à échelle agrandie
et avec coupe partielle, du chapeau d'extrémité et de l'em-
bout d'une barre de combustible selon l'invention; et
la figure 7 est une élévation partielle d'un as-
semblage combustible montrant la position de la grille in-
férieure conformément à l'invention.
La figuré 1 représente un assemblage typique 10 de combustible nucléaire à eau sous pression comportant un raccord extrême inférieur 12 et un raccord extrême supérieur
14 qui sont reliés par plusieurs tubes 16 de guidage de bar-
res de commande, ayant généralement la forme de tubes cylin-
driques s'étendant sur toute la longueur de l'assemblage 10.
Plusieurs grilles 18 et 20, espacées axialement, sont re-
liées rigidement aux tubes 16 de guidage auxquels elles s'étendent perpendiculairement. Les raccords extr mes 12 et 14, les tubes 16 de guidage et les grilles 18 et 20 forment l'ossature structurelle de l'assemblage combustible 10. Cette ossature supporte un grand nombre de barres 22 de combustible gainées de "Zircaloy", parallèles entre elles et maintenues à une certaine distance les unes des autres par les grilles 18 et 20. Au moins une extrémité de chaque barre combustible, généralement l'extrémité supérieure, peut se dilater et se
contracter librement pendant le fonctionnement du réacteur.
La figure 2 représente plus en détail la grille
inférieure 20, en coupe suivant la ligne 2-2 de la figure 1.
La grille 20 est un élément analogue à un emballage à oeufs constitué de rubans entrelacés 24 qui définissent un grand nombre d'ouvertures 26 par lesquelles des barres combustibles distinctes 22 traversent la grille.Les rubans 24 comportent généralement des moyens élastiques tels que des ressorts 28 en porte-à-faux qui font saillie dans chacune des ouvertures
26 afin que chaque barre combustible 22 soit maintenue ferme-
ment, à la fois dans la direction latérale et dans la direc-
tion longitudinale. Comme montré sur la figure 3, les res-
sorts 28 peuvent être découpés dans le ruban 24 par poinçon-
nage. Comme montré sur les figures 2 et 3, les rubans 24 com-
portent également des coudes 30 ou des bossages 31 qui font saillie dans les ouvertures 26 afin que les barres combustibles 22 puissent être maintenues sur deux côtés par les éléments
élastiques 28 et sur deux côtés par des surfaces dures.
On a prévu, dans l'art antérieur, deux types de support de combustible à grille inférieure, Le type le
plus ancien produit une action mutuelle de verrouillage en-
tre la grille inférieure et les extrémités inférieures des barres de combustible entièrement e-n "Zircaloy". Ces grilles de retenue ont une section droite similaire à celle de la grille montrée sur les figures 2 et 3, les moyens élastiques 28 étant proches du raccord extrême de l'assemblage. Ces
moyens élastiques sont très rigides et ils sont souvent réa-
lisés en "Inconel", afin de se verrouiller dans des enco-
ches profondes réalisées sur les chapeaux extrêmes 32 des barres de combustible, comme montré sur la figure 4. Le verrouillage de la barre de combustible à l'ossature de l'assemblage empêche chaque barre de "flotter" vers le haut ou à travers les grilles et, en particulier dans le
cas d'un accident grave, d'être éjectée de l'assemblage.
Ceci risquerait de déformer gravement ou même de briser
la barre de combustible, ce qui aurait pour effet de ré-
pandre des produits radioactifs de fission dans le fluide
de refroidissement.
Bien que le principe de fixation de l'art anté-
rieur décrit donne satisfaction pour maintenir les barres
combustibles dans la grille de retenue, la fixation rela-
tivement permanente de la barre de combustible à la grille de
retenue diminue considérablement la possibilité de recons-
tituer l'assemblage combustible pendant le changement de combustible du coeur. Un assemblage combustible typique est conçu pour séjourner dans le coeur pendant un total de
trois cycles ayant chacun une durée d'environ une année.
Entre les cycles, le caisson du réacteur est ouvert et les
assemblages combustibles sont réarrangés,ceux ayant séjour-
né pendant trois années étant définitivement enlevés, les autres étant déplacés et un nouveau groupe d'assemblages
étant mis en place pour la première fois. Pendant le chan-
gement de combustible, on inspecte les assemblages combus-
tibles afin de déterminer si certains d'entre eux présentent des fuites. Parfois, des assemblages combustibles et qui ne
2495369-
sont pas prêts à être enlevés définitivement du réacteur contiennent une ou deux barres de combustible qui s'avèrent
présenter une fuite. Il est souhaitable qu'un tel assem-
blage puisse être reconstitué, c'est-à-dire que les barres présentant des fuites puissent être enlevées et remplacées
par des barres en bon état.
Par conséquent, les grilles classiques de retenue
rendent une reconstitution extrêmement difficile, en parti-
culier parce que le remplacement des barres de combustible individuelles doit s'effectuer à distance, sous l'eau. Par
conséquent, plus récemment, la conception des grilles infé-
rieures a consisté à remplacer la grille de retenue par une grille du type d'entretoisement à la partie inférieure de
l'assemblage, comme montré sur les figures 1 et 5. La gril-
le 20 d'entretoisement de fond ou grille inférieure peut
être réalisée en "Inconel" ou bien peut comporter des res-
sorts raides 28 en "Inconel" ou autre qui, de même que dans les autres grilles 18,coopèrent avec la surface lisse du gainage des barres de combustible, à un niveau tel
qu'indiqué en 33 sur la figure 5. Comme montré sur la fi-
gure 1, les extrémités supérieures des barres de combusti-
ble sont espacées de la plaque extrême supérieure 35 afin de permettre la croissance et la dilatation importantes qui
peuvent se produire pendant le fonctionnement du réacteur.
Etant donné que les extrémités inférieures des barres de
combustible ne sont pas bloquées en position, il est pos-
sible que, dans des conditions extrêmement défavorables, la
barre de combustible puisse être soulevée du raccord extrê-
me inférieur et, en particulier au début du cycle, alors que les barres de combustible ne sont pas encore allongées de façon relativement importante, la barre de combustible
peut s'élever à l'intérieur de l'assemblage et venir en con-
tact avec la plaque extrême supérieure 35. Pour empêcher la
barre de combustible de se dégager ainsi de la grille infé-
rieure 20, les éléments élastiques 28 de cette grille infé-
rieure 20 sont placés à plusieurs centimètres (jusqu'à envi-
ron dix centimètres) du raccord extrême inférieur 12 sur lequel les extrémités des barres 22 de combustible reposent normalement. Cependant, cet arrangement place en fait les extrémités inférieures des barres de combustible 22 en
porte-à-faux et favorise l'apparition de vibrations in-
désirables, car les extrémités inférieures des barres de combustible ne sont pas immobilisées de façon directe con-
tre les vibrations. Jusqu'à la présente invention, les ex-
trémités inférieures en porte-à-faux des barres de combustible 22 étaient tolérées pour ménager un espace de dilatation entre les extrémités supérieures des barres de combustible
et la plaque extrême supérieure 35 et pour permettre la re-
constitution de l'assemblage combustible qui s'effectuait
aisément, étant donné qu'aucune des grilles 18 et 20 ne blo-
quait les barres de combustible.
Selon l'invention, représenté sur les figures 6
et 7, il est prévu un nouveau dispositif à chapeau d'extré-
mité et embout sur chaque barre de combustible 22' entièrement en
"Zircaloy", afin qu'il soit possible de bénéficier simultané-
ment, pour la première fois, des avantages apportés par une grille inférieure du type à retenue et par la possibilité de reconstituer l'assemblage combustible. On obtient ces avantages en équipant la grille inférieure 20' d'éléments
élastiques 28' à un niveau situé de préférence à une dis-
tance de 2,E à 5,0 cm du raccord extrême inférieur 12',
en face du nouvel embout de la barre de combustible, de ma-
nière que cette dernière soit fixée fermement à son extré-
mité pour éviter tout "flottement" ascendant indésirable et pour éliminer le maintien en porte-à-faux qui favorise
des vibrations indésirables. Cependant, la coopération en-
tre l'élément élastique et l'embout de la barre est déter-
minée afin de permettre l'enlèvement de la barre à l'aide d'outils utilisés classiquement pour la reconstitution de l'assemblage. La figure 6 représente une barre de combustible.-' portant une gaine 34 de "Zircaloy" qui contient un empilage de pastilles 36 de combustible fissionnable. Un bouchon plein 37 à deux bouts en "Zircaloy" est soudé en 38 à la
gaine 34 afin d'obtui;r hermétiquement l'extrémité du tube.
I. Un embout sensiblement cylindrique 40 en acier inoxydable est fixé mécaniquement au bouchon 37, de préférence par un sertissage circonférentiel hydroformé 42 qui s'ajuste dans une gorge circonférentielle 43 ménagée dans le bouchon 37. L'embout 40 en acier inoxydable présente, entre ses
extrémités, une encoche circonférentielle 44 de retenue.
Le chanfrein 46 entre la partie supérieure de l'embout 40 et l'encoche 44 forme un angle x d'environ 15 à 30 avec la
verticale, cet angle étant de préférence égal à 20 . L'en-
I0 coche 44 est reliée à la partie inférieure de l'embout par un chanfrein 48 dont l'angle y est plus grand, cet angle étant généralement de 20 à 40 et de préférence d'environ 30.
Pendant la fabrication de l'assemblage combusti-
ble avant le transport vers le site du réacteur, le raccord extrême supérieur 14' (voir figure 7) n'est pas encore.fixé la partie restante de l'ossature, de sorte que les barres combustibles distinctes 22' peuvent être introduites par le
dessus dans chacune des grilles 18' et 20'. Lorsque l'extré-
amité 40 de la barre approche de la grille inférieure 20', l'encoche 44 est forcée entre les éléments élastiques 28'
jusqu'à ce que la barre touche la plaque 12' du raccord ex-
treme inférieur. Les éléments élastiques 28' supportés par les rubans 24 de la grille (voir figure 2) sont à un niveau tel que, lorsque les barres reposent sur le raccord extreme inférieur 12', les éléments élastiques 28' sont adjacents
à l'encoche 44 et exercent une poussée sur cette dernière.
Une fois que les éléments élastiques ou ressorts 28' sont dans l'encoche 44, la zone 48 de transition empêche tout
mouvement de la barre 22 vers le haut, par suite de l'in-
teraction mécanique entre l'élément élastique 28' et le chanfrein. L'angle x est choisi de manière que, lorsque l'extrémité 40 de la barre de combustible descend à travers chaque grille 18' pendant la fabrication, la zone 46 de
transition soit suffisamment peu profonde our 4ue les élé-
ments élastiques puissent être relativement repoussés.
Ainsi, l'extrémité 40 de la barre de combustible ne se blo-
que pas dans une grille intermédiaire 18' de l'assemblage.
L'angle y est choisi de manière à être suffisamment grand
pour que l'extrémité 40 de la barre de combustible se blo-
que lors d'un mouvement de montée à travers les grilles,
en particulier la grille inférieure 20' qui est de préfé-
rence équipée de ressorts 28' plus raides que ceux des au-
tres grilles 18'. Le moyen le plus facile pour conférer à la grille 20' un effet de maintien plus puissant que celui
produit par les autres grilles 18' est de dévier initiale-
ment davantage les ressorts 28' vers le centre de l'ouver-
ture 26 (voir figure 2).
Dans la forme préférée de réalisation, deux pattes 28 à ressort font saillie dans chaque ouverture 26 afin que l'extrémité 40 de chaque barre de combustible soit maintenue par deux pattes élastiques séparées 28. Comme montré sur les figures 2 et 3, les rubans peuvent également comporter des coudes 30 ou autres saillies 31 qui présentent une surface dure contre laquelle les barres de combustible peuvent être
repoussées. Ces coudes 30 ou saillie 31 sont espacés ver-
ticalement au-dessus et au-dessous des pattes 28 à ressort
et ils agissent donc sur l'extrémité 40 de la barre de com-
bustible, en des points situés au-dessus et au-dessous de l'encoche 44, comme indiqué globalement en 50 et 52 sur la
figure 6.
L'invention présente des avantages importants ob-
tenus de façon relativement subtile. Par rapport à la gril-
le inférieure 20 de l'art antérieur montrée sur la figure 1,
la présente invention permet d'éloigner davantage les ru-
bans entrelacés 24 du centre du coeur, ce qui présente l'avantage de réduire l'absorption parasite de neutrons résultant de la présence de la matière de la grille dans le coeur. En outre, ceci permet l'utilisation de l'alliage "Inconel" comme grille inférieure 20', l'alliage "Inconel" donnant
une plus grande raideur aux éléments élastiques 28', de sor-
te que les barres de combustible peuvent être maintenues plus fermement par la grille. Etant donné que l'alliage "Inconel" est un parasite beaucoup plus puissant que
l'alliage "Zircaloy", il ne serait normalement pas utili-
sé si la grille 20 était placée en un point de la longueur
de la gaine des barres de combustible situé sensiblement au-
dessus du raccord extrême inférieur 12, comme montré sur la figure 1. Cependant, selon l'invention, l'alliage "Inconel"
peut être toléré, car les rubans 24 sont situés aux extrémi-
tés des barres de combustible.
Bien que l'alliage "Inconel" soit souhaitable pour la grille inférieure 20 en raison de sa plus grande force de maintien élastique, une barre de combustible normale entièrement, en "Zircaloy" pourrait être gravement corrodée ou même perforée si l'alliage "Inconel" devait agir contre une surface de barre de combustibleen "Zircaloy". Par conséquent,
selon l'invention, l'extrémité 40 est réalisée en acier ino-
xydable qui non seulement est moins coûteux que 1 "Zircaloy", mais qui est également supérieur en ce qui concerne la compatibilité avec le ressort 28 en "Inconel". Cependant, le "Zircaloy" n'est pas soudable à l'acier inoxydable et, par conséquent, la barre de combustible selon l'invention comporte un bouchon 37' en "Zircaloy" qui est soudé en 38' au tube
34 de "Zircaloy".
Si l'assemblage doit être reconstitué, pendant le changement de combustible, la partie supérieure de l'ossature de l'assemblage est enlevée conformément à des techniques connues et les barres de combustible défectueuses 22' sont
tirées vers le haut à travers les grilles 18' et 20'. L'ex-
trémité 40 de la barre de combustible selon l'invention oppose une certaine résistance à la force exercée vers le haut sur cette barre, mais des techniques classiques de reconstitution permettent de franchir aisément la zone chanfreinée 46 de
transition, de sorte que la barre de combustible peut être en-
levée sans dommage. En outre, le joint mécanique 42 s'est
avéré très résistant et, par conséquent, il n'y a aucun ris-
que de séparation entre l'extrémité 40 et la partie restante
de la barre de combustible. -
il Comme montré sur la figure 7, un autre avantage
de l'invention par rapport à l'assemblage pouvant être re-
constitué et montré sur la figure 1 est que la plaque ex-
trême supérieure 35 peut être éliminée, car les barres de com-
bustible 22 sont retenues à l'intérieur de la grille in-
férieure 20' assez étroitement pour empêcher tout dégage-
ment, même dans des conditions accidentelles.
Il va de soi que de nombreuses modifications peu-
vent être apportées à l'assemblage décrit et représenté
sans sortir du cadre de l'invention.
I

Claims (1)

    REVENDICATIONS 1, Assemblage de combustible nucléaire compor- tant un raccord extrême inférieur horizontal (12'), un bâti allongé qui est relié rigidement à ce raccord extrê- me inférieur duquel il s'élève verticalement et qui com- prend plusieurs grilles horizontales (18'-, 20'), espacées longitudinalement et formées chacune de plusieurs rubans métalliques (24) reliés entre eux et déelimitant plusieurs rer^ures {26) dans chacune desquelles font saillie la-
  1. 9 téralea"um't des éléments élastiques (28', et p-lusieu-rs
    ar7r;es fui c':tib!e eparallèles (22') d isposées longitu-
    dinalement, passant dans une ouverture de chaque grille et maintenues verticalement et horizontalement par les ments élastiques, les barres de o,-usmkle 'ntfrm.t de
    vbes e-l;'Zircaloy fermés hermétiquement, à leurs extr-
    mites, cnar des chapeaux en "Z irca!o' l5assemblage étant caractérisés On ce que chaque barre de cc.'ustilbe Comporte un eabout sensiblement cylindrique (40) en acier inoxydable, e!ic ,ca'niqu.men-:- au chapeau en "Zircaloy'" et présentant une encoche (44) de retenue qui s'étend entre des surfaces
    chanfreinées {46, 48), espacées axialement, afin de s'en-
    clencher avec les éléments élastiques de la grille inf 5-
    rieure (20').
    2. Assemblage selon la revendication 1, caracté-
    risé en ce que le chapeau comporte un obturateur plein
    (37) en "Zircaloy" à deux bouts, dont l'extrémité supéri-
    eure est soudée à la gaine (34) d'une barre de c..us ';le.
    3. Assemblage selon l'une des revendications 1
    et 2, caractérisé en ce que l'encoche se présente sous
    la forme d'un collet cylindrique situé entre les extrémi-
    tés de l'embout.
    4. Assemblage selon l'une des revendications 1
    el 2, caractérisé en ce que les éléments élastiques (28') de la grille inférieure (20') sont situés à une distance
    comprise entre 2,5 et 5,0 cm du raccord extrême inférieur.
    5. Assemblage selon la revendication 2, carac-
    térisé en ce que la partie inférieure du bouchon présente une gorge circonférentielle (43) et en ce que la partie supérieure de l'embout s'ajuste étroitement autour de la
    partie inférieure du bouchon et est déformée circonféren-
    tiellement (42) dans la gorge pour qu'un ajustement serré
    -soit réalisé entre l'embout et le bouchon.
    6. Assemblage selon la revendication 2, carac- térisé en ce que la surface chanfreinée supérieure (46) forme un angle compris entre 15 et 300 avec la verticale, et en ce que la surface inférieure chanfreinée (48) forme
    un angle compris entre 20 et 40 avec la verticale.
    7. Assemblage selon la revendication 3, caracté-
    risé en ce que la grille inférieure comporte des butées
    fermes (30, 31) qui font saillie dans chaque ouverture, au-
    dessus et au-dessous des éléments élastiques, et qui por-
    tent contre l'embout, au-dessus et au-dessous de l'encoche.
    8. Assemblage selon la revendication 4, caracté-
    risé en ce que l'angle de la surface chanfreinée supérieure (46) est d'environ 200 et celui de la surface chanfreinée
    inférieure (48) est d'environ 30 .
FR8122576A 1980-12-03 1981-12-02 Assemblage de combustible nucleaire Withdrawn FR2495369A1 (fr)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/212,375 US4391771A (en) 1980-12-03 1980-12-03 Arrangement for retaining a fuel rod in a reconstitutable fuel assembly

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FR2495369A1 true FR2495369A1 (fr) 1982-06-04

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ID=22790744

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FR8122576A Withdrawn FR2495369A1 (fr) 1980-12-03 1981-12-02 Assemblage de combustible nucleaire

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US (1) US4391771A (fr)
FR (1) FR2495369A1 (fr)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0184064A1 (fr) * 1984-11-30 1986-06-11 Siemens Aktiengesellschaft Elément de combustible pour réacteur nucléaire
EP0213813A2 (fr) * 1985-08-08 1987-03-11 Westinghouse Electric Corporation Assemblage de combustible nucléaire comportant un piège à débris
EP0372214A1 (fr) * 1988-12-05 1990-06-13 Combustion Engineering, Inc. Grille d'espacement avec ressorts de verrouillage pour retenir des débris

Families Citing this family (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2513796B1 (fr) * 1981-09-30 1987-02-13 Commissariat Energie Atomique Aiguille combustible et fertile pour reacteur nucleaire et son procede de fabrication
FR2522866B1 (fr) * 1982-03-04 1987-12-31 Commissariat Energie Atomique Assemblage combustible de reacteur nucleaire
US4798699A (en) * 1984-07-26 1989-01-17 Westinghouse Electric Corp. Wear sleeve for a control rod end plug
US4664878A (en) * 1984-09-26 1987-05-12 Westinghouse Electric Corp. Light water moderator filled rod for a nuclear reactor
US4818473A (en) * 1985-05-08 1989-04-04 Westinghouse Electric Corp. Fuel bundle
US4684499A (en) * 1985-12-10 1987-08-04 Westinghouse Electric Corp. Burnable absorber rod releasable latching structure
US4849161A (en) * 1987-02-19 1989-07-18 Advanced Nuclear Fuels Corp. Debris-resistant fuel assembly
US4917856A (en) * 1988-12-08 1990-04-17 Westinghouse Electric Corp. Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage
US4988473A (en) * 1988-12-08 1991-01-29 Westinghouse Electric Corp. Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage
US4919883A (en) * 1988-12-14 1990-04-24 Combustion Engineering, Inc. Lower end fitting debris collector and end cap spacer grid
US5043134A (en) * 1989-06-28 1991-08-27 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod gripper end cap for minimizing impact with grid cell dimples
US4980121A (en) * 1989-07-28 1990-12-25 Westinghouse Electric Corp. Protective device for lower end portion of a nuclear fuel rod cladding
US5141701A (en) * 1990-09-14 1992-08-25 Combustion Engineering, Inc. Bottom nozzle to lower grid attachment
US5282233A (en) * 1992-09-28 1994-01-25 Combustion Engineering, Inc. Low pressure drop easy load end cap
US5488644A (en) * 1994-07-13 1996-01-30 General Electric Company Spring assemblies for adjoining nuclear fuel rod containing ferrules and a spacer formed of the spring assemblies and ferrules
US5519747A (en) * 1994-10-04 1996-05-21 General Electric Company Apparatus and methods for fabricating spacers for a nuclear fuel rod bundle
US5546437A (en) * 1995-01-11 1996-08-13 General Electric Company Spacer for nuclear fuel rods
US5566217A (en) * 1995-01-30 1996-10-15 General Electric Company Reduced height spacer for nuclear fuel rods
US5675621A (en) * 1995-08-17 1997-10-07 General Electric Company Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods
US5748694A (en) * 1996-03-26 1998-05-05 General Electric Company Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly
DE19910379C1 (de) * 1999-03-09 2000-06-29 Siemens Ag Brennelement für einen Kernreaktor
US6901969B2 (en) * 2002-01-08 2005-06-07 Donald H. Siiter Plugs for use in conduits to reinforce air conditioning ducts, and methods of manufacture and use
WO2008030987A2 (fr) * 2006-09-06 2008-03-13 Holtec International, Inc. Appareil formant récipient métallique scellé et panier pour transporter, stocker et/ou supporter du combustible nucléaire usé
US9881701B2 (en) 2012-04-17 2018-01-30 Bwxt Mpower, Inc. Spacer grids with springs having improved robustness

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1178363A (fr) * 1956-07-12 1959-05-06 Atomic Energy Authority Uk éléments combustibles pour réacteurs nucléaires
FR91259E (fr) * 1966-09-02 1968-05-17 Atomic Energy Authority Uk Cartouches de combustible pour réacteurs nucléaires
DE2254249A1 (de) * 1971-12-23 1973-07-05 Combustion Eng Kernreaktor mit einem haltegitter fuer brennstoffelemente
GB1501870A (en) * 1975-11-17 1978-02-22 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel element sub-assemblies
FR2426311A1 (fr) * 1978-05-18 1979-12-14 Atomic Energy Authority Uk Sous-assemblage combustible, notamment pour surregenerateur a neutrons rapides, et son procede de degainage

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1596787A (en) * 1978-05-26 1981-08-26 Atomic Energy Authority Uk Fuel for nuclear reactors
US4295935A (en) * 1979-03-29 1981-10-20 Combustion Engineering, Inc. Bimetallic spacer means for a nuclear fuel assembly

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1178363A (fr) * 1956-07-12 1959-05-06 Atomic Energy Authority Uk éléments combustibles pour réacteurs nucléaires
FR91259E (fr) * 1966-09-02 1968-05-17 Atomic Energy Authority Uk Cartouches de combustible pour réacteurs nucléaires
DE2254249A1 (de) * 1971-12-23 1973-07-05 Combustion Eng Kernreaktor mit einem haltegitter fuer brennstoffelemente
GB1501870A (en) * 1975-11-17 1978-02-22 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel element sub-assemblies
FR2426311A1 (fr) * 1978-05-18 1979-12-14 Atomic Energy Authority Uk Sous-assemblage combustible, notamment pour surregenerateur a neutrons rapides, et son procede de degainage

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0184064A1 (fr) * 1984-11-30 1986-06-11 Siemens Aktiengesellschaft Elément de combustible pour réacteur nucléaire
US4705663A (en) * 1984-11-30 1987-11-10 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Nuclear reactor fuel element
EP0213813A2 (fr) * 1985-08-08 1987-03-11 Westinghouse Electric Corporation Assemblage de combustible nucléaire comportant un piège à débris
EP0213813A3 (en) * 1985-08-08 1988-01-27 Westinghouse Electric Corporation Nuclear fuel assembly including a debris trap
EP0372214A1 (fr) * 1988-12-05 1990-06-13 Combustion Engineering, Inc. Grille d'espacement avec ressorts de verrouillage pour retenir des débris

Also Published As

Publication number Publication date
US4391771A (en) 1983-07-05

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