JP2003149369A - 燃料集合体支持格子の製造方法 - Google Patents

燃料集合体支持格子の製造方法

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JP2003149369A
JP2003149369A JP2001343735A JP2001343735A JP2003149369A JP 2003149369 A JP2003149369 A JP 2003149369A JP 2001343735 A JP2001343735 A JP 2001343735A JP 2001343735 A JP2001343735 A JP 2001343735A JP 2003149369 A JP2003149369 A JP 2003149369A
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Toshiya Kido
俊哉 木戸
Kimio Nakayama
喜実男 中山
Yasunao Yamaguchi
康直 山口
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Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Nuclear Development Corp
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Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Nuclear Development Corp
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

(57)【要約】 【課題】 高効率運転に十分に耐えるよう溶接部の耐食
性を向上させる。 【解決手段】 複数のストラップを格子状に組み立てて
支持格子を形成する。各ストラップの交差部を溶接し、
その後に再結晶焼鈍する。再結晶焼鈍は、真空または不
活性ガス雰囲気の熱処理炉内で行い、再結晶焼鈍条件
は、加熱温度を430〜750℃に設定し、0.5〜2
4時間保持する。ジルカロイ合金のストラップでは、高
温金属相であるβ相は溶接後の急冷で焼き入れ組織の先
β相に結晶が変わり耐食性が低下するが、その後に再結
晶焼鈍することによって溶接部の急冷組織である先β相
を調整して過飽和状態の金属間化合物Fe,Crを析出
させて溶接部の耐食性を向上させることができる。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、例えば加圧水型原
子炉で用いられる核燃料集合体の支持格子の製造方法に
関する。
【0002】
【従来の技術】従来、例えば軽水炉の原子炉に使用され
る核燃料集合体は、上部ノズルと下部ノズルの間に複数
の支持格子が所定間隔で配設され、計装用管及び複数の
制御棒案内管が各支持格子と上部ノズル及び下部ノズル
にそれぞれ固定され、更に各支持格子の格子空間に燃料
棒が挿入されて保持されている。各支持格子は、薄板帯
状のストラップを格子状に交差させて構成されている。
ストラップは例えばジルカロイ2合金またはジルカロイ
4合金で形成され、図2(a)及び(b)に示すよう
に、各内ストラップ2…が格子状に組み立てられて多数
の格子空間3を形成した状態で各内ストラップ2…の交
差する交差部がそれぞれレーザー溶接装置などで溶接部
Pとしてスポット溶接されている。また内ストラップ2
と外ストラップ4の交差部では、各内ストラップ2の両
端に形成された溶接タブ5が支持格子1の四辺に位置す
る外ストラップ4の溝4aにそれぞれ嵌合して嵌合部
(交差部)が構成され、これを溶接部R(図2(b)で
は溶接前の状態を示す)として溶接している。
【0003】ところで、支持格子1の組立に際しては、
図3の工程図に示すように先ずジルカロイ合金からなる
原料プレートを所定形状に打ち抜く。このとき、打ち抜
いたままの形状で支持格子1を組み立てると原子炉内で
の寸法安定性に不安が残るために、強度を落とさないよ
うに歪み取り焼鈍条件を採用して熱処理炉内で各ストラ
ップ2,4の焼鈍を行う。この場合の歪み取り焼鈍条件
は例えば加熱温度430〜500℃程度で、0.5〜4
時間程度保持するものである。そして歪み取り焼鈍後に
各ストラップ2,4を格子状に組み立て、各ストラップ
2,4の交差部(嵌合部を含む)P,Rを中心に溶接を
行う。このようにして支持格子を製作できる。
【0004】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、このよ
うな支持格子では、各ストラップ2,4の交差部を中心
に溶接部P,Rについて溶接したままの金属組織(溶接
まま組織)が溶接後の急冷組織としてそのまま残り、特
に原子炉内での高温水中に燃料集合体を配設して使用す
ると、各支持格子1の溶接部P,R以外のストラップ部
分である一般母材部と比較して溶接部P,Rの急冷組織
に酸化膜が過大に成長する。例えば図4に示す支持格子
腐食試験では、360℃の高温下においた上記支持格子
について、一般母材部と溶接部についての酸化膜厚さの
経時変化を測定すると、腐食試験日数の増大につれて図
に示すように一般母材部と溶接部の酸化膜が共に漸次増
大する。しかも、経時変化による酸化膜厚さはいずれも
溶接部が一般母材部を上回っており、溶接部の耐食性は
一般母材部の耐食性と比較して低かった。その原因は参
考文献(S.G.MacDonald et.al,ASTM STP 754(1982)41
2.)にあるように、溶接による溶接部の添加元素消失と
考えられてきた。このような支持格子の溶接部の耐食性
特性は、通常の原子炉では十分許容範囲内であり、特に
問題は生じないが、燃料ペレットとして例えば二酸化ウ
ラン中のU238の濃縮度を5%近くに上げた高燃焼度化
燃料を用いて原子炉を高燃焼度化(高効率化)運転して
長期間に亘って稼働すると、溶接部の耐食性は許容範囲
を逸脱しないまでも許容範囲に対して余裕が減少するこ
とになる。また過大な酸化膜の形成は支持格子の構造強
度面からも好ましいものではなかった。
【0005】本発明は、このような課題に鑑みて、支持
格子の特性を損なうことなく溶接部の耐食性を向上させ
るようにした燃料集合体支持格子の製造方法を提供する
ことを目的とする。
【0006】
【課題を解決するための手段】本発明による燃料集合体
支持格子の製造方法は、溶接部の耐食性の相対的な低下
が先に示した溶接による溶接部の添加元素消失によるも
のではなく、溶接後の急冷組織に起因したものであるこ
とを見い出したことによるものである。即ち本発明は、
複数のストラップを格子状に組み立てて、各ストラップ
の交差部を溶接し、その後に焼鈍するようにしたことを
特徴とする。支持格子を組み立てて各ストラップの交差
部を溶接すると、その後に溶接部が急冷して溶接部の急
冷組織の結晶が変化して耐食性が低下するが、後の工程
で支持格子を焼鈍することで結晶が変化した溶接部の急
冷組織を耐食性が良くなるように調整することができ
る。例えばストラップがジルカロイ合金であれば、高温
金属相であるβ相は溶接後の急冷で焼き入れ組織の結晶
に変わり耐食性が低下するが、その後に焼鈍することに
よって溶接部の急冷組織である先β相(prior−β相)
の金属組織を調整して金属間化合物を析出させて溶接部
の耐食性を向上させることができる。
【0007】また焼鈍は、溶接部を再結晶組織に変化さ
せるための再結晶焼鈍であることが好ましい。再結晶焼
鈍を行うことで、溶接部の急冷組織の歪みを調整・解消
して再結晶組織に変化させることになり、金属間化合物
を析出させて耐食性が向上する。尚、本発明では、従来
技術で行っていた原料プレートの打ち抜きに起因する歪
み取りの焼鈍を行わない。仮に打ち抜きによる歪み取り
焼鈍を行ってストラップの強度をあげても、その後に再
結晶焼鈍を行うことで打ち抜き歪み部分の組織が再度変
化して強度が低下することになり、無駄になる。また焼
鈍は、焼鈍温度を430〜750℃に設定し、0.5〜
24時間保持するようにするのが好ましい。この範囲の
加熱温度で所定時間保持することによって溶接部の急冷
組織を調整して、金属間化合物を析出させることで耐食
性が向上すると共に、溶接や打ち抜きによる歪みや内部
応力を解消することができる。上記焼鈍温度の範囲のう
ち、特に430℃〜500℃までの範囲では溶接部の耐
食性は焼鈍温度が500℃を越えた場合よりも若干劣る
ものの溶接部の機械的強度がより高く、また焼鈍温度が
500℃を越えて750℃までの範囲では溶接部の機械
的強度は430〜500℃までの範囲のものより劣るも
のの溶接部の耐食性がより優れているという特徴があ
る。尚、焼鈍温度が430℃より小さいと応力除去が不
十分になるという欠点があり、750℃を越えると耐食
性の低下を招くという欠点が生じる。また焼鈍温度の保
持時間が0.5時間より短いと溶接部の急冷組織を調整
して金属間化合物を析出させることができず、24時間
より長いと耐食性の低下を招くという問題が生じる。
【0008】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態を図1
に基づいて説明する。図1は本発明の実施の形態による
支持格子の製造工程を示す工程図である。本実施の形態
による支持格子は上述した従来技術のものと同様に、薄
板帯状のストラップを略格子状に組んで形成されてい
る。ストラップは内ストラップと外ストラップとを有し
ており、これらストラップは例えばジルカロイ2やジル
カロイ4等のジルカロイ合金で構成されている。そして
支持格子は内ストラップ同士の交差部や内ストラップと
外ストラップの交差部や外ストラップ同士の交差部がそ
れぞれ溶接されて一体化されて組み込まれている。以
下、図1に示す本発明の実施の形態による工程図に沿っ
て支持格子の製造方法について説明する。
【0009】先ず原料プレートとしてジルカロイ2また
はジルカロイ4等のジルカロイ合金を用意し(工程10
1)、これを所望のストラップ形状に打ち抜く(工程1
02)。打ち抜きによってストラップは打ち抜き部を中
心に塑性変形等して加工組織となる。次に複数の内スト
ラップと外ストラップを格子状に組み上げて支持格子状
に形成する(工程103)。そして内ストラップ同士の
交差部、内ストラップ及び外ストラップの交差部(嵌合
部を含む)、外ストラップ同士の交差部を例えばスポッ
ト溶接等でそれぞれ溶接する(工程104)。溶接する
ことでジルカロイ合金の溶接部は組織が変化し、低温安
定相である球状結晶粒のα相から高温安定相であるβ相
に変化するが、溶接部は溶接後に例えば100℃/秒程
度で急冷されることで溶接部の急冷組織はβ相の焼き入
れ組織になり先β相(prior−β相または焼き入れα
相)になるため、結晶が針状結晶粒に変化して、耐食性
が低下することになる。尚、溶接部の急冷組織は溶接し
っぱなしの組織(溶接まま組織)で原子炉内で使用する
とストラップの他の領域である母材一般部と比較して酸
化膜が過大に成長することになる(図4参照)。
【0010】次に組み上げられた支持格子を再結晶焼鈍
する(工程105)。そのため、支持格子を熱処理炉内
に保持して、熱処理炉内を真空引きするかまたは不活性
ガス雰囲気にして、再結晶焼鈍する。再結晶焼鈍条件と
して、加熱温度は430℃〜750℃の範囲、耐食性を
特に重視するなら500℃〜750℃の範囲、好ましく
は560℃〜730℃の範囲、更に好ましくは600℃
〜720℃の範囲内にするものとし、加熱時間は0.5
時間〜24時間保持することにより、溶接部の急冷組織
の歪みを調整・解消して再結晶組織に変化させる。また
溶接部の急冷組織を調整してこの急冷組織の先β相に金
属間化合物を析出させることができて溶接部の耐食性が
向上する。即ち、ジルカロイ合金中の金属間化合物を形
成するFe,Crは低温のα相にはほとんど固溶しない
が溶接時に高温のβ相に高濃度に固溶するため、溶接後
の急冷によって焼き入れ組織になると急冷された先β相
(焼き入れα相)中に過飽和状態で存在する。そしてこ
のFe,Crは再結晶焼鈍によって過飽和状態が解除さ
れて金属間化合物として析出することになる。尚、上述
した焼鈍温度の範囲430〜750℃のうち、特に43
0℃〜500℃までの範囲では溶接部の耐食性は焼鈍温
度が500℃を越えた場合よりも若干劣るものの溶接部
の機械的強度がより高く、また焼鈍温度が500℃を越
えて750℃までの範囲では溶接部の機械的強度は43
0〜500℃までの範囲のものより劣るものの溶接部の
耐食性がより優れているという特徴がある。
【0011】尚、再結晶焼鈍条件として焼鈍温度が43
0℃より小さいと応力の除去が不十分になるという欠点
があり、750℃を越えると耐食性の低下を招くという
欠点が生じる。また560℃〜730℃の範囲にすれば
耐食性が低下しない再結晶条件となり、更に600℃〜
720℃の範囲内にすれば効果的な析出物の成長が見ら
れるという一層好ましい効果が得られる。このような焼
鈍温度の保持時間が0.5時間より短いと溶接部の急冷
組織を調整して金属間化合物を析出させることができ
ず、24時間より長いと耐食性の低下を招くという問題
が生じる。このようにして耐食性に優れた支持格子を製
作できる(工程106)。
【0012】上述のように本実施の形態によれば、ジル
カロイ合金のプレートからなる支持格子の特性を損なう
ことなく、溶接部の耐食性を向上できる。これによっ
て、燃料集合体に例えばウラン燃料ペレット中のU238
の濃度を高くした高燃焼度化燃料を用いて原子炉内で高
効率運転を行う場合でも、支持格子の溶接部耐食性の許
容範囲に対する余裕が増大するために信頼性の一層高い
運転が可能になる。
【0013】次に本実施の形態による支持格子の再結晶
焼鈍についての実施例を説明する。実施条件として、ス
トラップはジルカロイ4のジルカロイ合金を用い、支持
格子の交差部の溶接はスポット溶接とし、溶接後の冷却
速度は100℃/秒とした。再結晶焼鈍条件として加熱
温度600℃で0.5時間保持したものを実施例1、加
熱温度680℃で0.5時間保持したものを実施例2、
加熱温度680℃で2時間保持したものを実施例3、加
熱温度680℃で8時間保持したものを実施例4とし
た。また溶接後に再結晶焼鈍せず、溶接部を溶接まま組
織としたものを従来例とした。実施例1乃至4と従来例
について再結晶温度条件と金属間化合物の析出状態との
関係は表1に示すようになった。
【0014】
【表1】
【0015】表1に示す試験結果から、実施例1乃至4
では、加熱温度600〜680℃において0.5時間の
焼鈍によっても溶接組織内に金属間化合物を析出させる
ことができ、これより長時間の焼鈍を行うことでより多
くの金属間化合物を析出させることができた。そのため
いずれの実施例においても耐食性を向上でき、特に長時
間の焼鈍によって一層耐食性を向上できた。これに対し
て従来例では金属間化合物を析出させることができず、
耐食性の向上効果は生じなかった。
【0016】
【発明の効果】上述のように、本発明に係る燃料集合体
の支持格子製造方法は、複数のストラップを格子状に組
み立てて、各ストラップの交差部を溶接し、その後に焼
鈍するようにしたから、溶接後に溶接部の急冷組織の耐
食性が低下しても、その後に焼鈍することによって溶接
部の急冷組織を調整して金属間化合物を析出して溶接部
の耐食性が向上する。これによって高燃焼度化燃料を用
いて高効率運転を行っても耐食性に関する許容範囲に対
して十分な余裕を確保できて長期間の運転に亘る十分な
耐食性を確保できる。
【0017】また焼鈍は、溶接部を再結晶組織に変化さ
せるための再結晶焼鈍であるから、溶接部の急冷組織を
再結晶組織に変化させることになり、金属間化合物を析
出させて耐食性が向上する。また焼鈍は、焼鈍温度を4
30〜750℃に設定し、0.5〜24時間保持するよ
うにしたので、溶接部の急冷組織を調整して金属間化合
物を析出させることで耐食性が向上すると共に、溶接や
打ち抜きによる歪みや内部応力を解消することができ
る。尚、焼鈍温度が430℃より小さいと応力除去が不
十分になるという欠点があり、750℃を越えると耐食
性の低下を招くという欠点が生じる。また焼鈍温度の保
持時間が0.5時間より短いと溶接部の急冷組織を再結
晶組織に変化させることができず、24時間より長いと
耐食性の低下を招くという問題が生じる。
【図面の簡単な説明】
【図1】 本発明の実施の形態による支持格子の製造工
程を示す工程図である。
【図2】 一般的な支持格子の部分斜視図であり、
(a)は内ストラップの交差部を示す図、(b)は内ス
トラップと外ストラップの交差部を示す図である。
【図3】 従来の支持格子の製造工程を示す工程図であ
る。
【図4】 ストラップの一般母材部と溶接部について腐
食試験日数と酸化膜厚さとの関係を示す図である。
─────────────────────────────────────────────────────
【手続補正書】
【提出日】平成14年6月13日(2002.6.1
3)
【手続補正1】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】特許請求の範囲
【補正方法】変更
【補正内容】
【特許請求の範囲】
【手続補正2】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】0006
【補正方法】変更
【補正内容】
【0006】
【課題を解決するための手段】本発明による燃料集合体
支持格子の製造方法は、溶接部の耐食性の相対的な低下
が先に示した溶接による溶接部の添加元素消失によるも
のではなく、溶接後の急冷組織に起因したものであるこ
とを見い出したことによるものである。即ち本発明は、
複数のストラップを格子状に組み立てて、各ストラップ
の交差部を溶接し、その後に焼鈍することで溶接部に金
属間化合物を析出させるようにしたことを特徴とする。
また本発明は、ジルカロイ合金からなる複数のストラッ
プを格子状に組み立てて、各ストラップの交差部を溶接
し、その後に焼鈍するようにしたことを特徴とする。
持格子を組み立てて各ストラップの交差部を溶接する
と、その後に溶接部が急冷して溶接部の急冷組織の結晶
が変化して耐食性が低下するが、後の工程で支持格子を
焼鈍することで結晶が変化した溶接部の急冷組織を耐食
性が良くなるように調整することができる。例えばスト
ラップがジルカロイ合金であれば、高温金属相であるβ
相は溶接後の急冷で焼き入れ組織の結晶に変わり耐食性
が低下するが、その後に焼鈍することによって溶接部の
急冷組織である先β相(prior−β相)の金属組織を調
整して金属間化合物を析出させて溶接部の耐食性を向上
させることができる。
【手続補正3】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】0007
【補正方法】変更
【補正内容】
【0007】また焼鈍は、溶接部を再結晶組織に変化さ
せるための再結晶焼鈍であることが好ましい。再結晶焼
鈍を行うことで、溶接部の急冷組織の歪みを調整・解消
して再結晶組織に変化させることになり、金属間化合物
を析出させて耐食性が向上する。尚、本発明では、従来
技術で行っていた原料プレートの打ち抜きに起因する歪
み取りの焼鈍を行わない。仮に打ち抜きによる歪み取り
焼鈍を行ってストラップの強度をあげても、その後に再
結晶焼鈍を行うことで打ち抜き歪み部分の組織が再度変
化して強度が低下することになり、無駄になる。また焼
鈍は、焼鈍温度を560〜750℃に設定し、0.5〜
24時間保持するのが好ましい。この範囲の加熱温度で
所定時間保持することによって溶接部の急冷組織を調整
して、金属間化合物を析出させることで耐食性が向上す
ると共に、溶接や打ち抜きによる歪みや内部応力を解消
することができる。特に焼鈍温度が560℃〜730℃
の範囲であれば耐食性が低下しない再結晶条件となり、
750℃を越えると耐食性の低下を招くという欠点が生
じる。また焼鈍温度の保持時間が0.5時間より短いと
溶接部の急冷組織を調整して金属間化合物を析出させる
ことができず、24時間より長いと耐食性の低下を招く
という問題が生じる。
【手続補正4】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】0016
【補正方法】変更
【補正内容】
【0016】
【発明の効果】上述のように、本発明に係る燃料集合体
の支持格子製造方法は、複数のストラップを格子状に組
み立てて、各ストラップの交差部を溶接し、その後に焼
鈍することで溶接部に金属間化合物を析出させるように
したから、溶接後に溶接部の急冷組織の耐食性が低下し
ても、その後に焼鈍することによって溶接部の急冷組織
を調整して金属間化合物を析出して溶接部の耐食性が向
上する。これによって高燃焼度化燃料を用いて高効率運
転を行っても耐食性に関する許容範囲に対して十分な余
裕を確保できて長期間の運転に亘る十分な耐食性を確保
できる。また本発明による燃料集合体支持格子の製造方
法は、ジルカロイ合金からなる複数のストラップを格子
状に組み立てて、各ストラップの交差部を溶接し、その
後に焼鈍するようにしたから、支持格子を組み立てて各
ストラップの交差部を溶接すると、その後に溶接部が急
冷して溶接部の急冷組織の結晶が変化して耐食性が低下
するが、後の工程で支持格子を焼鈍することで結晶が変
化した溶接部の急冷組織を耐食性が良くなるように調整
することができる。
【手続補正5】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】0017
【補正方法】変更
【補正内容】
【0017】また焼鈍は、焼鈍温度を560〜750℃
に設定し、0.5〜24時間保持するようにしたので、
溶接部の急冷組織を調整して金属間化合物を析出させる
ことで耐食性が向上すると共に、溶接や打ち抜きによる
歪みや内部応力を解消することができる。
フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 FI テーマコート゛(参考) C22F 1/00 C22F 1/18 E 1/18 G21C 3/34 C (72)発明者 木戸 俊哉 茨城県那珂郡東海村大字舟石川622番地12 ニュークリア・デベロップメント株式会 社内 (72)発明者 中山 喜実男 茨城県那珂郡東海村大字舟石川622番地1 三菱原子燃料株式会社内 (72)発明者 山口 康直 兵庫県神戸市兵庫区和田崎町一丁目1番1 号 三菱重工業株式会社神戸造船所内

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】複数のストラップを格子状に組み立てて、
    各ストラップの交差部を溶接し、その後に焼鈍するよう
    にしたことを特徴とする燃料集合体支持格子の製造方
    法。
  2. 【請求項2】前記焼鈍は、前記溶接部を再結晶組織に変
    化させるための再結晶焼鈍であることを特徴とする請求
    項1記載の燃料集合体支持格子の製造方法。
  3. 【請求項3】前記焼鈍は、焼鈍温度を430〜750℃
    に設定し、0.5〜24時間保持するようにしたことを
    特徴とする請求項1または2記載の燃料集合体支持格子
    の製造方法。
JP2001343735A 2001-11-08 2001-11-08 燃料集合体支持格子の製造方法 Pending JP2003149369A (ja)

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GB0225849A GB2387475B (en) 2001-11-08 2002-11-06 Production method for a nuclear fuel assembly support grid and a nuclear fuel assembly support grid produced by the same
FR0213850A FR2831984B1 (fr) 2001-11-08 2002-11-06 Procede de fabrication d'une grille de support de combustible nucleaire, et grille obtenue
KR1020020068757A KR100701872B1 (ko) 2001-11-08 2002-11-07 핵연료집합체 지지격자의 제조방법 및 그것에 의해 제조된핵연료집합체 지지격자
CNB021606390A CN1252734C (zh) 2001-11-08 2002-11-08 核燃料组件支撑栅格及其生产方法

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104388864A (zh) * 2014-12-15 2015-03-04 苏州热工研究院有限公司 一种提高Zr-Nb-Cu系合金焊接封头硬度的热处理方法

Families Citing this family (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7401543B2 (en) * 2004-03-16 2008-07-22 Hargraves Technology Corporation Pump sealing apparatus
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
JP5585883B2 (ja) 2007-12-26 2014-09-10 トリウム・パワー、インク 核燃料集合体、核燃料集合体を含む軽水炉、及び核燃料集合体の使用方法
KR100939995B1 (ko) 2008-09-26 2010-02-03 주식회사진영정기 핵연료봉 지지격자체의 이너스트랩 제조방법
EA019989B1 (ru) 2008-12-25 2014-07-30 Ториум Пауэр Инк. Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор
KR100924380B1 (ko) * 2009-03-31 2009-10-30 주식회사진영정기 스트랩의 딤플 성형방법
KR100924321B1 (ko) * 2009-03-31 2009-11-02 주식회사진영정기 스트랩의 패턴 성형방법
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
KR101292612B1 (ko) * 2012-01-06 2013-08-02 주식회사진영정기 지지패턴 성형방법
KR102160440B1 (ko) 2019-08-13 2020-10-05 한전원자력연료 주식회사 충격특성이 우수한 핵연료 집합체의 지지격자의 제조방법 및 그에 의해 제작된 핵연료 집합체의 지지격자
KR102264880B1 (ko) 2019-08-13 2021-06-14 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 지지격자
KR102177330B1 (ko) 2019-08-13 2020-11-11 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 지지격자
KR102250055B1 (ko) 2019-08-13 2021-05-12 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 지지격자
KR102257558B1 (ko) 2019-08-13 2021-06-01 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 지지격자
KR102264879B1 (ko) 2019-08-13 2021-06-14 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 지지격자
KR102117496B1 (ko) 2019-10-14 2020-06-01 한전원자력연료 주식회사 단순 형상 구조를 갖는 핵연료 집합체의 지지격자
KR20220028263A (ko) 2020-08-28 2022-03-08 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 인코넬 지지격자
KR102460092B1 (ko) 2020-08-28 2022-10-31 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 인코넬 지지격자
KR102393587B1 (ko) 2020-08-28 2022-05-04 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 인코넬 지지격자
KR20220064559A (ko) 2020-11-12 2022-05-19 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 지지격자
KR102465710B1 (ko) 2020-11-12 2022-11-11 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 지지격자
KR102465709B1 (ko) 2020-11-12 2022-11-11 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 인코넬 지지격자

Family Cites Families (34)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4003788A (en) * 1970-12-08 1977-01-18 Westinghouse Electric Corporation Nuclear fuel elements sealed by electric welding
JPS58224139A (ja) * 1982-06-21 1983-12-26 Hitachi Ltd 高耐食性ジルコニウム合金
FR2575762B1 (fr) * 1985-01-10 1989-03-03 Fragema Framatome & Cogema Procede de fabrication de plaquettes en alliage de zirconium
JPS6291892A (ja) * 1985-10-18 1987-04-27 株式会社日立製作所 原子燃料集合体のスペ−サ作成方法
US4842814A (en) * 1986-02-03 1989-06-27 Hitachi, Ltd. Nuclear reactor fuel assembly
US4849161A (en) * 1987-02-19 1989-07-18 Advanced Nuclear Fuels Corp. Debris-resistant fuel assembly
DE3873643T2 (de) 1987-06-23 1993-03-25 Framatome Sa Verfahren zur herstellung eines rohres auf zirconiumlegierungsbasis fuer kernkraftreaktoren und verwendung.
EP0307268B1 (fr) 1987-08-24 1991-10-23 Framatome Procédé de fabrication d'une grille-entretoise pour un assemblage combustible d'un réacteur nucléaire
JPH01119650A (ja) * 1987-11-04 1989-05-11 Hitachi Ltd 原子炉燃料集合体用チヤンネルボツクスの製造方法
JP2559136B2 (ja) * 1988-10-26 1996-12-04 三菱マテリアル株式会社 原子炉燃料被覆管支持格子用Zr合金
US5024426A (en) * 1989-03-17 1991-06-18 Advanced Nuclear Fuels Corporation Bimetallic spring member for radiation environment
JPH0331793A (ja) * 1989-06-29 1991-02-12 Nuclear Fuel Ind Ltd リング素子型スペーサ
FR2665292B1 (fr) * 1990-07-24 1992-11-13 Framatome Sa Grille additionnelle pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et assemblage en comportant application.
FR2665293B1 (fr) 1990-07-24 1993-12-24 Framatome Procede de fabrication de grille a cellules calibrees pour assemblage combustible nucleaire.
JPH04309895A (ja) * 1991-04-05 1992-11-02 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 原子炉用燃料バンドルの製造方法
JPH04315093A (ja) * 1991-04-12 1992-11-06 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料被覆管の製造方法
JP2638351B2 (ja) * 1991-09-20 1997-08-06 株式会社日立製作所 燃料集合体
JPH06281772A (ja) * 1993-03-29 1994-10-07 Nuclear Fuel Ind Ltd 加圧水型原子炉用燃料集合体の支持格子製造方法
US5361282A (en) 1993-05-13 1994-11-01 General Electric Company Dimensionally stable and corrosion-resistant fuel channels and related method of manufacture
US5305359A (en) * 1993-05-13 1994-04-19 General Electric Company Dimensionally stable and corrosion-resistant fuel channels and related method of manufacture
SE502866C2 (sv) * 1993-06-30 1996-02-05 Asea Atom Ab Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg
JP3094778B2 (ja) * 1994-03-18 2000-10-03 株式会社日立製作所 軽水炉用燃料集合体とそれに用いられる部品及び合金並びに製造法
US5670072A (en) * 1994-04-22 1997-09-23 General Electric Company Method and apparatus for joining metal components with mitigation of residual stresses
JPH0836079A (ja) * 1994-07-21 1996-02-06 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 燃料集合体に用いられるグリッドのロー付け方法及び該方法によりロー付けされた燃料集合体用グリッド
JP2909801B2 (ja) * 1994-10-28 1999-06-23 原子燃料工業株式会社 加圧水型原子炉用燃料集合体の上部ノズル取扱工具
FR2730089B1 (fr) * 1995-01-30 1997-04-30 Framatome Sa Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
JPH08271667A (ja) * 1995-03-30 1996-10-18 Nuclear Fuel Ind Ltd 支持格子移動防止用突起およびその形成方法
US5831978A (en) * 1996-10-18 1998-11-03 Telefonaktiebolaget L M Ericsson Publ. Method for multiplexing of parallel information streams in a CDMA system
JPH1123758A (ja) * 1997-07-08 1999-01-29 Sumitomo Metal Ind Ltd 核燃料被覆用管の製造方法
US5835550A (en) * 1997-08-28 1998-11-10 Siemens Power Corporation Method of manufacturing zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
US5854818A (en) * 1997-08-28 1998-12-29 Siemens Power Corporation Zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
US5966719A (en) * 1997-11-20 1999-10-12 Microsoft Corporation Method for inserting capitalized Latin characters in a non-Latin document
JP2001208879A (ja) * 2000-01-25 2001-08-03 Nuclear Fuel Ind Ltd 燃料集合体部材の製造法
JP2013208879A (ja) * 2012-03-30 2013-10-10 Ricoh Co Ltd 画像形成装置

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104388864A (zh) * 2014-12-15 2015-03-04 苏州热工研究院有限公司 一种提高Zr-Nb-Cu系合金焊接封头硬度的热处理方法
CN104388864B (zh) * 2014-12-15 2016-08-17 苏州热工研究院有限公司 一种提高Zr-Nb-Cu系合金焊接封头硬度的热处理方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN1459803A (zh) 2003-12-03
KR20030038493A (ko) 2003-05-16
GB2387475B (en) 2004-09-08
US6909766B2 (en) 2005-06-21
FR2831984A1 (fr) 2003-05-09
CN1252734C (zh) 2006-04-19
GB0225849D0 (en) 2002-12-11
FR2831984B1 (fr) 2013-09-20
KR100701872B1 (ko) 2007-03-30
US20040076256A1 (en) 2004-04-22
GB2387475A (en) 2003-10-15

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