JP2004509322A - 加圧水型原子炉の燃料アセンブリ用スペーサ・グリッド - Google Patents
加圧水型原子炉の燃料アセンブリ用スペーサ・グリッド Download PDFInfo
- Publication number
- JP2004509322A JP2004509322A JP2002507381A JP2002507381A JP2004509322A JP 2004509322 A JP2004509322 A JP 2004509322A JP 2002507381 A JP2002507381 A JP 2002507381A JP 2002507381 A JP2002507381 A JP 2002507381A JP 2004509322 A JP2004509322 A JP 2004509322A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor fuel
- spacer
- fuel rods
- substantially straight
- horizontally extending
- 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.)
- Pending
Links
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 title claims abstract description 74
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 36
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 11
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 25
- 210000004027 cell Anatomy 0.000 claims description 21
- 210000001316 polygonal cell Anatomy 0.000 claims description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 75
- 238000005452 bending Methods 0.000 abstract description 9
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 7
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 7
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 4
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 4
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 3
- 230000004323 axial length Effects 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 230000001186 cumulative effect Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910001026 inconel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- 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
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/352—Spacer grids formed of assembled intersecting strips
-
- 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
- G21C3/34—Spacer grids
-
- 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
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the 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
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/356—Spacer grids being provided with fuel element supporting members
-
- 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
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/356—Spacer grids being provided with fuel element supporting members
- G21C3/3563—Supporting members formed only by deformations in the strips
-
- 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)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
Abstract
PWRアセンブリ用スペーサ・グリッドは、隣接している燃料棒とスペーサの対向サイドプレートに接続しているまっすぐで実質的に平らなストリップとの間における湾曲したフローチャンネルを特徴としている。後者のストリップは、燃料アセンブリの製作中と原子炉内での運転中とにおけるサイドプレートの曲りを防止している。さらにスペーサ・グリッドは、正確にピッチが規定された正方形格子における燃料棒の位置決めを可能にし、さらにスペーサセルにおける燃料棒の支持は、燃料棒の曲りを最小にしている。フローチャンネルにおけるノズルの方向は、アセンブリを通しての冷却剤の直交流を促進するべく選択されている。
Description
【0001】
発明の技術分野
本発明は、加圧水型原子炉の原子炉燃料アセンブリに関するものであって、より詳しくは、横方向の振れ止め及び間隔を提供するために、かつ原子炉燃料棒を所定位置に保持するために、原子炉燃料アセンブリの高さ方向に沿って所定距離に配置されている原子炉燃料棒用スペーサすなわちグリッドに関するものである。
【0002】
本発明の背景
原子炉において、炉心は、通常燃料アセンブリにグループ化された燃料棒の形状をしている原子炉燃料を含んでいる。燃料アセンブリのグループは、制御された該分裂反応が可能な炉心を形成するためにマトリックスに配置されている。
【0003】
各燃料棒は通常約10.2mm(約0.4in)の直径で約2.44〜約4.57m(約8〜約15ft)の長さの長い部材であって、その部材は、一般に管状被覆材に囲まれた燃料ペレットを積載した形状の燃料を含んでいる。アセンブリを構成する燃料棒は、二枚の平行プレート、上部タイプレートと下部タイプレートとにより支持されている複数の長手方向に延伸している部材を構成するべく、グループ化されている。これらのプレートは、通常ガイドチューブ又はタイロッド又は他の構造体要素によりお互いに接続されている。
【0004】
各燃料アセンブリあるいはバンドルは、燃料でない部材も含んでいる。例えば、核分裂の度合を制御するようになっている制御棒用通路を形成するガイドチューブ、炉心計装用計装管、スペーサロッド及びアセンブリ内における中性子減速用水管である。隣接する燃料棒間のスペースは冷却材及び/又は減速材が循環可能なフローチャンネルを形成している。軽水路において、冷却材及び減速材は水である。燃料アセンブリにおける燃料棒の横方向の振れ止めと間隔とはスペーサ又はスペーサ・グリッドにより提供される。加圧水型原子炉の典型的な燃料アセンブリは、米国特許第5787142号明細書に開示されていて、参考としてここに包含するものです。
【0005】
加圧水型原子炉であれ沸騰水型原子炉であれ高温ガス冷却型原子炉であれいずれの型式の原子炉であれ、燃料アセンブリ又はバンドルは、通常運転状態あるいは他の運転状態において、燃料棒を所定位置に保持し、振動をなくし、曲りあるいは他の横方向変位を拘束するものである。
【0006】
横方向の振れ止めを提供する、スペーサ又はスペーサ・グリッドは、通常燃料棒間の異なる軸方向膨張を可能とする構造となっている。あるスペーサ・グリッドに組み込まれたばねは、スペーサ・グリッドに対する燃料棒の摺動を可能にするべくよく使用されている。ある構造において、スペーサ・グリッドは照射中の燃料棒の軸方向長さにおけるわずかな変化を吸収するために、多少軸方向に移動できるようになっている。
【0007】
もしスペーサが、燃料アセンブリの構造部材と同様に燃料棒に固定的に接続されていると、隣接している燃料棒の、増長及び熱膨張が燃料棒の局所的なそり及び曲りをもたらす。
【0008】
スペーサは、規則正しい間隔で配置することにより、燃料アセンブリの軸方向長さに沿った、燃料棒同士の間隔を維持することができる。スペーサは、通常ジルコニウムベース合金のシート材料又はインコネル若しくはステンレス鋼で作られていて、かつ複雑な形状のストリップ比較的多数の部材から組立られている。
【0009】
本発明の概要
本発明におけるこれら及び他の目的は原子炉燃料アセンブリの原子炉燃料棒用スペーサを提供することにより達成されている。
原子炉燃料アセンブリの原子炉燃料棒用スペーサが:
二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットを具備していて;
二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの一方が実質的に平らであって、かつ二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップのもう一方がグリッド・ストリップの長手方向に沿って実質的に垂直に延在している波状部を有しており、冷却材の旋回運動を発生するために該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの間に管状流路が形成されていて;
該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットが多角形状セルの格子を形成するべくお互い交差して配列されており、該格子を通して該原子炉燃料棒が延在し、格子が該セル内に非対称的に位置決めされた原子炉燃料棒を支持している。
【0010】
本発明における他の実施例は以下のとおりである。
加圧水型原子炉用の原子炉燃料アセンブリであって、該原子炉燃料アセンブリの底部に対して位置決めされた下部タイプレートと、原子炉燃料アセンブリの上部に対して位置決めされた上部プレートとの間で支持された複数の細長い原子炉燃料棒、及び原子炉燃料棒を位置決めしかつ保持している少なくとも一つのスペーサを有している原子炉燃料アセンブリにおいて:
該スペーサが、二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットを具備していて;二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの一方が実質的に平らであって、かつ二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップのもう一方がグリッド・ストリップの長手方向に沿って実質的に垂直に延在している波状部を有しており、冷却材の旋回運動を発生するために該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの間に管状流路が形成されていて;該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットが多角形セルの格子を形成するべくお互い交差して配列されており、該格子を通して該原子炉燃料棒が延在し、格子が該セル内に非対称的に位置決めされた原子炉燃料棒を支持している。
【0011】
実施例の説明
あるスペーサ構造の照射後における包絡面の測定値は、スペーサのサイドプレートが炉心装荷中に、スペーサ構造包絡面限界を越える点にまで外向きに曲っていることを示している。その影響は高燃焼度下において最も顕著である。
【0012】
もしその影響がきびしいものでかつ多くのアセンブリに生じていると、アセンブリが動かなくなる及び/又は引き抜きあるいは挿入が困難になるという点において、炉心に装荷あるいは除荷の際の困難さを招くものとなる。スペーサの“増長”は、隣接するアセンブリ間とのギャップ閉塞により、炉心内におけるアセンブリの地震挙動にもインパクトがある。
【0013】
スペーサにおける、“増長”あるいは曲りが予想より上廻る理由は、あるスペーサ構造においてセルを構成する内部ダブレットストリップの、増長あるいは伸びが予想より上廻ることに関係している。
【0014】
腐蝕反応からの水素侵入が、スペーサの通常少なくとも一部を構成するべく使用されているジルカロイ材料の体積増加をもたらしている。ジルカロイ・ストリップ材料に形成される酸化物は基礎をなす金属に引張応力を生じ、従って引張応力によりもたらされるクリープでスペーサ・ストリップを引き延ばすようにしている。これらの原因によるスペーサ・ストリップの、増長あるいは伸びは、腐蝕挙動を改善したジルコニウム合金の使用により緩和することができる。
【0015】
測定値及び計算は、原因に関係する腐食の影響の合計が、照射中に観察されたスペーサ用サイドプレートの膨れを完全に定量化できていない。
【0016】
最近の、アセンブリ製作時の計測値は、アセンブリ(あるいはスペーサ)への燃料装荷中においてサイドプレートの一定量の膨れが生じていることを示している。この理由は以下のとおりであって、ダブレットスペーサストリップ(doublet spacer strips )を使用している構造において燃料をセルに押し込む際に生じる、ばねにストリップを割り込ませる場合、スペーサストリップにおける波形がわずかに平坦化されるために、ストリップの長さが増加するからである。
【0017】
各スペーサセルの影響はわずかなものであるけれど、約14〜18の燃料棒セルの累積効果は、スペーサ用サイドプレートの計測可能な外側向きの膨らみをもたらす。本発明による改善は、スペーサにおける対向側に取りつける、平坦化のないまっすぐな少なくとも多少のストリップを備えることである。まっすぐなストリップはスペーサのサイドプレートが離れ離れに移動することを防止している。同時に、特殊なスペーサ構造の最も所望される形状、すなわち、ダブレットに形成された、隣接する燃料棒から分離している湾曲したフロー・チャンネルが保持される。
【0018】
ダブレットにより形成され、かつ燃料棒を囲んでいる四つのチャンネルを備えた典型的な従来技術における構造は各スペーサセルに四個のばねを備えている。各セルにおける四個のばねの接触点は、単一平面において燃料棒に接触している。このことは、燃料棒がわずかではあるといえ各セル内で回動することを可能にしている。わずかな、初期曲り、燃料コラム内における一定でない熱流束あるいは一定でない核分裂、座屈力等のようないずれかの原因により燃料棒が斜めに曲がり、そのような曲りは、燃料棒がスペーサセル内で回動できるという事実により悪化される。燃料棒の長手方向に沿って離間しているディンプルにより、又は燃料棒をある長さに沿って支持することにより、単一平面内における燃料棒の回動を防止する、スペーサの又はセルの構造は燃料棒の曲りを阻止するのに役立つ。
【0019】
本発明においてPWRのスペーサ50が開示されていて、多くのダブレット(doublet )40は、一つの実質的に平らでまっすぐなストリップ42と、一つの実質的にまっすぐで波状部(undulation)を有するストリップ46とから構成されている。各波状部47は、隣接する燃料棒間に配置されたフローチャンネル48を形成していて、多数の燃料棒が四つのそのようなチャンネルにより囲まれている。スペーサ52内における燃料棒20の配置を図1に示す。燃料棒は、二側面における平らでまっすぐなスペーサストリップ42と、二つの波状部に形成されたフローチャンネルばねとにより所定位置に保持されていて、そのフローチャンネルばねの機能は米国特許第4726926号明細書に開示されたスペーサにおけるばねと同様なものであって、ここに参考として包含するものです。図2において燃料棒は、むしろセルの中心に配置されているというよりは、セル内に非対象的に配置されていて、加圧水型原子炉の17×17燃料アセンブリ用スペーサの、ガイドチューブと燃料棒とスペーサストリップとの配置を図2に示す。スペーサ内における対称性は、スペーサの四分区画各々における、外側のばねストリップ面と内側の平らなストリップ面とにより保たれている。ダブレットばねストリップは燃料棒の17×17アレイ用のスペーサの中心附近に備えられている。本発明は事実上いずれの他の燃料棒のアレイにも使用することができる。
【0020】
本発明は従来技術を上廻るいくつかの利点を有している。ほぼすべての燃料棒間のまっすぐで実質的に平らなストリップは、対向側のスペーサに接続していて、その対向側のスペーサが、製作時におけるサイドプレートの膨らみを防止し、さらに照射中の曲りを軽減している。このことは燃料棒の位置を、まっすぐなストリップにより決定できるので、より正確なピッチとしている。このことは、従来技術の構造を上廻る改善である。なお従来技術の構造においては、燃料棒がスペーサセルの各側面に一つづつあるばね四つの間に保持されていて、さらに、セル内のすべてのばねが同一量で圧縮されないことから燃料棒同士のピッチは変わるかもしれない。しかしながら、従来技術の構造に比較して、本発明における燃料棒は、セルの二つの側面においてほぼスペーサの全長にわたって支持されていて、スペーサのまっすぐなスペーサストリップに接触している。従ってこのことが、燃料棒の回動を回避し、かつ照射中の燃料棒の曲りを軽減している。従来の構造を上廻るさらなる改善は、スペーサストリップにより形成されたフローチャンネル48において特定の所定の方向を有する湾曲したノズル49を備えることにより達成されていて、以下に詳述する。
【0021】
本発明におけるノズル方向が図2及び3に示されていて、スペーサは“A”、“B”、“C”、“D”で示す側面を有している。個々のダブレットのノズルすべては同一方向である。図3に示すように、スペーサ断面を左から右へ、矢印で示すような側面Aの方向を向いたノズルを有する四つのダブレットがあり、側面Bの方向を向いたノズルを有する四つのダブレットと、側面Aの方向を向いたノズルを有する四つのダブレットと、側面Cの方向を向いたノズルを有する四つのダブレットとが続いている。これと同一のパターンに、図におけるスペーサの側面Bと側面Aとを接続するダブレットもなっている。ノズルをこれらの方向に向けることにより、燃料棒間の冷却材流れは、燃料棒のアレイ内において図4に示すような斜行的な方向となる。従来技術の構造において、冷却材流れは図5に示すように各制御棒の周囲を矢印で示す方向に循環する。図6Aに示す従来技術と図6Bに示す本発明との間には大きな違いがある。両構造において、矢印で示すように二つの冷却材流れが、正方形配列となっている隣接する四本の燃料棒の間に形成されたフローチャンネル30へ流入し、そして二つの冷却材流れは各フローチャンネル30から流出する。従来技術の構造において、フローチャンネル内に、激しい乱れをもたらす対向流がある。図6Bに示す本発明において、フローチャンネル30内におけるすべての冷却材は、同一方向に流れていて、燃料棒表面において乱れのないより効果的なストライピングの水膜をもたらしている。
【0022】
アセンブリ内において、冷却材流れは図7に示すような矢印により表わされる方向となっている。冷却材はアセンブリの部分において対角方向に循環していて、全体的にほぼ円形のフローパターンとなっており、フローパターンの一例を図7における太実線の矢印で示す。図8はアセンブリ内におけるこれらの円形のフローパターンを示している。図示するように、多少の冷却材がアセンブリから流出し、従って隣接するアセンブリに流入しており、かつ同時に多少の冷却材が隣接するアセンブリから流入しているにちがいない。原子炉燃料アセンブリは、すべてが同一方向に対面するか、又は180°回転されるかのどちらかで炉心に配列されている。このようにして、隣接アセンブリ間の流れが確立される。しかしながら、隣接するアセンブリに対して90°又は270°回転されたアセンブリは、冷却材の隣接するアセンブリに対する流出及び流入を妨げている。
【0023】
燃料棒を横切る冷却材流れは横向きの力をもたらし、この力はバランスがとれていないとアセンブリにトルクとねじりを引きおこし、さらにフレッティング及びアセンブリの曲りをもたらしている。対角方向の冷却材流れによりもたらされた力ベクトルの調査は、本発明が正しくバランスのとれた力をもたらしていて、冷却材流れにより引き起されるトルクはないことを示している。このことが図9に示されている。
【0024】
本発明は核沸騰限界における改善ももたらしている。従って本発明において、まっすぐなスペーサストリップを組み込んだスペーサは、フローノズルの方向にかかわらず、以下の利点的特徴を有していて:サイドプレートの過度な曲りなしにスペーサの包絡面を維持し、燃料棒の回動を防止し、従って燃料棒の真直度を維持し、燃料棒同士の正確なピッチを提供している。好適な実施例において、スペーサは耐蝕性のあるジルコニウム合金で作られている。
【0025】
本発明を好適な実施例を参照して特定的に図示及び説明してきたけれど、本発明における精神及び範囲を逸脱することなく構造及び詳細における種々の変更が行なわれてもよいことは当業者において理解されるであろう。
【図面の簡単な説明】
【図1】
図1は、本発明における、スペーサのスペーサセル内での燃料棒を示す。
【図1A】
図1Aは、図1におけるスペーサセルの断面図−1を示す。
【図1B】
図1Bは、図1におけるスペーサセルの断面図−2を示す。
【図2】
図2は、本発明におけるPWRの17×17アレイの燃料棒用スペーサの平面図を示していて、燃料棒位置とガイドチューブ用のより大きな開口部を示している。
【図3】
図3はノズル方向を示す。
【図4】
図4は、燃料棒間の冷却剤の方向を示していて、図3に示すノズル方向にほぼ対角線方向となっている。
【図5】
図5は、ガイドチューブと、燃料棒周囲の冷却材の流れとを示す。なお説明を明瞭にするために燃料棒は略した。
【図6】
図6Aは、従来構造における燃料棒間の冷却材流れを示す。
図6Bは、本発明におけるスペーサセグメントの冷却材流れを示す。
【図7】
図7は、燃料アセンブリのスペーサ内における冷却材流れ方向を示す。
【図8】
図8は、燃料アセンブリ内における流れのセルを示す。
【図9】
図9は、流れの力ベクトルの実際の力のダイアグラムを示す。
発明の技術分野
本発明は、加圧水型原子炉の原子炉燃料アセンブリに関するものであって、より詳しくは、横方向の振れ止め及び間隔を提供するために、かつ原子炉燃料棒を所定位置に保持するために、原子炉燃料アセンブリの高さ方向に沿って所定距離に配置されている原子炉燃料棒用スペーサすなわちグリッドに関するものである。
【0002】
本発明の背景
原子炉において、炉心は、通常燃料アセンブリにグループ化された燃料棒の形状をしている原子炉燃料を含んでいる。燃料アセンブリのグループは、制御された該分裂反応が可能な炉心を形成するためにマトリックスに配置されている。
【0003】
各燃料棒は通常約10.2mm(約0.4in)の直径で約2.44〜約4.57m(約8〜約15ft)の長さの長い部材であって、その部材は、一般に管状被覆材に囲まれた燃料ペレットを積載した形状の燃料を含んでいる。アセンブリを構成する燃料棒は、二枚の平行プレート、上部タイプレートと下部タイプレートとにより支持されている複数の長手方向に延伸している部材を構成するべく、グループ化されている。これらのプレートは、通常ガイドチューブ又はタイロッド又は他の構造体要素によりお互いに接続されている。
【0004】
各燃料アセンブリあるいはバンドルは、燃料でない部材も含んでいる。例えば、核分裂の度合を制御するようになっている制御棒用通路を形成するガイドチューブ、炉心計装用計装管、スペーサロッド及びアセンブリ内における中性子減速用水管である。隣接する燃料棒間のスペースは冷却材及び/又は減速材が循環可能なフローチャンネルを形成している。軽水路において、冷却材及び減速材は水である。燃料アセンブリにおける燃料棒の横方向の振れ止めと間隔とはスペーサ又はスペーサ・グリッドにより提供される。加圧水型原子炉の典型的な燃料アセンブリは、米国特許第5787142号明細書に開示されていて、参考としてここに包含するものです。
【0005】
加圧水型原子炉であれ沸騰水型原子炉であれ高温ガス冷却型原子炉であれいずれの型式の原子炉であれ、燃料アセンブリ又はバンドルは、通常運転状態あるいは他の運転状態において、燃料棒を所定位置に保持し、振動をなくし、曲りあるいは他の横方向変位を拘束するものである。
【0006】
横方向の振れ止めを提供する、スペーサ又はスペーサ・グリッドは、通常燃料棒間の異なる軸方向膨張を可能とする構造となっている。あるスペーサ・グリッドに組み込まれたばねは、スペーサ・グリッドに対する燃料棒の摺動を可能にするべくよく使用されている。ある構造において、スペーサ・グリッドは照射中の燃料棒の軸方向長さにおけるわずかな変化を吸収するために、多少軸方向に移動できるようになっている。
【0007】
もしスペーサが、燃料アセンブリの構造部材と同様に燃料棒に固定的に接続されていると、隣接している燃料棒の、増長及び熱膨張が燃料棒の局所的なそり及び曲りをもたらす。
【0008】
スペーサは、規則正しい間隔で配置することにより、燃料アセンブリの軸方向長さに沿った、燃料棒同士の間隔を維持することができる。スペーサは、通常ジルコニウムベース合金のシート材料又はインコネル若しくはステンレス鋼で作られていて、かつ複雑な形状のストリップ比較的多数の部材から組立られている。
【0009】
本発明の概要
本発明におけるこれら及び他の目的は原子炉燃料アセンブリの原子炉燃料棒用スペーサを提供することにより達成されている。
原子炉燃料アセンブリの原子炉燃料棒用スペーサが:
二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットを具備していて;
二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの一方が実質的に平らであって、かつ二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップのもう一方がグリッド・ストリップの長手方向に沿って実質的に垂直に延在している波状部を有しており、冷却材の旋回運動を発生するために該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの間に管状流路が形成されていて;
該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットが多角形状セルの格子を形成するべくお互い交差して配列されており、該格子を通して該原子炉燃料棒が延在し、格子が該セル内に非対称的に位置決めされた原子炉燃料棒を支持している。
【0010】
本発明における他の実施例は以下のとおりである。
加圧水型原子炉用の原子炉燃料アセンブリであって、該原子炉燃料アセンブリの底部に対して位置決めされた下部タイプレートと、原子炉燃料アセンブリの上部に対して位置決めされた上部プレートとの間で支持された複数の細長い原子炉燃料棒、及び原子炉燃料棒を位置決めしかつ保持している少なくとも一つのスペーサを有している原子炉燃料アセンブリにおいて:
該スペーサが、二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットを具備していて;二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの一方が実質的に平らであって、かつ二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップのもう一方がグリッド・ストリップの長手方向に沿って実質的に垂直に延在している波状部を有しており、冷却材の旋回運動を発生するために該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの間に管状流路が形成されていて;該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットが多角形セルの格子を形成するべくお互い交差して配列されており、該格子を通して該原子炉燃料棒が延在し、格子が該セル内に非対称的に位置決めされた原子炉燃料棒を支持している。
【0011】
実施例の説明
あるスペーサ構造の照射後における包絡面の測定値は、スペーサのサイドプレートが炉心装荷中に、スペーサ構造包絡面限界を越える点にまで外向きに曲っていることを示している。その影響は高燃焼度下において最も顕著である。
【0012】
もしその影響がきびしいものでかつ多くのアセンブリに生じていると、アセンブリが動かなくなる及び/又は引き抜きあるいは挿入が困難になるという点において、炉心に装荷あるいは除荷の際の困難さを招くものとなる。スペーサの“増長”は、隣接するアセンブリ間とのギャップ閉塞により、炉心内におけるアセンブリの地震挙動にもインパクトがある。
【0013】
スペーサにおける、“増長”あるいは曲りが予想より上廻る理由は、あるスペーサ構造においてセルを構成する内部ダブレットストリップの、増長あるいは伸びが予想より上廻ることに関係している。
【0014】
腐蝕反応からの水素侵入が、スペーサの通常少なくとも一部を構成するべく使用されているジルカロイ材料の体積増加をもたらしている。ジルカロイ・ストリップ材料に形成される酸化物は基礎をなす金属に引張応力を生じ、従って引張応力によりもたらされるクリープでスペーサ・ストリップを引き延ばすようにしている。これらの原因によるスペーサ・ストリップの、増長あるいは伸びは、腐蝕挙動を改善したジルコニウム合金の使用により緩和することができる。
【0015】
測定値及び計算は、原因に関係する腐食の影響の合計が、照射中に観察されたスペーサ用サイドプレートの膨れを完全に定量化できていない。
【0016】
最近の、アセンブリ製作時の計測値は、アセンブリ(あるいはスペーサ)への燃料装荷中においてサイドプレートの一定量の膨れが生じていることを示している。この理由は以下のとおりであって、ダブレットスペーサストリップ(doublet spacer strips )を使用している構造において燃料をセルに押し込む際に生じる、ばねにストリップを割り込ませる場合、スペーサストリップにおける波形がわずかに平坦化されるために、ストリップの長さが増加するからである。
【0017】
各スペーサセルの影響はわずかなものであるけれど、約14〜18の燃料棒セルの累積効果は、スペーサ用サイドプレートの計測可能な外側向きの膨らみをもたらす。本発明による改善は、スペーサにおける対向側に取りつける、平坦化のないまっすぐな少なくとも多少のストリップを備えることである。まっすぐなストリップはスペーサのサイドプレートが離れ離れに移動することを防止している。同時に、特殊なスペーサ構造の最も所望される形状、すなわち、ダブレットに形成された、隣接する燃料棒から分離している湾曲したフロー・チャンネルが保持される。
【0018】
ダブレットにより形成され、かつ燃料棒を囲んでいる四つのチャンネルを備えた典型的な従来技術における構造は各スペーサセルに四個のばねを備えている。各セルにおける四個のばねの接触点は、単一平面において燃料棒に接触している。このことは、燃料棒がわずかではあるといえ各セル内で回動することを可能にしている。わずかな、初期曲り、燃料コラム内における一定でない熱流束あるいは一定でない核分裂、座屈力等のようないずれかの原因により燃料棒が斜めに曲がり、そのような曲りは、燃料棒がスペーサセル内で回動できるという事実により悪化される。燃料棒の長手方向に沿って離間しているディンプルにより、又は燃料棒をある長さに沿って支持することにより、単一平面内における燃料棒の回動を防止する、スペーサの又はセルの構造は燃料棒の曲りを阻止するのに役立つ。
【0019】
本発明においてPWRのスペーサ50が開示されていて、多くのダブレット(doublet )40は、一つの実質的に平らでまっすぐなストリップ42と、一つの実質的にまっすぐで波状部(undulation)を有するストリップ46とから構成されている。各波状部47は、隣接する燃料棒間に配置されたフローチャンネル48を形成していて、多数の燃料棒が四つのそのようなチャンネルにより囲まれている。スペーサ52内における燃料棒20の配置を図1に示す。燃料棒は、二側面における平らでまっすぐなスペーサストリップ42と、二つの波状部に形成されたフローチャンネルばねとにより所定位置に保持されていて、そのフローチャンネルばねの機能は米国特許第4726926号明細書に開示されたスペーサにおけるばねと同様なものであって、ここに参考として包含するものです。図2において燃料棒は、むしろセルの中心に配置されているというよりは、セル内に非対象的に配置されていて、加圧水型原子炉の17×17燃料アセンブリ用スペーサの、ガイドチューブと燃料棒とスペーサストリップとの配置を図2に示す。スペーサ内における対称性は、スペーサの四分区画各々における、外側のばねストリップ面と内側の平らなストリップ面とにより保たれている。ダブレットばねストリップは燃料棒の17×17アレイ用のスペーサの中心附近に備えられている。本発明は事実上いずれの他の燃料棒のアレイにも使用することができる。
【0020】
本発明は従来技術を上廻るいくつかの利点を有している。ほぼすべての燃料棒間のまっすぐで実質的に平らなストリップは、対向側のスペーサに接続していて、その対向側のスペーサが、製作時におけるサイドプレートの膨らみを防止し、さらに照射中の曲りを軽減している。このことは燃料棒の位置を、まっすぐなストリップにより決定できるので、より正確なピッチとしている。このことは、従来技術の構造を上廻る改善である。なお従来技術の構造においては、燃料棒がスペーサセルの各側面に一つづつあるばね四つの間に保持されていて、さらに、セル内のすべてのばねが同一量で圧縮されないことから燃料棒同士のピッチは変わるかもしれない。しかしながら、従来技術の構造に比較して、本発明における燃料棒は、セルの二つの側面においてほぼスペーサの全長にわたって支持されていて、スペーサのまっすぐなスペーサストリップに接触している。従ってこのことが、燃料棒の回動を回避し、かつ照射中の燃料棒の曲りを軽減している。従来の構造を上廻るさらなる改善は、スペーサストリップにより形成されたフローチャンネル48において特定の所定の方向を有する湾曲したノズル49を備えることにより達成されていて、以下に詳述する。
【0021】
本発明におけるノズル方向が図2及び3に示されていて、スペーサは“A”、“B”、“C”、“D”で示す側面を有している。個々のダブレットのノズルすべては同一方向である。図3に示すように、スペーサ断面を左から右へ、矢印で示すような側面Aの方向を向いたノズルを有する四つのダブレットがあり、側面Bの方向を向いたノズルを有する四つのダブレットと、側面Aの方向を向いたノズルを有する四つのダブレットと、側面Cの方向を向いたノズルを有する四つのダブレットとが続いている。これと同一のパターンに、図におけるスペーサの側面Bと側面Aとを接続するダブレットもなっている。ノズルをこれらの方向に向けることにより、燃料棒間の冷却材流れは、燃料棒のアレイ内において図4に示すような斜行的な方向となる。従来技術の構造において、冷却材流れは図5に示すように各制御棒の周囲を矢印で示す方向に循環する。図6Aに示す従来技術と図6Bに示す本発明との間には大きな違いがある。両構造において、矢印で示すように二つの冷却材流れが、正方形配列となっている隣接する四本の燃料棒の間に形成されたフローチャンネル30へ流入し、そして二つの冷却材流れは各フローチャンネル30から流出する。従来技術の構造において、フローチャンネル内に、激しい乱れをもたらす対向流がある。図6Bに示す本発明において、フローチャンネル30内におけるすべての冷却材は、同一方向に流れていて、燃料棒表面において乱れのないより効果的なストライピングの水膜をもたらしている。
【0022】
アセンブリ内において、冷却材流れは図7に示すような矢印により表わされる方向となっている。冷却材はアセンブリの部分において対角方向に循環していて、全体的にほぼ円形のフローパターンとなっており、フローパターンの一例を図7における太実線の矢印で示す。図8はアセンブリ内におけるこれらの円形のフローパターンを示している。図示するように、多少の冷却材がアセンブリから流出し、従って隣接するアセンブリに流入しており、かつ同時に多少の冷却材が隣接するアセンブリから流入しているにちがいない。原子炉燃料アセンブリは、すべてが同一方向に対面するか、又は180°回転されるかのどちらかで炉心に配列されている。このようにして、隣接アセンブリ間の流れが確立される。しかしながら、隣接するアセンブリに対して90°又は270°回転されたアセンブリは、冷却材の隣接するアセンブリに対する流出及び流入を妨げている。
【0023】
燃料棒を横切る冷却材流れは横向きの力をもたらし、この力はバランスがとれていないとアセンブリにトルクとねじりを引きおこし、さらにフレッティング及びアセンブリの曲りをもたらしている。対角方向の冷却材流れによりもたらされた力ベクトルの調査は、本発明が正しくバランスのとれた力をもたらしていて、冷却材流れにより引き起されるトルクはないことを示している。このことが図9に示されている。
【0024】
本発明は核沸騰限界における改善ももたらしている。従って本発明において、まっすぐなスペーサストリップを組み込んだスペーサは、フローノズルの方向にかかわらず、以下の利点的特徴を有していて:サイドプレートの過度な曲りなしにスペーサの包絡面を維持し、燃料棒の回動を防止し、従って燃料棒の真直度を維持し、燃料棒同士の正確なピッチを提供している。好適な実施例において、スペーサは耐蝕性のあるジルコニウム合金で作られている。
【0025】
本発明を好適な実施例を参照して特定的に図示及び説明してきたけれど、本発明における精神及び範囲を逸脱することなく構造及び詳細における種々の変更が行なわれてもよいことは当業者において理解されるであろう。
【図面の簡単な説明】
【図1】
図1は、本発明における、スペーサのスペーサセル内での燃料棒を示す。
【図1A】
図1Aは、図1におけるスペーサセルの断面図−1を示す。
【図1B】
図1Bは、図1におけるスペーサセルの断面図−2を示す。
【図2】
図2は、本発明におけるPWRの17×17アレイの燃料棒用スペーサの平面図を示していて、燃料棒位置とガイドチューブ用のより大きな開口部を示している。
【図3】
図3はノズル方向を示す。
【図4】
図4は、燃料棒間の冷却剤の方向を示していて、図3に示すノズル方向にほぼ対角線方向となっている。
【図5】
図5は、ガイドチューブと、燃料棒周囲の冷却材の流れとを示す。なお説明を明瞭にするために燃料棒は略した。
【図6】
図6Aは、従来構造における燃料棒間の冷却材流れを示す。
図6Bは、本発明におけるスペーサセグメントの冷却材流れを示す。
【図7】
図7は、燃料アセンブリのスペーサ内における冷却材流れ方向を示す。
【図8】
図8は、燃料アセンブリ内における流れのセルを示す。
【図9】
図9は、流れの力ベクトルの実際の力のダイアグラムを示す。
Claims (3)
- 原子炉燃料アセンブリの原子炉燃料棒用スペーサが:
二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットを具備していて;
二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの一方が実質的に平らであって、かつ二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップのもう一方がグリッド・ストリップの長手方向に沿って実質的に垂直に延在している波状部を有しており、冷却剤の旋回運動を発生するために該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの間に管状流路が形成されていて;
該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットが多角形状セルの格子を形成するべくお互い交差して配列されており、該格子を通して該原子炉燃料棒が延在し、格子が該セル内に非対称的に位置決めされた原子炉燃料棒を支持している;ところの原子炉燃料棒用スペーサ。 - 該実質的に垂直に延在している波状部の上部が、垂直に対して傾斜しているところの、請求項1に記載の原子炉燃料棒用スペーサ。
- 加圧水型原子炉用の原子炉燃料アセンブリであって、該原子炉燃料アセンブリの底部に対して位置決めされた下部タイプレートと、原子炉燃料アセンブリの上部に対して位置決めされた上部プレートとの間に支持された複数の細長い原子炉燃料棒、及び原子炉燃料棒を位置決めしかつ保持している少なくとも一つのスペーサを有している原子炉燃料アセンブリにおいて:
該スペーサが、二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットを具備していて;二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの一方が実質的に平らであって、かつ二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップのもう一方がグリッド・ストリップの長手方向に沿って実質的に垂直に延在している波状部を有しており、冷却剤の旋回運動を発生するために該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの間に管状流路が形成されていて;該二つの水平に延在している実質的にまっすぐで平行なグリッド・ストリップの複数セットが多角形状セルの格子を形成するべくお互い交差して配列されており、該格子を通して該原子炉燃料棒が延在し、格子が該セル内に非対称的に位置決めされた原子炉燃料棒を支持している;
ところの原子炉燃料アセンブリ。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US09/607,038 US6519309B1 (en) | 2000-06-29 | 2000-06-29 | Pressurized water reactor fuel assembly spacer grid |
PCT/US2001/020694 WO2002003393A2 (en) | 2000-06-29 | 2001-06-28 | Pressurized water reactor fuel assembly spacer grid |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2004509322A true JP2004509322A (ja) | 2004-03-25 |
Family
ID=24430546
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2002507381A Pending JP2004509322A (ja) | 2000-06-29 | 2001-06-28 | 加圧水型原子炉の燃料アセンブリ用スペーサ・グリッド |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US6519309B1 (ja) |
EP (1) | EP1362352A4 (ja) |
JP (1) | JP2004509322A (ja) |
KR (1) | KR20030091654A (ja) |
AU (1) | AU2001278856A1 (ja) |
WO (1) | WO2002003393A2 (ja) |
ZA (1) | ZA200210290B (ja) |
Families Citing this family (15)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE10246131A1 (de) * | 2002-10-01 | 2004-04-22 | Framatome Anp Gmbh | Brennelement eines Siedewasserreaktors |
US6997141B2 (en) * | 2003-10-28 | 2006-02-14 | Babcox & Wilcox Canada Ltd. | Anti-vibration support for steam generator heat transfer tubes and method for making same |
DE102004014499B3 (de) * | 2004-03-25 | 2005-09-01 | Framatome Anp Gmbh | Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor |
US7889829B2 (en) * | 2004-09-02 | 2011-02-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assembly protective grid |
US20060222140A1 (en) * | 2005-04-04 | 2006-10-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Eccentric support grid for nuclear fuel assembly |
US7548602B2 (en) * | 2006-03-09 | 2009-06-16 | Westinghouse Electric Co. Llc | Spacer grid with mixing vanes and nuclear fuel assembly employing the same |
SE530864C2 (sv) * | 2007-02-05 | 2008-09-30 | Westinghouse Electric Sweden | Förfarande för framställning av spridare för kärnreaktor |
KR101474864B1 (ko) | 2007-12-26 | 2014-12-19 | 토륨 파워 인코포레이티드 | 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소 |
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 |
EP2372717B1 (en) | 2008-12-25 | 2016-04-13 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly for a light-water nuclear reactor and light-water nuclear reactor |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | 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 |
CN109935359A (zh) * | 2017-12-19 | 2019-06-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种燃料组件骨架连接结构及燃料组件骨架 |
CN109920561B (zh) * | 2019-02-27 | 2020-09-29 | 广东核电合营有限公司 | 燃料组件及定位格架 |
Family Cites Families (24)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CA887895A (en) * | 1968-06-28 | 1971-12-07 | Combustion Engineering-Superheater Ltd. | Pressure tube reactor fuel bundle |
US3820226A (en) * | 1970-06-01 | 1974-06-28 | Continental Oil Co | Method of assembling nuclear reactor fuel element spacer assembly |
BE785941A (fr) * | 1971-07-07 | 1973-01-08 | Atomic Energy Authority Uk | Perfectionnements aux elements combustibles de reacteurs nucleaires |
US3862000A (en) * | 1972-08-31 | 1975-01-21 | Exxon Nuclear Co Inc | Coolant mixing vanes |
FR2426312A1 (fr) * | 1978-05-19 | 1979-12-14 | Framatome Sa | Dispositif de maintien transversal des barreaux combustibles d'un assemblage pour reacteur nucleaire |
US4324618A (en) * | 1979-06-08 | 1982-04-13 | The Babcock & Wilcox Company | Fuel element assembly |
US4547335A (en) * | 1981-02-10 | 1985-10-15 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel rod support grid |
FR2572837B1 (fr) * | 1984-11-05 | 1989-05-05 | Fragema Framatome & Cogema | Grille a ailettes melangeuses pour assemblage de combustible nucleaire |
US4684496A (en) * | 1984-11-16 | 1987-08-04 | Westinghouse Electric Corp. | Debris trap for a pressurized water nuclear reactor |
US4726926A (en) * | 1986-03-12 | 1988-02-23 | Advanced Nuclear Fuels Corporation | Mixing grid |
US4756878A (en) | 1986-12-01 | 1988-07-12 | Advanced Nuclear Fuels Corporation | Grid spacer and method of making same |
US4849161A (en) * | 1987-02-19 | 1989-07-18 | Advanced Nuclear Fuels Corp. | Debris-resistant fuel assembly |
US4879090A (en) * | 1987-08-24 | 1989-11-07 | Combustion Engineering, Inc. | Split vaned nuclear fuel assembly grid |
JPS6486094A (en) * | 1987-09-29 | 1989-03-30 | Toshiba Corp | Fuel rod spacer |
US5188798A (en) * | 1988-11-16 | 1993-02-23 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co. | Grid for nuclear fuel assembly |
FR2646548B1 (fr) * | 1989-04-28 | 1993-11-26 | Framatome | Grille a ressorts de maintien pour assemblage combustible nucleaire |
FR2662010B1 (fr) * | 1990-05-10 | 1992-08-21 | Framatome Sa | Grille pour assemblage combustible nucleaire a reseau et assemblage en comportant application. |
US5259009A (en) * | 1991-08-19 | 1993-11-02 | Siemens Power Corporation | Boiling water reactor fuel rod assembly with fuel rod spacer arrangement |
US5278883A (en) | 1992-03-30 | 1994-01-11 | Siemens Power Corporation | Low pressure drop spacer for nuclear fuel assemblies |
US5345487A (en) * | 1993-05-03 | 1994-09-06 | General Electric Company | Spacer capture method for rectilinear sectioned water rods |
US5434898A (en) | 1994-03-14 | 1995-07-18 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel assembly |
US5625657A (en) * | 1995-03-31 | 1997-04-29 | Siemens Power Corporation | Method of repairing a nuclear fuel rod assembly with damaged fuel rod and a damaged spacer |
KR100265027B1 (ko) * | 1997-12-12 | 2000-09-01 | 장인순 | 원자로의핵연료집합체이중판노즐형냉각재혼합지지격자 |
DE29804344U1 (de) * | 1998-03-11 | 1998-07-02 | Siemens Ag | Abstandhalter für ein Kernreaktor-Brennelement |
-
2000
- 2000-06-29 US US09/607,038 patent/US6519309B1/en not_active Expired - Fee Related
-
2001
- 2001-06-28 WO PCT/US2001/020694 patent/WO2002003393A2/en not_active Application Discontinuation
- 2001-06-28 JP JP2002507381A patent/JP2004509322A/ja active Pending
- 2001-06-28 KR KR1020027017806A patent/KR20030091654A/ko not_active Application Discontinuation
- 2001-06-28 EP EP01957078A patent/EP1362352A4/en not_active Withdrawn
- 2001-06-28 AU AU2001278856A patent/AU2001278856A1/en not_active Abandoned
-
2002
- 2002-12-19 ZA ZA200210290A patent/ZA200210290B/en unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
AU2001278856A1 (en) | 2002-01-14 |
WO2002003393A3 (en) | 2003-09-18 |
US6519309B1 (en) | 2003-02-11 |
ZA200210290B (en) | 2003-12-19 |
EP1362352A4 (en) | 2005-08-31 |
EP1362352A2 (en) | 2003-11-19 |
WO2002003393A2 (en) | 2002-01-10 |
KR20030091654A (ko) | 2003-12-03 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR100749974B1 (ko) | 지지 그리드 및 핵 연료 집합체 | |
US4726926A (en) | Mixing grid | |
US4957697A (en) | Nuclear fuel rod support grid with generally S-shaped spring structures | |
US6130927A (en) | Grid with nozzle-type coolant deflecting channels for use in nuclear reactor fuel assemblies | |
US4544522A (en) | Nuclear fuel assembly spacer | |
EP1012852B1 (en) | Nuclear fuel assembly | |
JP2004509322A (ja) | 加圧水型原子炉の燃料アセンブリ用スペーサ・グリッド | |
JP3977532B2 (ja) | 燃料集合体、原子炉の炉心及びチャンネルボックス | |
US5247551A (en) | Spacer sleeve for nuclear fuel assembly | |
JP5601671B2 (ja) | 枢動ディンプル付きグリッドを有する原子燃料集合体 | |
JP3328364B2 (ja) | 核燃料集合体のための低圧力損スペーサ | |
JP5769981B2 (ja) | 割りばねによる耐フレッチング性燃料棒支持構造 | |
JP2504668B2 (ja) | 噛合い式ストリップから形成された水素化物抵抗性スペ―サ | |
US4571324A (en) | Nuclear fuel assembly spacer | |
US6385271B2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
US4970048A (en) | Mixing grid with fins for nuclear fuel assembly | |
US6744843B2 (en) | Side-slotted nozzle type double sheet spacer grid for nuclear fuel assemblies | |
JP2521015B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用の核燃料バンドル | |
EP2628159B1 (en) | Nuclear fuel assembly hold down spring | |
KR100627544B1 (ko) | 비스듬한 연료 보유 스프링을 갖는 핵 연료 집합체 지지 그리드 | |
KR100844879B1 (ko) | 연료봉 프레팅 마모저항성이 향상된 w형 및 m형 스프링을구비한 지지격자 | |
US8335293B1 (en) | Nuclear fuel grid assembly with hydraulically balanced mixing vane pattern | |
JP2018526621A (ja) | 地震/loca耐性のあるグリッドを有する原子燃料集合体 | |
JP2018072053A (ja) | 軽水炉用制御棒 | |
EP0906624A1 (en) | Nuclear fuel assembly |