JP2006292755A - 4点接触構造のスペーサ・グリッド - Google Patents

4点接触構造のスペーサ・グリッド Download PDF

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Abstract

【課題】4点接触グリッドを提供する。
【解決手段】4点接触グリッドは第1ストラップ群及び第2ストラップ群を含む複数の細長い、ほぼ扁平なストラップを含み、それぞれのストラップは複数のセル部分60を有する。ストラップは第1群と第2群に分けられる。第1ストラップ群と第2ストラップ群は互いに平行に間隔を保って配置される。第1ストラップ群と第2ストラップ群が互いに連結されて複数のほぼ正方形のセルを形成する。それぞれのストラップ・セル部分60は少なくとも1つの突出部70、72を有する。それぞれのストラップ・セル部分60はそれぞれのセル内へ突出する単一の突出部70、72を有する。それぞれの突出部70、72は細長いばね78または細長いディンプル79である。即ち、燃料棒はそれぞれのセルにおいて4つの突出部70、72とだけ接触する。
【選択図】図4

Description

本発明は原子炉用燃料集合体に係わり、特に、それぞれが燃料棒と係合するように構成された4つの点を有するセルを画定する格子状パターンに配置された複数のストラップから成る燃料棒支持アレイに係わる。
公知技術の説明
典型的な加圧水型原子炉(PWR)の炉心はほぼ垂直に延びる多数の細長い燃料集合体から成る。燃料集合体は複数の燃料棒を支持するように構成されたフレーム集合体を含む。燃料集合体は上部ノズル、下部ノズル、複数のスペーサ・グリッド、中間冷却材混合グリッド、及び複数のシンブル管を含む。グリッドは上部及び下部ノズル間に垂直に延設された複数の細長いシンブル管に取付けられている。多くの場合、シンブル管には制御棒、栓装置、または計装手段が収容される。燃料棒は典型的には円筒状金属管で被覆された原子燃料を含む。一般的に、水は下部ノズルから流入して燃料集合体中を垂直上方へ流動する。燃料棒に沿って流動すると水が加熱され、極めて高い温度で上部ノズルから排出される。
グリッドは燃料棒を炉心内に位置決めし、燃料棒が振動しないように、横方向に支持し、垂直方向についてもある程度、燃料棒の移動を抑制するのに利用される。スペーサ・グリッドは通常、軸方向にほぼ20インチの間隔で順次配置されて燃料棒を機械的に支持する。PWRに共通の問題点は冷却材の流動に伴う燃料棒/支持システムの振動である。この現象はグリッドと燃料棒との間のフレッチング腐食となって顕在化するが、最終的に燃料棒の被覆の損傷及び原子燃料物質の冷却材中への漏洩を惹き起こす可能性がある。公知のグリッドの1例として、複数のストラップを噛合わせることによって複数のほぼ正方形のセルを有する卵梱包箱のような構造を形成し、それぞれのセルに燃料棒が挿通されるようにしたグリッドがある。シンブル管はその形状に応じて、燃料棒が挿通されるのと同じサイズのセルに挿通するか、または噛合わせたストラップに画定される比較的大きいシンブル・セルに挿通すればよい。
ストラップはほぼ扁平な、細長い部材であり、比較的可撓性の複数のばねと、比較的剛性の複数のディンプルとがこの扁平部材の両面から垂直方向に突出している。スロットを利用して隣接するストラップ同士を噛合わせることによって、ほぼ正方形のセルを形成する“垂直”及び“水平”ストラップから成るグリッドを形成する。典型的には、2つの隣接する辺のそれぞれにばねが存在するようにばねとディンプルとを配置し、セルの、ばねとは反対の側のそれぞれに2つのディンプルが存在するようにする。燃料棒がばねによってディンプルに対して偏倚させられるように、ばねをアーチと対向させねばならない。それぞれのセルのばね及びディンプルが、セルを貫通する各燃料棒と係合することによって燃料棒をそれぞれのセルの6つの点(2つのばねと4つのディンプル)で支持する。それぞれのばね及び/またはディンプルは燃料棒とほぼ同じ半径を有するアーチ形の凹曲プラットホームを含むことが好ましい。この凹曲プラットホームは燃料棒の両側面に半径方向荷重が配分されるのを助ける。周りのストラップの一方の側からばねまたはディンプルが突出してグリッドの内側ストラップを囲むことによってグリッドに強度と剛度を付与する。スペーサ・グリッドの他の役割はグリッドを通過する冷却材を乱流混合することにある。混合はグリッドに設けた、例えば、混合羽根のような装置によって行われる。混合装置によって行われる混合が燃料棒からの熱伝達を促進する。
“混合”グリッドは上方領域における支持専用のスペーサ・グリッドの間に介在する。混合専用のグリッドは必ずしも燃料棒と接触しなくてもよい。中間冷却材混合グリッドと呼称されるこれらのグリッドは支持専用グリッド間の自由空間を20インチから約10インチに狭めることによって燃料棒からの冷却材の混合効果(即ち、熱伝達)を増大させる。中間冷却材混合グリッドは多くの場合、ディンプルと同様の4つの非共面支持アーチを有し、これらのアーチは、燃料棒が新しい時点で燃料棒との間に所定の間隙を保つように寸法設定されている。即ち、一方の平面に2つのアーチ、他方の平面に2つのアーチが存在することになる。
公知の支持専用グリッド及び中間冷却材混合グリッドの構成には幾つかの欠点がある。例えば、支持専用グリッドと中間冷却材混合用グリッドはそれぞれ設計が異なるから、それぞれのタイプ毎に個々の部品を製造しなければならない。両タイプのグリッドが共通の部品を利用できなければコスト軽減は不可能である。また、支持専用グリッドでは6つの突出部、即ち、6つの燃料棒接触エレメントが冷却材の流路内へ突出している。これらの突出部は望ましくない圧力損失の原因となる。さらにまた、中間冷却材混合グリッドにおける2つの
共面アーチは両方向への移動を妨げるように作用するだけである。
したがって、本発明の目的は、冷却材流路へ突出する突出部の数が少ない支持専用グリッド及び中間冷却材混合専用グリッドを提供することにある。
本発明の他の目的は、同じタイプのストラップから形成される支持専用グリッド及び中間冷却材混合専用グリッドを提供することにある。
本発明のさらに他の目的は、細長い燃料棒接触面を有することによって接触圧を軽減できる支持専用グリッド及び中間冷却材混合専用グリッドを提供することにある。
発明の概要
上記及びその他の目的は、支持専用グリッドまたは中間冷却材混合専用グリッドに使用することができ、細長い燃料棒接触面を有する4点接触構造のストラップを提供する本発明によって達成される。ストラップはほぼ正方形のセルを形成するように構成されている。セル内では、2つの細長いばねと2つの細長いディンプルは非共面関係にある。即ち、それぞれのセルにおいて、燃料棒は4つの点と接触する。それぞれのセル内へ突出する突出部は公知技術において見られたような6つではなく4つだけであるから、圧力損失が軽減される。このことは支持専用グリッドの高さを縮小することをも可能にし、ひいては、冷却材が短い距離に亘って支持専用グリッドと接触するから圧力損失を軽減することになる。また、接触点が4つだけであるから、腐食による磨耗が軽減される。さらに、ばね及びディンプルが細長いから、燃料棒に加わる接触圧が軽減され、公知の支持専用グリッドの場合とほぼ同じ力で燃料棒と接触するにもかかわらず、腐食を軽減することができる。このようなストラップで組立てられたグリッドは支持専用グリッドとしても中間冷却材混合専用グリッドとしても使用することができる。
公知技術の場合と同様に、ストラップは上縁または下縁から延びる一連の噛合わせ溝を有するほぼ扁平な、細長い部材である。公知のように、噛合わせ溝はストラップを噛合わせてほぼ正方形のセルの形成を可能にする。ストラップの、2本の噛合わせ溝の間に位置する部分をここでは“ストラップ・セル部分”と呼称する。即ち、ストラップはそれぞれの側縁において連結された複数のストラップ・セル部分を含む。それぞれのストラップ・セル部分は第1面、第1面とは反対の側に位置する第2面、上方部分及び下方部分を含む。それぞれの上方部分及び下方部分から突出部が突出している。突出部は細長いばねか、または細長いディンプルである。ストラップ・セル部分の上方部分及び下方部分の突出部はそれぞれ互いに反対の面から突出する。即ち、例えば、もし上方部分突出部が第1面から突出しているなら、下方部分突出部は第2面から突出している。それぞれのセル部分にそれぞれのタイプの突出部が1つずつ、即ち、1つの細長いばねと1つの細長いディンプルが存在することが好ましい。
図1に示すように、原子炉用の燃料集合体20は底部に入口を、頂部に出口を有する(図示しない)水槽内に配置される。燃料集合体20は(図示しない)原子炉炉心に設けた(図示しない)下方炉心板上に燃料集合体20を支持するための下端構造または下部ノズル22と;下部ノズル22から上方へ突出する多数の縦方向に延びる制御棒案内管または案内シンブル24と;案内シンブル24に沿って軸方向に順次間隔を保って配置された複数の横方向に広がる支持専用グリッド26と;横方向に間隔を保ち、グリッド26によって支持される規則的に配列された細長い燃料棒30と;公知の態様で案内シンブル24の上端に取付けられた上端構造または上部ノズル32から成って、集合体構成成分を損傷することなく従来通りに扱うことができる一体的な集合体を形成する。下部ノズル22及び上部ノズル32はそれぞれ(図示しない)端板を有し、端板には、冷却材、例えば、冷却水を縦方向に燃料棒28に沿って上方へ流動させ、燃料棒28から熱エネルギーを吸収させるための(図示しない)開口が形成されている。燃料棒28を通過中の冷却材の混合を促進するため、1対の支持専用グリッド26の間に少なくとも1つの混合羽根グリッド構造または中間冷却材混合専用グリッド34を介在させ、案内シンブル24に取付ける。
上部ノズル32は(図示しない)横方向に広がるアダプタプレートを含み、アダプタプレートの周縁に直立側壁を固定することによってエンクロージャーまたはハウジングを画定している。側壁の頂部に(図示しない)環状フランジを固定し、このフランジに(図1に1つだけ示す)板ばね36を適当にクランプし、公知の態様で(図示しない)上方炉心板と協働させることによって燃料集合体が冷却材の上向きの流動に伴って持上げられるのを防止する一方、炉心の熱膨張などで燃料集合体の長さに変化が起こるのを許容する。上部ノズル32の側壁によって画定される開口内に、公知の態様で制御棒が制御棒案内シンブル24内を上下動できるように公知の棒クラスタ制御集合体38を設けてある。燃料集合体20を形成するため、支持専用グリッド26及び中間冷却材混合グリッド34を、軸方向に所定の間隔を置いて案内シンブル24に取付ける。下部ノズル22を案内シンブル24の下端に適当に取付け、次いで、上部ノズル32を案内シンブル24の上端に取付ける。燃料棒28は一定の直径を有する細長い円筒体である。燃料集合体20の詳細については、米国特許第4,061,536号明細書を参照されたい。
図示の燃料集合体20は燃料棒28を正方形に配列し、燃料棒配列内に制御棒案内シンブル24を効率的に配置したタイプのものである。下部ノズル22、上部ノズル32、及び支持専用グリッド26もほぼ正方形の断面形状を呈する。図示した特定の燃料集合体20は飽くまでも説明の便宜上選んだものであり、ノズルまたはグリッドの形状も、燃料棒28及び案内シンブル24の数及び構成も本発明を制限するものではなく、本発明は図示例とは異なる形状、構成、配列にも適用できる。
図2及び3に示すように、支持専用グリッド26及び中間冷却材混合専用グリッド34は、ほぼ正方形の4点接触グリッド50とほぼ同じように構成することができる。4点接触グリッド50は、例えば、図3に示すような複数(51)のほぼ扁平な、細長いストラップ52から形成される。ストラップ52は上縁または下縁を起点として延びる複数の連結溝54を含む。公知のように、下縁を起点として延びる溝54を有するストラップ52が互いに平行な関係で間隔を保って配置されている(図2)。上縁を起点として延びる溝54を有する第1群58のストラップ52は互いに平行な関係で間隔を保って配置され、下縁を起点として延びる溝54を有する第2群59のストラップ52に対してほぼ直交関係にある。この構成において、第1及び第2群58、59のストラップ52における溝52は互いに係合することによってほぼ正方形のセル56を有する4点接触グリッド50を形成するように構成されている。ストラップ52の、2つの溝54の間の、または溝54とストラップ52の端部との間の領域をストラップ・セル部分60として定義することができる。
それぞれのストラップ・セル部分60はほぼ同じであり、単一のストラップ・セル部分60を図4−6に示す。この単一ストラップ・セル部分60の説明はすべてのストラップ・セル部分60にほぼ適用できる。しかし、詳しくは後述するように、図4−6に示すストラップ・セル部分60は上方部分66に細長いばね78を、下方部分68に細長いディンプル79を有することに留意されたい。細長いばね78及び細長いディンプル79の位置は図4−6の場合と逆であってもよい。ストラップ・セル部分60は第1面62、第1面62とは反対側の第2面64、上方部分、及び下方部分68を有する本体61を含む。ストラップ・セル部分60の側縁には溝54が形成されている。図4−6に示すように、溝54はストラップ・セル部分60の下縁を起点とし、上方部分66に向かって延びる。上述したように、溝54はストラップ・セル部分60の上縁を起点として下方部分68に向かって伸びていてもよい。上方部分66には、第1面62から突出する第1突出部70が、下方部分68には、第2面64から突出する第2突出部72が存在する。4点接触グリッド50の周縁に使用されるストラップ52は外側に突出部70、72を持たないが、内方へ突出する少なくとも1つの突出部71を有する。突出部70、72は本体61から打抜くことによって上方部分66に上方開口74を、下方部分68に下方開口76をそれぞれ形成することが好ましい。突出部70、72は、詳しくは後述するように、細長いばね78でもよいし、細長いディンプル79でもよい。図示のように、第1突出部70はストラップ・セル部分60の上方部分66に位置し、第2突出部72はストラップ・セル部分60の下方部分68に位置する。例えば、羽根82のような混合装置80をストラップ・セル部分60の上縁に配置することができる。
細長いばね78は頂部に凹曲溝92を有するほぼアーチ形の部材90である。アーチ形部材90は垂直方向に細長く、約0.2乃至0.5インチ、より好ましくは約0.3インチの高さを有する。ばねの溝92はアーチ形部材90の全長に沿って延びている。ばねの溝92は約0.02乃至0.08インチ、より好ましくは約0.04インチの幅を有する。ばねの溝92は燃料棒28とほぼ同じ曲率を有し、燃料棒28と係合するように構成されている。細長いばね78が配置される上方開口74は細長いばね78の両側の一部に沿って延びる垂直方向の切り欠き94を含む。即ち、アーチ形部材90は側縁全長に沿って本体61に連結されているのではない。切り欠き94はアーチ形部材90が本体61に対して撓んでばねのように作用する。即ち、ほそながいばね78は約0.0乃至2.5psi、より好ましくは約0.8psiの圧力を加えるように構成されている。
細長いディンプル79は頂部に凹曲溝102を有するほぼアーチ形の部材100である。ディンプルのアーチ形部材100は垂直方向にほそながく、約0.2乃至0.5インチ、より好ましくは約0.3インチの高さを有する。ディンプルの溝102はディンプルのアーチ本体90の全高に沿って延びる。ディンプルの溝102は約0.02乃至0.08インチ、より好ましくは約0.04インチの幅を有する。ディンプルの溝102は燃料棒28とほぼ同じ曲率を有し、燃料棒28と係合するように構成されている。実質的に、ディンプルのアーチ形部材100の側縁は全長に亘って本体61に連結されている。従って、ディンプルのアーチ形部材100は殆ど非可撓性である。
ストラップ52を噛合わせてほぼ正方形のセル56を有する4点接触グリッドを組立てると、それぞれの細長いばね78または細長いディンプル79が個々のセル内へ突出する。個々のセル部分における細長いばね78及び細長いディンプル79は隣接セル内へ突出する。ほぼ正方形のセル56を形成する個々のストラップ・セル部分60から突出する突出部70、72は1つだけであるから、個々のセル56には4つだけの接触点が存在する。また、上述したように、セル56におけるすべての突出部70,72は共面関係にある。即ち、個々のセル56におけるすべての突出部70、72が上方部分66に位置するか、または下方部分68に存在する。突出部70、72は細長いばね78が細長い79と対向するように構成する。
本発明の特定の実施態様を以上に詳述したが、開示内容に照らして当業者なら細部に種々の変更を試みることができるであろう。従って、ここに開示する具体例は飽くまでも説明のためのものであり、本発明の範囲を制限するためのものではなく、本発明の範囲は後記の請求項全体及びその等価物によって定義される。
従来の原子燃料集合体の立面図である。 支持専用グリッドの俯瞰図である。 ストラップの斜視図である。 ストラップ・セル部分の斜視図である。 ストラップ・セル部分の正面図である。 ストラップ・セル部分の側面図である。
符号の説明
20 燃料集合体
22 下部ノズル
24 案内シンブル
26 複数の横方向に広がる支持専用グリッド
28 燃料棒
30 計測管
32 上部ノズル
34 中間冷却材混合専用グリッド
36 板ばね
38 棒クラスタ制御集合体
50 4点接触グリッド
51 複数の扁平な、細長いストラップ
52 ストラップ
54 連結溝
56 正方形セル
58 第1ストラップ群
59 第2ストラップ群
60 ストラップ・セル部分
61 ストラップ・セル部分本体
62 本体第1面
64 本体第2面
66 本体上方部分
68 本体下方部分
70 上方部分の第1突出部
71 突出部
72 下方部分第2突出部
74 上方開口
76 下方開口
78 細長いばね
79 細長いディンプル
80 混合装置
82 羽根
90 アーチ形部材
92 アーチ形部材の凹曲溝
94 垂直方向の切り欠き
100 アーチ形部材
102 凹曲溝

Claims (20)

  1. 1つの直径を有する少なくとも1つのほぼ円筒状の燃料棒を備えた原子燃料集合体のための4点接触グリッドにおいて、前記4点接触グリッドが
    それぞれが複数のセル部分を有する第1ストラップ群及び第2ストラップ群を含む複数の細長い、ほぼ扁平なストラップを含み;
    前記第1ストラップ群が互いに平行に間隔を保って配置され;
    前記第2ストラップ群が前記第1ストラップ群とほぼ直交する方向に互いに間隔を保って配置され、前記第1ストラップ群に連結されて複数の正方形セルを形成し;
    それぞれのストラップ・セル部分が少なくとも1つの突出部を有し;
    それぞれの前記ストラップ・セル部分がそれぞれのセル内へ突出する単一の突出部を有し;
    それぞれの前記突出部が細長いばねまたは細長いディンプルであり;
    それぞれの前記燃料棒がそれぞれのセルにおいて4つの突出部とのみ接触することを特徴とする前記4点接触グリッド。
  2. それぞれの細長いばねが前記セルの、細長いディンプルとは反対の側に位置することを特徴とする請求項1に記載の4点接触グリッド。
  3. それぞれの燃料棒に対して約0.0psi乃至2.5psiの圧力を加えるようにそれぞれの細長いばねを構成したことを特徴とする請求項2に記載の4点接触グリッド。
  4. それぞれの細長いばねが約0.2乃至0.5インチの長さを有することを特徴とする請求項3に記載の4点接触グリッド。
  5. それぞれの細長いばねが約0.3インチの長さを有することを特徴とする請求項4に記載の4点接触グリッド。
  6. それぞれの細長いばねがその頂部に凹曲溝を有するほぼアーチ形の部材を含み;
    前記溝が前記アーチ形部材の高さに対応する長さを有し、前記燃料棒と交合するような形状を有することを特徴とする請求項4に記載の4点接触グリッド。
  7. それぞれの細長いディンプルが約0.2乃至0.5インチの長さを有することを特徴とする請求項3に記載の4点接触グリッド。
  8. それぞれの細長いディンプルが約0.3インチの長さを有することを特徴とする請求項7に記載の4点接触グリッド。
  9. それぞれの細長いディンプルがその頂部に凹曲溝を有するほぼアーチ形の部材を含み;
    前記溝が前記アーチ形部材の高さに対応する長さを有し、前記燃料棒と係合するような形状を有することを特徴とする請求項7に記載の4点接触グリッド。
  10. 1つの直径を有する少なくとも1本の燃料棒を囲むように形成された原子炉用燃料集合体において、前記燃料集合体が
    下部ノズルと;
    前記下部ノズルから上方へ突出する複数の細長い案内シンブルと;
    案内シンブルに沿って軸方向に順次間隔を保つて配置された複数の4点接触グリッドから成り、前記4点接触グリッドが支持グリッド及び中間冷却材混合グリッドとして作用することを特徴とする前記原子炉用燃料集合体。
  11. 前記4点接触グリッドが
    それぞれが複数のセル部分を有する第1ストラップ群及び第2ストラップ群を含む複数の細長い、ほぼ扁平なストラップを含み;
    前記第1ストラップ群が互いに平行に間隔を保って配置され;
    前記第2ストラップ群が前記第1ストラップ群とほぼ直交する方向に互いに間隔を保って配置され、前記第1ストラップ群に連結されて複数の正方形セルを形成し;
    それぞれのストラップ・セル部分が少なくとも1つの突出部を有し;
    それぞれの前記ストラップ・セル部分がそれぞれのセル内へ突出する単一の突出部を有し;
    それぞれの前記突出部が細長いばねまたは細長いディンプルであり;
    それぞれの前記燃料棒がそれぞれのセルにおいて4つの突出部とのみ接触することを特徴とする請求項10に記載の原子炉用燃料集合体。
  12. それぞれの細長いばねが前記セルの、細長いディンプルとは反対の側に位置することを特徴とする請求項11に記載の原子炉用燃料集合体。
  13. それぞれの燃料棒に対して約0.0psi乃至2.5psiの圧力を加えるようにそれぞれの細長いばねを構成したことを特徴とする請求項12に記載の原子炉用燃料集合体。
  14. それぞれの細長いばねが約0.2乃至0.5インチの長さを有することを特徴とする請求項13に記載の原子炉用燃料集合体。
  15. それぞれの細長いばねが約0.3インチの長さを有することを特徴とする請求項14に記載の原子炉用燃料集合体。
  16. それぞれの細長いばねがその頂部に凹曲溝を有するほぼアーチ形の部材を含み;
    前記溝が前記アーチ形部材の高さに対応する長さを有し、前記燃料棒と交合するような形状を有することを特徴とする請求項14に記載の原子炉用燃料集合体。
  17. それぞれの細長いディンプルが約0.2乃至0.5インチの長さを有することを特徴とする請求項13に記載の原子炉用燃料集合体。
  18. それぞれの細長いディンプルが約0.3インチの長さを有することを特徴とする請求項17に記載の原子炉用燃料集合体。
  19. それぞれの細長いディンプルがその頂部に凹曲溝を有するほぼアーチ形の部材を含み;
    前記溝が前記アーチ形部材の高さに対応する長さを有し、前記燃料棒と係合するような形状を有するを特徴とする請求項17に記載の原子炉用燃料集合体。
  20. それぞれのストラップ・セル部分が混合装置を含むことを特徴とする請求項11に記載の原子炉用燃料集合体。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010515042A (ja) * 2006-12-26 2010-05-06 アレヴァ エヌペ サドル形状支持部を備えたスペーサ格子及び対応する核燃料集合体
JP2011013216A (ja) * 2009-07-01 2011-01-20 Westinghouse Electric Co Llc 原子燃料集合体の支持グリッド

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100800094B1 (ko) * 2006-12-27 2008-02-01 한전원자력연료 주식회사 연료봉 프레팅 마모방지를 위한 탁자형 스프링을 구비한지지격자
KR100844879B1 (ko) * 2006-12-27 2008-07-09 한전원자력연료 주식회사 연료봉 프레팅 마모저항성이 향상된 w형 및 m형 스프링을구비한 지지격자
US9053827B2 (en) * 2009-03-27 2015-06-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly with pivot dimpled grids
US8062055B2 (en) * 2009-06-11 2011-11-22 Tyco Electronics Corporation Multi-position connector
KR101163998B1 (ko) 2010-09-15 2012-07-18 한국수력원자력 주식회사 교차파형 상하딤플 지지형 이중냉각 핵연료봉 지지격자체
CN103021478B (zh) * 2012-12-20 2015-09-09 中国核动力研究设计院 基于核燃料组件中具有流动交混协调作用的结构格架
KR101711546B1 (ko) * 2015-12-15 2017-03-03 한전원자력연료 주식회사 개선된 등방적 지지구조를 갖는 핵연료 집합체용 지지격자

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4061536A (en) * 1966-05-25 1977-12-06 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Fuel assembly for nuclear reactors
FR2514932B1 (fr) * 1981-10-16 1986-11-14 Commissariat Energie Atomique Grille d'espacement pour element combustible de reacteur nucleaire
US4426355A (en) * 1982-01-04 1984-01-17 Combustion Engineering, Inc. Spacer grid for nuclear fuel assembly
US4585616A (en) * 1983-03-09 1986-04-29 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel spacer grid with improved outer straps
US4585615A (en) * 1983-03-09 1986-04-29 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel spacer grid with improved grid straps
SE456705B (sv) * 1983-03-09 1988-10-24 Westinghouse Electric Corp Galler foer att haalla braenslestavar isaer i en braenslepatron i en kaernreaktor
US4692302A (en) * 1983-12-30 1987-09-08 Westinghouse Electric Corp. Coolant flow mixer grid for a nuclear reactor fuel assembly
FR2574579B1 (fr) * 1984-12-06 1987-02-13 Fragema Framatome & Cogema Assemblage de combustible pour reacteur nucleaire
US4744942A (en) * 1986-06-11 1988-05-17 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor spacer grid loading
US4900507A (en) * 1987-05-05 1990-02-13 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle
US4923669A (en) * 1989-02-21 1990-05-08 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod grid spring and dimple structures having chamfered edges for reduced pressure drop
JPH02242194A (ja) * 1989-03-15 1990-09-26 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 支持格子
US5186891A (en) * 1991-05-17 1993-02-16 General Electric Company Swirl vanes in inconel spacer
US5278883A (en) * 1992-03-30 1994-01-11 Siemens Power Corporation Low pressure drop spacer for nuclear fuel assemblies
US5243635A (en) * 1992-09-25 1993-09-07 Combustion Engineering, Inc. Fuel rod capturing grid spring and arch
US5331678A (en) * 1993-04-27 1994-07-19 Combustion Engineering, Inc. Spacer grid rod support system
US5440599A (en) * 1994-02-03 1995-08-08 Combustion Engineering, Inc. Spacer grid with integral "side supported" flow directing vanes
US6526116B1 (en) * 1997-07-02 2003-02-25 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly with hydraulically balanced mixing vanes
KR100265027B1 (ko) * 1997-12-12 2000-09-01 장인순 원자로의핵연료집합체이중판노즐형냉각재혼합지지격자
KR100287278B1 (ko) * 1998-02-04 2001-04-16 장인순 회전유동발생장치를가진핵연료집합체지지격자
KR100330355B1 (ko) * 1999-06-04 2002-04-01 장인순 회전유동발생 날개를 가진 덕트형 핵연료 집합체 지지격자
US6310932B1 (en) * 2000-10-23 2001-10-30 Westinghouse Electric Company Llc Fretting resistant spring design
US6606369B1 (en) * 2002-03-06 2003-08-12 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor with improved grid
US6819733B2 (en) * 2002-05-15 2004-11-16 Westinghouse Electric Company Llc Fuel assembly and associated grid for nuclear reactor

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010515042A (ja) * 2006-12-26 2010-05-06 アレヴァ エヌペ サドル形状支持部を備えたスペーサ格子及び対応する核燃料集合体
JP2011013216A (ja) * 2009-07-01 2011-01-20 Westinghouse Electric Co Llc 原子燃料集合体の支持グリッド

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