JP2011013216A - 原子燃料集合体の支持グリッド - Google Patents

原子燃料集合体の支持グリッド Download PDF

Info

Publication number
JP2011013216A
JP2011013216A JP2010147258A JP2010147258A JP2011013216A JP 2011013216 A JP2011013216 A JP 2011013216A JP 2010147258 A JP2010147258 A JP 2010147258A JP 2010147258 A JP2010147258 A JP 2010147258A JP 2011013216 A JP2011013216 A JP 2011013216A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel assembly
height
strap
fuel
straps
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP2010147258A
Other languages
English (en)
Other versions
JP5637588B2 (ja
JP2011013216A5 (ja
Inventor
Yong Roger Lu
ロジャー ルウ ヨーン
Xiaoyan Jane Jiang
ジェーン ジアーン シャオイエン
Michael E Conner
イー コナー マイケル
Paul M Evans
エム エバンス ポール
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Westinghouse Electric Co LLC
Original Assignee
Westinghouse Electric Co LLC
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from US12/495,873 external-priority patent/US20110002435A1/en
Application filed by Westinghouse Electric Co LLC filed Critical Westinghouse Electric Co LLC
Publication of JP2011013216A publication Critical patent/JP2011013216A/ja
Publication of JP2011013216A5 publication Critical patent/JP2011013216A5/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP5637588B2 publication Critical patent/JP5637588B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/34Spacer grids
    • G21C3/352Spacer grids formed of assembled intersecting strips
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/34Spacer grids
    • G21C3/356Spacer grids being provided with fuel element supporting members
    • G21C3/3563Supporting members formed only by deformations in the strips
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

【課題】原子燃料集合体の改良型支持グリッドを提供する。
【解決手段】支持グリッドは、卵箱を形成するように配置された複数の直交するストラップのアレイより成り、ストラップの後端縁部及び/または前端縁部は渦の位相を変化させてストラップの端縁部から発散される渦の相関を破壊することによりストラップの共振を回避するための傾斜を与えられている。
【選択図】図9

Description

関連出願
本願は、2009年7月1日付米国特許出願第12/495,873号の一部継続出願である。
本発明は、一般的に、原子炉の燃料集合体に係り、さらに詳細には、流れにより惹き起される振動を最小限に抑えるスペーサグリッドを用いる原子燃料集合体に係る。
加圧水により冷却される原子力発電システムの一次側は、有用なエネルギーを発生するために二次側と熱交換関係にあるがそれから隔離された閉回路を形成する。一次側は、核分裂物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心内部構造を取り囲む原子炉容器と、熱交換蒸気発生器の内部の一次回路と、加圧水を循環させるための加圧器、ポンプ及び配管類の内部空間と、蒸気発生器及びポンプをそれぞれ別個に原子炉容器に接続する配管類とより成る。蒸気発生器、ポンプ及び原子炉容器に接続された配管類より成る一次側の各部品は一次側ループを形成する。
説明目的のために、図1は、ほぼ円筒形の原子炉圧力容器10と、炉心14を密封するための蓋ヘッド12とを備えた原子炉一次システムを単純化したものである。水のような液体の原子炉冷却材は、ポンプ16により圧力容器10内に圧入され、炉心14を通過する際熱エネルギーを吸収し、一般的に蒸気発生器と呼ばれる熱交換器18へ送られるが、交換された熱は蒸気駆動タービン発電機のような利用回路(図示せず)へ送られる。原子炉冷却材はその後、ポンプ16へ戻ることにより一次側ループが完成する。一般的に、上述したような複数のループが原子炉冷却材の配管20により単一の原子炉容器10に接続されている。
図2は原子炉の一設計例をさらに詳細に示すものである。説明の目的で、垂直方向に平行に延びる複数の燃料集合体22より成る炉心14とは別に、容器内の他の内部構造は下方の内部構造24と、上方の内部構造26とに分けることができる。従来設計では、下方の内部構造の機能は容器内において流れを所定の方向に向けるだけでなく炉心コンポーネント及び計測手段を支持し、整列させ且つ案内することである。上方の内部構造は燃料集合体22(図2には簡略化のため2個だけ示す)を拘束し、または二次的に拘束し、計測手段及び制御棒28のようなコンポーネントを支持し、案内する。図2に示す原子炉の一例において、冷却材は1またはそれ以上の入口ノズル30から原子炉容器10に流入した後、容器と炉心槽32との間の環状空間を下降し、下部プレナム34で180°方向転換した後、燃料集合体が載置された下部支持板37及び下部炉心板36を通り、燃料集合体の周りを上方に流れる。一部の設計では、下部支持板37及び下部炉心板36が37と同じ高さの単一構造である下部炉心支持板に置き換えられている。炉心と、その周辺領域38を流れる冷却材の流量は通常、毎秒約20フィートの流速で毎分400,000ガロンのオーダーの大きなものである。その結果圧力降下及び摩擦力が生じ、燃料集合体を上昇させようとするが、この動きは円形の上部炉心板40を含む上方の内部構造により制限される。炉心14から出た冷却材は上部炉心板40の下側に沿い且つ複数の開口42を上方に流れる。冷却材はその後、上方及び半径方向に流れて1またはそれ以上の出口ノズル44へ到達する。
上方の内部構造26は容器または容器ヘッドにより支持することが可能であり、上部支持集合体46を含む。荷重は主として複数の支柱48により上部支持集合体46と、上部
炉心板40との間を伝達される。支柱は所定の燃料集合体22と上部炉心板40の開口42の上方で整列関係にある。
一般的に駆動シャフト50及び中性子毒物棒のスパイダ集合体52を含む直線方向に移動可能な制御棒28は、制御棒案内管54により上方の内部構造26を通り、整列関係にある燃料集合体22に案内される。案内管は上部支持集合体46と、上部炉心板40の上面に固定されている。支柱48は制御棒の挿入を困難にする可能性がある事故状態の下で案内管の変形の抑制に寄与する。
図3は、参照数字22で総括表示する燃料集合体を垂直方向において短縮した形で示す立面図である。燃料集合体22は加圧水型原子炉に用いるタイプであり、下端部に下部ノズル58を備えた構造躯体を有する。下部ノズル58は原子炉の炉心領域の下部炉心板60上に燃料集合体22を支持する(下部炉心板60は図2において参照数字36で示す)。燃料集合体22の構造躯体は、下部ノズル58とは別に、上端部の上部ノズル62と、上方の内部構造の案内管54と整列する多数の案内管またはシンブル84とを有する。案内管またはシンブル84は下部ノズル58と、上部ノズル62との間を縦方向に延び、両端部はそれらのノズルに剛性的に固着されている。
燃料集合体22はさらに、案内シンブル84に沿う軸方向離隔位置に取り付けられた複数の横方向グリッド64と、グリッド64により横方向に離隔して支持された細長い燃料棒66の整列アレイとを有する。図4は案内シンブル84及び燃料棒66を除くグリッド64の平面図である。案内シンブル84は96で示すセルを貫通し、燃料棒はセル94を占有する。図4からわかるように、グリッド64は従来通り、直交するストラップ86、88を相互に差し込んだ卵箱パターンのストラップ・アレイの構成であり、4つのストラップの隣接する境界が、その内部において燃料棒66が横方向に離隔した関係で支持されるほぼ正方形の支持セル94を画定する。多くの設計例において、支持セル94を形成するストラップの対向壁にはばね90及びディンプル92が打抜き加工により形成されている。ばね及びディンプルは支持セル内を半径方向に延びてそれらの間に燃料棒66を捕捉し、燃料棒の被覆に圧力を加えてその棒が定位置に保持されるようにする。ストラップ86と88の直交アレイは各ストラップの端部で周囲ストラップ98に溶接され、グリッド構造体64が完成する。また、図3に示すように、燃料集合体22は、中心部を下部ノズル58と上部ノズル62との間で延びてそれらにより捕捉される計測管68を有する。部品のかかる配置構成により、燃料集合体22は部品の全体構成を壊すことなく容易に取り扱うことができる一体的なユニットを形成する。
上述したように、燃料集合体22のアレイ状の燃料棒66は燃料集合体の長さ方向に離隔したグリッド64により互いに離隔した関係に保持される。各燃料棒66は複数の原子燃料ペレット70を有し、両端部は上部端栓72及び下部端栓74により閉じられている。ペレット70は上部端栓72と、積み重ねたペレットの上部との間に位置するプレナムばね76により積み重ねた形で維持される。核分裂性物質より成る燃料ペレット70は原子炉の核反応を発生させる元である。ペレットを取り囲む被覆は核分裂反応の副成物が冷却材に侵入して原子炉システムをさらに汚染するのを防止する隔壁として機能する。
核分裂プロセスを制御するために、多数の制御棒78が燃料集合体22の所定位置にある案内シンブル84内を往復運動可能である。図4において、案内シンブルの位置を、計測管68により占有される中央位置を除く参照数字96で示す。詳説すると、上部ノズル62の上方に位置する棒クラスタ制御機構80は複数の制御棒78を支持する。この制御機構は内部にねじ山を有する円筒状のハブ部材82と、図2に関連して上述したスパイダを形成する複数の半径方向に延びるアーム52とを有する。各アーム52は制御棒78に連結されているため、制御棒機構80は、制御棒のハブ80に結合された制御棒駆動シャ
フト50の動力により、全て周知の態様で、制御棒を案内シンブル84内において垂直方向に移動させ、燃料集合体22の核分裂プロセスを制御することができる。
上述したように、燃料集合体は、燃料棒の重量を超え燃料棒及び集合体に有意な力を及ぼす液圧を受ける。さらに、炉心内の冷却材には、燃料棒の被覆から冷却材への熱伝達を促進するために多数のグリッドのストラップの上面に設けた混合翼により惹き起される有意な乱流が存在する。流れによる実質的な力及び乱流によりグリッドのストラップに共振が生じることがあるが、この共振現象は発散振動数がストラップの固有振動数に近い時の渦発散ロックイン振動(vortex shedding lock-in vibration)に起因する。共振は、グリッドのストラップと燃料棒との間の相対的運動が制限されなければ燃料棒の被覆に厳しいフレッチングを起こすことがある。燃料棒の被覆にフレッチングが生じると、燃料棒が破損して冷却材が燃料棒の内部の放射性副成物にさらされることになる。グリッドのストラップの共振に付随する別の問題として、グリッドのストラップに疲労が生じてストラップに割れ(または他の損傷)が発生することがある。
かくして、グリッドのストラップの共振をよりよく抑制する、燃料集合体グリッド内の改良型燃料棒支持手段が望まれる。
本発明は、下部ノズルと、上部ノズルとの間に複数の細長い燃料棒の平行離隔アレイを支持する改良型燃料集合体を提供することにより上述の目的を達成する。複数の改良型支持グリッドは、燃料棒の横方向間隔を維持するために上部ノズルと、下部ノズルとの間で燃料棒の軸方向長さに沿って離隔関係に縦続配置され、支持グリッドの支持セル内で各燃料棒の周面の軸方向部分を部分的に取り囲む。支持グリッドの少なくとも1つは、各燃料棒を取り囲む4つの隣接ストラップの交点で支持セルを画定するように相互に差し込まれた複数の細長いストラップより成る。各ストラップの細長い方向における4つの隣接ストラップの交点間の長さ部分は対応する支持セルの壁を形成し、燃料棒を取り囲むセルの各壁は実質的に対応ストラップの平面内にある下方の前端縁部と、上方の後端縁部とを有する。前端縁部及び後端縁部のうちの少なくとも一方はストラップの細長い方向の軸の角度から実質的に偏った角度で隣接ストラップの交点間を延びる。
1つの好ましい実施例において、本発明の改良型グリッド構造は、ストラップが卵箱を構成するように交点で相互に差し込まれており、相互に差し込まれたストラップの壁は交点で実質的に同一の高さであるのが好ましい。偏った角度は、第1の角度と第2の角度とより成り、下方の前端縁部及び上方の後端縁部はストラップ間の交点からそれぞれ第1及び第2の角度で延びるのが望ましい。1つの実施例において、第1及び第2の角度は同一方向である。第2の実施例において、第1及び第2の角度は互いに反対方向であるが、さらに別の実施例では、第1及び第2の角度は同一である。
別の好ましい実施例において、燃料棒を取り囲むセルの少なくとも一部の少なくとも1つの壁の前端縁部または後端縁部の一方または両方は、ストラップ間の交点のうちの第1の交点で第1の高さから始まり、対応ストラップの細長い方向に沿って第2の高さに延びて隣接するストラップと交わる。第2の高さは第1の高さよりも高いかまたは低いのが望ましい。別の実施例において、前端縁部または後端縁部のうちの一方または両方は、第2の高さから隣接する直交ストラップとの交点に到達する前に第2の高さとは異なる第3の高さに延びる。1つの実施例において、第2の高さは前端縁部の第1及び第3の高さよりも高く、第2の高さは後端縁部の第1及び第3の高さよりも低い。
さらに別の実施例において、第2の高さは隣接する第2のストラップとの交点における高さであり、第2の高さは第1の高さよりも高いか低いかの一方である。 前端縁部また
は後端縁部の一方または両方は、ストラップの細長い方向に沿い隣接ストラップから第3の直交ストラップとの交点における第3の高さに延び、第3の高さは第2の高さより高いか低いかの他方であるのが望ましい。第1及び第3の高さは実質的に同一であるのが好ましい。隣接する平行なストラップの前端縁部または後端縁部の一方または両方は同じ波形パターンを有するが、対向する壁は180°位相が異なるのが好ましい。
支持セルの壁の少なくとも一部はディンプルの下方の壁に切欠いた鋸歯状の開口を有するディンプルを含むのが望ましく、ディンプルは支持セル内へと方向を転換する複数のコーナーで実質的に丸まっているのが好ましい。さらに別の実施例において、ディンプルの下方に鋸歯状の開口を有するディンプルを有する支持セルの壁の少なくとも一部は後端縁部として鋸歯状の結合部も有する。
さらに別の実施例において、前端縁部、後端縁部の何れかまたは両方は支持セルの壁の切欠きとして形成される。用語「切欠き」は、形成方法とは無関係にセルの壁の開口を指す通常の意味で使用される。切欠きの少なくとも第1の辺は第2の辺へ傾斜し、第1及び第2の辺は滑らかな曲線状で変移する底辺に連結している。切欠きは実質的に壁の幅にわたって延びるのが好ましく、1つの実施例において、前端縁部を形成する切欠きはストラップの下方の端縁部の上方にある。壁が支持セル内に突出するディンプルまたはばねを有する場合、前端縁部を形成する切欠きはストラップの下方の端縁部と、ディンプルもしくはばねとの間に形成される。
1つの実施例において、切欠きは頂部の底辺が比較的平坦で、下方の頂点が丸まった三角形の形状である。第1及び第2の辺の夾角は20度と160度の間にあり、最適角度は60度と90度の間にある。下方の丸まった頂点の半径を三角形の深さ(高さ)に対する下方の頂点の曲率半径の比率により規定すると、その比率は好ましくは0.1と0.9の間にあり、最も好ましくは0.5と0.7の間にある。壁の幅に対する切欠きの幅の比率は好ましくは0.1と0.9の間にあり、最も好ましくは0.5と0.85の間にある。
さらに別の実施例において、前端縁部、後端縁部の何れかまたは両方は実質的に上端部が開いた半円形として形成される。半円の最も幅広点の幅に対する半円の高さの比率は好ましくは約0.5であり、支持セルの幅に対する半円の最も幅広点の幅の比率は0.2と0.9の間にあり、最適レンジは0.4と0.6の間にある。
図1は本発明を利用可能な原子炉システムの単純化した概略図である。 図2は本発明を利用可能な原子炉容器及び内部コンポーネントの部分断面立面図である。 図3は垂直方向において短縮した形で示す燃料集合体の部分断面立面図であり、一部が表示を明瞭化するために破断されている。 図4は本発明の卵箱形支持グリッドの平面図である。 図5は燃料支持セルだけと境界を接する、図4のグリッドの1つのグリッドストラップを示す斜視図である。 図6は図5に示すグリッドストラップの端壁の側立面図であり、図5に示す実施例に使用される対角線方向のディンプルを示す。 図7は本発明のグリッドの燃料棒支持セルの内部空間を形成する直交するグリッドストラップの2つの平行アレイより成る卵箱構成を示す斜視図である。 図8は図7に示す実施例の正面図であり、隣接する平行ストラップの位相が好ましくは180°異なることを示す。 図9は本発明の目的の達成に利用可能な燃料支持セルの1つの壁の4つの異なる実施態様を示す。 図10は後端縁部に鋸歯状結合部を、ディンプルの直下に鋸歯状切欠きを有する燃料支持セルの1つの壁を示す正面図である。 図11は改良型構成のディンプルを有する本発明の燃料支持セルの1つの壁を示す上面図である。 図12は図10に示すような後端縁部に鋸歯状結合部の湾曲した変形例を、ディンプルの直下に鋸歯状切欠きの湾曲した変形例を有する燃料支持セルの1つの壁を示す正面図である。 図13は本発明により得られる利点を示す試験結果のグラフである。
本発明は原子炉用の新型燃料集合体、さらに詳細には原子燃料集合体の改良型スペーサグリッドを提供する。改良型グリッドは一般的に、ほぼ正方形(または六角形)のセルの行列により構成され、その一部94は燃料棒を支持し、他の一部96は案内シンブル及び中央の計測管に接続されている。図4の平面図は従来技術のグリッドに非常によく似ているように見えるが、その理由は、この図からは個々のグリッドストラップ86、88の外形が明らかでなく、図5−12からの方がよく理解できる。この実施例のグリッドは、平行離隔関係で直交する2組のストラップ86及び88を従来通り相互に差し込み、外側ストラップ98により取り囲んでグリッド64の構造的枠組みを形成したものである。この実施例のストラップ86及び88は直交して実質的に正方形の燃料棒支持セルを形成するように示されているが、本発明は他のグリッド構成、例えば六角形のグリッドにも等しく適用可能であることを理解されたい。直交するストラップ86及び88並びに外側列の場合の外側ストラップ98は、原子燃料棒66を取り囲む支持セル94を4つの隣接するストラップの交点のそれぞれにおいて画定する。4つの隣接するストラップの交点間のストラップの長手方向に沿う各ストラップの長さは燃料棒支持セル94の壁100を形成する。
冷却材が炉心内を高速度で上昇し、燃料集合体から冷却材への熱伝達を促進させるために乱流を一般的には意図的に発生させるため、原子燃料棒のグリッドストラップ86及び88は発散振動数がストラップの固有振動数に近い時に渦発散ロックイン振動をする可能性がある。振動がストラップの固有振動数に到達する場合、グリッドの接触点(ディンプル及びばね)と、燃料棒の被覆との間の相対的な振動により被覆にフレッチングが生じ、最終的に被覆が破損して核分裂副成物が冷却材中に放出されることがある。共振もまたグリッドストラップに割れまたは他の損傷を発生させ、これにより被覆が破損することがある。本発明は、渦の位相を変化させてグリッドストラップの後端縁部と前端縁部から発散される渦の相関を破壊することにより、ストラップの渦発散ロックイン振動を回避するよう設計された、後端縁部と前端縁部が傾斜したストラップを利用するものである。本発明の改良型ストラップは図5−11からよく理解できるであろう。図12は傾斜した端縁部の代わりに半円形の切欠きにより相関を破壊する別の実施例であることを注意されたに。単純化のために、ストラップの図示された部分は、燃料棒だけを支持し、案内シンブル及び計測管が延びるセル96と境界を接しない壁100を有する。図5は、燃料棒を支持するセルと境界を接するストラップ86、88のうちの一方の一部を示す斜視図である。垂直スリット102同士の間及び垂直スリット102とストラップの端部との間に各セル94の壁100が画定される。ストラップの下方端縁部104からストラップの高さの一部を延びるストラップ86の垂直スリット102は、上方端縁部から下方に高さの一部を延びるストラップ88の対応スリットと係合して、相互差し込み部にストラップ間の交点を形成する。以下、ストラップ86、88の下方端縁部104を以下、前端縁部、ストラップ86、88の上方端縁部106を後端縁部と呼ぶが、これは冷却材が下端縁部から上端縁部へ流れるからである。
本発明によると、前端縁部104または後端縁部106の何れか一方または両方を、前
端縁部104または後端縁部106の何れか一方または両方の高さをストラップの長さ方向の壁100に沿って変化させる傾斜した外形にする。図5に示す実施例では、前端縁部が壁100に沿って高さが変化しない平坦な外形を有し、一方、後端縁部106が渦の相関を破壊する、即ち、渦が増強し合わない湾曲した外形を有する。
原子炉の動作時、炉心内においてグリッドのストラップを横切る高速の冷却材の流れは、発散振動数がグリッドのストラップの固有振動数に近ければ渦発散ロックイン振動を発生させる。後端縁部及び/または前端縁部が傾斜しているため、渦はストラップに沿う各壁100の後端縁部に沿って形成される。各壁の渦は冷却材の流速が同一であれば同一の発散振動数を有する。しかしながら、傾斜した端縁部から出る渦のモーメント(即ち、タイミング)は位相が異なるため相関しない。後端縁部を傾斜させると、渦の発散によるデルタ圧力振動が異なる位相で作用するため相殺され、その結果、ストラップを励起する一様な振動力が形成されない。図5に示す実施例では、ストラップ86の壁100の後端縁部106は隣接し直交するストラップの交点間でほぼ一定の角度45°の傾斜を有し、交点102において滑らかな曲線で推移した後、ほぼ90°で方向転換し、直交するストラップ88とのそれに続く各交点で同様な方向転換を行なう。傾斜角をほぼ45°と説明したが、本発明から逸脱することなく10°と80°の間で可変であることを理解されたい。図5に示すディンプル108、108´は隣接するセルに向かって突出し、燃料棒を支持する。ディンプル108、108´もまた、ディンプルの剛性を減少させ、グリッドのストラップの共振を惹き起こしかねない一様な振動力の発生を阻止するように渦の相関関係を変化させることに寄与するように設計される。図6はディンプル108、108´の側面図である。
図7は、各ストラップが図5に示す傾斜した後端縁部パターンを有する2つの平行アレイの直交ストラップ86、88を相互に差し込んだグリッドセクションの斜視図である。ストラップ86及び88は交点102の高さが同一であり、各セルの対向する壁を形成するストラップは異なる方向に傾斜していることがわかるであろう。再び、単純化のために、図7は燃料棒を支持するセルを画定するストラップ構成を示すが、案内シンブル及び計測管が貫通するセルは図示しない。
これまで後端縁部106が波打つパターンについて説明したが、本発明の利点は後端縁部及び前端縁部の異なるパターンからも得られることがわかるであろう。例えば、図9の壁パターン110で示すように、セルの壁100は真直ぐで水平な前端縁部104と、隣接するセルがパターン110と同一方向に傾斜している点を除き図5−8に関して説明したものと同じ傾斜した後端縁部106とを備えることができる。傾斜した端縁部のパターンもまた、隣接するセルの間で変えてもよい。セルの壁パターン112で表すさらに別の実施例では、前端縁部104は真直ぐで水平な外形を有するが、後端縁部はセルからセルへ反復される鋸歯状パターンである。壁パターン114により示される別の実施例では、セルの壁100の前端縁部104が図5の実施例について説明したと同じ角度で後端縁部104と平行に傾斜している。前述したものと同様、同じストラップ上の隣接するセルの壁を反対方向に傾斜させるかまたは同一方向に傾斜させることができる。
さらに別の実施例において、前端縁部104と後端縁部106の両方を互いに反対方向に傾斜した鋸歯状パターンにしてもよい。いずれの場合も、各セルの対向する壁を図8に示したのと同様に180°位相をずらして(360°はパターンが反復する前に傾斜した端縁部パターンの全体である)傾斜させるのが好ましい。
かくして、本発明に従って後端縁部と前端縁部とを傾斜させても、炉心内において渦は依然として後端縁部に沿って形成される。トラップの端縁部に沿う渦はそれぞれ、流速が同一であれば同一の発散振動数を有する。しかしながら、その端縁部から出るこれらの渦
の位相には端縁部の形状により相関関係がない。従って、渦の発散によるデルタ圧力振動はそれぞれ異なる位相で作用する。位相差によりデルタ力は相殺され、その結果、一様な振動力は形成されない。
好ましい実施例を図10に示す。図10は、ディンプル108、108´が水平で、ストラップの下方の端縁部104が真直ぐで水平であり、後端縁部106が鋸歯状である別の実施例を示す。ディンプル108の下方には打抜き加工により鋸歯状の切欠き118が形成されており、この切欠きがストラップのこの下方領域からの渦の相関関係を変化させる。さらに、ディンプル108、108´は図11に示すように緩やかな曲線状であり、渦をさらに変化させる。図10はグリッドのストラップの燃料を支持する1つのセルの壁だけを示す。グリッドのストラップ全体をみると、上方の端縁部は鋸歯状のように見える。用語「鋸歯状」は、図9で左から2番目及び4番目の設計と、図10に示す設計とを指す意である(即ち、棚部120が設けられているか否かを問わない)。2つの切欠き106、118、即ち、ストラップの上方端縁部の切欠きと、下方のディンプルの下にあるもう1つの切欠きとは、図10に示すように切欠きの角度と三角形の切欠き底部の半径とにより規定される。第3のパラメータである、ストラップのセルの全幅に対する切欠きの幅の比率も本発明の性能に影響を与えるパラメータである。
図10において規定される切欠き及び上方の後端縁部の角度θ(夾角)は20度と160度の間にあり、最適角度は60度と90度との間にある。三角形の切欠き底部の半径比率は切欠きの深さに対する曲線の半径の比率により規定される。この定義を用いて、半径比率(R/D)の範囲は0.1から0.9の間にあり、最適レンジは0.5と0.7の間にある。実験により、燃料支持セルの壁の端縁部(106または118のような)の外形を変化させると振動の減少という利点が得られる可能性があることが判明している。例えば、図10に示す上方の切欠きはW/P比率(セル壁の全幅に対する最も幅広の点の切欠きの幅)が1.0に近い切欠きよりも振動を少なくすることが判明している。図10に示す上方の切欠きの幾何学的形状には、底部の半径が比較的大きい、傾斜した後端縁部の両側に小さな棚部120がある。この幾何学的形状は、有意な振動を呈することが判明している従来設計の水平方向に長い端縁部をなくしたものである。加えて、この幾何学的形状には、水平、傾斜及び曲率の3つの異なる端縁部形状が含まれ、これは、試験の結果、渦の相関を阻止して高振幅の振動を防止することが判明している。セルの全幅に対する切欠きの幅の比率は0.1と0.9の間にあり、最適レンジは0.5乃至0.85である。従って、好ましい実施例は切欠きの角度θ、底部の半径比率(R/D)及び切欠きの幅比率(W/P)により説明される。
図12は、上部及び下部の切欠きの別の形状を示す。この形状は実験により従来設計と比べて振動を有意に減少させることが判明している。この形状は、冷却材流のための後端縁部として鋸歯状の切欠きの代わりに半円形の切欠きを用いる。この形状の背後にある思想は、後端縁部の切欠きの幅全体に沿う真直ぐな端縁部は存在しないため、冷却材の渦の相関が阻止され振動が減少されるということである。この形状の幾何学的関係は、幅(W)に対する深さ(D)の比率を切欠きの曲率を最大限にし渦の相関を減少させるために0.5に接近させるようなものでなければならない。セルの全幅(P)に対する切欠きの幅(W)の比率もこの別の形状にとって重要である。図12に示すように、W/P比は0.2乃至0.9であり、最適レンジは0.4乃至0.6である。
図13は、本発明により達成可能なグリッドストラップの振動減少を説明するための実験結果を示す。この図は、図10の鋸歯状型の種々の変形例における振動の減少を示す。このデータは、切欠き角度θ、底部の半径比率(R/D)及び切欠きの幅比率(W/P)の種々の値について振動の減少が異なることを示している。このデータ及び他のこれに似たデータを用いて最適レンジを含む上述したこれらのパラメータのレンジを決定した。
従って、本発明を特定の実施例につき詳細に説明したが、これらの詳細事項に対する種々の変形例及び設計変更を本願の開示全体に照らして想到可能であることが当業者にわかるであろう。従って、図示説明した特定の実施例は例示のためのみであって、本発明の範囲を限定するものでなく、この範囲は添付の特許請求の範囲及び任意且つ全ての均等物の全幅を与えられるべきである。

Claims (36)

  1. 原子炉の燃料集合体であって、
    下部ノズルと、上部ノズルとの間に支持され、細長い寸法方向に沿う軸方向長さを有する複数の細長い燃料棒の平行離隔アレイと、
    上部ノズルと、下部ノズルとの間で燃料棒の軸方向長さに沿って縦続配置され、少なくとも一部が対応する支持セル内の各燃料棒の周面の軸方向部分を取り囲んで燃料棒の横方向間隔を維持するための複数の離隔した支持グリッドとより成り、
    支持グリッドの少なくとも1つは、各燃料棒を取り囲む4つの隣接ストラップの交点で支持セルを画定するように相互に差し込まれた複数の細長いストラップより成り、各ストラップの細長い方向における4つの隣接ストラップの交点間の長さ部分は対応する支持セルの壁を形成し、燃料棒を取り囲むセルの各壁は実質的に対応ストラップの平面内にある下方の前端縁部と、上方の後端縁部とを有し、前端縁部及び後端縁部のうちの少なくとも一方はストラップの細長い方向の軸の角度から実質的に偏った角度で隣接ストラップの交点間を延びる原子炉の燃料集合体。
  2. ストラップは卵箱を構成するように交点で相互に差し込まれている請求項1の燃料集合体。
  3. 相互に差し込まれたストラップの壁は交点で実質的に同一の高さを有する請求項1の燃料集合体。
  4. 前記偏った角度は第1の角度と第2の角度とより成り、下方の前端縁部及び上方の後端縁部はストラップ間の交点からそれぞれ第1及び第2の角度で延びる請求項1の燃料集合体。
  5. 第1及び第2の角度は同一方向である請求項4の燃料集合体。
  6. 第1及び第2の角度は互いに反対方向である請求項4の燃料集合体。
  7. 第1及び第2の角度は同一である請求項4の燃料集合体。
  8. 燃料棒を取り囲むセルの少なくとも一部の少なくとも1つの壁の前端縁部または後端縁部の一方または両方は、ストラップ間の交点のうちの第1の交点で第1の高さから始まり、対応ストラップの細長い方向に沿って第2の高さに延びて隣接するストラップと交わる請求項1の燃料集合体。
  9. 第2の高さは第1の高さよりも低い請求項1の燃料集合体。
  10. 第2の高さは第1の高さよりも高い請求項1の燃料集合体。
  11. 前端縁部または後端縁部のうちの一方または両方は、第2の高さから隣接する直交ストラップとの交点に到達する前に第2の高さとは異なる第3の高さに延びる請求項8の燃料集合体。
  12. 第2の高さは前端縁部の第1及び第3の高さよりも高く、第2の高さは後端縁部の第1及び第3の高さよりも低い請求項11の燃料集合体。
  13. 第2の高さは隣接する第2のストラップとの交点における高さであり、第2の高さは第1の高さよりも高いか低いかの一方である請求項8の燃料集合体。
  14. 前端縁部または後端縁部の一方または両方は、ストラップの細長い方向に沿い隣接ストラップから第3の直交ストラップとの交点における第3の高さに延び、第3の高さは第2の高さより高いか低いかの他方である請求項13の燃料集合体。
  15. 第1及び第3の高さは実質的に同一である請求項14の燃料集合体。
  16. 隣接する平行なストラップの前端縁部または後端縁部の一方または両方は同じ波形パターンを有するが、対向する壁は180°位相が異なる請求項14の燃料集合体。
  17. 支持セルの壁の少なくとも一部はディンプルの下方の壁に切欠いた鋸歯状の開口を有するディンプルを含む請求項1の燃料集合体。
  18. ディンプルは支持セル内へと方向を転換する複数のコーナーで実質的に丸まっている請求項17の燃料集合体。
  19. ディンプルの下方に鋸歯状の開口を有するディンプルを有する支持セルの壁の少なくとも一部は後端縁部として鋸歯状の結合部も有する請求項17の燃料集合体。
  20. 前端縁部、後端縁部の何れかまたは両方は支持セルの壁の切欠きとして形成され、切欠きの少なくとも第1の辺は第2の辺へ傾斜し、第1及び第2の辺は滑らかな曲線状で変移する底辺に連結している請求項1の燃料集合体。
  21. 切欠きは実質的に壁の幅にわたって延びる請求項20の燃料集合体。
  22. 前端縁部を形成する切欠きはストラップの下方の端縁部の上方にある請求項20の燃料集合体。
  23. 壁は支持セル内に突出するディンプルまたはばねを有し、前端縁部を形成する切欠きはストラップの下方の端縁部と、ディンプルもしくはばねとの間に形成されている請求項22の燃料集合体。
  24. 切欠きは頂部の底辺が比較的平坦で、下方の頂点が丸まった三角形の形状である請求項20の燃料集合体。
  25. 三角形は実質的に二等辺三角形である請求項24の燃料集合体。
  26. 第1及び第2の辺の夾角は20度と160度の間にある請求項24の燃料集合体。
  27. 第1と第2の辺の夾角は60度と90度の間にある請求項26の燃料集合体。
  28. 下方の丸まった頂点の半径は三角形の高さである深さに対する半径の比率により規定され、その比率は0.1と0.9の間にある請求項24の燃料集合体。
  29. 前記比率は0.5と0.7の間にある請求項28の燃料集合体。
  30. 壁の幅に対する切欠きの幅の比率は0.1と0.9の間にある請求項24の燃料集合体。
  31. 前記比率は0.5と0.85の間にある請求項30の燃料集合体。
  32. 前端縁部、後端縁部の何れかまたは両方は実質的に上端部が開いた半円形として形成されている請求項1の燃料集合体。
  33. 半円の最も幅広点の幅に対する半円の高さの比率は約0.5である請求項32の燃料集合体。
  34. 支持セルの幅に対する半円の最も幅広点の幅の比率が0.2と0.9の間にある請求項32の燃料集合体。
  35. 前記比率は0.4と0.6の間にある請求項32の燃料集合体。
  36. 原子燃料集合体の支持グリッドであって、
    各燃料棒を取り囲む4つの隣接ストラップの交点で支持セルを画定するように相互に差し込まれた複数の細長いストラップより成り、各ストラップの細長い方向における4つの隣接ストラップの交点間の長さ部分は対応する支持セルの壁を形成し、燃料棒を取り囲むセルの各壁は実質的に対応ストラップの平面内にある下方の前端縁部と、上方の後端縁部とを有し、前端縁部及び後端縁部のうちの少なくとも一方はストラップの細長い方向の軸の角度から実質的に偏った角度で隣接ストラップの交点間を延びる原子燃料集合体の支持グリッド。
JP2010147258A 2009-07-01 2010-06-29 原子燃料集合体の支持グリッド Active JP5637588B2 (ja)

Applications Claiming Priority (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/495,873 US20110002435A1 (en) 2009-07-01 2009-07-01 Nuclear fuel assembly support grid
US12/495,873 2009-07-01
US12/609,259 US8369475B2 (en) 2009-07-01 2009-10-30 Nuclear fuel assembly support grid
US12/609,259 2009-10-30

Publications (3)

Publication Number Publication Date
JP2011013216A true JP2011013216A (ja) 2011-01-20
JP2011013216A5 JP2011013216A5 (ja) 2014-05-29
JP5637588B2 JP5637588B2 (ja) 2014-12-10

Family

ID=42731909

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2010147258A Active JP5637588B2 (ja) 2009-07-01 2010-06-29 原子燃料集合体の支持グリッド

Country Status (7)

Country Link
US (1) US8369475B2 (ja)
EP (1) EP2270814B1 (ja)
JP (1) JP5637588B2 (ja)
KR (1) KR101700452B1 (ja)
CN (1) CN101944395B (ja)
ES (1) ES2525726T3 (ja)
RU (1) RU2537693C2 (ja)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012030665A (ja) * 2010-07-29 2012-02-16 Toyota Motor Corp 車両制御システム
JP2014062896A (ja) * 2012-09-04 2014-04-10 Global Nuclear Fuel Americas Llc 核燃料集合体用のたわみが制限されたロッド接点を備えたスペーサおよびそれを作成する方法
US9734580B2 (en) 2011-12-06 2017-08-15 Sony Corporation Image processing apparatus, image processing method, and program

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20140019924A (ko) * 2012-08-06 2014-02-18 한전원자력연료 주식회사 유체유발 진동을 저감하기 위한 핵연료 집합체의 지지격자
US10442711B2 (en) * 2013-03-15 2019-10-15 Sabre Intellectual Property Holdings Llc Method and system for the treatment of produced water and fluids with chlorine dioxide for reuse
US9847144B1 (en) 2014-04-03 2017-12-19 Westinghouse Electric Company Llc Low pressure drop nuclear fuel assembly bottom nozzle
US20150357053A1 (en) * 2014-06-10 2015-12-10 Westinghouse Electric Company Llc Crush resistant nuclear fuel assembly support grid
US9599269B2 (en) * 2014-07-09 2017-03-21 Nadeem Ahmad Malik Sparse 3D-multi-scale grid turbulence generator
US9536628B2 (en) 2014-12-03 2017-01-03 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly support grid
TWI586266B (zh) * 2016-06-17 2017-06-11 元智大學 水產養殖系統
US10720246B2 (en) 2017-04-20 2020-07-21 Westinghouse Electric Company Llc Fuel assembly arrangement for retaining fuel rod end plug to bottom nozzle
CN110807246B (zh) * 2019-09-29 2022-07-08 哈尔滨工程大学 一种Sub栅元尺度的反应堆热工水力控制体划分方法
RU2755683C1 (ru) * 2021-03-15 2021-09-20 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора
RU2761857C1 (ru) * 2021-07-29 2021-12-13 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Активная зона ядерного реактора
CN114220558B (zh) * 2021-11-18 2023-06-13 中国核动力研究设计院 一种燃料组件格架、燃料组件及压水堆堆芯

Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4900508A (en) * 1984-12-24 1990-02-13 Combustion Engineering, Inc. High strength nuclear fuel grid
JPH06258476A (ja) * 1992-11-02 1994-09-16 B & W Fuel Co 核燃料アセンブリのスペーサグリッド
JPH0743486A (ja) * 1993-07-30 1995-02-14 Toshiba Corp 燃料スペーサ
JPH09105791A (ja) * 1995-06-29 1997-04-22 Framatome Et Cogema <Fragema> 原子炉の燃料集合体用のバネを付設したスペーサ格子
US6236702B1 (en) * 1998-02-04 2001-05-22 Korea Atomic Energy Research Institute Fuel assembly spacer grid with swirl deflectors and hydraulic pressure springs
US6278759B1 (en) * 1999-07-29 2001-08-21 Korea Atomic Energy Research Institute Spacer grid with multi-springs and dimple vanes for nuclear fuel assemblies
JP2003057375A (ja) * 2001-08-16 2003-02-26 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 燃料スペーサ及び燃料集合体
JP2005518551A (ja) * 2002-02-27 2005-06-23 フラマトム アンプ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 沸騰水形原子炉の燃料集合体のスペーサ
JP2006292755A (ja) * 2005-04-08 2006-10-26 Westinghouse Electric Co Llc 4点接触構造のスペーサ・グリッド
JP2008522178A (ja) * 2004-11-30 2008-06-26 アレヴァ エヌペ 核燃料集合体のための燃料棒スペーサ格子、及び対応する燃料集合体
JP2010286386A (ja) * 2009-06-12 2010-12-24 Nuclear Fuel Ind Ltd 原子炉用燃料集合体

Family Cites Families (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3957575A (en) * 1974-04-16 1976-05-18 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Mechanical design of a light water breeder reactor
US4325786A (en) * 1979-11-29 1982-04-20 Combustion Engineering, Inc. Spacer grid for reducing bowing in a nuclear fuel assembly
US4576786A (en) * 1983-12-21 1986-03-18 Westinghouse Electric Corp. Partial grid for a nuclear reactor fuel assembly
US4716016A (en) * 1985-03-04 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Universal fuel assembly construction for a nuclear reactor
US4702881A (en) * 1985-04-02 1987-10-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor spacer grid
US4716015A (en) * 1985-05-15 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Modular nuclear fuel assembly design
US4652425A (en) * 1985-08-08 1987-03-24 Westinghouse Electric Corp. Bottom grid mounted debris trap for a fuel assembly
US4900507A (en) * 1987-05-05 1990-02-13 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle
US4762669A (en) * 1987-05-13 1988-08-09 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor core containing fuel assemblies positioned adjacent core baffle structure having annular anti-vibration grids
ES2027026T3 (es) * 1987-08-24 1992-05-16 Framatome Procedimiento para la fabricacion de una rejilla tabique para un conjunto combustible de un reactor nuclear.
JPH01173898A (ja) * 1987-09-10 1989-07-10 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 原子炉燃料集合体の支持格子
JPH0816709B2 (ja) * 1990-05-25 1996-02-21 株式会社日立製作所 燃料集合体,チヤンネルボツクス,チヤンネルボツクスの製造方法及び原子炉の炉心
JPH0627275A (ja) * 1992-07-10 1994-02-04 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 燃料集合体の支持格子
JP3137769B2 (ja) * 1992-10-22 2001-02-26 三菱原子燃料株式会社 支持格子用キーの抜取り装置
FI934540A0 (fi) * 1992-10-29 1993-10-14 Westinghouse Electric Corp Braenslemontering, som omfattar avlaenkningskivor foer att leda en komponent av ett floede foerbi braenslemonteringen
JP3121972B2 (ja) * 1993-12-03 2001-01-09 三菱原子燃料株式会社 核燃料集合体
JPH07159572A (ja) * 1993-12-03 1995-06-23 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 核燃料集合体
FR2736190B1 (fr) * 1995-06-29 1997-10-10 Framatome Sa Grille-entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire et assemblage de combustible
JP3872598B2 (ja) * 1998-07-08 2007-01-24 三菱重工業株式会社 原子炉燃料集合体の支持格子
US6522710B2 (en) * 2001-07-03 2003-02-18 Westinghouse Electric Company Llc Fastened spacer for grid of a nuclear reactor with associated method
KR100444699B1 (ko) * 2001-12-26 2004-08-21 한국수력원자력 주식회사 입술형 다목적 핵연료 지지격자체
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
US7085340B2 (en) * 2003-09-05 2006-08-01 Westinghouse Electric Co, Llc Nuclear reactor fuel assemblies
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

Patent Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4900508A (en) * 1984-12-24 1990-02-13 Combustion Engineering, Inc. High strength nuclear fuel grid
JPH06258476A (ja) * 1992-11-02 1994-09-16 B & W Fuel Co 核燃料アセンブリのスペーサグリッド
JPH0743486A (ja) * 1993-07-30 1995-02-14 Toshiba Corp 燃料スペーサ
JPH09105791A (ja) * 1995-06-29 1997-04-22 Framatome Et Cogema <Fragema> 原子炉の燃料集合体用のバネを付設したスペーサ格子
US6236702B1 (en) * 1998-02-04 2001-05-22 Korea Atomic Energy Research Institute Fuel assembly spacer grid with swirl deflectors and hydraulic pressure springs
US6278759B1 (en) * 1999-07-29 2001-08-21 Korea Atomic Energy Research Institute Spacer grid with multi-springs and dimple vanes for nuclear fuel assemblies
JP2003057375A (ja) * 2001-08-16 2003-02-26 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 燃料スペーサ及び燃料集合体
JP2005518551A (ja) * 2002-02-27 2005-06-23 フラマトム アンプ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 沸騰水形原子炉の燃料集合体のスペーサ
JP2008522178A (ja) * 2004-11-30 2008-06-26 アレヴァ エヌペ 核燃料集合体のための燃料棒スペーサ格子、及び対応する燃料集合体
JP2006292755A (ja) * 2005-04-08 2006-10-26 Westinghouse Electric Co Llc 4点接触構造のスペーサ・グリッド
JP2010286386A (ja) * 2009-06-12 2010-12-24 Nuclear Fuel Ind Ltd 原子炉用燃料集合体

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012030665A (ja) * 2010-07-29 2012-02-16 Toyota Motor Corp 車両制御システム
US9734580B2 (en) 2011-12-06 2017-08-15 Sony Corporation Image processing apparatus, image processing method, and program
US10630891B2 (en) 2011-12-06 2020-04-21 Sony Corporation Image processing apparatus, image processing method, and program
JP2014062896A (ja) * 2012-09-04 2014-04-10 Global Nuclear Fuel Americas Llc 核燃料集合体用のたわみが制限されたロッド接点を備えたスペーサおよびそれを作成する方法
US10176899B2 (en) 2012-09-04 2019-01-08 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Spacers with deflection-limited rod contacts for nuclear fuel assemblies and methods of making the same

Also Published As

Publication number Publication date
EP2270814A3 (en) 2011-04-20
JP5637588B2 (ja) 2014-12-10
EP2270814B1 (en) 2014-10-29
EP2270814A2 (en) 2011-01-05
KR101700452B1 (ko) 2017-01-26
US20110002436A1 (en) 2011-01-06
KR20110002430A (ko) 2011-01-07
RU2537693C2 (ru) 2015-01-10
ES2525726T3 (es) 2014-12-29
CN101944395A (zh) 2011-01-12
CN101944395B (zh) 2014-10-15
RU2010126777A (ru) 2012-01-10
US8369475B2 (en) 2013-02-05

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5637588B2 (ja) 原子燃料集合体の支持グリッド
JP5627065B2 (ja) 係止支持スペーサグリッドを有する原子燃料集合体
US6606369B1 (en) Nuclear reactor with improved grid
JP2007232726A (ja) 燃料集合体の多数で間隔が異なる中間流れ混合翼格子
JP5769981B2 (ja) 割りばねによる耐フレッチング性燃料棒支持構造
US20080232537A1 (en) Nuclear fuel assembly with an advanced spacer grid
JP2017522538A (ja) 圧力降下の少ない原子燃料集合体下部ノズル
EP2628159B1 (en) Nuclear fuel assembly hold down spring
KR100627544B1 (ko) 비스듬한 연료 보유 스프링을 갖는 핵 연료 집합체 지지 그리드
US20110002435A1 (en) Nuclear fuel assembly support grid
US9536628B2 (en) Nuclear fuel assembly support grid
JP2012208123A (ja) 原子力燃料集合体の支持グリッド
US8358733B2 (en) Helically fluted tubular fuel rod support
US20190326025A1 (en) Nuclear fuel assembly support feature
JP2017521648A (ja) 耐圧潰性の原子燃料集合体支持グリッド
US20150310940A1 (en) Nuclear fuel element
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
US20130272482A1 (en) Pressurized water reactor fuel assembly grid

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20121227

RD02 Notification of acceptance of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7422

Effective date: 20130213

RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20130329

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20140124

A524 Written submission of copy of amendment under article 19 pct

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A524

Effective date: 20140410

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20141015

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20141017

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 5637588

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250