JP2013543125A - 原子炉の制御棒アセンブリ用の支持構造 - Google Patents

原子炉の制御棒アセンブリ用の支持構造 Download PDF

Info

Publication number
JP2013543125A
JP2013543125A JP2013534915A JP2013534915A JP2013543125A JP 2013543125 A JP2013543125 A JP 2013543125A JP 2013534915 A JP2013534915 A JP 2013534915A JP 2013534915 A JP2013534915 A JP 2013534915A JP 2013543125 A JP2013543125 A JP 2013543125A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
central passage
guide frame
columnar
rod guide
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
JP2013534915A
Other languages
English (en)
Other versions
JP5907572B2 (ja
Inventor
マシュー・エイルズ
スコット・ジェイ・シャーゴッツ
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.)
BWXT Nuclear Energy Inc
Original Assignee
Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc
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
Application filed by Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc filed Critical Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc
Publication of JP2013543125A publication Critical patent/JP2013543125A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP5907572B2 publication Critical patent/JP5907572B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/18Manufacture of control elements covered by group G21C7/00
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
    • G21C7/117Clusters of control rods; Spider construction
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)

Abstract

中央通路を画定する2つまたは2つ超のカラム状要素の自立積層体を含む制御棒ガイドフレームが提供される。カラム状要素は、自立積層体の隣り合うカラム状要素間の各支台位置で合致する合致用特徴部を含み得る。制御棒ガイドフレームは、少なくとも1つの制御棒に作動上連結した制御棒駆動機構(CRDM)と組み合わせて好適に使用され、CRDMは少なくとも1つの制御棒を制御棒ガイドフレームのガイド下に制御棒を原子炉炉心に関して出し入れさせる。別の実施例では制御棒ガイドフレームが、中央通路に沿った位置の関数としての一定断面を有する中央通路を画定する2つまたは2つ超のカラム状要素の積層体を含む。他の実施例では制御棒ガイドフレームが、連続的な制御棒ガイドを提供する、押し出し成形したカラム状要素を含む。

Description

本発明は原子炉、核反応制御装置、制御棒アセンブリ、及び関連の各技術に関する。
原子炉プラントにおける原子炉炉心は、所望の核分裂連鎖反応が持続するように選択されたサイズ及び構成の核分裂性物質を含む。反応減速用に、軽水反応炉では軽水(H2O)、重水反応炉では重水(D2O)等の中性子吸収媒体が提供され得る。中性子吸収物質を含む“制御棒”を炉心内部の整列通路に挿入することで反応を制御または停止させ得る。挿入された制御棒は中性子を吸収して連鎖反応を減速または停止させる。制御棒は複数の制御棒駆動機構(以下、CRDMとも称する)により操作する。所謂“グレイ”制御棒は、反応速度を連続調節自在に制御するよう連続調節下に挿入される。所謂“シャットダウン”制御棒は、完全挿入かまたは完全引き抜きの何れかにおいて挿入される。シャットダウン制御棒は、通常運転中は炉心から完全に引き抜かれ、SCRAM中は連鎖反応を急速に停止させるよう素早く完全挿入される。制御棒は、グレイ及びシャットダウンの両制御棒として機能するようにも設計され得る。代表的には、CRDMに連結され且つ複数の制御棒を支持する“スパイダ”あるいはその他連結要素において終端する連結棒を含むアセンブリにより、1つのCRDMに多数の制御棒が連結される。そのようなアセンブリにおいて、CRDMが複数の制御棒をスパイダ及び連結棒と共に単一ユニットとして作働させる。
制御棒は、炉心からその一部または全部が引き抜かれると、炉心内の整列通路との正確な整列が維持されるよう制御棒ガイドフレームにより支持される。代表的なあるガイドフレーム構成では、離間する複数のガイドプレートが1つのフレームで相互固定される。運転時は各制御棒は各ガイドプレートの開口により案内される。この設計のガイドフレームには、重量及び材料コストが小さいこと及び、開放性が十分高いために一次冷却水の流れインピーダンスが限定されることを含む利点がある。ガイドプレートにより制御棒案内面を画定することで、高精度金属加工のために好都合な平面形態も提供される。
原子炉の制御棒アセンブリ用の支持構造を提供することである。
本発明の1様相によれば、制御棒ガイドフレームを含む装置であって、前記制御棒ガイドフレームが、中央通路にして、前記中央通路に沿った位置の関数としての一定断面を有する中央通路を画定する2つまたは2つ超のカラム状要素の積層体を含む装置が提供される。
本発明の他の様相によれば、制御棒ガイドフレームを含む装置であって、前記制御棒ガイドフレームが、中央通路にして、前記中央通路に沿った位置の関数としての一定断面を有する中央通路を画定する2つまたは2つ超のカラム状要素の積層体と、前記制御棒ガイドフレームの中央通路と平行に整列する少なくとも1つの制御棒を含む制御棒アセンブリと、を含み、少なくとも1つの制御棒が制御棒ガイドフレームの中央通路を出入りするように可動であり、前記中央通路内に配置された少なくとも1つの制御棒の任意部分が、前記中央通路内に配置された少なくとも1つの制御棒の前記任意部分の全長さに渡り前記中央通路により案内される装置が提供される。
本発明の他の様相によれば、上述した如き装置であって、制御棒アセンブリと作動上連結された制御棒駆動機構(CRDM)にして、制御棒ガイドフレームの中央通路への少なくとも1つの制御棒の出入り動作を制御する制御棒駆動機構と、炉心と、原子炉圧力容器にして、前記炉心、制御棒ガイドフレーム、少なくとも1つの制御棒、を少なくとも含む原子炉圧力容器と、を含み、前記少なくとも1つの制御棒が、移動して前記制御棒ガイドフレームの中央通路を出るに従い炉心内に移動し、移動して前記制御棒ガイドフレームの中央通路に入るに従い炉心を出る装置が提供される。
本発明の他の様相によれば、制御棒アセンブリを含む装置であって、前記制御棒アセンブリが、複数の制御棒と、少なくとも1つの制御棒をその内部に引き抜き得る中央通路を画定する制御棒ガイドフレームと、を含み、前記中央通路が、複数の制御棒における各制御棒の、前記中央通路内に引き抜かれる全長さ部分に沿った連続的案内を提供する装置が提供される。
本発明の更に他の様相によれば、制御棒ガイドフレームを含む装置であって、前記制御棒ガイドフレームが、中央通路を画定する2つまたは2つ超のカラム状要素の積層体を含む装置が提供される。
本発明の他の様相によれば、制御棒ガイドフレームを含む装置であって、前記制御棒ガイドフレームが、中央通路を画定する2つまたは2つ超のカラム状要素の自立する積層体を含み、前記制御棒ガイドフレームが、前記2つまたは2つ超のカラム状要素の自立する積層体を支持する外骨格を含まない装置が提供される。
本発明の更に他の様相によれば、前述の如き装置であって、前記カラム状要素が、前記積層された隣り合うカラム状要素間の合端位置で合致する合致用特徴部を含む装置が提供される。本発明の他の様相によれば、前述の如き装置であって、制御棒アセンブリに作動上連結した制御棒駆動機構(CRDM)と、炉心とを含み、前記制御棒駆動機構が、前記制御棒ガイドフレームの案内下に少なくとも1つの制御棒を炉心の内外に移動させる装置が提供される。
本発明の他の様相によれば、中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を形成するステップと、前記少なくとも1つのカラム状要素を含む制御棒ガイドフレームを構成するステップとを含む方法が提供される。
本発明の更に他の様相によれば、各々が中央通路を画定する複数のカラム状要素を形成するステップと、前記カラム状要素を端部突き合わせ状態で積層して単一の制御棒ガイドフレームを構成するステップと、を含む方法が提供される。
本発明の他の様相によれば、前述の如き方法であって、カラム状要素を形成するステップが、中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を押し出し形成するステップを含む方法が提供される。本発明の他の様相によれば、前述の如き方法であって、カラム状要素を形成するステップが、中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素をキャスチングするステップを含む方法が提供される。本発明の更に他の様相によれば、前述の如き方法であって、カラム状要素を形成するステップが、中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を放電加工(EDM)により形成するステップを含む方法が提供される。
原子炉の制御棒アセンブリ用の支持構造が提供される。
図1は、例示的な連続する制御棒ガイドフレームを含む例示的な原子炉圧力容器の下方部分の略断面斜視図である。 図2は、制御棒駆動機構(CRDM)及び制御棒束を有する、図1の例示的な連続する制御棒ガイドフレームの斜視図である。 図3は、図1及び2の制御棒ガイドフレームの略斜視図である。 図4は、連結棒及び連結要素を断面で表す、図1〜図3の制御棒ガイドフレームの側方からの断面斜視図である。 図5は、図4の連結要素の斜視図である。 図6は、図4の連結要素の側部を断面で示す斜視図である。 図7は、図1〜4の制御棒ガイドフレームを含むカラム状要素の側面図である。 図8は、図7の線A−Aに沿った断面図である。 図9は、図7の線B−Bに沿った断面図である。 図10は、図7〜9に示す実施例における積層した3つのカラム状要素の、その内部に格納した連結要素及び2つの代表的な制御棒を仮想線で示す略側面図である。 図11は、離間した2つの連続的な制御棒ガイドフレームを含む別態様における制御棒ガイド構造の略斜視図である。
離間したガイドプレートを外側フレームで相互固定した開放型の制御棒ガイドフレームには、重量や材料コスト及び一次冷却材の流れ抵抗が小さく、また、製造上好都合であるといった利益がある。しかしながらこのガイドフレーム構成には数多くの欠点がある。制御棒は、挿入時に大きな抵抗を受けると各ガイドプレート間の空間内で反る恐れがある。そのような反りは、制御棒ガイドフレーム内で制御棒アセンブリ(即ち、単一のスパイダあるいはその他連結要素で1本の連結棒に纏めて固定した複数の制御棒)がスタックする原因となり得る。反応性制御を受け入れ可能状態に維持する上でグレイロッドが不可欠である場合、仮にそれらグレイロッドがスタックすれば少なくとも相当の不都合が生じ得、修理のために反応容器を開放させる必要も生じ得る。ハイブリッド及びまたはシャットダウン制御棒の場合、制御棒の反りに起因する挿入障害は誤動作中の原子炉の正常SCRAMを遅延あるいは妨害さえし得る。
シャットダウンスピードや堅牢性は、制御棒の反りに関わる問題の1つである。SCRAM中のハイブリッド制御棒または制御棒の挿入速度はシャットダウン速度に影響する。各ガイドプレート間の空間で制御棒が反る恐れがあり、大き過ぎると制御棒が曲がることから、炉心方向への制御棒駆動力(従って速度)には上限がある。上限付き駆動力は信頼性にも悪影響を与え得る。炉心内への制御棒挿入が阻止または妨害される恐れがある。制御棒挿入を阻止または妨害する原因となるものには、例えば、高反応時の熱膨張により更に悪化すると思われる、原子炉容器内の堆積物あるいはその他汚染物、あるいはガイドプレートのガイド面及びまたは炉心内の整列通路のバリその他欠陥部あるいはその他が含まれる。制御棒SCRAM時の駆動力が小さいと制御棒挿入の阻止または妨害の問題が解消される見込みが薄く、かくしてSCRAMが失敗する恐れがある。
離間するガイドプレートを使用する場合、スパイダあるいはその他の連結要素が特定の案内プレートと常時整合しないという別の問題がある。スパイダは、離間するガイドプレート間では一次冷却材の水平方向流れ成分等の水平方向力により、あるいは原子炉自体の(例えば地震中の、あるいは洋上原子炉の場合は常時の)動きにより移動し易い。スパイダの水平方向のいかなる動きも、スパイダに装着した制御棒の不整合化と、それによる損傷の恐れを増大させる。
離間するガイドフレームを使用する場合、制御棒に流体関連振動が作用するという更に別の問題がある。例えば、ガイドプレートを振動“静止”点とすると、離間するガイドプレートが支持する固有振動モードは、これら各ガイドプレート間の空間の数倍の波長(または“半波長”)のものであり得る。それらの振動は反応性制御の安定化に悪影響を及ぼし得、材料を疲労させ、結局は制御棒を破損させ得る。
前述の問題は、連続的支持体を提供するガイドフレームにより解消される。その場合、制御棒の反りは完全に阻止または防止される。それにより、SCRAM中の炉心内への制御棒駆動力をもっと大きくし得、かくして、反応性シャットダウン速度及び信頼性が改善される。スパイダあるいはその他の連結要素はその制御棒の完全引き抜き及び完全挿入の各位置間の全ての地点でガイドフレームにより支持され得るようにもなる。連続的支持体により、振動もまた完全に阻止または排除される。
図1を参照するに、原子炉の圧力容器10の関連部分が示され、圧力容器10の底部に近位して位置付けた炉心支持枠12を有している。炉心支持枠12は、例えば、濃縮酸化ウラン(即ち、高235U/238U比化処理済みUO2)等の放射性物質を格納または含む炉心(図示せず)を含みまたは格納する。制御棒駆動機構(CRDM)ユニット14が略示される。本実施例のCRDMユニット14は圧力容器10内に配置した内部型CRDMであるが、別態様では外部型CRDMを用い得る。図1では、単一のCRDMユニット14を例示したが、より一般的には異なる複数の制御棒を各々連結した多数のCRDMユニットが存在する(それら追加的CRDMユニットは図1には示されないが、圧力容器10にはそれらの追加CRDMユニット用のスペースが示される)。
CRDMユニット14の下方には、図1の斜視図では連結棒(図1では示さず)を隠している制御棒ガイドフレーム16が配置される。制御棒ガイドフレーム16の下方には複数の制御棒18が配置される。図1では制御棒18は、炉心支持枠12に最大限挿入した完全挿入位置で示される。前記完全挿入位置において、スパイダあるいはその他の連結要素(やはり図1には示さない)が制御棒ガイドフレーム16内の下方位置20に位置付けられる。図1の例示実施例ではCRDMユニット14及び制御棒ガイドフレーム16はスタンドオフ22により離間され、前記スタンドオフは、CRDMユニット14及び制御棒ガイドフレーム16に夫々連結した各端部を有する中空管にして、連結棒(図1では示さず)がそこを貫く中空管を含んでいる。制御棒ガイドフレーム16の下方端部は炉心支持枠12の上方部分であり得、あるいは、炉心支持枠12の上端部の上方に別個に取り付けたプレートであり得る支持プレート24に連結される。
図1には本実施例の圧力容器10の下方部分のみが示される。運転中の原子炉では本実施例の開放上端26には、圧力容器10の本実施例の下方部分と共に、炉心(本実施例の炉心支持枠12で示される)、制御棒18、制御棒ガイドフレーム16、内部型のCRDMユニット14、を格納する包囲された圧力容積を形成するところの1つまたは1つ超の圧力容器部分が連結される。別態様ではCRDMユニットは外部型のものであり、原子炉の圧力容器上方に位置付けられる。その場合、外部型のCRDMユニット14は制御棒/CRDM連結アセンブリにより制御棒に連結され、前記アセンブリの連結用ロッドが圧力容器の上方部分内のポータルを貫いて伸延する。
図2を参照するに、制御アセンブリが示され、CRDMユニット14、制御棒ガイドフレーム16、介在するスタンドオフ22を含み、制御棒18は原子炉圧力容器から分離した状態で例示されている。制御棒/スパイダは図2でも制御棒ガイドフレーム16及びスタンドオフ22でやはり隠れて見えない。
図3を参照するに、その他コンポーネント(CRDM、制御棒及びその他)から分離した状態で制御棒ガイドフレーム16の斜視図が示される。制御棒ガイドフレーム16は、離間するガイドプレートから構成されるのではなくむしろ連続的なガイドフレームである。図示されるガイドフレームは、一般に、1つまたは1つ超のカラム状要素を含む。本実施例の制御棒ガイドフレーム16は、本実施例の制御棒ガイドフレーム16を構成する同一の7つのカラム状要素30の積層体を含む。しかしながら、カラム状要素数は1〜6、図示した7、8〜10あるいはそれ以上であり得る。更には、本実施例の7つのカラム状要素30はすべて相互に同一であるが、そうである必要はない。例えば、異なるカラム状要素は高さが相違し得、あるいは、流路(以下に随意的特徴構成として議論される)あるいはその他を含むもの、または含まないもの等様々であり得る。
カラム状要素30の隣り合う対は合端31位置で連結される。(この点は、カラム状要素数が1である限定ケースでは隣り合うカラム状要素が存在しないため該当しない)。本実施例のカラム状要素30は7個であるため、合端31の数は7-1=6となる。より一般的には、N個のカラム状要素を積層した場合の合端数はN−1である。本実施例の制御棒ガイドフレーム16はカラム状要素30の自立する積層体(例示では7層)を含む。カラム状要素30の積層体を支持する外骨格は存在しない。(この点は図3において、外骨格が省略された、つまり、制御棒ガイドフレーム16には含まれないことを示すべく外骨格Exを点線で示す)。しかしながら他の実施例では、カラム状要素の積層体をある程度支持する外骨格を含むことが意図される。
各カラム状要素30はカラム高さhを有し、かくして、同一の7つのカラム状要素30を有する本実施例の制御棒ガイドフレーム16のカラム高さH=7hとなる。より一般的には、前記高さは各カラム状要素の高さの合計値である。カラム状要素数が1である限定的なガイドフレームではH=hである。本実施例の制御棒ガイドフレーム16はその上端部に、スタンドオフ22(図2参照)を介してCRDMユニット14に連結し得る上方プレート32が含まれ、その下端部には、炉心支持枠12の上方部分または近位する支持プレート24(図1参照)を含む。図示されないが、制御棒ガイドフレーム16とCRDMユニット14及びまたは支持プレート24との連結を容易化する取り付け用ブロックあるいはその他の介在コンポーネントを含むことが意図される。前記高さの値は、上部及びまたは下部の各プレート32、34あるいは、ブロックまたは介在コンポーネントの高さ寄与分は無視している。
図4を参照するに、連結棒40及び連結要素42を内部に配置した制御棒ガイドフレーム16の断面斜視図が示される。図4では連結棒40の上端部は制御棒ガイドフレーム16の上方に単独で伸延している。図4では連結棒40は、図1及び2と比較すれば明らかな如く、CRDM14の内部に伸延し且つ連結している。図4では連結棒40/連結要素42のアセンブリは、制御棒(図4では示されず)が炉心内に完全に伸延した(図1及び2に示す如き)場合に相当する、その最“下方”位置で示される。
ある実施例では、スパイダを連結要素として複数の制御棒を単一の連結棒に装着する。スパイダは代表的には、連結棒を装着するその中央装着ポイントから全体に半径方向外側に伸延する金属製(代表的にはステンレススチール製)のチューブまたはアームを含み、また随意的には、それら半径方向に伸延する各チューブ間に追加した支持用の交差部材を更に含む。従ってスパイダは、各チューブまたはアーム間の側面に、SCRAM方向に面する幅広側部の実表面積を低減させる大型開口部を有する、軽量の“クモ状”構造を有する。しかしながら図4の連結要素42は、SCRAM方向Sに沿って実質的に細長であり、その構造は従来のスパイダにおける如き軽量の“クモ状”ではなくむしろ嵩高なものである。
図5及び6を参照するに、連結要素42の斜視図及び側方断面斜視図が夫々示される。連結要素42は、上方及び下方の各ケーシングカバープレート52及び54によりシールした、上端部及び下端部を有する、実質的に中空の中空ケーシング50を含んでいる。図5には4つの上方ケーシングカバープレート52が示され、図6の側方断面斜視図では上方ケーシングカバープレート52の2つが示される。図5の斜視図における傾斜のため下方ケーシングカバープレートは隠れて見えないが、図6では2つの下方ケーシングカバープレート54の“縁部”が見えている。本実施例の連結要素42は、図5に示す4つの上方ケーシングカバープレート52と類似配置した4つの下方ケーシングカバープレート54を含む。連結要素42は、SCRAM方向Sに平行な軸を有する円筒状を有し、軸横断方向断面は一様である。前記軸横断方向断面は複雑であり、連結棒40の下端に連結する中央通路56を画定する。
連結要素42の重量(または平均密度)を増大させるべく、中空ケーシング50は中央通路70を中心に90°間隔を置く4つの半径方向キャビティを画定する。これらキャビティは稠密材料のフィラー58(図6では充填済みキャビティは2つのみが示される)。中空ケーシング50の断面は多数の小通路60(即ち、中央通路56と比較して小さい)をも画定し、図5及び6ではその幾つかのみが表示される。これら小通路60は中空ケーシング50を貫通すると共に、制御棒18の上端を装着する取り付けポイントを提供する。
随意的なフィラー58が、SCRAMの力及び速度を増大させるべく連結要素42の質量(または平均密度)を増大させる。フィラー58は、その密度が中空ケーシング50を構成するステンレススチール(あるいはその他材料)のそれ以上であると言う意味において“重量材”を含む。フィラー58は、幾つか例示すれば、タングステン、劣化ウラン、モリブデン、あるいはタンタラムを含み得る。あるいは、キャビティを省略し、連結要素42全体を例えばステンレススチール製とし得る。それらの構成は尚、連結要素42におけるSCRAM方向Sに沿った長さと、より“充填”された構成とに基づき、従来の軽量の“クモ状”スパイダを上回る実質的な重量増大を提供する。
本実施例の“重い”連結要素42については、ここでの参照により本明細書の一部とする、2010年8月24日付で提出された、“Terminal elements for coupling connecting rods and control rods in control rod assemblies for a nuclear reactor”と題する米国特許出願第12/862,124号に詳しい。本実施例の“重い”連結要素42には、SCRAM力が大きくなり、その結果シャットダウンを早める(シャットダウン制御棒またはハイブリッド型制御棒の場合)等の利益がある。しかしながら本発明の制御棒ガイドフレーム16は好適には、従来のスパイダと共に、または本実施例の連結要素42等の連結要素と共に、あるいはそれら連結要素を全く用いずに(例えば、単一の制御棒を連結棒の下端に直接連結する構成)使用するのがより一般的である。
図3及び4を再度参照しつつ図7〜9を参照して、本実施例の制御棒ガイドフレーム16を更に説明する。図7にはカラム状要素30の側面図が示される。図8及び9には図7の線A−A及びB−Bに沿った各断面図が示される。図8及び9に最もよく示されるように、カラム状要素30はそこを通過する中央通路70を画定する。中央通路70は、この中央通路70に沿った位置の関数としての一定断面(例えば、図8及び9に夫々示す如く、線A−A及びB−Bにおける各断面が実質的に同一の)を有する。言い換えれば、カラム状要素30(または同等の、積層したカラム状要素30を含む制御棒ガイドフレーム16)は中心軸72(図2、4、7、8、9の各々に付記され、図8及び9では各断面図の中心軸72を成す)を画定し、中央通路70が中心軸72に沿って延在し、中心軸を横断する平面の前記中心軸に沿った各位置の断面は一定である。連結棒40及び制御棒18は、制御棒ガイドフレーム16の画定する中心軸72と平行にアセンブリ化される(あるいは、別態様では制御棒ガイドフレーム16はその中心軸72が連結棒40及び制御棒18と平行であるようにアセンブリ化される)。例示実施例(図4参照)では連結棒40及び連結要素42は中心軸72にセンタリングされる。このセンタリングには、動作中のアセンブリのバランスを向上させる対称性を提供する利益があるが、連結棒及びまたはスパイダあるいはその他の連結要素を中心軸72に関し“オフセンター”化させる意図もある。SCRAM方向Sはこの中心軸72に沿ったもの(または平行)である。
中央通路70は連結要素42を、この連結要素42の外側表面(例示実施例では中空のケーシング50により画定される)と、中央通路70の表面との間の許容差が比較的小さい状態下に、本実施例の連結要素42を受ける(または連結要素としてスパイダを用いる実施例ではスパイダを受ける)寸法形状とされる。中央通路70は、中心軸72と平行で且つカラム状要素30を貫通して伸びる制御棒ガイドチャネル74(図8に表示)をも含む。各制御棒ガイドチャネル74は複数の制御棒18の相当する制御棒を受けるよう寸法付け及び位置決めされる。中央通路70(制御棒ガイドチャネル74を含む)は、中央通路に沿った位置の関数としての一定断面を有することから、制御棒の中央通路72内(特には、制御棒と整列する制御棒ガイドチャネル74内)に配置した任意部分は、中央通路70(詳しくは整列した制御棒ガイドチャネル74の各表面)によって、中央通路内に配置した制御棒の前記部分の全長さに渡り案内される。換言すれば、制御棒ガイドチャネル74は、制御棒ガイドフレーム16内に引き抜かれる制御棒全体を連続的に案内する。
“案内”あるいは“案内面”とは、許容範囲内で制御棒をその意図方向において直線状態に維持する限りにおいて、制御棒を案内する表面または構造(例えば、ガイドチャネル74)を言うものとする。代表的には、ガイドチャネル74は制御棒と比較して若干直径が大きく、その直径差が被ガイド制御棒の移動許容範囲を画定する。制御棒が、例えば機械的振動力あるいは制御棒の初期反りによりこの許容範囲を超えて移動しようとすると制御棒は制御棒ガイドチャネル74の案内面にカム接触し、かくして許容移動範囲を超えての制御棒の振動移動あるいは反りが防止される。制御棒ガイドチャネル74を制御棒の直径より若干大直径にしたことで、制御棒は制御棒ガイドチャネル74による摩擦抵抗無しに上下移動(即ち、炉心に出し入れ)可能となる。しかしながら、制御棒ガイドチャネル74を制御棒の直径に正確に合致するよう寸法付けし、かくして、制御棒の出し入れが多少の摩擦抵抗を受ける状態下に許容移動範囲を最小化することも意図される。制御棒ガイドチャネル74の前記寸法は、ステンレススチールあるいはその他の、カラム状要素30が含む材料と比較した場合の制御棒の熱膨張差を考慮することによっても好適に選択される。
本実施例の制御棒ガイドチャネル74は完全に閉じた円筒状通路を構成するのではなくむしろ、中央通路70の主容積部分に部分的に“連結”される。中央通路70は制御棒ガイドチャネル74を含み、かくして、“分離した”通路断面部分のない、単純な連結断面を有する。これにより、連結要素42及び連結した制御棒18を含むアセンブリが、中央通路70の長さを通して妨害されずに移動可能となる。各制御棒ガイドチャネル74は被ガイド制御棒の円形断面を、制御棒をその許容範囲を超えて任意方向に移動させないために十分な外周範囲において包囲する。更には、本実施例の制御棒ガイドチャネル74は円形断面を有する制御棒を案内する形状としたが、四角形、六角形、八角形、あるいはその他断面の制御棒に対しても意図され、その場合、相当する制御棒ガイドチャネルの断面形状はやはり、被ガイド制御棒に関する移動許容範囲に対応する、制御棒と比較して代表的には若干大きいものとなる。
引き続き図7〜9を参照し且つ図10を参照するに、2または2超のカラム状要素30の積層体が制御棒ガイドフレーム16を画定する各実施例(例示実施例の如き)において、各カラム状要素30の中央通路70が、同一に寸法及び形状付けされると共に、積層状態下に、“積層状態の中央通路”に沿った位置の関数としての一定断面を有する“積層カラム状通路”を画定するよう整列される。換言すれば、制御棒ガイドフレーム16は、中心軸72を画定する積層状態のカラム状要素30と、中心軸72に沿って延在し且つ中心軸72を横断する平面における断面が一体の、積層状態の共通の中央通路70と、を含む。カラム状要素30の整列には、積層カラム状要素30全体に渡る制御棒ガイドチャネル74の整列が含まれる。当該状況は、3つのカラム状要素30を積層した状態で示す図10に示される。2本の例示的な制御棒ガイドチャネル74が点線で示され、中央に積層したカラム状要素30の位置には連結要素42が網掛け表示される。本実施例の2本の制御棒18は連結要素42から下方に延び、その一部が積層したカラム状要素30内に引き抜かれている。本実施例の2本の制御棒18はこの位置では、最下部のカラム状要素30の整列する制御棒ガイドチャネル74及び中央に積層したカラム状要素30の一部の内部に配置される。かくして、2本の制御棒18のこれら部分は積層体内配置部分の全長さに沿って連続的に案内される。
図3及び7を参照するに、制御棒ガイドフレーム16を含む積層したカラム状要素30は随意的には、外骨格Exを省略して示す自立する積層体である。この目的上、隣り合うカラム状要素30間の各合端位置で、一方のカラム状要素は合致用特徴部の第1セットを備える突き合わせ端を含み、他方のカラム状要素は合致用特徴部の第2セットを備える突き合わせ端を含む。第1及び第2の各合致用特徴部のセットは合端内で相互に合致する寸法形状を有する。図7に示す例ではカラム状要素30は、突出スタブ82を含む合致用特徴部の第1(上方)セットを有する第1突き合わせ端80と、凹穴86(図7では点線で示す)を含む合致用特徴部の第2セットを有する第2(下方)突き合わせ端84とを有する。カラム状要素30の1つを別のカラム状要素上に積層すると、上方のカラム状要素の第2突き合わせ端84の凹穴86に、下方のカラム状要素の第1突き合わせ端80の突出スタブ82が受けられる。それらの合致用特徴部が適正整合を支援し、かくして、積層状態のカラム状要素の中央通路70が、制御棒ガイド全体を貫く、良好に整列した通路を形成する。合致用特徴部の特性(例えば、本実施例では突出スタブ82の長さや凹穴86の深さ)に依存して、各合致用特徴部は自立積層に寄与する幾分かの構造的支持をも提供し得る。
ある実施例では、2つまたは2つ超のカラム状要素の積層体は、中央通路70に沿った位置の関数としての一定の周囲長を有する。これは本実施例のカラム状要素30積層体についての場合である。この構成によれば、カラム状要素の交換性の向上、原子炉圧力容器内の空間利用設計の簡易化、等の利益が提供される。しかしながら、2つまたは2つ超のカラム状要素の積層体の周囲長が中央通路70に沿った位置の関数として変化する構成も意図される。
制御棒を連続的に案内する上での利点は、制御棒の反りが抑制され、かくしてSCRAM駆動力を高め得、且つ反応炉シャットダウン時間を早め得ることである。しかしながらこれらの利点は、SCRAM中に中央通路70内の流体圧が高まり、制御棒挿入に抵抗が生じた場合は損なわれ得る。中央通路70内の流体圧増大は、連結要素42を通過する一次冷却流体流れ用の実質的開口を提供しない“嵩高”な連結要素42を使用した場合は増長され得る。SCRAM中の中央通路70内の流体圧力増大を軽減させる1方法には、一次冷却流体の流れを通過させる実施的開口を有するスパイダあるいはその他連結要素を用いることである。しかしながら、この方策では連結要素が軽くなることによる不利益が生じ得る。
図7及び8を参照するに、SCRAM中の中央通路70内の圧力増大を軽減する追加または他の方策は、1つまたは1つ超のカラム状要素に、中央通路70とカラム状要素の外部との間に流体連通を提供する流体通路を含ませることである。本実施例では各カラム状要素30が、上方及び下方の各長穴90及び92の各セットを含む。上方及び下方の各長穴90及び92はカラム状要素30の胴部内に形成され、その長さはカラム状要素30の高さと同じではない(かくして、カラム状要素30を貫く中央通路70の一部ではない)。この点に関し、図8では線A−A断面は上方の長穴90を通過しているために各長穴90が見えている。他方、図9では線B−B断面は長穴90及び92の間を通過しているために長穴は見えない。本実施例では制御棒ガイドフレーム16は、各々が長穴90及び92を含む7つの同一のカラム状要素30からなる積層体を含む。しかしながらより一般的には、カラム状要素の幾つかのみが流体通路を含むことが意図される。長穴90及び92形状の各流体通路は例示的なものであってその他の形状及びディメンション、例えば、穴(四角、円、あるいはそのた形状)である流体通路も意図される。
図11を参照するに、一定断面の中央通路を画定する1つまたは1つ超のカラム状要素を含む制御棒ガイドフレームが示され、各前記カラム状要素は、連続的案内及び合計材料量低減の実質的利益が得られるよう離間状態で組み合わされ得る。図11には、スペーサ96により上下に離間された連続制御棒ガイドフレーム161及び162を含む制御棒ガイド構造が示される。上下の連続する2つの制御棒ガイドフレーム161及び162は、カラム状要素30の数が少なく且つ種々の端部を有する点を除き、連続的な制御棒ガイドフレーム16と類似のものである。詳しくは、上方の連続制御棒ガイドフレーム161は3つのカラム状要素30を含み、従って、2つの合端31を含み、下方の連続制御棒ガイドフレーム162は4つのカラム状要素30を含み、従って、含まれる合端31は3つである。上方の連続制御棒ガイドフレーム161では、下方でスペーサ96と連結するために下方プレート34も省略され、同様に下方の連続制御棒ガイドフレーム162でも上方でスペーサ96と連結するために上方プレート32が省略される。図11の如き構成の利点は恐らく、SCRAM中における中央通路70内での流体圧増大を軽減させる広い間隙をスペーサ96に設け得ることで、スペーサが長穴90、92のそれと類似目的下に作用する点である。スペーサ96の欠点は恐らく、制御棒ガイド上の不連続部が生じる点である。従って、制御棒ガイド構造上の“開放性”(高いスペーサの数を増やすことで促進される)と、ガイドの連続性(低いスペーサの数を減らす、または、各制御棒ガイドフレーム16にスペーサを全く使用しないことで促進される)との間でトレードオフを成し得る。図11の制御棒ガイド構造では上下の連続する2つの制御棒ガイドフレーム161及び162の各々がその各長さ(または高さ)に沿った連続的ガイドを提供する。連続的ガイドは制御棒を“直線”状に偏倚させ、かくして、ガイドを受けないスペーサ96内においてさえ、制御棒の反りが抑制され得る。
カラム状要素30は好適にはステンレススチール製であるが、その他材料も意図される。カラム状要素30は種々の技法、例えば、キャスチング、押し出し形成、あるいは放電加工(EDM)により製造され得る。凹穴86は好適には穿孔により形成され、突出スタブ82は好適には、カラム状要素30内に穿孔した穴に溶接あるいはそうでなければ固定した別個の製造部品である。次いで、1つまたは1つ超の好適数のカラム状要素30が、随意的な合致用特徴部82、86の合致による支援下に相互に積層され、特定全高を有する制御棒ガイドフレームとなる。あるいは図11に示すように、2つまたは2つ超の連続的なそれら制御棒ガイドフレームを離間態様下に組み立てることで特定全高を達成し得る。
本発明の連続的な制御棒ガイドフレームの自立する積層体の利益は、随意的には、制御棒ガイドフレームと、制御棒ガイドフレームの取り付けを容易化する随意的な取り付け用ブロック(図示せず)との両方に対する装着位置となる上下の各プレート32、34が制御棒ガイドフレームを係止することから、外側フレーム(即ち外骨格)が排除される点である。
本発明の連続的な制御棒ガイドフレームの積層体の他の利益は、製造上の手間が低減され、小型コンポーネントの溶接作業が減少する点である。例示した制御棒ガイドフレーム16は隣り合うカラム状要素30間を各合端31で仮溶接するのみで作製され得る。積層体と上下の各プレート32、34との界面位置、及び、制御棒ガイドフレーム取り付けで使用する各取り付け用ブロック間の界面位置位置も数カ所溶接され得る。中央通路70内で流体圧が増大する恐れを低減させるための、随意的な流体通路である長穴90、92が、カラム状要素30の各側面内に好適に切削される。長穴90、92は一次冷却流体の交差流れに対する制御棒ガイドフレームの影響を減少させる利益があり得る。
先に言及した如く、カラム状要素30は、キャスチング、押し出し形成、あるいは放電加工(EDM)により好適に製造され得る。後者、すなわち放電加工の場合、カラム状要素30はそのジオメトリを表すために材料の中実ブロック(例えば、ステンレススチールの中実ブロック)から切り抜かれる。随意的には、先ず、より粗鋳造品を形成し、次いで前記EDMにより粗鋳造品をカラム状要素30の最終形状へとリファインする。好適なEDM製造技法にはワイヤカットEDMが含まれる。
カラム状要素30の、一定断面の中央通路70及び随意的な一定外周長は、カラム状要素30の他の好適な成形法である押し出し形成により本来形成される。押し出し形成によるカラム状要素30の製造は、コスト上、及び、カラム状要素30の最大高さhに制約が無い点で有益である(対比例として、キャスチングではキャスチングの実現可能な最大型サイズにおける最大高さhが制限される)。それ故、押し出し形成は、単一のカラム状要素を含む制御棒ガイドフレームの場合に代表的に必要とされる如き、高さhの高いカラム状要素の形成に特に適したものである。単一のカラム状要素を用いることで、制御棒ガイドフレームの製造上関与する手間や溶接量が減少し、また、積層した複数のカラム状要素を整列させる必要性も排除される。
連続的な、一定断面を有することが好ましいが、ある別態様では断面は、流体圧抵抗の度合いを利用してSCRAM中のコンポーネント速度を追加的に制御可能とするために少なくともカラム状要素の垂直軸に沿って若干幾何学的に傾斜される。他の実施例では断面のジオメトリは各カラム状要素の間及び多数のカラム状要素の間で若干変化され得る。
以上、本発明を実施例を参照して説明したが、本発明の内で種々の変更をなし得ることを理解されたい。
10 圧力容器
12 炉心支持枠
14 CRDMユニット
16 制御棒ガイドフレーム
161 制御棒ガイドフレーム
18 制御棒
20 下方位置
22 スタンドオフ
24 支持プレート
26 開放上端
30 カラム状要素
31 合端
32 上方プレート
34 下方プレート
40 連結棒
42 連結要素
50 中空のケーシング
52 上方ケーシングカバープレート
54 下方ケーシングカバープレート
56 中央通路
58 フィラー
60 小通路
70 中央通路
72 中心軸
74 制御棒ガイドチャネル
80 第1突き合わせ端
82 突出スタブ
86 凹穴
84 第2突き合わせ端
90 長穴
96 スペーサ

Claims (34)

  1. 中央通路にして、該中央通路に沿った位置の関数としての一定断面を有する中央通路を画定する2つ又は2つ超のカラム状要素の積層体を含む制御棒ガイドフレームを含む装置。
  2. 制御棒駆動機構と連結する構成を有する上方プレートを更に含む請求項1に記載の装置。
  3. 炉心支持枠またはその上部に近位する支持プレートに連結する構成を有する下方プレートを更に含む請求項1に記載の装置。
  4. 2つ又は2つ超のカラム状要素の積層体が、前記中央通路に沿った位置の関数としての一定の外周長を有する請求項1に記載の装置。
  5. 積層体における各カラム状要素間の各合端位置において、一方のカラム状要素が合致用特徴部の第1セットを備える接触端を含み、他方のカラム状要素が、合致用特徴部の第2セットを備える接触端を含み、前記合端において前記合致用特徴部の第1セットが合致用特徴部の第2セットと合致する請求項1に記載の装置。
  6. 合致用特徴部の第1セットがスタブ及び孔の一方を含み、合致用特徴部の第2セットがスタブ及び孔の他方を含み、前記合端において前記スタブが孔と合致する請求項5に記載の装置。
  7. 少なくとも1つのカラム状要素が、中央通路とカラム状要素の外部とを流体連通する流体流路を含む請求項1に記載の装置。
  8. 2つ又は2つ超のカラム状要素の積層体が、中央通路を画定する2つ又は2つ超の接触するカラム状要素からなる自立する積層体を含む請求項1に記載の装置。
  9. 制御棒ガイドフレームが、2つ又は2つ超のカラム状要素の積層体を支持する外骨格を含まない請求項1に記載の装置。
  10. 制御棒ガイドフレームの中央通路と平行に整列する少なくとも1つの制御棒を含む制御棒アセンブリを更に含み、前記少なくとも1つの制御棒が、制御棒ガイドフレームの中央通路に出入りするよう移動自在であり、前記中央通路内に配置した少なくとも1つの制御棒の任意部分が、中央通路内に配置した少なくとも1つの制御棒部分の全長さに渡り、中央通路によりガイドされる請求項1に記載の装置。
  11. 制御棒アセンブリが、スパイダあるいはその他連結要素に連結した複数の制御棒を含み、前記スパイダあるいはその他連結要素が、制御棒ガイドフレームの中央通路内に配置され且つ前記複数の制御棒が中央通路に出入りするに際して前記中央通路に沿って移動する請求項10に記載の装置。
  12. 前記スパイダあるいはその他連結要素が、第1の材料を含み且つキャビティを画定するフレームと、前記キャビティ内に配置され前記第1材料より稠密の第2材料を含むフィラーと、を含む請求項11に記載の装置。
  13. 制御棒アセンブリと作動上連結した制御棒駆動機構(CRDM)にして、制御棒ガイドフレームの中央通路の内外への少なくとも1本の制御棒の移動を制御する制御棒駆動機構と、
    原子炉炉心と、
    前記原子炉炉心、制御棒ガイドフレーム、少なくとも1本の制御棒、を少なくとも格納する原子炉圧力容器と、
    を更に含み、
    少なくとも1本の制御棒は、移動して制御棒ガイドフレームの中央通路を出るに従い原子炉炉心内に移動し、移動して制御棒ガイドフレームの中央通路内に入るに従い原子炉炉心外に移動する請求項10に記載の装置。
  14. 原子炉圧力容器がCRDMをも格納する請求項13に記載の装置。
  15. 装置であって、
    複数の制御棒を含む制御棒アセンブリ、
    その内部に少なくとも1本の制御棒を引抜き得る中央通路を画定する制御棒ガイドフレームにして、前記中央通路が、該中央通路内に引き抜かれる複数の制御棒の各制御棒部分の全長さに沿って連続的ガイドを提供する装置。
  16. 制御棒ガイドフレームの中央通路内に引き抜かれない制御棒部分を挿入する原子炉炉心を更に含む請求項15に記載の装置。
  17. 前記制御棒ガイドフレームが、2つまたは2つ超のカラム状要素の積層体を含む請求項15に記載の装置。
  18. 中央通路を画定する2つ又は2つ超の自立する積層体を含む制御棒ガイドフレームを含む装置。
  19. 制御棒ガイドフレームが、2つ又は2つ超のカラム状要素の積層体を支持する外骨格を含まない請求項18に記載の装置。
  20. カラム状要素が、隣り合うカラム状要素間の合端位置で合致する合致用特徴部を含む請求項18に記載の装置。
  21. 制御棒ガイドフレームの中央通路の内外に移動自在の少なくとも1本の制御棒を含む制御棒アセンブリを更に含み、
    前記中央通路内に配置した少なくとも1本の制御棒の任意部分が、前記中央通路内に配置した少なくとも1本の制御棒部分の全長さに渡り中央通路により案内される請求項18に記載の装置。
  22. 前記制御棒アセンブリと作動上連結した制御棒駆動機構(CRDM)と、原子炉炉心とを更に含み、
    前記CRDMが、少なくとも1本の制御棒を原子炉炉心の内題に移動させる請求項21に記載の装置。
  23. 中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を形成するステップ、
    少なくとも1つのカラム状要素を含む制御棒ガイドフレームを構成するステップ、
    を含む方法。
  24. 中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を形成するステップが、中央通路と、カラム状要素の外部との間を流体連通させる少なくとも1つの流体流路を画定する請求項23に記載の方法。
  25. 原子炉炉心内に制御棒ガイドフレームを組み込むステップ、
    原子炉容器を運転するステップ、を更に含み、
    前記原子炉容器を運転するステップが、制御棒ガイドフレームを使用して、原子炉炉心内の少なくとも1本の制御棒を案内しつつその位置を調節するステップを含む請求項23に記載の方法。
  26. 中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を形成するステップが、複数のカラム状要素を形成するステップを含み、
    少なくとも1つのカラム状要素を含む制御棒ガイドフレームを構成するステップが、カラム状要素を端部突き合わせ状態で積層して制御棒ガイドフレームを構成するステップを含む請求項23に記載の方法。
  27. 少なくとも1つのカラム状要素を含む制御棒ガイドフレームを構成するステップが、各カラム状要素の端部上に合致用特徴部を形成するステップを更に含み、カラム状要素を端部突き合わせ状態に積層して制御棒ガイドフレームを構成するステップが、隣り合うカラム状要素の接触する各端部上で各合致用特徴部を合致させるステップを含む請求項26に記載の方法。
  28. 中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を形成するステップが、中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を押し出し形成するステップを含む請求項23に記載の方法。
  29. 中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を形成するステップが、ステンレススチールを含む少なくとも1つのカラム状要素を押し出し形成するステップを含む請求項23に記載の方法。
  30. 中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を形成するステップが、中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素をキャスチング形成するステップを含む請求項23に記載の方法。
  31. 中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を形成するステップが、中央通路を画定する少なくとも1つのカラム状要素を放電加工(EDM)により形成するステップを含む請求項23に記載の方法。
  32. 装置であって、
    中央通路にして、該中央通路に沿った位置の関数としての可変の断面を有する中央通路を画定する2つ又は2つ超のカラム状要素の積層体を含む制御棒ガイドフレームを含む装置。
  33. 前記断面がカラム状要素の垂直軸を横断して傾斜する請求項32に記載の装置。
  34. 2つ又は2つ超のカラム状要素における第1及び第2のカラム状要素間の断面が若干変化する請求項32に記載の装置。
JP2013534915A 2010-10-21 2011-09-21 原子炉の制御棒アセンブリ用の支持構造 Active JP5907572B2 (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/909,252 US9378853B2 (en) 2010-10-21 2010-10-21 Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
US12/909,252 2010-10-21
PCT/US2011/052495 WO2012054167A1 (en) 2010-10-21 2011-09-21 Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor

Related Child Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2016053594A Division JP2016106233A (ja) 2010-10-21 2016-03-17 原子炉の制御棒アセンブリ用の支持構造

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2013543125A true JP2013543125A (ja) 2013-11-28
JP5907572B2 JP5907572B2 (ja) 2016-04-26

Family

ID=45973030

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2013534915A Active JP5907572B2 (ja) 2010-10-21 2011-09-21 原子炉の制御棒アセンブリ用の支持構造
JP2016053594A Pending JP2016106233A (ja) 2010-10-21 2016-03-17 原子炉の制御棒アセンブリ用の支持構造

Family Applications After (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2016053594A Pending JP2016106233A (ja) 2010-10-21 2016-03-17 原子炉の制御棒アセンブリ用の支持構造

Country Status (10)

Country Link
US (2) US9378853B2 (ja)
EP (1) EP2630644B1 (ja)
JP (2) JP5907572B2 (ja)
KR (1) KR20130139971A (ja)
CN (1) CN102834873A (ja)
AR (1) AR083499A1 (ja)
CA (1) CA2825125C (ja)
RU (1) RU2013118106A (ja)
TW (1) TWI527059B (ja)
WO (1) WO2012054167A1 (ja)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2016090339A (ja) * 2014-10-31 2016-05-23 三菱重工業株式会社 ガイドチューブの製造方法
JP2016133387A (ja) * 2015-01-19 2016-07-25 三菱重工業株式会社 ガイドチューブの芯出装置及び方法
JP2017516997A (ja) * 2014-06-04 2017-06-22 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 延伸型中間案内アセンブリを具備する制御棒案内管

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9378853B2 (en) 2010-10-21 2016-06-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
US9754688B2 (en) 2012-04-17 2017-09-05 Bwx Technologies, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate
CN104488035A (zh) 2012-04-17 2015-04-01 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 带有紧凑上部堆内构件组件的一体式压水反应堆
US9530526B2 (en) 2012-04-17 2016-12-27 Bwxt Mpower, Inc. Riser transition element for compact nuclear reactor
US9767930B2 (en) 2012-04-17 2017-09-19 Bwxt Mpower, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate
US9887015B2 (en) 2012-04-17 2018-02-06 Bwxt Mpower, Inc. Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor
US10102932B2 (en) 2012-04-17 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units
WO2014200599A1 (en) * 2013-03-15 2014-12-18 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Extruded guide frame and manufacturing methods thereof
CN104637554B (zh) * 2015-02-09 2017-05-10 中国科学院合肥物质科学研究院 一种铅合金冷却剂零功率反应堆燃料组件
CN104874739B (zh) * 2015-06-19 2016-08-17 东方电气集团东方汽轮机有限公司 Crdm零件精密铸造成型方法
CN109378091A (zh) * 2018-11-12 2019-02-22 中国原子能科学研究院 一种控制棒导向筒结构
CN109448872A (zh) * 2018-11-30 2019-03-08 上海核工程研究设计院有限公司 一种堆内构件导向筒结构
CN110116143A (zh) * 2019-04-29 2019-08-13 浙江久立特材科技股份有限公司 一种热挤压成型的小孔径厚壁无缝管
CN111667934B (zh) * 2020-06-19 2022-04-15 中国核动力研究设计院 一种核反应验堆分层布置驱动机构装卸方法
KR20240093913A (ko) * 2021-10-29 2024-06-24 비더블유엑스티 어드밴스드 테크놀로지스 엘엘씨 제어봉 원격 홀드아웃 메커니즘

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6244686A (ja) * 1985-08-23 1987-02-26 北海道電力株式会社 原子炉の制御棒案内構造
JPH01147396A (ja) * 1987-10-21 1989-06-09 Westinghouse Electric Corp <We> 制御棒支持体

Family Cites Families (145)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3015616A (en) 1956-11-02 1962-01-02 Westinghouse Electric Corp Rod type fuel assembly
US3212978A (en) 1961-04-18 1965-10-19 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor core support structure
US3395077A (en) 1966-05-25 1968-07-30 Westinghouse Electric Corp Fuel assembly for nuclear reactors
DE1639193B1 (de) 1967-04-25 1970-07-23 Allmaenna Svenska Elek Ska Ab Kernreaktor mit Fuehrungsrohren fuer Steuerstaebe
GB1143752A (ja) 1967-12-14 1900-01-01
US3607629A (en) 1968-01-24 1971-09-21 Westinghouse Electric Corp Drive mechanism for control elements
US3853699A (en) 1970-07-08 1974-12-10 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor having control-rod retaining means
DE2044303C3 (de) 1970-09-08 1974-06-06 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Doppelsteuerelement für Druckwasserreaktoren
BE793197A (fr) 1971-12-23 1973-04-16 Combustion Eng Dispositif de transmission de signaux hydrauliques de commande a travers la calotte de l'enceinte sous pression d'un reacteur
US3857599A (en) 1972-12-01 1974-12-31 Combustion Eng Gripper device
US3959072A (en) 1973-09-27 1976-05-25 Combustion Engineering, Inc. Compactable control element assembly for a nuclear reactor
DE2442500C2 (de) 1974-09-05 1984-06-28 Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach Druckwasserreaktor
US4072563A (en) 1976-06-24 1978-02-07 The Babcock & Wilcox Company Industrial technique for an integral compact reactor
GB1576758A (en) 1977-05-10 1980-10-15 Zhuchkov I Control rod drive of nuclear reactor
US4219386A (en) 1977-06-10 1980-08-26 Exxon Nuclear Company, Inc. PWR Integral tie plate and locking mechanism
US4187145A (en) 1977-07-25 1980-02-05 Combustion Engineering, Inc. Hydraulic latch scram release mechanism
US4231843A (en) 1977-08-02 1980-11-04 Westinghouse Electric Corp. Guide tube flow diffuser
US4175004A (en) 1977-08-29 1979-11-20 The Babcock & Wilcox Company Fuel assembly guide tube
US4235674A (en) 1977-12-01 1980-11-25 Bunker Ramo Corporation Pressurizer system for electric penetration assemblies
US4252613A (en) 1978-07-26 1981-02-24 The Babcock & Wilcox Company Nuclear fuel assembly guide tube with integral intermittent projections
US4313797A (en) 1979-09-19 1982-02-02 The Babcock & Wilcox Company Guide tube sleeve
FR2472227A1 (fr) 1979-12-21 1981-06-26 Framatome Sa Perfectionnement aux dispositifs a mouvement lineaire
FR2474743B1 (fr) 1980-01-24 1986-10-31 Jeumont Schneider Dispositif electromagnetique du type vis-ecrou a securite
FR2475782B1 (fr) 1980-02-12 1986-11-28 Framatome Sa Perfectionnement aux dispositifs de commande des barres de reglage d'un reacteur nucleaire
DE3015494A1 (de) 1980-04-23 1981-10-29 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Befestigung von strom- und messleitungsdurchfuehrungen fuer kernreaktoranlagen
US4569705A (en) 1981-07-13 1986-02-11 Atomic Energy Of Canada Limited Method of manufacturing a length of mineral insulated cable having predetermined γ-ray sensitivity in a high radiation environment
FR2516691A1 (fr) 1981-11-13 1983-05-20 Framatome Sa Dispositif de guidage d'une grappe de controle de reacteur nucleaire
DE3212223A1 (de) 1982-04-01 1983-11-03 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Rohrverschliesseinrichtung, insbesondere fuer waermetauscherrohre
US4484093A (en) 1982-12-08 1984-11-20 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Linear motion device and method for inserting and withdrawing control rods
FR2547100B1 (fr) 1983-06-03 1985-08-30 Framatome Sa Dispositif de guidage des grappes de controle de reacteurs nucleaires
US4678623A (en) 1984-02-03 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Modular head assembly and method of retrofitting existing nuclear reactor facilities
FR2567305B1 (fr) 1984-07-06 1986-12-26 Framatome Sa Installation de cablage de dispositifs electriques au-dessus du couvercle d'un reacteur nucleaire
US4681728A (en) 1985-03-22 1987-07-21 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor
US4663576A (en) 1985-04-30 1987-05-05 Combustion Engineering, Inc. Automatic controller for magnetic jack type control rod drive mechanism
US4687628A (en) 1985-11-14 1987-08-18 Westinghouse Electric Corp. Flexible rod guide support structure for inner barrel assembly of pressurized water reactor
US4863678A (en) 1985-12-09 1989-09-05 Westinghouse Electric Corp. Rod cluster having improved vane configuration
US4759904A (en) 1986-04-04 1988-07-26 Westinghouse Electric Corp. Pressurized water reactor having improved calandria assembly
US4857264A (en) 1986-11-03 1989-08-15 Westinghouse Electric Corp. Frictionally loaded top end supports for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
US4876061A (en) 1986-11-03 1989-10-24 Westinghouse Electric Corp. Resiliently loaded lateral supports for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
FR2609203B1 (fr) 1986-12-24 1990-08-24 Framatome Sa Installation de cablage de dispositifs electriques associes a un reacteur nucleaire
US4983351A (en) 1987-04-24 1991-01-08 Westinghouse Electric Corp. Top head penetration, hydro-ball in-core instrumentation system
JPS63273090A (ja) 1987-04-30 1988-11-10 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 支持格子
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
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
US4895698A (en) 1988-03-14 1990-01-23 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod grip with modified diagonal spring structures
FR2632442B1 (fr) 1988-06-06 1990-09-14 Framatome Sa Dispositif de mesure de parametres dans le coeur d'un reacteur nucleaire en service
US4888151A (en) 1988-08-17 1989-12-19 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US5141711A (en) 1988-08-17 1992-08-25 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US5024808A (en) 1988-10-14 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Combined support column and guide tube for use in a nuclear reactor
DE3839838A1 (de) 1988-11-25 1990-05-31 Bbc Reaktor Gmbh Kerneinbauten eines wassergekuehlten kernreaktors
US4993864A (en) 1988-12-15 1991-02-19 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US4975239A (en) 1989-01-23 1990-12-04 General Electric Company BWR core flow measurement enhancements
US4994233A (en) 1989-01-27 1991-02-19 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod with axial regions of annular and standard fuel pellets
US4990304A (en) 1989-01-27 1991-02-05 Westinghouse Electric Corp. Instrumentation tube features for reduction of coolant flow-induced vibration of flux thimble tube
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
US4996018A (en) 1989-04-19 1991-02-26 Westinghouse Electric Corp. High pressure thimble/guide tube seal fitting with built-in low pressure seal especially suitable for facilitated and more efficient nuclear reactor refueling service
US4963318A (en) 1989-04-24 1990-10-16 General Electric Company Spring lock washer for tie rod nuts
US4966745A (en) 1989-06-28 1990-10-30 Westinghouse Electric Company Fuel rod gripper end cap for minimizing impact with grid cell dimples
US5043134A (en) 1989-06-28 1991-08-27 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod gripper end cap for minimizing impact with grid cell dimples
US5064607A (en) 1989-07-10 1991-11-12 Westinghouse Electric Corp. Hybrid nuclear reactor grey rod to obtain required reactivity worth
US5024806A (en) 1989-09-21 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Enhanced debris filter bottom nozzle for a nuclear fuel assembly
US5009837A (en) 1989-11-03 1991-04-23 Westinghouse Electric Corp. Axially modular fuel assembly and rod for optimal fuel utilization
US5237595A (en) 1990-02-26 1993-08-17 Westinghouse Electric Corp. Guide plate for guide tubes used in nuclear reactors
FR2661771B1 (fr) * 1990-05-07 1994-04-08 Framatome Equipements internes de reacteur nucleaire a guides de grappe.
US5068083A (en) 1990-05-29 1991-11-26 Westinghouse Electric Corp. Dashpot construction for a nuclear reactor rod guide thimble
FR2667194B1 (fr) 1990-09-20 1993-08-06 Framatome Sa Dispositif de guidage de grappe de controle de reacteur nucleaire.
US5265137A (en) 1990-11-26 1993-11-23 Siemens Power Corporation Wear resistant nuclear fuel assembly components
FR2674982B1 (fr) 1991-04-08 1994-03-04 Framatome Outil de manutention d'une grappe de crayons de poison consommable.
US5200138A (en) 1991-08-05 1993-04-06 Westinghouse Electric Corp. Spectral shift-producing subassembly for use in a nuclear fuel assembly
US5158740A (en) 1991-08-05 1992-10-27 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod end plug welding method
US5276719A (en) 1991-08-14 1994-01-04 Siemens Aktiengesellschaft Hydraulic control rod drive for a nuclear reactor
US5207980A (en) 1991-10-27 1993-05-04 Westinghouse Electric Corp. Top nozzle-mounted replacement guide pin assemblies
US5386440A (en) 1992-01-10 1995-01-31 Hitachi, Ltd. Boiling water reactor
US5241570A (en) 1992-06-08 1993-08-31 General Electric Company Core-control assembly with a fixed fuel support
US5268948A (en) 1992-06-25 1993-12-07 Duke Power Company Locking assembly for nuclear fuel bundles
US5328667A (en) 1992-08-03 1994-07-12 Uop Attachment for securing high temperature internals to refractory lined pressure vessels
US5282231A (en) 1992-09-23 1994-01-25 Siemens Power Corporation Lower tie plate cast frame
US5299246A (en) 1992-09-25 1994-03-29 Combustion Engineering, Inc. Shape-memory alloys in the construction of nuclear fuel spacer grids
US5282233A (en) 1992-09-28 1994-01-25 Combustion Engineering, Inc. Low pressure drop easy load end cap
US5367549A (en) 1993-05-06 1994-11-22 Combustion Engineering, Inc. Hexagonal grid
US5361279A (en) 1993-06-14 1994-11-01 General Electric Company Internal control rod drive for a BWR
US5436945A (en) 1993-12-03 1995-07-25 Combustion Engineering, Inc. Shadow shielding
FR2714762B1 (fr) * 1993-12-30 1996-03-15 Framatome Sa Assemblage combustible d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau légère.
US5513234A (en) 1994-07-18 1996-04-30 Rottenberg; Sigmunt Structural member for nuclear reactor pressure tubes
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
FR2736747B1 (fr) 1995-07-12 1997-08-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif de desaccouplement automatique d'une tige de commande et d'un ensemble absorbant de reacteur nucleaire
US5640434A (en) 1995-07-31 1997-06-17 Rottenberg; Sigmunt Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members
GB2307330A (en) * 1995-11-14 1997-05-21 Westinghouse Electric Corp Control rod guide tube
US5715288A (en) 1996-05-09 1998-02-03 Combustion Engineering, Inc. Integral head rig, head area cable tray and missile shield for pressurized water reactor
SE508645C2 (sv) 1996-06-20 1998-10-26 Asea Atom Ab Kärnbränslepatron för lättvattenreaktor med axiellt gap i det klyvbara materialet
US5930321A (en) 1996-07-16 1999-07-27 Cbs Corporation Head assembly
US6167104A (en) 1996-09-04 2000-12-26 Siemens Aktiengesellschaft Pressurized water reactor fuel assembly with a guide tube and method for producing the guide tube
JPH1123765A (ja) 1997-05-09 1999-01-29 Toshiba Corp 原子炉の炉心
US5841824A (en) 1997-05-13 1998-11-24 Westinghouse Electric Corporation System and method for testing the free fall time of nuclear reactor control rods
KR100265027B1 (ko) 1997-12-12 2000-09-01 장인순 원자로의핵연료집합체이중판노즐형냉각재혼합지지격자
US6097779A (en) 1998-02-17 2000-08-01 General Electric Company Fuel bundle and control rod assembly for a nuclear reactor
JPH11264887A (ja) 1998-03-17 1999-09-28 Toshiba Corp 原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法
JPH11281784A (ja) 1998-03-26 1999-10-15 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 制御棒
US6091790A (en) 1998-05-08 2000-07-18 Combustion Engineering, Inc. Control element assembly position system
US6055288A (en) 1998-07-24 2000-04-25 Westinghouse Electric Company Nuclear reactor vessel
GB0000241D0 (en) 2000-01-07 2000-03-01 British Nuclear Fuels Plc Improvements in and relating to nuclear fuel assemblies
JP2002122686A (ja) 2000-10-17 2002-04-26 Toshiba Corp 沸騰水型原子力発電プラントおよびその建設工法
US6489623B1 (en) 2000-11-07 2002-12-03 Global Nuclear Fuel -- Americas, Llc Shipping container for radioactive materials and methods of fabrication
ES2302769T3 (es) 2001-04-05 2008-08-01 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Conjunto de combustible.
FR2826172B1 (fr) 2001-06-14 2003-09-19 Framatome Anp Procede et dispositif de restauration du temps de chute d'au moins une grappe de commande de reglage de la reactivite dans le coeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere
JP2003130981A (ja) * 2001-10-29 2003-05-08 Japan Atom Energy Res Inst 原子炉の制御棒駆動装置
US20030169839A1 (en) 2002-03-11 2003-09-11 Matteson Donn Moore Prefabricated in-core instrumentation chase
US6895067B2 (en) 2002-04-30 2005-05-17 Framatome Anp, Inc. Smooth collet for pulling fuel rods
US6819733B2 (en) 2002-05-15 2004-11-16 Westinghouse Electric Company Llc Fuel assembly and associated grid for nuclear reactor
US6636578B1 (en) 2002-06-05 2003-10-21 Framatome Anp Inc. Fuel assembly structural reinforcement and method
FR2848717B1 (fr) 2002-12-16 2006-09-29 Framatome Anp Procede et dispositif de manutention d'un tube-guide des equipements internes superieurs d'un reacteur nucleaire
US7424412B2 (en) 2002-12-23 2008-09-09 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density
SE525007C2 (sv) 2003-03-17 2004-11-09 Vattenfall Ab Metod och anordning för att bromsa och desintegrera en i en ledningskanal framrusande vätskeplugg
US7280946B2 (en) 2003-04-30 2007-10-09 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining pin enrichments in fuel bundle of nuclear reactor
US7245689B2 (en) 2003-06-18 2007-07-17 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd Nuclear reactor internal structure
DE10328920A1 (de) 2003-06-26 2005-01-20 Framatome Anp Gmbh Verfahren zum rechnerischen Modellieren des Kerns eines Kernreaktors
US7085340B2 (en) 2003-09-05 2006-08-01 Westinghouse Electric Co, Llc Nuclear reactor fuel assemblies
US20060039524A1 (en) 2004-06-07 2006-02-23 Herbert Feinroth Multi-layered ceramic tube for fuel containment barrier and other applications in nuclear and fossil power plants
US7526058B2 (en) 2004-12-03 2009-04-28 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors
US20080145174A1 (en) 2004-12-21 2008-06-19 The Tokyo Electric Power Company, Inc. Channel Fastener
US7574337B2 (en) 2004-12-30 2009-08-11 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining a fresh fuel bundle design for a core of a nuclear reactor
US8374308B2 (en) 2005-01-11 2013-02-12 Westinghouse Electric Company Llc Helically fluted tubular fuel rod support
US20060222140A1 (en) 2005-04-04 2006-10-05 Westinghouse Electric Company Llc Eccentric support grid for nuclear fuel assembly
US20060251205A1 (en) 2005-05-02 2006-11-09 Westinghouse Electric Co. Llc In-core fuel restraint assembly
US7412021B2 (en) 2005-07-26 2008-08-12 Westinghouse Electric Co Llc Advanced gray rod control assembly
US20070206717A1 (en) 2006-03-02 2007-09-06 Westinghouse Electric Company Llc Multiple and variably-spaced intermediate flow mixing vane grids for 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
US7453972B2 (en) 2006-06-09 2008-11-18 Westinghouse Electric Co. Llc Nuclear fuel assembly control rod drive thimble to bottom nozzle connector
US7561654B2 (en) 2006-06-16 2009-07-14 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Nuclear fuel spacer assembly with debris guide
US20080084957A1 (en) 2006-10-06 2008-04-10 Westinghouse Electric Company, Llc Nuclear reactor fuel assemblies
US7515674B2 (en) 2006-10-18 2009-04-07 Westinghouse Electric Co Llc Tube-in-tube threaded dashpot end plug
US7668280B2 (en) 2006-11-01 2010-02-23 Westinghouse Electric Co Llc Nuclear fuel assembly
US7672418B2 (en) 2006-12-22 2010-03-02 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Control rod guide tube and method for providing coolant to a nuclear reactor fuel assembly
US8483347B2 (en) 2007-04-10 2013-07-09 Westinghouse Electric Company Llc Upper internals arrangement for a pressurized water reactor
US8483346B2 (en) 2007-04-16 2013-07-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor control rod spider assembly
US20090060114A1 (en) 2007-08-31 2009-03-05 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Debris shield for upper tie plate in a nuclear fuel bundle and method for filtering debris
US9082519B2 (en) 2008-12-17 2015-07-14 Westinghouse Electric Company Llc Upper internals arrangement for a pressurized water reactor
US8971477B2 (en) 2009-06-10 2015-03-03 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Integral helical coil pressurized water nuclear reactor
US8811561B2 (en) * 2009-06-10 2014-08-19 Babcock & Wilcox Nuclear Operations Group, Inc. Control rod drive mechanism for nuclear reactor
US8811562B2 (en) 2010-03-12 2014-08-19 Babcock & Wilcox Nuclear Operations Group, Inc. Control rod drive mechanism for nuclear reactor
US9324462B2 (en) 2010-07-13 2016-04-26 Westinghouse Electric Company Llc Reactor head seismic support tie rod system
US8526563B2 (en) 2010-08-24 2013-09-03 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Terminal elements for coupling connecting rods and control rods in control rod assemblies for a nuclear reactor
US8634513B2 (en) 2010-09-20 2014-01-21 Westinghouse Electric Company Llc System for exchanging a component of a nuclear reactor
US9177674B2 (en) 2010-09-27 2015-11-03 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Compact nuclear reactor
US9378853B2 (en) 2010-10-21 2016-06-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6244686A (ja) * 1985-08-23 1987-02-26 北海道電力株式会社 原子炉の制御棒案内構造
JPH01147396A (ja) * 1987-10-21 1989-06-09 Westinghouse Electric Corp <We> 制御棒支持体

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2017516997A (ja) * 2014-06-04 2017-06-22 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 延伸型中間案内アセンブリを具備する制御棒案内管
JP2016090339A (ja) * 2014-10-31 2016-05-23 三菱重工業株式会社 ガイドチューブの製造方法
JP2016133387A (ja) * 2015-01-19 2016-07-25 三菱重工業株式会社 ガイドチューブの芯出装置及び方法

Also Published As

Publication number Publication date
CA2825125C (en) 2019-03-12
US20120099691A1 (en) 2012-04-26
EP2630644A4 (en) 2017-08-02
KR20130139971A (ko) 2013-12-23
US20160247584A1 (en) 2016-08-25
JP5907572B2 (ja) 2016-04-26
JP2016106233A (ja) 2016-06-16
TW201234389A (en) 2012-08-16
AR083499A1 (es) 2013-02-27
WO2012054167A1 (en) 2012-04-26
CA2825125A1 (en) 2012-04-26
EP2630644B1 (en) 2018-11-14
US10249392B2 (en) 2019-04-02
EP2630644A1 (en) 2013-08-28
US9378853B2 (en) 2016-06-28
CN102834873A (zh) 2012-12-19
RU2013118106A (ru) 2014-11-27
TWI527059B (zh) 2016-03-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5907572B2 (ja) 原子炉の制御棒アセンブリ用の支持構造
US8526563B2 (en) Terminal elements for coupling connecting rods and control rods in control rod assemblies for a nuclear reactor
US10600518B2 (en) Control rod/control rod drive mechanism couplings
US10102933B2 (en) Control rod assembly impact limiter
JP3977532B2 (ja) 燃料集合体、原子炉の炉心及びチャンネルボックス
US5006305A (en) Device for guiding the control clusters of nuclear reactors
JP4825763B2 (ja) 反射体制御方式の高速炉
US10096388B2 (en) Extruded guide frame and manufacturing methods thereof
US5483565A (en) Fuel assembly for a boiling water reactor
JPH07191174A (ja) 燃料集合体
JPH07229997A (ja) 制御棒の製作方法

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20140703

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20150217

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20150303

A601 Written request for extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601

Effective date: 20150527

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20150903

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: 20160216

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20160317

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 5907572

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