JP3723165B2 - 加圧水形原子炉の燃料集合体 - Google Patents

加圧水形原子炉の燃料集合体 Download PDF

Info

Publication number
JP3723165B2
JP3723165B2 JP2002269636A JP2002269636A JP3723165B2 JP 3723165 B2 JP3723165 B2 JP 3723165B2 JP 2002269636 A JP2002269636 A JP 2002269636A JP 2002269636 A JP2002269636 A JP 2002269636A JP 3723165 B2 JP3723165 B2 JP 3723165B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel assembly
spacer
strip
fuel
assembly according
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.)
Expired - Fee Related
Application number
JP2002269636A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2003107180A (ja
Inventor
シュミット ノルベルト
ラウ ペーター
ヘルツォーク エリカ
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.)
Areva GmbH
Original Assignee
Areva GmbH
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 Areva GmbH filed Critical Areva GmbH
Publication of JP2003107180A publication Critical patent/JP2003107180A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP3723165B2 publication Critical patent/JP3723165B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

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
    • G21C3/34Spacer grids
    • 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)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)
  • Catalysts (AREA)

Description

【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は加圧水形原子炉の燃料集合体に関する。
【0002】
【従来の技術】
燃料集合体の燃料棒束を横方向に固定するため、燃料棒の長さにわたり複数のスペーサを分布して配置している。燃料集合体はその下側面に、燃料棒をその上側面に載せて支持する脚部を有する。燃料集合体の上側面には頭部が存在する。燃料集合体が原子炉圧力容器内に組み込まれたとき、燃料集合体は炉心上側支持格子と炉心下側支持格子との間に配置される。各炉心支持格子から、燃料集合体の頭部又は脚部にある孔に係合する固定ピンが突出している。炉心支持格子と燃料集合体の頭部および脚部は、通常、オーステナイト鋼から成っている。スペーサ用には主に2つの材料、即ち同様にオーステナイト鋼およびジルカロイ、即ち主成分としてのジルコニウムの他に錫、鉄、クロム、選択的にニッケルを含む合金が採用される。オーステナイト鋼は非常に高い中性子吸収性を有するので、通常ジルカロイ製のスペーサが利用される。両材料は異なる熱膨張係数を持つ。ジルカロイの熱膨張係数は約5×10-6/℃であり、これに対しオーステナイト鋼のそれは約18×10-6/℃である。従って運転中、スペーサは水平方向又は半径方向に炉心支持格子より僅かしか膨張せず、個々の燃料集合体間に存在する隙間空間は、運転温度に加熱された際に拡大する。
【0003】
特に、例えば一様でない圧力状態によりひき起こされる燃料集合体の横曲がりに対する自由度が増大する欠点がある。その場合、個々の燃料集合体が曲がるだけでなく、全ての燃料集合体がスポーク状につながり、即ち炉心シュラウドの内側壁間に一直線に配置されるので、燃料集合体の中央範囲に、増大した隙間空間の加算により設定位置から10〜20mmの偏差が生ずる。そのように燃料集合体が変形した場合、制御棒案内管内への制御棒の挿入が妨げられ、場合により原子炉の緊急停止が遅らされる。更に、元来存在する減速比が変化し、このため望ましくない出力変化が生ずる。
【0004】
燃料集合体に対する曲げ自由度は、スペーサと炉心支持格子との異なる熱膨張の他に、もう2つの効果により増大する。原子炉に燃料集合体を確実に装入・取出し可能とすべく、燃料集合体間に約1mmの装入隙間が必要となる。即ち、スペーサの辺長からピッチが炉心支持格子のピッチ寸法よりその値だけ小さくされる。中性子照射の下で成長するジルカロイの特性により、その隙間の増大作用が生ずる。その成長は半径方向外側に向いており、スペーサは長時間の中性子照射後に最初の状態におけるより大きなピッチを示す。確かに長期の運転経過後、運転状態において異なる熱膨張係数に基づく隙間空間増大が部分的に補償される。原子炉の冷却された燃料集合体を取出した状態では、半径方向に成長したスペーサは装入隙間を減らし、交換すべき燃料集合体の引き出しを妨害する。これを防止するため、スペーサは初めからその成長に応じてピッチを減少しておくことが考慮されている。即ち新燃料集合体のスペーサのピッチを減少しておくことは、スペーサの顕著な成長がまだ生じていない運転開始過程においても、燃料集合体間に存在する隙間空間の増大を生じさせる。
【0005】
上述の問題を解決するため、従来は燃料集合体構造物をできるだけ曲げに強く形成する方式が採られていた。特に、制御棒案内管の壁厚を厚くし、制御棒案内管とスペーサとの結合を強化していた。
【0006】
【発明が解決しようとする課題】
本発明の課題は、原子炉圧力容器の内部に組み込まれた燃料集合体間に存在する隙間空間の増大を、燃料集合体構造物を強固にする処置を必要とせずに防止できスペーサ付きの燃料集合体を提供することにある。
【0007】
【課題を解決するための手段】
この課題は、本発明によれば、請求項1に記載の手段により解決される。それに応じて、好適には燃料集合体の中央範囲に置かれる少なくとも1つのスペーサは、燃料集合体の中心長手軸線に関し半径方向外側に位置する第1部分と、半径方向内側に位置し第1部分で完全に包囲された第2部分とから形成され、該第2部分がジルカロイから成り、第1部分がジルカロイに比べて中性子照射によりひき起こされる半径方向成長が小さく且つ熱膨張係数が大きな金属材料から成る。
【0008】
本発明に基づく構成の場合、全体がジルカロイからなる通常のスペーサと異なり、外側に位置するスペーサ第1部分は、運転温度に加熱された際に大きく膨張し、この結果スペーサと炉心支持格子との熱膨張差が、通常の構造に比べ減少する。その減少は、第1部分の材料の熱膨張が炉心支持格子材料の熱膨張に近づけば近づく程、はっきり現れる。第1、第2部分間に初めから或る隙間が存在していない場合、そのような隙間は外側部分の大きな熱膨張により生ずる。これにより、内側部分の中性子照射によりひき起こされる半径方向の成長が、外側部分を半径方向に広げることなしにできる。従って内側部分の成長は、スペーサのピッチに影響を及ぼさない。それに応じて新燃料集合体において、燃料集合体間の隙間空間を増大するスペーサの成長を補償するピッチ減少が不要である。従って燃料集合体間の初めの隙間空間は装入隙間に限定できる。炉心支持格子とスペーサの外側部分との異なる熱膨張しか隙間空間増大に作用しない。しかしその外側部分が炉心支持格子と同じ材料、即ち特にオーステナイト鋼から成っていると、加熱に基づく隙間空間の増大はほんの僅かしか生じない。従って燃料集合体間の隙間空間は、運転温度においても、本質的に装入隙間に限定される。
【0009】
本発明の有利な実施態様において、第1および第2部分は、互いに固く結合されていない別個の部品である。外側部分の、半径方向外側に位置する制御棒案内管への強固な固定を保障するため、第1部分の内側面にその目的のために用意したセルを配置する。その場合、第2部分はより内側に位置する制御棒案内管に固定する。第1、第2の両部分間の結合は不要である。
【0010】
本発明の有利な実施態様では、第2部分が互いに交差しかつ噛合う帯板から形成され、これら複数の帯板が両者間に全長にわたり中間空間を空けて延びる軸方向に互いに分離された2つの部分帯板から構成される。この空間内に第1部分の材料から成る延長帯板が配置され、該帯板の両端が第1部分の内側面に固定される。この実施態様により、第1部分は第2部分に機械的に結合される。延長帯板は、それと部分帯板との相対運動が可能なよう寸法づけられている。運転温度への加熱時、延長帯板とそれに結合された第1部分は膨張し、この結果、炉心支持格子の熱膨張によりひき起こされる燃料集合体間の隙間の増大が少なくとも部分的に補償される。第1部分にできるだけ僅かな中性子吸収材料、特にオーステナイト鋼を利用すべく、第1部分を周縁帯板で形成された枠とするのが望ましい。該枠は、第2部分の格子に編み込まれた延長帯板を経て第2部分に結合される。しかしスペーサの機械的安定性を一層向上するため、少なくとも一部の帯板および部分帯板の終端部位が、各々の周縁帯板の長手方向に有効な噛合い結合継手により横傾斜を防止して第1部分に支持される。帯板又は部分帯板と枠のかかる結合方式は、帯板長手方向での帯板又は部分帯板と枠の相対運動を可能にする。従って該枠は、運転温度に加熱された際に支障なしに膨張できる。
【0011】
【発明の実施の形態】
以下図示の実施例を参照し、本発明を詳細に説明する。
【0012】
図1から理解できるように、加圧水形原子炉の燃料集合体1は、原子炉圧力容器2内に配置された炉心シュラウド3の内部で、炉心上側支持格子4と炉心下側支持格子5との間に配置されている。燃料集合体の上側に頭部6、下側に脚部7が存在する。燃料集合体の頭部6と脚部7は、それらの端面の四隅に各々孔8を有する(図2参照)。対角線的に対向して位置する2つの孔8の中に、炉心支持格子4、5から突出した心出しピン(図示せず)が係合する。燃料集合体1、即ち燃料棒束の燃料棒9は、横方向にスペーサ10により固定されている。燃料集合体は更に複数の制御棒案内管12を備える。スペーサ並びに燃料集合体の外側全体輪郭は横断面正方形をなし、燃料棒9又は制御棒案内管12が貫通する多数のセル13を有し、例えば図2における18×18個のセル13又は図3における9×9個のセル13を有している。燃料棒を固定するため、セル壁から突起14およびばね21が内側に突出している(図9参照)。
【0013】
図3〜7に示すスペーサ10a、10b、10cは、2つの異なる部分、即ち半径方向外側に位置する第1部分15a、15b、15cと、これにより包囲され内側に位置する第2部分16a、16b、16cとを持つ。第1部分は炉心支持格子14、15と同じ材料、即ちオーステナイト鋼、第2部分はジルカロイからなる。全スペーサにおいて、セル13は横断面正方形をなしている。
【0014】
図3、4のスペーサ10aの場合、第1部分15aは唯一の正方形のセル列で形成されている。第1部分15aは、外側が4つの周縁帯板17で、内側が4つの内側帯板18で夫々境界づけられている。セル13間の隔壁は、互いに平行に配置された周縁帯板17と、内側帯板18に対し直角に延びる帯板19とで形成されている。第1部分15aの内側四隅に各々セル13′が配置されている。第1部分15aは、これら四隅のセル13′において各々制御棒案内管12(図3、4は1本のみ図示)に固定されている。この目的のため、制御棒案内管12に半径方向拡大部位20が存在し、該部位20は、セル13′ないし該セル13′を取り囲み、軸方向に作用するアンダーカットを形成している。スペーサ10aの第2部分16aは、各々6つの縦帯板22と横帯板23とからなる。これら縦帯板22と横帯板23は互いに交差して噛合い、それらの長さは7つのセル幅に相当している。それら縦帯板22と横帯板23の端縁に、各々周縁帯板24が当てられている。これら周縁帯板24は、縦帯板22と横帯板23よりも2セル幅分だけ短い。かくして全体として、第1部分15aの内部空間を充たす形状物が生ずる。第1、第2の両部分15a、16aは互いにぴったり又はほんの僅かな隙間をもってはまり合う。
【0015】
図5、6に示すスペーサ10bの内側部分16bは、図3、4の実施例の場合と同様、互いに交差して噛合ったジルカロイ製の帯板25からなる。これら帯板25は全部が同寸であり、内側部分16bは横断面正方形をなす。各2つの中央帯板と外側帯板は、各々両者間に中間空間26を空けた2つの部分帯板25aで形成されている。その中間空間26内に各々オーステナイト製の延長帯板27がはめ込まれ、その端面が第1部分15bにろう付けされている。第1、即ち外側部分15bは周縁帯板31で形成された枠28であり、該枠28は組立状態(図6参照)において内側に位置する第2部分16bを包囲する。延長帯板27は帯板25と同じか、それより若干長い。後者の場合、帯板25の端縁と枠28の内側面29の間に僅かな隙間が生ずる。スペーサ10bの安定性を高めるため、延長帯板27はその終端部位が枠28の周縁帯板31の長手方向30に有効な噛合い結合継手により、横傾斜を防止して第1部分15bに固定される。これは例えば全ての帯板25、25a又はその一部の端縁に一体形成された1つ又は複数の舌片32により実現される(図7参照)。それら舌片32は、枠28の対応したスリット33にはまり込む。加熱時に枠28が支障なく広がるように、舌片32とスリット33の縁の間に隙間が存在する。更に、帯板25に互いに間隔を隔てて2つの舌片32a、又は帯板25の大きな高さ範囲にわたり延びる舌片32bを設けてもよい。それら舌片32a、32bは、枠28に対応して形成したスリット33a、33bと共働する。図8は、第2部分16bと枠28との別の噛合い結合法を示す。その場合、枠28の内側面29に、帯板長手方向30に互いに間隔を隔てて2つの突起39を設け、これら突起39間に、単一品の帯板25の端縁部位を隙間をおいてはめ込む。この隙間で枠28の支障のない広がりを保障する。図8の実施例では、突起は枠28の上縁と下縁の範囲に位置し、打抜き加工とそれに続く内側への折曲げ加工で形成できる。
【0016】
原子炉圧力容器2から炉心シュラウド3に燃料集合体1を装入する際、確実な装入と後での確実な取出しを保障すべく、燃料集合体間に約1mmの所謂装入隙間34(図10参照)を設ける。該隙間34は、通常のジルカロイ製スペーサを用いた場合、その材料が中性子照射で成長するため減少する。該成長は製造上の理由からスペーサの帯板の長手方向に生じ、スペーサを広げる。従って長時間の運転期間経過後に燃料集合体を交換しようとする際、装入隙間34はスペーサの材料成長に応じた値だけ減少している。その材料成長には、通常初めからスペーサ10、10′のピッチ(又は辺長)を相応に減らすことで対処する。従って装入時点で、隣り合う2つの通常のスペーサ10、10′間に、必要な装入隙間34と材料成長を考慮した補償隙間36とから成る隙間35が存在する。隙間空間状態を縮尺通りに示さない図10で、スペーサ10、10′の間隔を破線40で示す。破線41は、隙間空間が装入隙間34に限られた状態でのスペーサ10′の位置を示す。運転中、250℃の範囲の温度が加わる。運転温度への加熱時、燃料集合体1を保持する炉心支持格子4、5と炉心シュラウド3は膨張する。炉心支持格子4、5と通常のスペーサとの異なる熱膨張(オーステナイト鋼は約18×10-6/℃、ジルカロイは約5×10-6/℃の熱膨張係数を持つ)に基づき、装入時に存在した隙間35は更に、隙間37の幅だけ増大する。従って、上述の高温時に存在する運転隙間38は、装入隙間34よりかなり大きい。いま全燃料集合体配置から炉心シュラウド3の壁間を直線的に延びる燃料集合体列又は燃料集合体スポークが、例えば非常に高い流速で流れる冷却水の圧力差により片側で荷重されたとき、個々の燃料集合体は、それらの間に存在する非常に幅広い隙間38のために曲げられ、合計で10〜20mmの隙間空間を生ずる。その際相応する範囲で燃料棒を包囲する水量が増え、減速度およびそれに応じて出力が増大する欠点がある。この出力増大は燃料棒の設計時に考慮しておらず、上述の範囲で遷移沸騰出力を超過する危険がある。また大きな曲がりのため、制御棒案内管への制御棒の挿入が妨げられ、その結果原子炉の緊急停止が遅れる欠点がある。本発明のスペーサを備えた燃料集合体では、かかる曲がりはほんの僅かしか生じない。スペーサ10の半径方向外側に位置する部分を炉心支持格子4、5のオーステナイト鋼で作ることで、スペーサ外側部分は加熱時に炉心支持格子4、5と同じ大きさだけ水平方向に膨張する。従って伸び隙間37は、全体がジルカロイから成るスペーサを備えた通常の構造に比べ減少する。オーステナイト鋼がジルカロイより大きな中性子吸収性を有し、そのため中性子経済が悪くなる欠点は、問題となるスペーサを燃料集合体の中央範囲にのみ採用することで防げる。なおその範囲に、この形式の唯一のスペーサを設けるだけで足りる。
【0017】
スペーサの内側に位置する第2部分16a、16bは、依然として材料成長を続ける。しかしこれは各燃料集合体それ自体にしか作用しない。即ち内側部分16a、16bは半径ないし水平方向において、内側部分16a、16bと外側部分15a、15bとの間に少なくとも運転状態において存在する隙間の中に成長する。そのような隙間を元来設けていない場合、これは、オーステナイト鋼から成る外側部分15a、15bが内側部分16a、16bよりも大きく膨張することにより生ずる。従って全体として、運転状態で存在する隙間空間は、ほぼ装入隙間34に限られる。従って、燃料集合体又は全体燃料集合体列の曲がりは、通常の構造よりもはるかに微小である。
【図面の簡単な説明】
【図1】原子炉圧力容器の概略縦断面図。
【図2】加圧水形原子炉の燃料集合体の斜視図。
【図3】本発明に基づくスペーサの第1実施例の分解斜視図。
【図4】図3におけるスペーサの組み立てられた状態の斜視図。
【図5】本発明に基づくスペーサの第2実施例の分解斜視図。
【図6】図5におけるスペーサの組み立てられた状態の斜視図。
【図7】図6におけるスペーサの変形例の斜視図。
【図8】図6におけるスペーサの変形例の部分斜視図。
【図9】燃料棒および制御棒案内管が配置されたスペーサの一部平面図。
【図10】通常の燃料集合体間と、本発明に基づく燃料集合体間の隙間空間の対比図。
【符号の説明】
1 燃料集合体
2 原子炉圧力容器
3 炉心シュラウド
4 炉心上側支持格子
5 炉心下側支持格子
6 燃料集合体頭部
7 燃料集合体脚部
8 孔
9 燃料棒
10 スペーサ
12 制御棒案内管
13 セル
14 突起
15 スペーサ第1部分
16 スペーサ第2部分
17 周縁帯板
18、19、22、23、24、25 帯板
20 半径方向拡大部位
21 ばね
25a 部分帯板
26 中間空間
27 延長帯板
28 枠
29 枠の内側面
30 帯板の長手方向
31 周縁帯板
32 舌片
33 スリット
34、35、36、37、38 隙間
39 突起
40、41 スペーサの位置を示す破線

Claims (8)

  1. スペーサ(10)の多数のセル(13)内で横方向に保持された燃料棒(9)および制御棒案内管(12)と、頭部(6)と、脚部(7)とを備え、前記頭部(6)と脚部(7)で原子炉圧力容器の内部において炉心上側支持格子(4)および炉心支持格子(5)に固定されている加圧水形原子炉の燃料集合体において、
    少なくとも1つのスペーサ(10)が、燃料集合体の中心長手軸線に関し半径方向外側に位置する第1部分(15)と、半径方向内側に位置し第1部分(15)により完全に包囲された第2部分(16)とを備え、
    該第2部分(16)がジルカロイから成り、第1部分(15)が第2部分(16)のジルカロイに比べ中性子照射によりひき起こされる半径方向成長が小さく且つ熱膨張係数が大きな金属材料から成り、
    しかも前記第 1 と第2の部分(15、16)が、第1の部分(15)の大きな熱膨張に伴って両部分(15、16)間に遊びが生ずるように相互に結合されたことを特徴とする加圧水形原子炉の燃料集合体。
  2. 第1部分(15)が炉心支持格子(4、5)と同じ材料から成ることを特徴とする請求項1記載の燃料集合体。
  3. 第1部分(15)がオーステナイト鋼から成ることを特徴とする請求項1又は2記載の燃料集合体。
  4. 少なくとも1つのスペーサ(10)が燃料集合体の中央範囲に配置されたことを特徴とする請求項1から3の1つに記載の燃料集合体。
  5. 第1及び第2部分が別個の部品であり、第1部分(15a)の内側面に、各々半径方向外側に位置する制御棒案内管に軸方向に固定された個々のセル(13′)が配置されたことを特徴とする請求項1から4の1つに記載の燃料集合体。
  6. 第2部分(16)が互いに交差しかつ噛合った複数の帯板(25)から成り、これら帯板(25)が両者間に全長にわたり中間空間(26)を空けて延びる2つの部分帯板(25a)から構成され、その中間空間(26)内に第1部分(15b)の材料から成る延長帯板(27)が配置され、該帯板(27)の両端が第1部分(15b)の内側面(29)に固定されたことを特徴とする請求項1から4の1つに記載の燃料集合体。
  7. 第1部分(15b)が周縁帯板で形成された枠(28)であることを特徴とする請求項6記載の燃料集合体。
  8. 少なくとも一部の帯板(25)と部分帯板(25a)の終端部位が、各々の周縁帯板の長手方向(30)に有効な噛合い結合継手により横傾斜を防止して第1部分(15c)に支持されたことを特徴とする請求項7記載の燃料集合体。
JP2002269636A 2001-09-19 2002-09-17 加圧水形原子炉の燃料集合体 Expired - Fee Related JP3723165B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE10146128.3 2001-09-19
DE10146128A DE10146128B4 (de) 2001-09-19 2001-09-19 Brennelement für einen Druckwasserreaktor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2003107180A JP2003107180A (ja) 2003-04-09
JP3723165B2 true JP3723165B2 (ja) 2005-12-07

Family

ID=7699523

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2002269636A Expired - Fee Related JP3723165B2 (ja) 2001-09-19 2002-09-17 加圧水形原子炉の燃料集合体

Country Status (9)

Country Link
US (1) US6744842B2 (ja)
EP (1) EP1298674B1 (ja)
JP (1) JP3723165B2 (ja)
KR (1) KR100556142B1 (ja)
CN (1) CN1180436C (ja)
AT (1) ATE402474T1 (ja)
DE (2) DE10146128B4 (ja)
ES (1) ES2311041T3 (ja)
TW (1) TW571320B (ja)

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE10334580B3 (de) * 2003-07-28 2005-03-17 Framatome Anp Gmbh Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor
FR2860334B1 (fr) * 2003-09-30 2007-12-07 Framatome Anp Assemblage de combustible nucleaire comprenant un dispositif maille de renfort et utilisation d'un tel dispositif dans un assemblage de combustible nucleaire
DE102005020292B3 (de) * 2005-04-30 2006-09-21 Areva Np Gmbh Brennelement für einen Druckwasserreaktor
DE102005035486B3 (de) * 2005-07-26 2007-02-22 Areva Np Gmbh Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor
FR2909798A1 (fr) * 2006-12-11 2008-06-13 Areva Np Sas Procede de conception d'un assemblage de combustible optimise en fonction des contraintes d'utilisation en reacteur nucleaire a eau legere,et assemblage de combustible en resultant.
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
KR101474864B1 (ko) 2007-12-26 2014-12-19 토륨 파워 인코포레이티드 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소
EP2146352B1 (de) * 2008-06-19 2014-01-08 Cci Ag Lagergestell zum Lagern nuklearer Brennelemente
EP2372717B1 (en) 2008-12-25 2016-04-13 Thorium Power, Inc. Fuel assembly for a light-water nuclear reactor and light-water nuclear reactor
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
CN103077752A (zh) * 2013-01-13 2013-05-01 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态重金属冷却反应堆用燃料组件及固定方法
CN108206061A (zh) * 2017-12-01 2018-06-26 肇庆鼎湖檀树电子科技有限公司 核电发电装置
CN113450931B (zh) * 2021-04-12 2022-10-28 中广核研究院有限公司 燃料组件定位格架、燃料组件及堆芯
CN117616513A (zh) * 2021-07-13 2024-02-27 中广核研究院有限公司 定位格架及燃料组件

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL297401A (ja) * 1962-09-05 1900-01-01
US3423287A (en) * 1965-09-21 1969-01-21 Combustion Eng Nuclear reactor fuel element support
US3607640A (en) * 1968-06-24 1971-09-21 Combustion Eng Perimeter strip for a nuclear reactor fuel assembly support grid
US3715275A (en) * 1970-03-02 1973-02-06 Combustion Eng Bimetallic spacer grid arrangement
US3820225A (en) * 1970-06-01 1974-06-28 Continental Oil Co Method of assembling nuclear reactor fuel element spacer assembly
DE2111349A1 (de) * 1971-03-10 1972-09-28 Siemens Ag Kernreaktorbrennelement
BE794919A (fr) * 1972-02-04 1973-08-02 Exxon Nuclear Co Inc Dispositif espaceur pour reacteur nucleaire
US4058436A (en) * 1975-12-05 1977-11-15 Combustion Engineering Inc. Nuclear reactor seismic fuel assembly grid
US4059483A (en) * 1975-12-05 1977-11-22 Combustion Engineering, Inc. Nuclear fuel assembly seismic amplitude limiter
US4135972A (en) * 1976-03-29 1979-01-23 Combustion Engineering, Inc. Nuclear reactor spacer assembly
US4295935A (en) * 1979-03-29 1981-10-20 Combustion Engineering, Inc. Bimetallic spacer means for a nuclear fuel assembly
US4325786A (en) * 1979-11-29 1982-04-20 Combustion Engineering, Inc. Spacer grid for reducing bowing in a nuclear fuel assembly
US4418036A (en) * 1980-12-16 1983-11-29 Westinghouse Electric Corp. Fuel assembly for a nuclear reactor
US4547335A (en) * 1981-02-10 1985-10-15 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fuel rod support grid
US4521374A (en) * 1982-09-01 1985-06-04 Westinghouse Electric Corp. Fuel grid with sleeves welded in notched grid straps
US5085827A (en) * 1989-12-27 1992-02-04 General Electric Company Nuclear fuel assembly spacer and loop spring with enhanced flexibility
US5209899A (en) * 1990-10-25 1993-05-11 General Electric Company Composite spacer with inconel grid and zircaloy band
US5089221A (en) * 1990-10-25 1992-02-18 General Electric Company Composite spacer with Inconel grid and Zircaloy band
US5267291A (en) * 1992-02-21 1993-11-30 General Electric Company Spacer band with optimized fuel bundle to channel clearance in a boiling water reactor
US5434898A (en) * 1994-03-14 1995-07-18 Siemens Power Corporation Nuclear fuel assembly

Also Published As

Publication number Publication date
DE50212528D1 (de) 2008-09-04
US20030053583A1 (en) 2003-03-20
JP2003107180A (ja) 2003-04-09
EP1298674A3 (de) 2007-10-10
ES2311041T3 (es) 2009-02-01
ATE402474T1 (de) 2008-08-15
KR20030025207A (ko) 2003-03-28
US6744842B2 (en) 2004-06-01
DE10146128B4 (de) 2005-03-03
DE10146128A1 (de) 2003-04-03
EP1298674B1 (de) 2008-07-23
CN1405787A (zh) 2003-03-26
EP1298674A2 (de) 2003-04-02
TW571320B (en) 2004-01-11
CN1180436C (zh) 2004-12-15
KR100556142B1 (ko) 2006-03-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3723165B2 (ja) 加圧水形原子炉の燃料集合体
US4325786A (en) Spacer grid for reducing bowing in a nuclear fuel assembly
JP3605171B2 (ja) 原子炉燃料集合体
EP0101241A2 (en) Nuclear fuel spacer grid
JP3977532B2 (ja) 燃料集合体、原子炉の炉心及びチャンネルボックス
JP3328364B2 (ja) 核燃料集合体のための低圧力損スペーサ
KR830001636B1 (ko) 핵 연료 집합체의 바이메탈 스페이서 장치
JPH01308994A (ja) 燃料集合体,燃料スペーサ及び原子炉の初装荷炉心
US5173252A (en) Removable springs for ferrule spacer
US5272741A (en) Nuclear fuel assembly
JP2504668B2 (ja) 噛合い式ストリップから形成された水素化物抵抗性スペ―サ
US5787140A (en) Handle assembly and channel for a nuclear reactor fuel bundle assembly
US5299244A (en) Fuel assembly
JPH10186074A (ja) 原子炉用燃料集合体の耐震格子、燃料集合体及び原子炉炉心
US5174950A (en) Grid for nuclear fuel assembly
JP3485999B2 (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP3402142B2 (ja) 燃料集合体
US5186890A (en) Reactor core of fast breeder reactor, components of same, and regulating method of coolant distribution of same
JP3103424B2 (ja) 燃料スペーサ及び燃料集合体
JPS6315831Y2 (ja)
JPH05264768A (ja) 燃料集合体
JPH0618691A (ja) 燃料集合体
JPH02234094A (ja) 高速炉燃料集合体用グリッドスペーサ
JPH06174876A (ja) 燃料集合体
JPH02103492A (ja) 燃料集合体

Legal Events

Date Code Title Description
A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20040219

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20040513

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: 20050908

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20050914

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

S533 Written request for registration of change of name

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313533

R350 Written notification of registration of transfer

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090922

Year of fee payment: 4

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100922

Year of fee payment: 5

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110922

Year of fee payment: 6

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees