JP5330634B2 - 原子炉用燃料バンドルおよびその製造方法 - Google Patents

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Description

本発明は、一般的には原子炉に関し、より具体的には原子炉用の制御棒集合体に関する。
原子炉運転中の継続的な問題は、様々なサイズのデブリが存在することである。このようなデブリの例には、小サイズのファスナ、金属クリップ、溶接スラグ、ワイヤ片などが含まれる。デブリは、炉心の初期建造及びその後の原子炉運転の結果として、及び/または計画的なまたは臨時の保守休止中に行われる補修に起因して発生する可能性がある。
このような原子炉の運転中に、デブリは、冷却水(原子炉冷却材)によって運ばれる場合があり、沸騰水型原子炉(BWR)または加圧水型原子炉(PWR)内の燃料集合体の燃料棒のような原子炉構成要素の間またはその内部、或いはPWRなどの制御棒集合体内に入り込む恐れがある。混入したデブリと構成要素との間で繰り返される相互作用は、燃料棒に対する損傷のような構成要素に対するフレッティング損傷を生じる可能性がある。
デブリの一部は、燃料棒と他の燃料集合体構成要素との間で捕捉される場合がある。デブリは、運動する冷却材内で振動して燃料棒と相互作用し、場合によっては燃料棒被覆管のフレッティング磨耗として知られる事態を引き起こす恐れがある。このフレッティングは、例えば、BWRまたはPWR内の燃料棒故障の有意な原因として認識されている。
従来の解決方法には、原子炉冷却材からデブリを濾過するためのデブリフィルタの使用を採用することが含まれていた。これらのデブリフィルタは、典型的には燃料棒集合体の下部タイプレートまたはノズル内に置かれ、従って、燃料が取り出されるときに交換される。また、デブリフィルタ処理装置は原子炉設備配管システムに導入されてきた。しかしながら、デブリフィルタ及び/または外部フィルタ機構は、原子炉におけるフレッティング問題を完全には解決しない。フレッティングは依然として発生して燃料破損を引き起こし、これが燃料、核分裂生成物、または他の燃料棒内容物を冷却材中に放出させ、燃料棒集合体の供用の早期回収またはコスト高になるサイクル中途での燃料交換につながる可能性がある。
米国特許公開 2008−076957 米国特許公開 2008−031811 米国特許公開 2007−297554 米国特許公開 2007−133731 米国特許公開 2006−126774 米国特許公開 2006−062342 米国特許公開 2005−105666 米国特許公開 2005−118098 米国特許公開 2004−091421 米国特許公開 2004−196942 米国特許公開 2004−196943 米国特許公開 2004−105520 米国特許公開 2003−012325 米国特許公開 2003−016775 米国特許公開 2003−103896 米国特許公開 2002−034275 米国特許 第6,233,299号 米国特許 第4,493,813号 米国特許 第5,867,546号 米国特許 第4,663,111号 米国特許 第4,617,985号 米国特許 第4,462,956号 米国特許 第4,196,047号 米国特許 第4,859,431号 米国特許 第5,682,409号 米国特許 第5,355,394号 米国特許 第4,475,948号 米国特許 第4,532,102号 米国特許 第5,596,611号 米国特許 第6,456,680号 米国特許 第5,513,226号 米国特許 第6,056,929号 米国特許 第6,804,319号 米国特許 第6,751,280号 米国特許 第6,895,064号 米国特許 第5,910,971号 米国特許 第5,758,254号 米国特許 第5,633,900号 米国特許 第5,145,636号 米国特許 第5,053,186号 米国特許 第4,729,903号 米国特許 第6,896,716号 米国特許 第6,160,862号 米国特許 第5,400,375号 米国特許 第4,284,472号 米国特許 第3,998,691号 米国特許 第4,597,936号 米国特許 第7,235,216号 米国特許 第5,871,708号 米国特許 第7,157,061号 米国特許 第4,782,231号 米国特許第5,209,899号公報
本発明の例示的な実施形態は、原子炉の燃料バンドル用の燃料棒集合体に関する。燃料棒集合体は、その軸方向長さを形成するために、上端部片、下端部片、及び上端部片と下端部片との間に互いに連結された複数の燃料棒セグメントを含むことができる。燃料棒集合体は、隣接する燃料棒セグメントを連結するためまたは所与の燃料棒セグメントを上端部片及び下端部片のうちの一方に連結するために所与の連結点に設けられたアダプタ部分組立体を含むことができる。燃料棒集合体の軸方向長さに沿った連結点は、その燃料棒集合体が燃料バンドル内のスペーサと接触する位置に配置することができる。1つ(またはそれ以上)の燃料棒集合体を含む燃料バンドルが原子炉の炉心内で照射されるときに所望の同位元素を生成するため、燃料棒セグメントの1つ(またはそれ以上の)は、その中に照射ターゲットを含むことができる。
本発明は、添付図面を参照しながら本発明の例示的な実施形態を詳述することにより明らかになるであろう。添付図面において、同様の要素が同じ参照符号で表され、これらは、説明のために示されているに過ぎず、従って本発明の例示的な実施形態を限定するものではない。
図1Aは、BWRのような原子炉の例示的な燃料バンドルを示す。燃料バンドル10は、上部タイプレート14及び下部タイプレート16を囲む外側チャンネル12を含むことができる。複数の全長燃料棒18及び/または部分長燃料棒19は、燃料バンドル10内で行列状に配列し、互いに垂直方向で間隔を置いて配置された複数のスペーサ(スペーサグリッドとしても知られる)20を貫通することができ、該スペーサにより燃料棒18、19が所与の行列状に維持される。
少なくとも1対のウォータロッド22及び24を備えた燃料棒18及び19は、燃料バンドル10内の燃料棒18、19間に原子炉冷却材を流すための通路を形成するために、燃料バンドル10内の異なる軸方向位置に設けられた複数のスペーサ20により燃料バンドル10内で互いに間隔を置いた関係で維持することができる。燃料棒18、19を所望の配列で維持するために、燃料バンドル10の軸方向の長さ全体に沿って間隔を置いて配置された5つから8つのスペーサ20が通常存在することができる。スペーサ20は、例えば、フェルールタイプのスペーサ、または米国特許第5,209,899号に記載され図示されているタイプのスペーサなどの何らかのタイプのスペーサとして具現化することができる。
図1Aにおいては、行列は10x10のアレイであるが、例示的な燃料バンドル10は、9x9アレイのような燃料棒18、19の異なる行列アレイを有することもできる。周知の通り、燃料バンドル10は、全て全長燃料棒18を含むことができ、及び/または全長燃料棒18と部分長燃料棒19の組合せを含むことができる。ウォータロッド22及び24(図には2本示されているが、燃料バンドル10には2本よりも多いか、または少ないウォータロッドであってもよい)は、下部タイプレート16と上部タイプレート14との間で燃料バンドル10内の燃料棒18、19間に分散することができる。ウォータロッド22、24は、流体を核燃料バンドル10の下方領域から上方領域に移送する働きをし、該上方領域において図示のように、水はウォータロッドの頂部に配置された開口を介して分散される。
図1Bは、図1Aの燃料バンドル10における燃料棒に対するスペーサの位置を示す。特に図1Bは、デブリが捕捉され、または取り込まれてフレッティング問題を悪化させる場所を示す所与の燃料棒18とスペーサ20との間の例示的なデブリ捕捉区域50a〜50dを示している。
図1Cは、デブリが滞留し、または取り込まれて隣接する燃料棒18、19とフレッティングを引き起こす可能性がある場所を示す、図1Aの燃料バンドル10における燃料棒に対するスペーサの位置と、所与のウォータロッド22、24とスペーサ20との間の例示的なデブリ捕捉区域50a〜50eとを示している。ウォータロッド22及び24は、スペーサ20によって拘束される。スペーサ20は、これを所望の高さに維持するために、スペーサ20の両側に置かれた半径方向に向かう1対のフランジまたはタブ34及び36によって拘束される。原子炉の発電運転中に、デブリは、原子炉冷却材によって運ばれ、燃料バンドル10内でウォータロッド22、24及びスペーサ20内及びその周囲に滞留する可能性がある。スペーサ20において捕捉されたデブリとウォータロッド22、24との間の反復的な相互作用は、前述のフレッティング磨耗及び潜在的損傷を隣接する燃料棒18、19及び/またはウォータロッド22、24にもたらす恐れがある。
図2Aは、本発明の例示的な実施形態による燃料バンドル10の燃料棒集合体100を示す。従来技術で説明されたようなフレッティング磨耗を実質的に回避するよう設計されたフレット無し燃料棒を提供する試みにおいて、複数の部品すなわち燃料棒セグメント110を含む燃料棒集合体100(場合によっては多セグメント燃料棒または多部分燃料棒とも呼ばれる)が記載されている。図2Aに示すように、燃料棒集合体100は、上端部片120と下端部片130との間に複数の燃料棒セグメント110(110a及び110bで示される隣接する2つの燃料棒セグメント)を含むことができる。上端部片120及び下端部片130は、周知のように、燃料バンドル10(図示せず)の下方及び上部タイプレートと螺合するネジ山を含むことができる。隣接する燃料棒セグメント110a、110bは、図2Aの点線の円内に全体的に部分組立体300として示された少なくとも1つのアダプタ部分組立体を介して相互連結することができる。図2Aには燃料棒集合体100が1つだけ示されているが、図2Aに示す燃料棒集合体100の1つまたはそれ以上を図1Aに示す燃料バンドル10のような燃料バンドル内に挿入することができる点は理解される。
燃料棒セグメント110を上方端部片120及び下方端部片130の間で且つ互いに対して取り付けて、燃料棒集合体100の軸方向長さ全体を形成することができる。1つの実施例においては、燃料棒セグメント110a、燃料棒セグメント110b、及び上端部片及び下端部片120、130の各々は、燃料棒集合体100の軸方向長さに沿った燃料棒集合体がスペーサ20と接触する連結点において、アダプタ部分組立体300によって連結することができる。簡潔にするために、図2Aには3つのスペーサ20及びアダプタ部分組立体300だけが示されているが、燃料バンドル10は、各々があらゆる数のスペーサ20位置においてアダプタ部分組立体300により連結された少なくとも1つの燃料棒セグメント110aと少なくとも1つの燃料棒セグメント110bとを有する、1つまたはそれ以上の燃料棒集合体100を含むことができる。燃料棒セグメント110a、110bは、製造工程を容易にするために、固定長のセグメントとすることができる。同様に、アダプタ部分組立体300もまた、等しい長さになるように固定された大きさで製造することができる。
この例示的な実施形態においては、燃料棒セグメント及びアダプタ部分組立体は、耐腐食性があり、且つ他の原子炉構成要素と適合性のある材料で構成される。例示的な材料は、例えばジルコニウム合金とすることができる。望ましくは、各スペーサ20の一部分は、アダプタ部分組立体300の各々において燃料棒集合体100と接触し、アダプタ部分組立体300及び/または燃料棒セグメント110間の連結点115を実質的に覆うようにし、或いはアダプタ部分組立体300または所与の燃料棒セグメント110と上端部片及び下端部片120、130の一方とを連結する連結点115を実質的に覆うようにする。従って、所与のスペーサ20内のこれらの点115及び/またはアダプタ部分組立体300における燃料棒集合体100のフレッティングの影響を排除することができる。それでも尚フレッティングが生じる場合もあるが、燃料棒集合体100のフレッティング磨耗は、燃料棒セグメント110a、110bではなくアダプタ部分組立体300に生じる。従って、これにより、所与の燃料棒セグメント110内から原子炉冷却材へ内容物が漏出する可能性を排除することができる。
図2Aは、隣接する燃料棒セグメント110a、110b間の例示的なアダプタ部分組立体300(すなわち仮想線は、燃料棒セグメント110及び/またはアダプタ部分組立体300内の構成部材を示している)を詳細な透過図で説明しており、隣接する燃料棒セグメント110bとアダプタ部分組立体300の一部分との間の溶接継手155を図示している。図2Aはまた、以下で詳細に説明する用途における、燃料棒セグメント110の1つまたはそれ以上内に設けられる任意選択的な容器組立体600を(仮想線で)示している。燃料棒セグメントは、その中に容器組立体600を含む場合があり、または含まない場合もある。更に図2Aには、アンダーカット部すなわち凹み破断線360が示されている。以下に更に詳細に説明するように、凹み破断線360は、特定のアダプタ部分組立体300/燃料棒セグメント110を破断させて燃料棒集合体100から特定の燃料棒セグメント110を除去するための代替位置を提供し、これは、例えば輸送などにおいて長さを短くするのに望ましいとすることができる。
図2Bは、燃料棒集合体をより詳細に図示する図2Aの一部の組立分解図である。図2Bの一部はまた、燃料棒セグメント110a、110bまたは部分組立体300の内部の構成要素を示すために仮想線(点線)で示されている。アダプタ部分組立体300は、溶接継手155における溶接により燃料棒セグメント110aに取付られるオス側アダプタプラグ330を含むことができる。同様に、アダプタ部分組立体300は、溶接継手155における溶接により燃料棒セグメント110bに一方端部で取り付けることができるメス側アダプタプラグ350を含むことができる。オス側及びメス側アダプタプラグ330、350は共に、これらの外周部に複数のナット型凹部357を含むことができる。一般に、凹部357は、例えば、保守休止中に適切な工具によって所与の燃料棒セグメント110、上端部片120、または下端部片130の除去/分解を容易にすることができる。
図2Bにおいて、原子炉の燃料バンドル10内への燃料棒集合体100の挿入または組立中におけるスペーサ20への損傷を防止するために、凹部357は、その両端部に傾斜縁部380のような凹み傾斜面を含むことができる。更に、点線で示すように、オス側及びメス側アダプタプラグ330、350の各々は、プラグ330/350を溶接継手155において燃料棒セグメント110に溶接するために、対応するアダプタプラグ330、350を所与の燃料棒セグメント110の端部内に挿入することを容易にする溶接整列部材355を含むことができる。
図3A及び図3Bは、本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体用のアダプタ部分組立体の一部を示す斜視図と側面図である。図3A及び3Bに示すように、オス側アダプタプラグ330は、第1の端部332において燃料棒セグメント110に取り付けることができる(例えば溶接によって)。オス側アダプタプラグ330の第2の端部334は、メス側アダプタプラグ350の対応するチャンバまたはキャビティ内に挿入することができる。オス側アダプタプラグ330は、円筒部分333の一部として上述された溶接整列部材335を含むことができ、円筒部分333は、その円周周りに傾斜縁部380を備えた凹部357を含む。中間部材339は、円筒部分333を延長部分338に連結する。延長部分338は、図3Aに示すようにネジ山を付けることができる。延長部分338は、オス側アダプタプラグの第2の端部334においてほぼ円錐形の端部336になるよう先細となっている。円錐形端部336は、単一のアダプタ部分組立体300としてメス側アダプタプラグ350をオス側アダプタプラグ330に連結するための自己整列補助部となる。
オス側アダプタプラグ330は、当該技術分野において公知の、耐腐食性があり且つ他の原子炉構成要素と適合性のあるジルコニウム合金のような材料で作ることができる。
図4A及び4Bは、本発明の例示的な実施形態によるアダプタ部分組立体の別の部分を示す斜視図と側面図である。図4A及び4Bに示すように、メス側アダプタプラグ350は、所与の燃料棒セグメント110(図示せず)に取付るための第1の端部352と、その中にオス側アダプタプラグ330の円錐形端部336と延長部材338とを受け入れるための第2の端部354とを有する。メス側アダプタプラグ350は、溶接整列部材355とほぼ円筒状部分353とを含むことができ、この円筒部分353は、メス側アダプタプラグ350の取り外し、及び/または隣接する燃料棒セグメントの取り外しを容易にするために、第1の端部352において円周周りに傾斜縁部380を備えた複数のナット型凹部357を有する。
メス側アダプタプラグ350は、内部キャビティ358を含む。キャビティ358の表面は、オス側アダプタプラグ330の延長部分338上の対応するネジ山(図3A参照)を受け入れるために複数の嵌合ネジ山356を含むことができる。キャビティ358は、円錐形端部336を受け入れてオス側アダプタプラグ330をメス側アダプタプラグ350内に連結する自己整列補助部として構成可能な凹状傾斜部分359を一方の端部に有することができる。
図4Bに示すように、メス側アダプタプラグ350の円筒部分353は、第2の端部354に凹み破断線360を含むことができる。凹み破断線360はまた、例えばアンダーカット部分と呼ぶこともできる。アンダーカットは、図2Bの連結継手115を螺脱することなく該アンダーカット部分を折損及び/または切断することにより、所与の燃料棒セグメント110を安全に分解することができるようにアダプタ部分組立体300の各々に設計することができる。これは、以下に詳細に例証する。
別の態様においては、延長部分338のネジ山がメス側アダプタプラグ350のキャビティ358内の対応する嵌合ネジ山356と係合すると、凹み破断線360は、オス側アダプタプラグ330の中間部材339と整列する。中間部材339の直径は、円筒部分333の直径よりも小さいので、これは当該位置において図2Bのアダプタ部分組立体300の切断、折損、または破断を容易にする「脆弱化区域」を表している。従って、凹み破断線360は、図2Bの燃料棒セグメント110交換、図2Bのアダプタ部分組立体300交換などに際して、図3Bのオス側アダプタプラグ330をどこで切断すべきかに関して目に見える識別表示を提供することができる。
図5A及び5Bは、本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体の例示的な下端部片を示す斜視図と側面図である。図5Aまたは5Bに示すように、図2Aの上端部片及び下端部片120、130の一方または両方は、固体の端部片組立体500として形成することができる。固体端部片組立体は、例えば固体の金属材料で作ることができる。端部片組立体500は、その一方の端部に末端プラグ部分505を含むことができ、他方の端部において、図2Bの隣接する燃料棒セグメント110内で図4Bの対応するメス側アダプタプラグ350と螺合する一体的な端部片アダプタ部分組立体530を有することができる。
端部片組立体500は、中実のジルカロイ(Zircaloy)で製作することができ、図1Aの燃料バンドル10のような燃料バンドルの頂部及び底部近傍の軸方向線束は、例えば図2Aの上端部片120と下端部片130との間よりも一般には実質的に低いので、どのような核燃料(濃縮ウラン)または毒物(ガドリニウム)も必ずしも内部に装荷する必要はない。従って図5A及び5Bは、定期保守休止中に図2Aの燃料棒集合体100の図2Bの隣接する燃料棒セグメント110から比較的容易に取り外すことができる再使用可能な末端プラグ(上端部片もしくは下端部片として再使用可能である)を示すことができる。
図6A〜6Eは、本発明の例示的な実施形態による図2Aの燃料棒集合体100の所与の燃料棒セグメント110内に挿入するよう適合された、内容物を備えた例示的な容器組立体を示す図である。本発明の例示的な実施形態においては、燃料棒セグメント110の種々のものは、上記で図2Bに示されたように、その内部に容器組立体600を含むことができる。1つの実施例においては、容器組立体600は、選ばれた内容物を貯蔵または収容することができる。このような内容物の1つの実施例は、燃料棒集合体100を含む燃料バンドル10が炉心内で照射されるときに1つまたはそれ以上の所望の同位元素を生成する1つまたはそれ以上の照射ターゲットとすることができる。燃料棒集合体100の1つまたはそれ以上の燃料棒セグメント110は、例えば同じ照射ターゲット、異なる照射ターゲット、または複数の照射ターゲットを含むことができる。
図2A及び2Bを参照すると、本発明の例示的な態様において、燃料棒集合体100の燃料棒セグメント110の少なくとも1つは、その内部に1つの容器組立体600を含み、燃料棒集合体100の他の燃料棒セグメント110のうちのどれも(及び端部片120、130のいずれも)がどのような核燃料/毒物をも収容しない。別の態様においては、燃料棒集合体100の燃料棒セグメント110のうちの1つまたはそれ以上は、所望の濃縮度のウラニウム及び/または所望の濃度のガドリニアを含むことができる。位置及び濃度は、例えば計画されたエネルギーサイクルの望ましい燃料バンドル10特性に基づくことができる。照射ターゲットを含む燃料棒セグメント110はまた、核燃料を含まない可能性があるが、隣接する燃料棒セグメント110は、その内部に核燃料を含むことが可能である。
次に図6A〜6Eを参照すると、始めに図2A及び2Bで仮想線で示した容器組立体600は、その内部に照射ターゲット620を貯蔵する容器610を含むことができる。容器610は、一方の端部611において閉鎖することができ、他方の端部612では開いており、図6Dに示すように適切な末端キャップ630により該容器を閉鎖するようシール部613を含むことができるが、両端部に末端キャップ630を設けてもよい。容器610は、ほぼ円筒形状を有するように図示されているが、その形状の最大直径が燃料棒セグメント110の内径よりも小さい限り、どのような幾何形状にも適応させることができる。容器610は、例えば、ジルコニウム合金のような適切な材料で作ることができる。
容器610は、1つまたはそれ以上の照射ターゲット620を貯蔵することができる。図6Bに示す照射ターゲット620は、ほぼ円筒型または形状で図示されている。しかしながら、照射ターゲット620は、固体、液体、及び/または気体として具現化することができ、その幾何形状の直径が所与の燃料棒セグメント110内の容器610の内側に嵌合するのに十分小さい限り(容器610の内径よりも小さい)、どのような幾何形状をとることもできる。従って容器610は、燃料棒セグメント110内に挿入された時に、燃料棒セグメント110内の照射ターゲット620用に二重格納を可能にする。
図6Eは、容器組立体600の透視正面図または側面図であり、内部に照射ターゲット620を貯蔵し、且つ位置613において末端プラグ630によりシールされる容器610を示す。任意選択的であるが、容器610の内部には、末端プラグ630によるシール時に照射ターゲット620に対する反力を与えるスプリング640を含むことができる。末端プラグ630は、適切な取付手段、すなわち溶接、ネジによる係合、摩擦連結などによって容器610に取り付けることができる。
別の態様においては、容器600は、内部に照射ターゲット620を貯蔵し、照射後に照射ターゲット620を取り除くためのパイロット孔603を有する第1の端部611がある。第1の端部611は、外ネジ601と、設備の一部に挿入された時に容器600をシールするのに使用されるOリング602とを含むことができる。パイロット孔603は、容器600を燃料棒セグメント110から取り出すのに役立つ内ネジを有する。
照射ターゲット620は、例えば、カドミウム、コバルト、イリジウム、ニッケル、タリウム、ツリウムの同位元素、または原子番号が3より大きい他の何らかの同位元素のうちの1つまたはそれ以上から構成される同位元素の群から選ばれるターゲットとすることができる。望ましくは、所与の燃料棒セグメント110及び/または容器組立体600は、例えば、該燃料棒セグメント110及び/または容器組立体600内にどの照射ターゲット620が装荷されているか、及び/または該ターゲットからどの同位元素が生成されるかを示すために、標識または表示を含むことができる。
照射ターゲットを含む燃料棒集合体100の1つまたはそれ以上が原子炉の燃料バンドル(図1Aの燃料バンドル10のような)内で照射されて1つまたはそれ以上の所望の同位元素を発生させる特定の方法が、発明者らによる、「Methods of Producing Isotopes in Power Nuclear Reactors」と題された本発明の譲受人に譲渡された同時係属出願においてより詳細に記載されている(弁理士Docket No.158486−1)。従って、これらのプロセスの詳細な考察は、簡潔にするために本明細書では省略する。
図7は、本発明の別の例示的な実施形態による燃料バンドルの燃料棒集合体を示す。図7は、本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体100′を示す。図7には簡潔にする目的で燃料棒集合体100′の燃料棒セグメント110が数個しか示されていないが、燃料棒集合体100′は、より多くの燃料棒セグメント110及びスペーサ20を含み得ることが理解されるであろう。1つの実施例において燃料バンドル10は、当技術分野において公知のように、上端部片120の上に取り付けられた伸縮スプリング125と共に上端部片120及び下端部片130に取り付けられた様々なサイズ(異なる長さ)の燃料棒セグメント110を備えた8つのスペーサ20を含むことができる。
図2Aとは異なり、図7においては、2つの隣接する燃料棒セグメント110間の連結点がスペーサ位置に(すなわち、スペーサ20において)存在しないように、様々なサイズのアダプタの「ミニ部分組立体」300aを備えることができる。図7はまた、アンダーカット部分160(図2Bの分割破断線360)並びに容器組立体600′を更に詳細に示している。内部に容器組立体600′を含む燃料棒セグメント110をより容易に取り出すための(容器組立体600′を取り出して、目的の顧客まで輸送するために)別の位置を有することが望ましいので、燃料棒集合体100′は、例えば異なる長さの隣接する燃料棒セグメント110間で使用するためのミニ部分組立体300a及び延長されたアダプタ部分組立体などの様々な長さのアダプタ部分組立体300を含むことができる。図7に示す燃料棒集合体100′の1つまたはそれ以上を図1Aに示す燃料バンドル10のような燃料バンドル内に挿入することができる。更に、隣接する燃料棒セグメント110を連結し、及び/または(図2Aに示すように)1つの燃料棒セグメント110を上端部片120または下端部片130の一方、或いは図7に示すように上端部片組立体1000と下端部片組立体1100の一方に連結するために、燃料棒集合体100または100′は、スペーサ20の位置にあるアダプタ部分組立体300並びにスペーサ20間の1つまたはそれ以上のアダプタミニ部分組立体300aを有することができる。
また図7に示すように、所与の燃料棒セグメント110は、内部に多数の容器組立体600′を含むことができる。図7においては、容器組立体600′は、本発明による照射ターゲットの別の代替形態である「BB」形で複数の照射ターゲットを含むことができる。従って図7に示すように、燃料棒集合体100′は、図2Aにおいて述べた固定サイズのアダプタ部分組立体300に加えて使用できる様々なサイズのアダプタミニ部分組立体300aを含むことができる。これにより、1つより多い用途を有する単一のマルチジョイント燃料棒集合体100′を作ることができる。この燃料棒集合体100′は、ターゲット内における同位元素製造の程度を変えるために、原子炉内での中性子束のレベルの変更を利用する。
1つの実施例として、燃料棒集合体100′は、異なるサイズの燃料棒セグメント110内の様々な位置に複数の照射ターゲットを含み、更に図1Aの燃料バンドル10内に標準的な全長の燃料棒18または部分長燃料棒19と同じ長さを維持し、及び/または例えば図1Aの燃料バンドル10内の部分長燃料棒と同じ長さを有する燃料棒集合体100′を提供することができる。燃料棒集合体100′の様々な燃料棒セグメント110は、燃料棒集合体100′の軸方向長さに沿った種々の連結点で取り外し、及び/または再連結することができる。所与の燃料棒セグメント110及び/またはアダプタミニ部分組立体300aは、例えば連結点またはアンダーカット部160において、螺脱、切断、及び/または折損または破断することにより取り外すことができる。
更に図7に示すように、照射ターゲット620は、原子炉の原位置から受け入れ顧客まで直接輸送することを容易にすることができる事前パッケージ型の容器組立体600′内に配置することができる。このような事前パッケージ型容器組立体600′は、ターゲット同位元素が固体、液体、または気体のいずれの形態であっても、燃料棒セグメント110内に配置されているかどうかに関係なく、様々な照射ターゲット材料を貯蔵することができる。
図8A及び8Bは、本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体のアダプタ部分組立体を示す図であり、図9A及び9Bは、アダプタミニ部分組立体300aを更に詳細に図示している。図8Aは、オス側アダプタプラグ330′を示し、且つメス側アダプタプラグ350′内への挿入方向を示している。図8Bは、例示的なアダプタ部分組立体300′の一部としてのオス側アダプタプラグ330′とメス側アダプタプラグ350′との間の連結係合を示す。
図8A及び8Bは、図3A、3B及び図4A、6Bまたは図9A、9Bに示すものよりも長いアダプタ部分組立体300′を示す。例えば、より長いオス側アダプタセグメント330′のより長い延長部分338Aは、必要が生じれば、燃料棒セグメント110のより小さな長さの部分の連結をはるかに長い/重い燃料棒セグメント110と交換可能であるアダプタ部分組立体300′を備えることができる。図8Aにおいて、より長い延長部分338Aの長さは、「Y・N」で表され、図9Aのミニ部分組立体300aにおけるより短い延長部分338Bの長さと区別するようになる。同様に、図8Bのアダプタ部分組立体300′の全長は、図9Bの対応するミニ部分組立体300aの全長よりも整数の倍数Nだけ、すなわち図9Bのミニ部分組立体300aの長さ「X」に所与の整数Nを加算した分だけ長くすることができる。
図9A及び図9Bの小さい2つの部片のミニ部分組立体300aは、燃料棒セグメント110の更に小さな部分集合体を生成するために、スペーサ20位置の間で使用することができる。図9Bのより小さな2部片のアダプタミニ部分組立体300aは、例えば図8Bに示す、大きな2部片アダプタミニ部分組立体300′として同じ燃料棒集合体100′内で使用することができる。
図10A及び図10Bは、本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体の上端部片アダプタを示す図である。図11A及び図11Bは、本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体のための下端部片アダプタを示す図である。
図10A〜図11Bは、図5A及び図5Bに示す端部片組立体500の代替的な実施形態を示す。図10A及び図10Bは、上端部片組立体1000を示す。上端部片組立体1000は、一方の端部に上端部片アダプタ組立体1330を含み、他方の端部にこれに連結された上端部片1310を含むことができ、これらはネジ山を含むことができる。図5A及び5Bに示す一体的な端部片組立体500とは異なり、図10A及び図10Bにおいては、上端部片1310は、図4A及び図4Bで述べたようなメス側アダプタプラグ350と同様のメス側アダプタプラグ1350に取り付けられる。メス側アダプタプラグ1350は、図3A及び3Bで上述したようにオス側アダプタプラグ1330と係合することができる。上端部片組立体1000は、燃料棒集合体100′の同一軸方向長さ内の異なる連結点に対して異なる長さの燃料棒セグメント110を組み合わせて適合させることにより、その上端部片1310からその下端部片2310までの全長燃料棒を構築することを可能にする。
同様に、図11A及び図11Bにおいては、下端部片組立体1100は、下端部片2310に連結された下端部片アダプタ部分組立体2300を含むことができる。具体的には、下端部片2310は、例えば隣接する燃料棒セグメント110に取り付けられたメス側アダプタプラグ2350と係合するオス側アダプタプラグ2330に取り付けられる。1つの態様においては、下端部片は、燃料棒セグメント110の下方部分の取り外し後に使用することができ、その結果、残りの燃料棒集合体100′の軸方向長さを着脱可能な下端部片組立体1100を使用して追加的なサイクルの間、燃料バンドル10内で維持することができる。
従って、上端部片組立体1000及び下端部片組立体1100は、再使用可能且つ取り外し可能な下端部及び上端部片を提供し、これらは、燃料棒集合体100′内の指定された燃料棒セグメント110の迅速な修理または取り外しを促進することができる。
図12A〜図12Cは、本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体のアダプタ部分組立体を示す図である。一般にアダプタ部分組立体300bは、2つの燃料棒セグメント110を連結するために、または燃料棒セグメント110を図2Aの上端部片120及び下端部片130の一方と連結するために対応するメス側コネクタ350″と係合するオス側コネクタ330″を有するプッシュスナップロック機構として理解することができる。オス側コネクタ330″は、その端部で拡大可能な部材を含むことができ、メス側コネクタ350″は、拡大可能部材を受け入れるように適合された受入れ部で終端する内部キャビティを含むことができる。
図12A及び図12Bは、オス側コネクタ330″及びメス側コネクタ350″を示し、更に、これら2つのコネクタ330″及び350″間の連結係合の方向を示す。図12Bに示すように、オス側コネクタ330″は、その対応する燃料棒セグメント110の内部でオス側コネクタ330″の整列を助けるために、溶接整列部材355(図2Bに示すような)を含むことができる。オス側コネクタ330″の他端部には、内部キャビティ358″内で連結係合して、メス側コネクタ350″の対応するボールソケット継手取付部1210内で完全に係合したときに終端する、差し込み式スプリングプラグ1205を含むことができる。
図12Aは、図示のように差し込み式スプリングプラグ1205を対応するボールソケット継手取付部1210内に受け入れるような形状にすることのできる内部キャビティ358″を備えたメス側コネクタ350″を示す。図12Cは、コネクタ部分組立体300bのメス側コネクタ350″とオス側コネクタ330″との間の連結係合を示す。従って、拡大可能な差し込み式プラグスプリングコレットが1205メス側コネクタ350″のボールソケット継手取付部1210内に固定されると、燃料棒集合体100は1本の燃料棒集合体100/100′に完全に組み立てることができる。
従って、図12A、12B、及び12Cのアダプタ部分組立体300bは、燃料棒集合体100/100′の隣接する燃料棒セグメント110を連結するプッシュスナップ機構を示しており、図2A、2B、及び図7に示すような螺合を用いた場合に起こり得る固着の可能性を低減することができる。このことは、例えば燃料棒セグメント110を破断、折損、または切断することを必要とせずに、様々な燃料棒セグメント110の組立て及び/または分解を迅速にすることができる。
前述のように、燃料棒セグメント110の各々は、該特定の燃料棒セグメント110内にある内容物を識別する識別マークまたは標識を有することができる。或いは、識別マークは、例えば所与の燃料棒セグメント110内の容器組立体600/600′上に貼り付けることもできる。
別の態様においては、所与のオス側アダプタプラグ330上の図8A、図8B及び図9A、図9Bの延長部分338/338A/338Bのネジ長さは、所与の燃料棒セグメントが原子炉運転中に螺脱することができないように十分な長さにすることができる。1つの実施形態では、延長部分338/338A/338Bのネジ長さは、該延長部分が分離できない程十分に長くすることができる。このことは、原子炉運転中に所与の燃料棒セグメントが確実に螺脱しないよう助長することができる。
更に別の態様においては、オス側アダプタプラグ330及び330′、及び/またはオス側コネクタ330″は、所与の燃料棒セグメント110の抽出を容易にするために、同一の方向へ向けることができる。例えば、オス側アダプタプラグ330及び330′、及び/または330″を有する燃料棒セグメント110は全て、例えば取り外し及び取付けのための適切な工具によって把持することが容易にするために、燃料棒セグメント110のオス側アダプタプラグ/コネクタ330、330′、330″が燃料バンドル10の頂部に向かって垂直方向上方に延びるように所与の燃料棒集合体100/100′内に装荷及び/または配置することができる。燃料棒セグメント110が落下した場合には、メス側アダプタプラグ350、350′及び/または350″を有する側が下向きに着地し、オス側端部が折損または破断する危険性が低減されるようにする。
従って、これに連結された多数の燃料棒セグメントを備えた例示的な燃料棒集合体は、全長燃料棒または部分長燃料棒を備えることができる。燃料棒集合体100は、スペーサ20の位置において隣接する燃料棒セグメント110を連結するアダプタ部分組立体300を含むことができ、従来の燃料棒集合体の全長燃料棒及び部分長燃料棒において現在広く見られるフレッティングの影響を排除するようになる。1つの態様においては、全長燃料棒集合体100または部分長燃料棒集合体100′における多数の燃料棒セグメント110を使用すると、多数の照射ターゲットを異なる燃料棒セグメント、及び燃料棒集合体100/100′の異なる軸方向位置に装荷することが可能になる。このことは、原子炉が専ら同位元素を発生させるように構成されている場合、及び/または同位元素を発生させて発電するように構成されている場合には、多数の同位元素を原子炉の各燃料バンドル内で発生させることが可能となり、更に、所与の燃料バンドル内の燃料棒の軸方向長さに沿った所望の中性子束位置に照射ターゲットを置くことも可能になる。
以上において本発明の例示的な実施形態を説明したが、これらの実施形態を多くの方法で変更できることは明らかであろう。このような変更は、本発明の例示的な実施形態の精神及び範囲から逸脱したものと見なすべきではなく、当業者には明らかであろう全てのこのような変更は、添付の請求項の範囲内に含まれるものとする。
原子炉の例示的な燃料バンドルを示す図。 デブリが図1Aの燃料バンドル内のどこに滞留または混入されることになるかを示している、燃料バンドル内のスペーサと燃料棒間の接触区域を示す図。 タブ付きウォータロッドのタブ間に拘束されたスペーサと、デブリが図1Aの燃料バンドル内に滞留または混入されるであろうスペーサ内の接触区域とを示す図。 本発明の例示的な実施形態による燃料バンドル用の燃料棒集合体を示す図。 燃料棒集合体をより詳細に示す図2Aの一部の組立分解図。 本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体用のオス側アダプタ部分組立体を示す斜視図。 本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体用のオス側アダプタ部分組立体を示す側面図。 本発明の例示的な実施形態によるメス側アダプタ部分組立体を示す斜視図。 本発明の例示的な実施形態によるメス側アダプタ部分組立体を示す側面図。 本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体の例示的な下端部片を示す斜視図。 本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体の例示的な下端部片を示す側面図。 本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体の所与の燃料棒セグメント内に挿入するよう適合された内容物を備えた例示的な容器組立体を示す図。 本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体の所与の燃料棒セグメント内に挿入するよう適合された内容物を備えた例示的な容器組立体を示す図。 本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体の所与の燃料棒セグメント内に挿入するよう適合された内容物を備えた例示的な容器組立体を示す図。 本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体の所与の燃料棒セグメント内に挿入するよう適合された内容物を備えた例示的な容器組立体を示す図。 本発明の例示的な実施形態による燃料棒集合体の所与の燃料棒セグメント内に挿入するよう適合された内容物を備えた例示的な容器組立体を示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料バンドル用の燃料棒集合体を示す。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体用のアダプタ部分組立体を示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体用のアダプタ部分組立体を示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体のミニ部分組立体を示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体のミニ部分組立体を示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体に適合された上端プラグアダプタを示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体に適合された上端プラグアダプタを示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体に適合された下端プラグアダプタを示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体に適合された下端プラグアダプタを示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体用のアダプタ部分組立体を示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体用のアダプタ部分組立体を示す図。 本発明の別の例示的な実施形態による燃料棒集合体用のアダプタ部分組立体を示す図。
符号の説明
10 燃料バンドル
100、100′ 燃料棒集合体
110、110a、110b 燃料棒セグメント
120 上端部片
130 下端部片
300、300′ アダプタ部分組立体
620 照射ターゲット

Claims (12)

  1. 原子炉用の燃料バンドルであって、
    少なくとも1つがマルチセグメント棒である複数の棒であって、その各々のマルチセグメント棒が、
    その軸方向に離脱可能に互いに合体する棒セグメント対からなる複数の棒セグメントであって、その棒セグメントは各々が被覆されることにより、前記軸方向に合体されたときに前記軸方向の連続被覆管を形成するような連続マルチセグメント棒を形成するべく構成され、その少なくとも1つの棒セグメントが照射ターゲットを含まないアダプタ部分組立体となるように構成された、複数の棒セグメントと、
    棒セグメント内の少なくとも1つの照射ターゲット、
    とを有するような複数の棒と、
    各スペーサが、他のスペーサから前記軸方向に離間し、且つ、前記マルチセグメント棒の軸長に沿って1つのアダプタ部分組立体にのみ接するように構成されたスペーサを含む複数のスペーサ、
    とを具備し、
    前記少なくとも1つの棒セグメントは、少なくとも1つの容器組立体を内部に収納し、この容器組立体が、
    第1の端部と、
    第2の端部と、
    前記少なくとも1つの照射ターゲットと、
    前記第1と第2の端部の少なくとも1つに装着し、前記容器組立体の内部の照射ターゲットをシールするように構成された端部キャップと、
    を含むこと、
    を特徴とする原子炉用燃料バンドル。
  2. 前記少なくとも1つの照射ターゲットは核燃料を含まないことを特徴とする請求項1の原子炉用燃料バンドル。
  3. 前記少なくとも1つの照射ターゲットの他の照射ターゲットは核燃料を含むことを特徴とする請求項2の原子炉用燃料バンドル。
  4. 前記少なくとも1つの照射ターゲットは原子番号3よりも大きいアイソトープであることを特徴とする請求項1の原子炉用燃料バンドル。
  5. 前記少なくとも1つの棒セグメントは複数の照射ターゲットを含むことを特徴とする請求項1の原子炉用燃料バンドル。
  6. 前記容器組立体は、その内部にある照射ターゲットを示す外部指標を有することを特徴とする請求項1の原子炉用燃料バンドル。
  7. 前記容器組立体とこの前記容器組立体を含むシールされて照射ターゲットのための二重容器を提供することを特徴とする請求項1の原子炉用燃料バンドル。
  8. 前記棒セグメントは、アダプタのプラグと受容体と、ネジとねじ切りされた開口と、舌部と受容体ととにより解離可能に合体されていることを特徴とする請求項1の原子炉用燃料バンドル。
  9. 前記照射ターゲットは中性子線に照射されるとコバルト60に変わるコバルト59であることを特徴とする請求項1の原子炉用燃料バンドル。
  10. 燃料バンドルの製造方法であって、
    少なくとも1つの棒がマルチセグメント棒であるような複数の棒を形成する工程であって、この工程が、
    複数の棒セグメントの少なくとも1つのセグメントの中に少なくとも1つの照射ターゲットを載置する工程と、
    各々が被覆された前記複数の棒セグメントを互いに軸方向に合体させて、前記軸方向に合体されたときに前記軸方向の連続被覆管を形成するような連続マルチセグメント棒を形成するべく構成され、その少なくとも1つの棒セグメントが照射ターゲットを含まないアダプタ部分組立体となるように前記複数の棒セグメントを互い合体させる工程、
    とを有する複数の棒を形成する工程と、
    複数のスペーサと前記複数の棒を含む燃料バンドルを、前記複数のバンドルを前記複数のスペーサ内に載置することにより燃料バンドルを形成する工程であって、前記スペーサの各々が前記マルチセグメント棒の軸長に沿って1つのアダプタ部分組立体にのみ接するように、前記燃料バンドルを形成する工程、
    とを具備し、
    前記少なくとも1つの照射ターゲットを載置する工程は、
    前記少なくとも1つの照射ターゲットを、第1の端部と第2の端部と前記少なくとも1つの照射ターゲットとを含む少なくとも1つの容器組立体内に載置する工程と、
    前記少なくとも1つの照射ターゲットを前記容器組立体の内部で、前記第1と第2の端部の少なくとも1つに適合するように構成された末端キャップでシールをする工程と、
    前記少なくとも1つの容器組立体を前記複数の棒セグメントの少なくとも1つの内部に載置する工程、
    とを具備すること
    を特徴とする燃料バンドル製造方法。
  11. さらに、
    前記容器組立体上に、前記少なくとも1つの照射ターゲットがその中に含まれていることを示す外部指標を提供することを特徴とする請求項10の燃料バンドルの製造方法。
  12. 前記合体する工程は、アダプタのプラグと受容体との合体、或いはネジとネジを切られた開口と、舌片と受容体とを合体させる工程の少なくとも1つを含むことを特徴とする請求項10の燃料バンドルの製造方法。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7526058B2 (en) * 2004-12-03 2009-04-28 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors
CN101960534B (zh) * 2007-10-29 2014-08-20 霍尔泰克国际股份有限公司 用于支持放射性燃料组件的设备
US8842800B2 (en) * 2007-11-28 2014-09-23 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Fuel rod designs using internal spacer element and methods of using the same
US9362009B2 (en) * 2007-11-28 2016-06-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Cross-section reducing isotope system
US20090135990A1 (en) * 2007-11-28 2009-05-28 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Placement of target rods in BWR bundle
US9202598B2 (en) * 2007-11-28 2015-12-01 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Fail-free fuel bundle assembly
US20090135989A1 (en) * 2007-11-28 2009-05-28 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Segmented fuel rod bundle designs using fixed spacer plates
US8437443B2 (en) * 2008-02-21 2013-05-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Apparatuses and methods for production of radioisotopes in nuclear reactor instrumentation tubes
US8712000B2 (en) * 2007-12-13 2014-04-29 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Tranverse in-core probe monitoring and calibration device for nuclear power plants, and method thereof
US8885791B2 (en) 2007-12-18 2014-11-11 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Fuel rods having irradiation target end pieces
US8180014B2 (en) 2007-12-20 2012-05-15 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Tiered tie plates and fuel bundles using the same
CA2710432C (en) 2007-12-26 2016-04-26 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor, fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor and a fuel cell for a fuel assembly
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
US7970095B2 (en) * 2008-04-03 2011-06-28 GE - Hitachi Nuclear Energy Americas LLC Radioisotope production structures, fuel assemblies having the same, and methods of using the same
US8565367B2 (en) 2008-04-08 2013-10-22 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Detachable nuclear reactor fuel assembly component
US8270555B2 (en) * 2008-05-01 2012-09-18 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Systems and methods for storage and processing of radioisotopes
US8050377B2 (en) * 2008-05-01 2011-11-01 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Irradiation target retention systems, fuel assemblies having the same, and methods of using the same
RU2494484C2 (ru) 2008-05-02 2013-09-27 Шайн Медикал Текнолоджис, Инк. Устройство и способ производства медицинских изотопов
US7781637B2 (en) * 2008-07-30 2010-08-24 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Segmented waste rods for handling nuclear waste and methods of using and fabricating the same
AU2008365658B2 (en) 2008-12-25 2015-05-21 Thorium Power Inc. Fuel assembly for a light-water nuclear reactor (embodiments), light-water nuclear reactor and fuel element of the fuel assembly
US8681921B2 (en) * 2009-03-30 2014-03-25 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc System for assembling or disassembling a segmented rod
US8699651B2 (en) * 2009-04-15 2014-04-15 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Method and system for simultaneous irradiation and elution capsule
US9165691B2 (en) * 2009-04-17 2015-10-20 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Burnable poison materials and apparatuses for nuclear reactors and methods of using the same
US9431138B2 (en) * 2009-07-10 2016-08-30 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc Method of generating specified activities within a target holding device
US8366088B2 (en) * 2009-07-10 2013-02-05 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Brachytherapy and radiography target holding device
US8638899B2 (en) * 2009-07-15 2014-01-28 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Methods and apparatuses for producing isotopes in nuclear fuel assembly water rods
US9773577B2 (en) * 2009-08-25 2017-09-26 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Irradiation targets for isotope delivery systems
US8488733B2 (en) * 2009-08-25 2013-07-16 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Irradiation target retention assemblies for isotope delivery systems
US9183959B2 (en) * 2009-08-25 2015-11-10 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Cable driven isotope delivery system
US10978214B2 (en) 2010-01-28 2021-04-13 SHINE Medical Technologies, LLC Segmented reaction chamber for radioisotope production
US8542789B2 (en) * 2010-03-05 2013-09-24 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Irradiation target positioning devices and methods of using the same
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
US9899107B2 (en) * 2010-09-10 2018-02-20 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Rod assembly for nuclear reactors
US9336910B2 (en) 2010-10-07 2016-05-10 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Control rod/control rod drive mechanism couplings
US9378853B2 (en) 2010-10-21 2016-06-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
US10734126B2 (en) 2011-04-28 2020-08-04 SHINE Medical Technologies, LLC Methods of separating medical isotopes from uranium solutions
JP5804927B2 (ja) * 2011-12-13 2015-11-04 原子燃料工業株式会社 パイプ状試験片の延長治具
US9620250B2 (en) 2012-02-02 2017-04-11 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Spacer grid
US9911512B2 (en) 2012-02-27 2018-03-06 Bwxt Mpower, Inc. CRDM internal electrical connector
US9805832B2 (en) 2012-02-27 2017-10-31 Bwxt Mpower, Inc. Control rod drive mechanism (CRDM) mounting system for pressurized water reactors
RU2649662C2 (ru) 2012-04-05 2018-04-05 Шайн Медикал Текнолоджиз, Инк. Водная сборка и способ управления
US9959944B2 (en) 2012-04-12 2018-05-01 Bwxt Mpower, Inc. Self-supporting radial neutron reflector
US10102933B2 (en) 2012-04-13 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Control rod assembly impact limiter
US10124472B2 (en) 2012-04-16 2018-11-13 Bwxt Mpower, Inc. Lower end fitting locknut for nuclear fuel assembly
US9666313B2 (en) 2012-04-17 2017-05-30 Bwxt Mpower, Inc. Small modular reactor refueling sequence
US10102932B2 (en) 2012-04-17 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units
US9378852B2 (en) 2012-04-17 2016-06-28 Bwxt Mpower, Inc. Spacer grids for nuclear reactor
US9922731B2 (en) 2012-04-17 2018-03-20 Bwxt Mpower, Inc. Resistance welding of an end cap for nuclear fuel rods
WO2013162898A2 (en) 2012-04-17 2013-10-31 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Riser transition element for compact 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
WO2013180776A1 (en) 2012-04-17 2013-12-05 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Lower end fitting locating pins
US9881701B2 (en) 2012-04-17 2018-01-30 Bwxt Mpower, Inc. Spacer grids with springs having improved robustness
US9887015B2 (en) 2012-04-17 2018-02-06 Bwxt Mpower, Inc. Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor
WO2013158491A1 (en) 2012-04-17 2013-10-24 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate
US9620253B2 (en) 2012-04-17 2017-04-11 Bwxt Mpower, Inc. Riser cone apparatus to provide compliance between reactor components and minimize reactor coolant bypass flow
US9972407B2 (en) 2012-04-17 2018-05-15 Bwxt Mpower, Inc. Small modular reactor fuel assembly
US9053824B2 (en) * 2012-06-07 2015-06-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear control rod with flexure joint
US10229760B2 (en) 2013-03-15 2019-03-12 Bwxt Mpower, Inc. CRDM with separate scram latch engagement and locking
US9865364B2 (en) 2013-03-15 2018-01-09 Bwxt Mpower, Inc. CRDM with separate SCRAM latch engagement and locking
US9431135B2 (en) 2013-12-17 2016-08-30 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Nuclear reactor fluence reduction systems and methods
US9812229B2 (en) * 2014-03-04 2017-11-07 Paschal-Gross Enterprises, Inc. Safe geometry vacuum design
US9922732B2 (en) * 2014-10-07 2018-03-20 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Moderating fuel rods including metal hydride and methods of moderating fuel bundles of boiling water reactors using the same
US10026515B2 (en) 2015-05-06 2018-07-17 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Generating isotopes in an irradiation target holder installed in a nuclear reactor startup source holder position
US10755829B2 (en) 2016-07-14 2020-08-25 Westinghouse Electric Company Llc Irradiation target handling device for moving a target into a nuclear reactor
US11363709B2 (en) 2017-02-24 2022-06-14 BWXT Isotope Technology Group, Inc. Irradiation targets for the production of radioisotopes
US10923242B2 (en) 2017-05-16 2021-02-16 Westinghouse Electric Company Llc Radioisotope production target insert design and target harvesting methodology for long term irradiation in commercial nuclear reactors
US20220406484A1 (en) * 2021-06-18 2022-12-22 BWXT Isotope Technology Group, Inc. Irradiation targets for the production of radioisotopes and debundling tool for disassembly thereof
CN114758810B (zh) * 2022-04-19 2023-01-24 中核核电运行管理有限公司 利用重水堆探测器孔道在线辐照生产同位素的装置和方法

Family Cites Families (72)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2894893A (en) * 1953-05-25 1959-07-14 Jr Kriegh G Carney Fuel element for nuclear reactor
US3324540A (en) * 1963-06-17 1967-06-13 Adolphus L Lotts Method for making porous target pellets for a nuclear reactor
US3594275A (en) * 1968-05-14 1971-07-20 Neutron Products Inc Method for the production of cobalt-60 sources and elongated hollow coiled wire target therefor
US3773615A (en) * 1969-06-06 1973-11-20 Combustion Eng Irradiation surveillance capsule assemblies for nuclear reactors
US3940318A (en) * 1970-12-23 1976-02-24 Union Carbide Corporation Preparation of a primary target for the production of fission products in a nuclear reactor
US3998691A (en) 1971-09-29 1976-12-21 Japan Atomic Energy Research Institute Novel method of producing radioactive iodine
US3767525A (en) * 1972-10-06 1973-10-23 Atomic Energy Commission Irradiation subassembly
US4202849A (en) * 1975-04-07 1980-05-13 General Atomic Company Method for making nuclear fuel element
IL53122A (en) * 1977-10-13 1980-11-30 Univ Ramot Nuclear reactor and method of operating same
US4196047A (en) 1978-02-17 1980-04-01 The Babcock & Wilcox Company Irradiation surveillance specimen assembly
US4284472A (en) 1978-10-16 1981-08-18 General Electric Company Method for enhanced control of radioiodine in the production of fission product molybdenum 99
FR2481506B1 (fr) 1980-04-25 1986-08-29 Framatome Sa Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire par des elements amovibles
FR2513797A1 (fr) 1981-09-30 1983-04-01 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection neutronique superieure pour assemblage de reacteur nucleaire
US4663111A (en) 1982-11-24 1987-05-05 Electric Power Research Institute, Inc. System for and method of producing and retaining tritium
US4475948A (en) 1983-04-26 1984-10-09 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Lithium aluminate/zirconium material useful in the production of tritium
US4532102A (en) 1983-06-01 1985-07-30 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Producing tritium in a homogenous reactor
US4597936A (en) 1983-10-12 1986-07-01 Ga Technologies Inc. Lithium-containing neutron target particle
CS255601B1 (en) 1984-05-18 1988-03-15 Kristian Svoboda 99 mtc elution unit-built generator and method of its production
GB8422852D0 (en) 1984-09-11 1984-11-07 Atomic Energy Authority Uk Heat pipe stabilised specimen container
JPS645279Y2 (ja) * 1985-02-19 1989-02-09
US4702881A (en) * 1985-04-02 1987-10-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor spacer grid
JPS61206900U (ja) * 1985-06-14 1986-12-27
US4729903A (en) 1986-06-10 1988-03-08 Midi-Physics, Inc. Process for depositing I-125 onto a substrate used to manufacture I-125 sources
US4859431A (en) 1986-11-10 1989-08-22 The Curators Of The University Of Missouri Rhenium generator system and its preparation and use
USH689H (en) * 1987-11-24 1989-10-03 The United States of America as reprsented by the United States Department of Energy Fuel pin
US5145636A (en) 1989-10-02 1992-09-08 Neorx Corporation Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium
US5053186A (en) 1989-10-02 1991-10-01 Neorx Corporation Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium
US5009837A (en) 1989-11-03 1991-04-23 Westinghouse Electric Corp. Axially modular fuel assembly and rod for optimal fuel utilization
LU87684A1 (de) 1990-02-23 1991-10-08 Euratom Verfahren zur erzeugung von aktinium-225 und wismut-213
DE69119156T2 (de) 1990-08-03 1997-01-09 Toshiba Kawasaki Kk Die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Reaktorkern, die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Brennstab und die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichendes Brennstabbündel
US5082617A (en) * 1990-09-06 1992-01-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Thulium-170 heat source
US5209899A (en) * 1990-10-25 1993-05-11 General Electric Company Composite spacer with inconel grid and zircaloy band
US5182077A (en) * 1991-04-15 1993-01-26 Gamma Engineering Corporation Water cooled nuclear reactor and fuel elements therefor
US5349618A (en) * 1992-09-09 1994-09-20 Ehud Greenspan BWR fuel assembly having oxide and hydride fuel
US5596611A (en) 1992-12-08 1997-01-21 The Babcock & Wilcox Company Medical isotope production reactor
JPH06230162A (ja) * 1993-01-28 1994-08-19 Nuclear Fuel Ind Ltd セグメント燃料棒
GB2282478B (en) 1993-10-01 1997-08-13 Us Energy Method of fabricating 99Mo production targets using low enriched uranium
US5633900A (en) 1993-10-04 1997-05-27 Hassal; Scott B. Method and apparatus for production of radioactive iodine
US6490330B1 (en) 1994-04-12 2002-12-03 The Regents Of The University Of California Production of high specific activity copper -67
US5513226A (en) * 1994-05-23 1996-04-30 General Atomics Destruction of plutonium
US5871708A (en) 1995-03-07 1999-02-16 Korea Atomic Energy Research Institute Radioactive patch/film and process for preparation thereof
AU7265096A (en) * 1995-08-09 1997-03-12 Newton Scientific, Inc. Production of 64cu and other radionuclides using charged-particle accelerator
JP3190005B2 (ja) 1996-03-05 2001-07-16 日本原子力研究所 放射化ベリリウムのリサイクル方法
SE508059C2 (sv) * 1996-06-20 1998-08-17 Asea Atom Ab Kärnbränslepatron uppbyggd av ett flertal på varandra staplade bränsleenheter
US5682409A (en) 1996-08-16 1997-10-28 General Electric Company Neutron fluence surveillance capsule holder modification for boiling water reactor
US5910971A (en) 1998-02-23 1999-06-08 Tci Incorporated Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99
JP3781331B2 (ja) * 1998-06-05 2006-05-31 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 血管再狭窄予防用キセノンー133の製造方法
US6233299B1 (en) 1998-10-02 2001-05-15 Japan Nuclear Cycle Development Institute Assembly for transmutation of a long-lived radioactive material
WO2001034196A2 (de) 1999-11-09 2001-05-17 Forschungszentrum Karlsruhe Gmbh Seltene erden enthaltene mischung und deren verwendung
AUPQ641100A0 (en) 2000-03-23 2000-04-15 Australia Nuclear Science & Technology Organisation Methods of synthesis and use of radiolabelled platinum chemotherapeutic ag ents
US6456680B1 (en) 2000-03-29 2002-09-24 Tci Incorporated Method of strontium-89 radioisotope production
FR2811857B1 (fr) 2000-07-11 2003-01-17 Commissariat Energie Atomique Dispositif de spallation pour la production de neutrons
WO2002059903A1 (de) * 2001-01-26 2002-08-01 Framatome Anp Gmbh Verfahren zur vermeidung von reibungsschäden an brennstäben, entsprechendes kernreaktor-brennelement, dafür verwendete mittel und entsprechender abstandhalter
US6678344B2 (en) * 2001-02-20 2004-01-13 Framatome Anp, Inc. Method and apparatus for producing radioisotopes
GB0104383D0 (en) 2001-02-22 2001-04-11 Psimedica Ltd Cancer Treatment
EP1402540A1 (en) 2001-06-25 2004-03-31 Umberto Di Caprio Process and apparatus for the production of clean nuclear energy
KR100423739B1 (ko) * 2001-08-20 2004-03-22 한국수력원자력 주식회사 원자력 재료의 조사시험을 위한 계장캡슐
US20030179844A1 (en) * 2001-10-05 2003-09-25 Claudio Filippone High-density power source (HDPS) utilizing decay heat and method thereof
DE60226642D1 (de) 2001-12-12 2008-06-26 Univ Of Alberta The Univ Of Br Radioaktives ion
US20040105520A1 (en) 2002-07-08 2004-06-03 Carter Gary Shelton Method and apparatus for the ex-core production of nuclear isotopes in commercial PWRs
US6751280B2 (en) 2002-08-12 2004-06-15 Ut-Battelle, Llc Method of preparing high specific activity platinum-195m
US6896716B1 (en) 2002-12-10 2005-05-24 Haselwood Enterprises, Inc. Process for producing ultra-pure plutonium-238
US20050105666A1 (en) 2003-09-15 2005-05-19 Saed Mirzadeh Production of thorium-229
KR20060025076A (ko) 2004-09-15 2006-03-20 동화약품공업주식회사 방사성필름의 제조방법
US20060062342A1 (en) 2004-09-17 2006-03-23 Cyclotron Partners, L.P. Method and apparatus for the production of radioisotopes
US7157061B2 (en) 2004-09-24 2007-01-02 Battelle Energy Alliance, Llc Process for radioisotope recovery and system for implementing same
WO2006035424A2 (en) 2004-09-28 2006-04-06 Soreq Nuclear Research Center Israel Atomic Energy Commission Method and system for production of radioisotopes, and radioisotopes produced thereby
US8953731B2 (en) 2004-12-03 2015-02-10 General Electric Company Method of producing isotopes in power nuclear reactors
US7526058B2 (en) * 2004-12-03 2009-04-28 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors
KR100728703B1 (ko) 2004-12-21 2007-06-15 한국원자력연구원 I-125 생산을 위한 내부 순환식 중성자 조사 용기 및 이를 이용한 i-125 생산방법
US7235216B2 (en) 2005-05-01 2007-06-26 Iba Molecular North America, Inc. Apparatus and method for producing radiopharmaceuticals
US20080076957A1 (en) 2006-09-26 2008-03-27 Stuart Lee Adelman Method of producing europium-152 and uses therefor

Also Published As

Publication number Publication date
EP1667165B1 (en) 2013-03-27
US20090122946A1 (en) 2009-05-14
JP2006162613A (ja) 2006-06-22
US8842801B2 (en) 2014-09-23
EP1667165A2 (en) 2006-06-07
EP1667165A3 (en) 2008-04-09
US20070133734A1 (en) 2007-06-14
US7526058B2 (en) 2009-04-28
ES2409159T3 (es) 2013-06-25
TWI390549B (zh) 2013-03-21
TW200625341A (en) 2006-07-16

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