JP5445948B2 - サドル形状支持部を備えたスペーサ格子及び対応する核燃料集合体 - Google Patents

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Description

本発明は、軽水炉用の核燃料集合体用スペーサ格子に関し、核燃料集合体は、長手方向に沿って延びる燃料棒と、燃料棒を収納するセルのほぼ規則正しい配列を形成するタイプのスペーサ格子とを含み、各セルは壁の周囲ベルトによって囲まれ、セル内に収納される燃料棒の軸線とほぼ同じになっている中心長手方向軸線を有し、スペーサ格子は、さらに、壁の周囲ベルトからセル内に突出する支持部材を含み、支持部材は、セルの内部の方に向けられた面が燃料棒と接触するようになった接触部を含み、少なくとも1つの支持部材の内面は照射前長手方向と交差する平面に凹面形状を有する。
軽水冷却原子炉、特に加圧水型原子炉は、原子炉燃料集合体を使用し、燃料集合体は長手方向に沿って延び、且つ骨格組立体によって束にして保持される核燃料棒を含む。各燃料棒は被覆管を含み、被覆管内に、燃料ペレットが積み重ねられる。
燃料集合体の骨格組立体は、特に、核燃料棒の束の長さにわたって分配された複数のスペーサ格子を含む。
スペーサ格子は、燃料棒が横方向に適所に保持されることを保証し、各スペーサ格子は、一般的に正方形格子である、ほぼ規則正しい配列に配置された一連の隣接するセルを備える。セル自身は、スペーサ格子と交差する平面に正方形形状の断面を有する。
セルの各々は、正方形ベースに矩形立体の側面の形状を有する壁の周囲ベルトによって隣接したセルから画成され且つ分離される。
スペーサ格子のセルは、燃料棒を一般的に中心配置にして受け入れるようにそれらの2つの長手方向端が開口され、この中心配置では、燃料棒の軸線はセルの軸線に沿って位置決めされる。
さらに、燃料棒は、セルの寸法よりも実質的に小さい直径を有し、燃料棒の外面とセルの周囲壁の間の各燃料棒のまわりに自由空間があり、その空間内で燃料棒が長手方向に合致される。
燃料棒を収容するようになったセルの各々において、スペーサ格子は対応する燃料棒の外面と接触するようになった支持部材を備える。支持部材は、燃料棒を燃料棒及びセルの軸線と垂直な横方向及び長手方向に適所に保持し、例えば原子炉の炉心内の膨張作用による燃料棒の限られた長手方向の移動を可能にする。
支持部材は、剛性ディンプル及び/又は弾性ディンプル及び/又はばねからなる。
これらの部材は、セル内に突出し、セルと関連し、壁の周囲ベルトを切り抜いて押し出すことによって作られ、又は周囲ベルトに取り付けられ且つ固定される。
例えば米国特許5,793,832号に記載されているように長手方向に、又は米国特許5,183,629号に記載されているように横方向に、又は米国特許4,803,043号に記載されているように再び斜めに、向けられた支持部材が知られている。
各支持部材は、接触部の面を介して対応する燃料棒の外面と当接触し、この面は当該セルの内面の方に向けられる。
この内面は、概ね平らであり、燃料棒との接触は理論的に円筒/平面接触である。
原子炉が運転中であるとき、大きな上向き速度で炉心内を循環する冷却水は、スペーサ格子内の燃料棒の小振幅振動運動を生じさせる。擦過(fretting)として知られるこの現象の結果、燃料棒と接触部の間に摩擦が生じ、摩擦が燃料棒の被覆の磨耗を引き起こす。この磨耗により、燃料棒の被覆に穴をあけ、したがって、ガスや放射性物質が1次系の冷却水に放出され、欠陥燃料棒を含む燃料集合体の早期の取り出しのために原子炉を停止させることがある。
これらのリスクを減少させるために、米国特許5,243,635号は、前述タイプのスペーサ格子を開示する。支持部材の接触部の内面は、燃料棒の外面と同じ曲率半径の横凹面を有する。横凹面は、燃料棒の被覆の外面を覆い、かくして、燃料棒との有効接触領域の面積を増大させ、したがって擦過によって被覆を損傷させるリスクを減らすことを可能にする。
しかしながら、製造公差のため、製造されたスペーサ格子に必然的に発生する称呼寸法及び位置からの差は、燃料棒の外面に関して接触する部分の相対的位置に変化を生じさせる。したがって、接触が、例えば接触領域の下縁、上縁又は側縁において制御されずにおきてしまう可能性があり、特に、接触部の面が燃料棒の面に接していないとき、これは擦過によって燃料被覆の急速な損傷に至ることがある。
本発明の一つの目的は、擦過による燃料棒の損傷のリスクを制限でき、且つ効率がスペーサ格子及び燃料棒に対する製造寸法公差に敏感ではない、前記のタイプのスペーサ格子を提供することによりこの問題を克服することである。
この目的のため、本発明は、前記タイプのスペーサ格子に関し、加えて、支持部材の接触部の内面が、照射前、対応するセルの中心軸線に関し半径方向に向けられた長手方向平面で凸面形状を有する。
特定の実施形態によれば、スペーサ格子は、個別に又は全ての技術的に可能な組合せで取られた次の特徴の1つ又は2以上を含む:
支持部材の内面は、照射前、セルの中心軸線に対して半径方向に向けられた長手方向平面で、1000mmより小さい長手方向曲率半径を有する凸面形状を有し、長手方向曲率半径は、H/2と4H2の間にあり、Hは支持部材の内面の長手方向に沿う高さであり、
支持部材の内面は、照射前、長手方向と交差する平面で、燃料棒の外面の横曲率半径よりも大きい横曲率半径を有する凹面形状を有する。
内面の横曲率半径は、厳密には、燃料棒の外面の横曲率半径の1.05倍より大きく、
内面の横曲率半径は、厳密には、燃料棒の外面の横曲率半径の1.15倍より大きく、
内面の横曲率半径は、厳密には、燃料棒の外面の横曲率半径の1.25倍より大きく、
支持部材は、さらに、原子炉冷却流体を攪拌するらせん状ブレードを形成するセクションを含み、らせん状ブレードは、対応するセルの中心軸線にほぼ中心を有し、
らせん状ブレードは、接触部を、対応するセルの壁の周囲ベルトに連結し、
接触部は、らせん状ブレードに関して折り曲げられ、らせん状ブレードはそれ自身壁の周囲ベルトに関して折り曲げられる。
本発明は、また、軽水炉用の燃料集合体に関し、長手方向に沿って延びる燃料棒と、燃料棒を適所に保持する骨格組立体とを含み、骨格組立体は、スペーサ格子を含み、各スペーサ格子は燃料棒を収納するセルのほぼ規則正しい配列を境界付けるタイプのものであり、各セルは壁の周囲ベルトによって囲まれ、セル内に収納された燃料棒の軸線とほぼ同じである中心長手方向軸線を有し、各スペーサ格子は、さらに、壁の周囲ベルトからセル内に突出する支持部材を含み、支持部材は、セルの内部に向けられた接触部の面が燃料棒と接触する接触部を含み、少なくとも1つの支持部材の内面は、照射前、長手方向と交差する平面で凹面形状を有し、少なくとも1つのスペーサ格子が上述に定義されたようなスペーサ格子であることを特徴とする。
特定の実施形態によれば、燃料集合体は、個別に又は全ての技術的に可能な組合せを取る次の特徴の1つ又は2以上を有する:
支持部材の内面は、照射前長手方向と交差する平面で凹面形状を有し、横曲率半径は、対応するセルに収容される燃料棒の外面の横曲率半径よりも大きく、
内面の横曲率半径は、厳密には対応するセルに収容される燃料棒の外面の横曲率半径の1.05倍より大きく、
内面の横曲率半径は、厳密には対応するセルに収容される燃料棒の外面の横曲率半径の1.15倍より大きく、
内面の横曲率半径は、厳密には対応するセルに収容される燃料棒の外面の横曲率半径の1.25倍より大きい。
本発明の他の特徴及び利益は、添付図面を参照して、指示の方法及びいかなる方法で制限されることなく下記に与えられる。
加圧水型原子炉の核燃料集合体の立面図である。 従来技術により構成された図1の核燃料集合体用のスペーサ格子の概略部分平面図である。 照射前の本発明によるスペーサ格子のセルの概略斜視図である。 図3のスペーサ格子の支持部材と燃料棒の間の接触を示す部分概略図である。 図4の線V−Vに沿った長手方向及び半径方向断面の部分概略図である。
図1は、加圧水型原子炉用の核燃料集合体1を示す。
燃料集合体1は、長手方向Lに延びる燃料棒2の束からなる。各燃料棒2は、普通、金属被覆を含み、被覆内に核燃料ペレットが積み重ねられる。被覆はその長手方向末端が栓で閉鎖される。
燃料棒2は、長手方向Lに分配された複数のスペーサ格子3と、燃料棒2のバンドル内に配置され、スペーサ格子3とともに組立てられたガイドチューブ4と、上端ピース5aと、下端ピース5bとを含む骨格組立体によって束にして適所に保持される。
端ピース5aと5bは、燃料棒2よりも長いガイドチューブ4の末端にしっかりと取付けられている。
スペーサ格子3は、燃料棒2を横方向及び長手方向に適所に確実に保持し、図2に示すように、規則正しい正方形格子配列に配置された正方形断面のセル6を含む。各セル6は、壁の周囲ベルト7を含む。ベルト7は、2つの末端がセル6の軸線6’の方向に開口する正方形ベースに立体矩形の形状を有する。この軸線6’は、図2の平面と垂直であり、長手方向に向けられ、セル6の正方形断面の中心を通る。
スペーサ格子3のセル6の周囲ベルト7は、直角に交差するプレートを含み、プレートは互いに平行な2つの群のプレート8a及び8bを形成する。
プレートの2つの群のプレート8a及び8bは、例えばジルコニウム合金の金属シート、から切り抜かれ、プレート8a及び8bは、セル6の側面に相当する距離のところで中間までのスロットを備え、図2に示すように、このスロットは、プレートを90度の配列で相互の係合によって組立てることを可能にする。
次いで、プレート8a及び8bは、スペーサ格子のセル6の縁を含む組立体ラインに沿って互いに溶接される。組立て前に、プレート8a及び8bは、切り抜かれ、押出されて、セル6内に突出するディンプル9を形成する。
プレート8a及び8bは、また、規則正しい間隔で切り抜かれた開口を含み、セル6の内部に向かって突出するスプリング10を、合わせて固定することができるようにする。各周囲ベルト7は、90度で2つの隣接した壁を含み、2つの壁の各々には、セルの軸線方向に間隔を隔てた2つのディンプル9が、プレートの金属を切って押し出すことによって構成される。隣接し、互いに90度である、ベルト7の他の2つの壁はスプリング10を受ける。
このようにして6つの接触点が、軸線方向6’に沿ってセル6内のほぼ中心の位置に挿入される燃料棒2のためにセル6の各々内に設けられる。
燃料棒2の外径は、セル6の側の長さよりも小さく、自由空間11が、セル6の周囲ベルト7内で燃料棒2の外円筒面の周りに設けられ、燃料棒はセル内でディンプル9とスプリング10によってほぼ心出しされて適所に保持される。
スペーサ格子3を構成するプレート8a及び8bは、スペーサ格子3がそれらの頂縁に沿って切り抜かれて、燃料棒2の外面と接触してセル6内で循環する冷却水を攪拌するフィン12を形成することが図2でわかる。
攪拌フィン12は、セル6の各々を出る冷却水を隣接したセル6に差し向けるようにセル6の内部に向かって折り曲げられる。これは、燃料棒2の各々と接触する循環水を長手方向に攪拌する効果をもたらす。
図3は、図2に示すような従来技術によるスペーサ格子に取って代わるように使用することができる本発明によるスペーサ格子3のセル6を示す。
一般に、図3のスペーサ格子3は、図2のスペーサ格子3と同じ方法で、即ち、金属プレート8a及び8bで構成され、金属プレート8a及び8bは溶接によって直角に組立てられ且つ固定されて、正方形断面のセル6の配列を形成し、セルの各々は、壁の周囲ベルト7によって区分される。ベルト7は、正方形ベースに矩形形状のものであり、その壁は、直角に互いに組立てられたプレート8a及び8bの部分からなる。
図3のスペーサ格子3は、特に、フランス特許2,837,975号及び対応する米国2005/226,358号に記載されたものと同様の格子であるが、本発明のスペーサ格子と引用文献のスペーサ格子の間の違いは下記の説明で強調される。
おそらく外周層におけるスペーサ格子3のセル6は別として、スペーサ格子3のセル6はすべて同様の構造を有するが、図3に示すセル6の構造のみを以下に記述する。
セル6の周囲ベルト7は、壁14a及び14bを切り抜いて押し出すことによって構成されたディンプル15aと15b及び支持部材16a、16b、16’a及び16’bディンプル15aと15b及び支持部材16a、16b、16’a及び16’bの向きに関する限りのほかは同様の形状の2つの対向壁14aと2つの対向壁14bを含む。
したがって、図3の左側に配置された壁14aの構造のみを以下に記述する。
2つの支持部材16aと16’aは、金属壁14aを切り抜いて押し出すことによって上下に設けられる。下部支持部材16aは、該セル6の内部に向かって突出し、支持部材16’aは隣接したセル6の内部に向かって突出する。これらの向きは別として、これらの支持部材16aと16’aは、同様の構造を有し、下部支持部材16aの構造のみを以下に記述する。
支持部材16aは、壁14aの残部の連結部を形成するセクション18aと、長手方向に沿って高さHの端接触部20aとを含む。
連結セクション18aは、壁14aの残部に対してセル6の内部に向かって折り曲げられ、接触部20aは、連結セクション18aに関して上方に折れ曲げられる。
連結セクション18aは、壁14a内に、軸線6’に対して斜めに切り抜かれ、したがって、軸線6’に対しておおよそ30度の角度で傾むけられた線Pに沿って壁に関して折れ曲げられる。より一般的に、この傾斜は、厳密に言えば0度より大きく厳密に言えば90度より小さい絶対値を有するのがよい。
したがって、連結セクション18aは、軸線6’上にほぼ中心をもつらせん状ブレードを形成する。隣接した壁14a及び14bに設けられた支持部材16a及び16bのセクション18a及び18bは、冷却水の流れをセル6内で燃料棒2に巻きつかせるように、互いの延長として配置される。前述のフランス特許2,837,975号及び米国2005/226,358号では、水の流れが2つの隣接したセル6内で巻きつく方向は反対である。
接触部20aは、セル6の内部に向けられるその面20aを介して燃料棒2に当たる。この面の横断面を図4に示す。
図4に示すように、照射前、内面24aは、セル6の中心軸線6’と直角な横断面において凹面形状を有する。特に、この内面は円の円弧形状である。
上記技術の状態に反して、内面24aの横凹面は、内面24aが当たる燃料棒2の外面の横凸面よりも小さい。言い換えれば、すなわち図4の平面における、面24aの横曲率半径R2は、厳密に言えば、対応する燃料棒2の外面の横曲率半径R1よりも大きい。図4及び図5には、燃料棒2の外面が、一点鎖線によって示されることがわかる。
典型的に、中心軸線6’に関して燃料棒2の外面の横曲率半径R1は、スペーサ格子3当たり17×17のセル6を含む加圧水型原子炉用の燃料集合体1についてはおおよそ4.75mmであり、内面24aの横曲率半径R2は、例えばおおよそ6mmである。
より一般的に、R2は厳密に言えば1.05×R1よりも大きく、R2は厳密に言えば1.15×R1よりも大きく、好ましくは、1.25×R1よりも大きい。
かくして、内面24aは、実際には、内面24aの領域26aに相当する燃料棒2の外面に当たり、この有効接触領域26aはほぼ中心であり、且つ内面24aの縁28aから離れている。側縁28aは、燃料棒2の被覆と接触するかもしれない攻撃的な面又は鋭角の縁を有しないように丸められ又は面取りされる。
図5に示すように、照射前、内面24aは、中心軸線6’に対して半径方向に向けられた長手方向平面に凸面形状を有する。この凸面形状は、例示の尺度のため図3では可視できない。
例示実施形態では、面24aは、図5の平面においておおよそ23mmの曲率半径R3を有する湾曲形状を有する。
より一般的に、曲率半径R3は、1000mmより小さく、好ましくはH/2と4H2の間であり、Hは支持部材の端部20aの内面24aの長手方向に沿う高さである。
かくして、有効接触領域26aは、内面24aの上及び下縁30aから或る距離にある。縁30aは、燃料棒2の被覆と接触するかもしれない攻撃的な面又は鋭角の縁を有しないように丸められ又は面取りされるのがよい。
かくして、内面24aは、横凸面及び長手方向凸面のため、サドル形状を有する。
このサドル形状及び、内面24aと対応する燃料棒2の外面の間の横湾曲の差は、有効接触領域26aを面24aの側縁28a及び長手方向縁30aから遠ざけることを可能にし、擦過によって燃料棒2の被覆に穴をあけるリスクを減らす。
側縁28a及び長手方向縁30aから接触領域26aを遠ざけることは、部品の製造寸法公差及び使用されているときの寸法変化にもかかわらず、大きな確実性を持って達成される。原子炉内での使用後でも、使用が引き起こす寸法の変化及び変形にもかかわらず、面24aは、燃料棒2に対してサドル形状及び凹面の差を維持する。
実際には、有効接触領域26aは、最初は点の形態であるが、面24aと対応する燃料棒2の外面の間の順応によって大変急速に楕円領域になる。また、この楕円領域の表面積は急速に安定化するから、燃料棒被覆2の摩滅の速度は大変小さく、ゼロにすらなる。磨耗速度のこの大変大きな減少は、有効接触領域26aの表面積が、従来技術としてシリンダ/平面又はシリンダ/シリンダ接触により達成される有効接触領域の表面積よりもはるかに大きいという事実によるし、また、磨耗深さの増大が接触面の表面積の実質的な増大を生じさせることからである。
これに加えて、サドル形状は、セル6内での燃料棒2の満足な位置決めを促進し、燃料棒が横方向に変位するのを防ぎ、内面24aがある意味ではネストとして作動する。
面24aの長手方向凸面は、燃料棒が例えば垂直下方移動によって、セル6に挿入されるとき、燃料棒2を損傷するリスクを減少させることを可能にすることもわかる。
上述の例では、図5に示すように、内面24aの長手方向及び半径方向断面は、湾曲されている。しかしながら、特別な変形例では、この断面が、他の形状を有していてもよく、例えば自身湾曲された端部により延長されたまっすぐな中央部分を含み、すなわち凸面が不連続でも良い。また、内面24aの横断面は、不連続であってもよい。
上述の例では、また、支持部材16a及び16bはまたこれらのセクション18a及び18bを通して1次冷却系の水の攪拌を引き起こし、追加の攪拌フィン12を設ける必要がない。しかしながら、記述した2つの特徴、すなわち、内面24aのサドル形状及び、内面24aと燃料棒2の外面の間の横湾曲の差を、他のタイプの支持部材に、特に攪拌機能を有しない支持部材に使用することができることがわかる。
したがって、これら2つの特徴は、支持部材が剛性の又は弾性のディンプルであろうと、ばねであろうと、長手方向軸線Lに関して支持部材の向きにかかわらず、あらゆるタイプの支持部材に使用することができる。
また、これら2つの特徴は、それらの両方が、摩滅による損傷のリスクを制限し、製造寸法公差に対する敏感さを減少させることを可能にする限り、互いに独立に使用することもできることに気づくであろう。
同様に、これらの特徴は、単独で又は組合せで、特定のタイプの支持体についてだけ、又は特定のスペーサ格子についてだけに考えてもよい。また、該支持部材の数及び位置は、構造の形態に関して変えられてもよい。
したがって、摩滅の高いリスク又は製造の大きな変動等のような特定のニーズにしたがって、孤立した又は組み合わせた特徴を有するそのような支持部材を位置決めすることが決定されてもよい。
上述された特徴は、加圧水型原子炉以外の、例えば沸騰水型原子炉用の燃料集合体に用いてもよい。

Claims (12)

  1. 軽水炉用の燃料集合体(1)用のスペーサ格子(3)であって、
    前記燃料集合体(1)は、
    長手方向(L)に沿って延びる燃料棒(2)を含み、
    前記スペーサ格子(3)は、燃料棒(2)を収納するセル(6)のほぼ規則正しい配列を画成するタイプのものであり、
    各セル(6)は壁の周囲ベルト(7)によって囲まれ、前記セル(6)内に収納される燃料棒(2)の軸線とほぼ同じに設計された中心長手方向軸線(6’)を有し、
    前記スペーサ格子(3)は、さらに、壁の前記周囲ベルト(7)から前記セル(6)内に突出する支持部材(16a、16b)を含み、
    前記支持部材(16a、16b)は、前記セル(6)の内部の方に向けられた接触部の面(24a、24b)が燃料棒(2)と接触するようになった接触部(20a、20b)を含み、
    少なくとも1つの支持部材(16a、16b)の前記内面(24a、24b)は、照射前前記長手方向(L)と交差する平面で凹面形状を有し、
    前記支持部材(16a、16b)は、さらに、前記原子炉冷却水を攪拌するためのらせん状ブレードを形成するセクション(18a、18b)を含み、
    前記らせん状ブレード(18a、18b)は、対応するセルの中心軸線(6’)らせんの中心を有し、前記接触部(20a、20b)を、前記対応するセル(6)の壁の前記周囲ベルト(7)に連結し、
    前記接触部(20a、20b)は支持部材の端部を構成し、且つ前記らせん状ブレード(18a、18b)に関して折り曲げられ、
    前記らせん状ブレード(18a、18b)はそれ自体壁の前記周囲ベルト(7)に関して折り曲げられ、
    前記接触部は下縁(30a)と上縁(30a)の間に延び、
    前記支持部材(16a、16b)の前記接触部(20a、20b)の前記内面(24a、24b)は、照射前、内面の下縁(30a)と上縁(30a)の間において、対応するセル(6)の中心軸線(6’)に対して、半径方向に向けられた長手方向平面で凸状且つ湾曲された面形状を有することを特徴とする、上記スペーサ格子。
  2. 前記支持部材(16a、16b)の前記内面(24a、24b)は、半径方向にセル(6)の中心軸線(6’)に関して半径方向に向けられた長手方向平面で、照射前、1000mmより小さい長手方向曲率半径(R3)を有する凸面形状を有する、ことを特徴とする、請求項1に記載のスペーサ格子。
  3. 前記長手方向曲率半径(R3)は、H/2と4H2の間であり、Hは前記支持部材(16a、16b)の前記内面(24a、24b)の前記長手方向(L)に沿う高さである、ことを特徴とする、請求項2に記載のスペーサ格子。
  4. 前記支持部材(14a、14b)の前記内面(24a、24b)は、照射前前記長手方向(L)と交差する平面で、燃料棒(2)の前記外面の横曲率半径(R1)よりも大きい横曲率半径(R2)を有する凹面形状を有することを特徴とする、請求項1乃至3の何れか1項に記載のスペーサ格子。
  5. 前記内面(24a、24b)の横曲率半径(R2)は、厳密に云えば前記燃料棒(2)の前記外面の横曲率半径(R1)の1.05倍より大きい、ことを特徴とする、請求項4に記載のスペーサ格子
  6. 前記内面(24a、24b)の横曲率半径(R2)は、厳密に云えば前記燃料棒(2)の前記外面の横曲率半径(R1)の1.15倍より大きい、ことを特徴とする、請求項5に記載のスペーサ格子
  7. 前記内面(24a、24b)の横曲率半径(R2)は、厳密に云えば前記燃料棒(2)の前記外面の横曲率半径(R1)の1.25倍より大きい、ことを特徴とする、請求項6に記載のスペーサ格子
  8. 軽水炉用の燃料集合体(1)であって、
    長手方向(L)に延びる燃料棒(2)と、燃料棒(2)を適所に保持する骨格組立体とを含み、
    前記骨格組立体は、スペーサ格子(3)を含み、
    各スペーサ格子(3)は燃料棒(2)を収納するセル(6)のほぼ規則正しい配列を画成するタイプのものであり、
    各セル(6)は壁の周囲ベルト(7)によって囲まれ、前記セル(6)内に収納された燃料棒(2)の軸線とほぼ同じである中心長手方向軸線(6’)を有し、
    各スペーサ格子(3)は、さらに、壁の前記周囲ベルト(7)から前記セル(6)内に突出する支持部材(16a、16b)を含み、
    前記支持部材(16a、16b)は、前記セル(6)の内部の方に向けられた接触部の面(24a、24b)が前記燃料棒(2)と接触するようになった接触部(20a、20b)を含み、
    少なくとも1つの支持部材(16a、16b)の前記内面(24a、24b)は、照射前前記長手方向(L)と交差する平面で凹面形状を有し、
    前記支持部材(16a、16b)は、さらに、前記原子炉冷却水を攪拌するためのらせん状ブレードを形成するセクション(18a、18b)を含み、
    前記らせん状ブレード(18a、18b)は、対応するセルの中心軸線(6’)らせんの中心を有し、前記接触部(20a、20b)を、前記対応するセル(6)の壁の前記周囲ベルト(7)に連結し、
    前記接触部(20a、20b)は前記支持部材の端部を構成し、且つ前記らせん状ブレード(18a、18b)に関して折り曲げられ、
    前記らせん状ブレード(18a、18b)はそれ自体壁の前記周囲ベルト(7)に関して折り曲げられ、前記接触部は下縁(30a)と上縁(30a)の間に延び、少なくとも1つのスペーサ格子(3)が請求項1乃至7の何れか1項に記載のスペーサ格子であることを特徴とする、上記燃料集合体
  9. 前記支持部材(14a、14b)の前記内面(24a、24b)は、照射前前記長手方向(L)と交差する平面で前記対応するセル(6)に収容される燃料棒(2)の前記外面の横曲率半径R1よりも大きい横曲率半径(R2)を有する凹面形状を有することを特徴とする、請求項8に記載の燃料集合体。
  10. 前記内面(24a、24b)の横曲率半径(R2)は、厳密に云えば前記対応するセル(6)に収容される前記燃料棒(2)の前記外面の横曲率半径(R1)の1.05倍より大きい、ことを特徴とする、請求項9に記載の燃料集合体。
  11. 前記内面(24a、24b)の横曲率半径(R2)は、厳密に云えば前記対応するセル(6)に収容される前記燃料棒(2)の前記外面の横曲率半径(R1)の1.15倍より大きい、ことを特徴とする、請求項10に記載の燃料集合体。
  12. 前記内面(24a、24b)の横曲率半径(R2)は、厳密に云えば前記対応するセル(6)に収容される前記燃料棒(2)の前記外面の横曲率半径(R1)の1.25倍より大きい、ことを特徴とする、請求項11に記載の燃料集合体。
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Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SE530864C2 (sv) * 2007-02-05 2008-09-30 Westinghouse Electric Sweden Förfarande för framställning av spridare för kärnreaktor
EP2525366A1 (en) * 2011-05-20 2012-11-21 Areva NP Strip for a nuclear fuel assembly spacer grid
KR102264879B1 (ko) * 2019-08-13 2021-06-14 한전원자력연료 주식회사 핵연료 집합체의 지지격자
CN111540481A (zh) * 2020-05-14 2020-08-14 吉林农业大学 一种基于增材制造工艺的搅混格架

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2028039A1 (en) * 1969-01-14 1970-10-09 Commissariat Energie Atomique Spacer for nuclear fuel rods
US3944467A (en) * 1969-10-04 1976-03-16 Interatom, International Atomreaktorbau Gmbh Spacer for fuel rods in nuclear fuel elements
NL7014096A (ja) * 1969-10-04 1971-04-06
DE2364349A1 (de) * 1973-12-22 1975-06-26 Belgonucleaire Sa Zentrierung fuer brennstabbuendel
IT1170170B (it) * 1982-07-30 1987-06-03 Westinghouse Electric Corp Complesso di combustibile nucleare
US4702881A (en) * 1985-04-02 1987-10-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor spacer grid
JPS6243592A (ja) * 1985-08-20 1987-02-25 株式会社日立製作所 燃料スペーサ
US4803043A (en) 1987-05-22 1989-02-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod grid spring and dimple structures
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
JPH0221597A (ja) 1988-07-11 1990-01-24 Hitachi Medical Corp X線装置
JPH0221597U (ja) * 1988-07-29 1990-02-13
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
FR2665292B1 (fr) 1990-07-24 1992-11-13 Framatome Sa Grille additionnelle pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et assemblage en comportant application.
ES2078398T3 (es) * 1991-08-05 1995-12-16 Siemens Ag Distanciador para elementos combustibles con resortes sobrepuestos, curvados.
US5243635A (en) * 1992-09-25 1993-09-07 Combustion Engineering, Inc. Fuel rod capturing grid spring and arch
TW358211B (en) 1994-09-09 1999-05-11 Siemens Ag Spacing holder for the fuel element of a nuclear reactor
JP3541731B2 (ja) * 1999-06-18 2004-07-14 株式会社デンソー 偽造判定方法、偽造判定装置及び記録媒体
US6606369B1 (en) * 2002-03-06 2003-08-12 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor with improved grid
FR2837975B1 (fr) * 2002-03-29 2005-08-26 Framatome Anp Grille entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere
KR100475633B1 (ko) * 2002-10-30 2005-03-11 한국수력원자력 주식회사 핵연료 집합체용 측면 절개형 이중판 노즐형 냉각재 혼합지지격자체
US20060227925A1 (en) * 2005-04-08 2006-10-12 Westinghouse Electric Company Llc Four point contact structural spacer grid

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