JP5596350B2 - スパイダー状の支持体を有する固定クラスタ、加圧水型原子炉の炉心、及び、核燃料集合体及び固定クラスタを備えた集合体 - Google Patents

Description

本発明は、固定クラスタに関し、加圧水型原子炉の炉心に用いられ、そのタイプが、
− ロッドであって、核燃料集合体におけるガイド管の中に挿入することを意図された、上記ロッドと、
− ロッドのための支持体であって、支持体からロッドが長手方向に延在し、固定クラスタが核燃料集合体に配置されたときに、垂直下向きに配置されることを意図した方向の上記支持体と、
− 少なくとも１つの要素であって、原子炉の炉心の上部プレートに対して長手方向に当接する、上記要素と、
を備えて構成されている。

従来の方法においては、核燃料集合体は、核燃料ロッドの束と、これらのロッドのための支持骨組みとを備えている。骨組みは、下部ノズル、上部ノズル、及びガイド管を備え、ガイド管はこれらの２つのノズルを結合し、原子炉の炉心の運転を制御するために、可動クラスタにおけるロッドを受け入れるように意図されている。

それぞれの可動クラスタは、中性子吸収ロッドを備え、支持体によって保持されている。この支持体は、一般的に、“スパイダー”と称せられ、上部頭部によって構成され、その周囲には、フィンが分配され、中性子吸収ロッドを取り付ける部材が設けられている。

炉心の運転サイクル中には、可動クラスタは、変位して、大きい程度又は小さい程度、それらのロッドを、対応するガイド管の中に導入し、従って、原子炉の炉心の反応度を制御する。

原子炉の炉心においては、いくつかの核燃料集合体には、可動クラスタが設けられず、代わりに、固定クラスタと称されるクラスタが設けられ、というのは、固定クラスタは、炉心の運転サイクル中に、制御された運動を受けないためである。

これは、特に、可燃性毒物クラスタの場合である。少なくともそのいくつかのロッドは、可燃性中性子毒物を備え、主としてサイクルの開始時において、冷却系統における冷却水に溶けている硼素の濃度を減少させる。

また、これは、いくつかの集合体に設けられる、端部プラグクラスタの場合にも言える。これらの端部プラグクラスタのロッドは、関連した集合体のガイド管を占有し、隣接する燃料集合体のまわりの水流を制限し、該集合体自体には可動クラスタが設けられる。

また、これは、中性子源クラスタの場合にも言える。これらのクラスタは、一次源クラスタ又は二次源クラスタであり、始動フェーズにおいて関与し、反応を開始させ、及び／又は、原子炉のカウントチェーンを較正する。

ＪＰ−７／２１８ ６７２号は、上述したタイプの固定クラスタを開示しており、これは、より詳しくは、可燃性毒物クラスタである。

ロッド支持体は、打ち抜き孔の形成されたプレートによって構成され、その中心には、上方へ延びた円筒形のガイドが設けられる。この円筒形のガイドは、炉心の上部プレートの下方に当接しているバーに対して、垂直に摺動できる。ヨークアームは、関連する核燃料集合体の上方の炉心の上部プレートに設けられた、冷却水通路孔を延在している。ばねは、ロッド支持体とヨークアームとの間の円筒形ガイドのまわりに延びている。ばねは、冷却系統の冷却水の液圧力の作用の下で、支持体が上方へ動くことを打ち消すように作用する。

一般的に、可動クラスタでは、固定クラスタに比べて、冷却系統における冷却水の圧力低下が低い。このように、冷却系統における冷却水の上昇流速は、固定クラスタを設けられた集合体の中に比べて、可動クラスタを設けられた集合体を通るとき、より大きくなる。

この余分な流れは、上部炉心プレートの上方に配置されたクラスタガイドにおいて、ロッドのかなりの振動を伴い、可動クラスタにおけるロッドに適用される力の増加として明らかになる。これらの振動は、冷却水の流れによって引き起こされ、これは、集合体の下流側において発達する傾向を有し、集合体は、冷却系統から余分な冷却水の供給を有し、集合体は不適切な供給を有し、冷却水の分布を再バランスさせる。

固定クラスタに起因する圧力低下を減少させるため、従って、上述した難点を軽減するために、ＪＰ−７／２１８ ６７２号は、固定クラスタのロッドの形状を改変して、核燃料集合体のガイド管の内側での流速を高めている。

この解決策によれば、圧力低下を減少させることができるけれども、関連する集合体における核燃料ロッドの冷却の劣化を伴い、というのは、核燃料ロッドのまわりよりもむしろ、ガイド管に冷却水の流れが優先されるためである。

従って、本発明の目的は、この問題点を解決するために、上述したタイプの固定クラスタを提供し、炉心の性能を害することなく、冷却系統における冷却水の圧力低下を小さくすることである。

このために、本発明は、上述したタイプの固定クラスタに関し、支持体が、
− 長手方向の中心軸線を有している、上部頭部と、
− 上部頭部から半径方向外方に延在するフィンと、
− ロッドを取り付けて、フィンに分配させる装置と、
− 少なくとも２つの要素であって、炉心の上部プレートに対して当接し、該当接要素は、それぞれのフィンから長手方向にそれぞれ突出し、取付装置を越えて、固定クラスタが核燃料集合体に配置されたときに、垂直上方に向くように意図された方向にある、上記当接要素と、
を備えている。

特定の実施形態によれば、固定クラスタは、１又は複数の以下の特徴を備え、単独にて又は任意の技術的に可能な組合せに従って、採用される。すなわち、
− 当接要素は、実質的に規則的な方法で、長手方向の中心軸線を中心として斜めに配置されていること、
− 支持体は、２つの当接要素を備え、長手方向の中心軸線に対して、実質的に直径上の反対側にあるように配置されていること、
− 上部頭部の少なくとも１つの部分とフィンとは一体的になっていること、
− 取付装置は、ロッドの上端部を受け入れる部材と、ロッドを受入れ部材に固定するために、上端部に螺合されるナットとを備えていること、
− ナットは、固定クラスタが核燃料集合体に配置されたとき、垂直上方を向くような方向に意図される、部材から長手方向に突出し、ナットは、長手方向の中心軸線に沿った様々な高さに配置されること、
− ロッドの上端部は、シャンクを備え、ナットを延通し、ナットに溶接されていること、
− 少なくとも１つのフィンは、器具（計測管）を受け入れるための通路を備えていること、
などである。

また、本発明は、加圧水型原子炉の炉心に関し、上部プレートと、下部プレートと、上部プレートと下部プレートとの間に配置される核燃料集合体とを備え、炉心はさらに、固定クラスタと、可動クラスタとを備え、それぞれの核燃料集合体に配置され、固定クラスタのそれぞれが、
− ロッドであって、それぞれの核燃料集合体におけるガイド管の中に挿入することを意図された、上記ロッドと、
− ロッドのための支持体であって、支持体からロッドが長手方向に延在し、固定クラスタがそれぞれの核燃料集合体に配置されたときに、垂直下向きに配置されることを意図した方向の上記支持体と、
− 少なくとも１つの要素であって、原子炉の炉心の上部プレートに対して長手方向に当接する、上記要素と、を備えてなる上記炉心において、
少なくとも１つの固定クラスタは、上に定義した固定クラスタであって、固定クラスタにおける当接要素は、冷却水通路孔のまわりで、上部プレートに対して垂直に当接しており、冷却水通路孔は、固定クラスタが配置された核燃料集合体の上方の上部プレートに設けられている、
ことを特徴とする。

１つの変形例によれば、少なくとも１つの可動クラスタが、
− それぞれの核燃料集合体におけるガイド管の中に挿入されるように意図される、ロッドと、
− ロッドの支持体であって、該ロッド支持体から長手方向にロッドが延在し、可動クラスタがそれぞれの核燃料集合体に配置されたときに、垂直下向きに配置されることを意図した方向にある、上記支持体と、
− 固定クラスタと可動クラスタとのための支持体の形状が類似している、
ことを特徴とする。

別の変形例によれば、固定クラスタと可動クラスタとは隣接している。

また、本発明は、核燃料集合体と、核燃料集合体に配置されることが可能な、固定クラスタとを備えた集合体に関し、固定クラスタは、上に定義された固定クラスタである。

本発明は、単なる例示として与えられた、以下の説明を、添付図面を参照して読むことで、より良く理解される。

本発明の第１の実施形態に従った固定クラスタを模式的に示した斜視図である。 図１のクラスタを模式的に示した平面図である。 図２の線III−IIIに沿った模式的な断面図である。 図２の破断線IV−IVに沿った模式的な断面図であって、図１のクラスタが原子炉の上部炉心プレートに当接している様子を示している。 模式的な平面図であって、従来技術に従った固定クラスタのまわりの冷却系統の冷却水の流れの横断面を示している。 模式的な平面図であって、本発明に従った固定クラスタのまわりの冷却系統の冷却水の流れの横断面を示している。

図１は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のための固定クラスタ１を示している。それは、例えば、端部プラグ組立体である。

クラスタ１は、主として、ロッド３と支持体５とを備えている。

支持体５の形状は、従来技術の可動クラスタにおいて使用されるものの形状と略同様であるが、本発明の残りにおいて強調される主たる相違点について例外がある。

この支持体５は、“スパイダー”として称され、主として以下のものを備える。すなわち、
− 上部頭部７であって、その長手方向の中心軸線Ｃは、クラスタ１が原子炉の炉心における核燃料集合体に配置されたとき、垂直に向けられることが意図される、上記上部頭部と、
− 上部頭部７から半径方向外方に延在するフィン９であって、軸線Ｃを中心として実質的に規則的な方法で、斜めに分配されている、上記フィンと、
− ロッド３を支持体５に取り付けるための装置１０と、
を備えている。

支持体５は、鋼、例えば、ＡＩＳＩ３０４の鋼など、放射線に耐えられる金属から生産される。

上部頭部７は、円形のベースを備えた、中空の円筒形の形状を有する。上部頭部は、下部部分１１を備え、そこから、フィン９が延びている。この下部部分１１は、例えば、フィン９と一体的であり、ＦＲ−２ ７４２ ９１２号、及び対応する、米国特許第５ ８８９ ８３２号に開示されているものと同様である。上部頭部７の下部部分１１とフィン９とは、モールド成形、機械加工、又は電食加工などの手段によって生産される。

支持体５はさらに、核燃料集合体の上部ノズル上に、バックアップリング１２を備え、これと共に、クラスタ１は、関連することが意図される。このリング１２は、カラー１３（図３）を備え、上部頭部７の下部縁部１５に対して下向きに押圧されている。従って、カラー１３は、上部頭部７に設けられた中央の孔１７の内側に保持される。

上部頭部７における上部部分１９は、下部部分１１に取り付けられて、これに固定され、そのためには、例えば、ねじ止め、溶接、半田付け、又は接着結合の手段による。上部部分１９において、孔１７は、上部部分２０にて終端し、キャビティを形成して、上部頭部７を、固定クラスタ１を取り扱うためのツールに結合させる。

スラストばね２１は、孔１７の中に配置され、その下端部はカラー１３に支持され、その上端部は内部仕切２３に支持され、内部仕切は、上部頭部７の上部部分１９の内側に設けられている。

リング１２は、下降位置（図１及び図３）と、不図示の上昇位置との間において、並進して動くことができる。リング１２が上昇位置に動くと、ばね２１は圧縮され、リング１２は下降位置に向けて復帰する。

フィン９はそれぞれ、半径方向の内方部分２５と、半径方向の外方部分２７とを備えている。内方部分２５は、中心軸線Ｃの方向に、外方部分２７に比べて大きな高さを有している。

取付装置１０は、ロッド３を受け入れる部材２９と、部材２９にロッド３を固定するためのナット３１とを備えている。

部材２９は、クラスタ１を設けなければならない、核燃料集合体におけるガイド管の分配と同様なパターンにおいて、フィン９に分配されている。この分配は、特に、図２に示されている。

フィン９の大部分には、２つの部材２９が設けられている。いくつかの部材２９は、内方部分２５に設けられ、その他は外方部分２７に設けられる。部材２９は、軸線Ｃの方向に、それらが設けられる部分２５又は２７と、実質的に同じ高さを有している。しかしながら、フィン９は、ガイド管に対応する位置に、部材２９に代えて、器具を受け入れるための通路３０を備えている。

それぞれの部材２９は、ロッド３の端部プラグの延長部３３を受け入れる。図示の例においては、それぞれの延長部３３は、横断面の減少した部分３５を備え、次に、対応する部材２９に設けられた、孔３７を延通する。ナット３１は、延長部３３の上端部に螺着され、この上端部は、関連する部材２９を越えて上方へ突出している。端部シャンク３９は、延長部３３の上端部から上方に突出し、ナット３１を延通している。この端部シャンク３９は、溶融されてナット３１に溶接され、従って、興味のあるロッド３に対して、回転について、ナット３１は束縛されている。

従って、ロッド３は、支持体５に固定され、軸線Ｃに対して平行に、支持体から下向きに延びる。ロッド３は、束を形成し、その分配は、部材２９の分配に対応し、従って、クラスタ１が意図している、核燃料集合体のガイド管の分配に対応する。

部材２９は、図示の例においては、フィン９と一体的であり、上部頭部７のフィン及び下部部分１１と同時に生産されている。

従来技術の可動クラスタにおいて提供されていたのとは対照的に、本発明による固定クラスタ１は、２つのフィン９を備え、これは、大きな半径方向の長さを有し、その半径方向端部は、長手方向上方に延在し、原子炉の上部炉心プレートに支持されるための要素４１を備えている。

図示の例においては、クラスタ１は、２つの要素４１を備え、中心軸線Ｃに対して直径上の反対側にある、フィン９に設けられている。

当接要素４１は、同様な構造を有するので、１つだけについて以下に説明する。

当接要素４１は、バーの形状であり、フィン９と一体的になっている。従って、当接要素４１は、堅固な固体の要素であり、上部頭部７に対して、かなりの間隔の半径方向を備えている。

当接要素４１は、隣接するナット３１に対して半径方向外方に配置され、興味のあるナット３１を越えて、関連するフィン９の外側部分２７から上方へ突出している。これは、特に、図３に示されている。

支持要素４１の半径方向の内面４３（図１）は、図示の例においては、ツールでナット３１を操作するために、凹面状になっている。

図４は、図１乃至図３のクラスタ１であって、加圧水型原子炉の炉心４７における核燃料集合体４５に設けられるものである。

図４において、クラスタ１の支持体５だけが示され、ロッド３は示されていない。集合体４５においては、上部ノズル４９だけが見える。また、この図４から分かるように、炉心４７の上部プレート５１の一部分と、集合体４５を位置決めするためのピン５３とが示される。

従来の方法において、冷却水の通路のための孔５５は、集合体４５の上部ノズル４９と対向して、上部プレート５１に設けられている。

従来技術によって提供されていたものとは対照的に、孔５５は、固定クラスタ１のヨークアームによって部分的に閉鎖されることがなく、代わりに、上部プレート５１の固定クラスタ１の当接は、要素４１に設けられる。より詳しくは、要素４１は、孔５５のまわりで、上部プレート５１に対して、長手方向に当接する。

クラスタ１は、さらに、リング１２を介して、集合体４５の上部ノズル４９に対して当接し、従って、ばね２１を圧縮する。簡素化の理由から、ばね２１のこの圧縮は、図４に示していない。

上に示したように、支持要素４１の存在のために、孔５５を通して延びるヨークアームを設けることは必要ではない。従って、固定クラスタ１によって生じる圧力低下は減少する。この圧力低下は、スパイダー、すなわち、中央の上部頭部７と、そのまわりに分配されたフィン９との形態である支持体５の使用のために、さらに減少する。

これは、図５及び図６に示され、クロスハッチング領域は、核燃料集合体の上部ノズルの下流側の冷却系統における、冷却水の流れの横断面に対応している。本発明（図６）による固定クラスタ１を用いた、冷却水の流れの横断面Ｚ２の表面は、従来技術（図５）による固定クラスタの流れの横断面Ｚ１に比べて、およそ５０％大きくなっている。

圧力低下は、支持体５の流線型の形状のために、及び、ばね２１が上部頭部７の内側に配置され、従来技術の固定クラスタのように支持体５の外側にはないという事実のために、さらに減少する。

さらに、この圧力低下の減少は、核燃料ロッドの冷却の劣化によって伴われるものでなく、従って、炉心の性能を損なうことがない。

スパイダー状の構造を有する支持体５を使用することは、固定クラスタの構造を可動クラスタの構造により類似したものに構成でき、従って、同一の炉心４７の内部における異なるクラスタ間の圧力損失の相違を減少できる。

このように、好ましい実施形態においては、原子炉の炉心４７と、固定クラスタ１と、可動クラスタとが、スパイダー状の形状を有する支持体５と共に使用される。関連する問題点を防止した、核燃料集合体においては、特に、横切る釣合流れにおいて、冷却水の分布はより均一になる。

さらに、そのような炉心４７は、固定クラスタ及び可動クラスタを操作するために、単一のタイプの取扱いツールを使用することを許容する。

そのような炉心においては、可動クラスタの支持体は、固定クラスタの支持体とはわずかに相違しており、特に、炉心４７の上部プレート５１における冷却水通路孔５５を通る自由通路を阻止するであろう、当接要素４１を備えていないことが分かる。同じ方法において、いくつかだけの可動クラスタ及び固定クラスタ（１）だけが、同様な形状の支持体５を有していてもよい。好ましくは、同様な支持体を備えた、そのような可動クラスタ及び固定クラスタ（１）は、炉心４７において隣接している。

また、図１乃至図４の固定クラスタ１においては、ナット３１の位置が、中心軸線Ｃに沿って異なる高さになっているので、取扱いツールとの係合も容易になることが分かる。

そのようなツールの係合は、ツールが上部頭部７及びナット３１を受け入れるハウジングを備え、まず最初に、上部頭部７の上部部分１９を介して実行され、次に、最も高い位置にあるナット３１を介して実行され、最後に、最も低い高さに位置するナット３１によって実行される。

ナット３１の段差のある係合は、ツールと支持体５との相対的な位置を正しく確保し、従って、この係合をより迅速に実行できるようにする。

さらに、固定クラスタ１から燃料集合体４５に適用される保持力は、従来技術に比べて大いに減少するが、というのは、ばね２１が、冷却系統における冷却水によってクラスタ１に適用される、すべての液圧力を吸収する必要がないためであることが分かる。図１乃至図４の固定クラスタ１においては、この吸収は、当接要素４１によって、直接提供される。

従来技術においては、端部プラグクラスタの有効寿命は、しばしば、ばねの老化によって制限されていた。固定クラスタ１のばね２１が曝される応力は弱いので、固定クラスタ１の有効寿命は永くなり、原子炉の使用によって発生する放射性廃棄物の量は、減少する。

従って、図１乃至図４の固定クラスタにおいては、ばね２１は、上部ノズル４９に接触する固定クラスタ１を保持する機能のみを有し、従って、集合体４５に加わる力は、有効寿命の開始時において、約５０％まで減少する。この力の減少は、運転中に、集合体４５の変形を制限する。

さらに、支持体５は、少数の構成要素を備えるが、それは、一方においては、上部頭部７の下部部分１１と、フィン９と、部材２９との一体的な構造のためであり、他方においては、シャンク３９に溶接することで、ナット３１の回転を阻止するためであり、従来のピンタイプの係止装置が不要になる。

しかしながら、支持体５は、上述したのと異なる構造を有するようにして、例えば、より多数の構成要素から生産してもよいことが分かる。このように、例としては、ＥＰ−１５８ ８１２号に開示されているように、フィン９は、枝部を有し、そこから複数のフィン部分が延在していてもよい。同じ方法において、器具（計測管）を受け入れる通路３０の数と、位置とを変更してもよい。

さらに、ロッドを取り付ける装置１０は、上述したものと異なっていてもよい。

上述した例においては、２つの当接要素４１が設けられたが、この数は、装備すべき原子炉の幾何学形状に固有の要求条件及び制限事項に従って変更でき、特に、炉心４７の上部プレート５１における冷却水通路孔５５の位置、サイズ、及び形状は変更できる。好ましくは、当接要素は、軸線Ｃを中心とする実質的に規則的な方法で、斜めに分配される。

最後に、当接要素４１は、隣接する取付装置１０に対して半径方向外側に位置しており、従って、隣接するロッド３と固定クラスタ１とは、炉心におけるすべての位置にて使用され、小さい孔５５に対応するだけではない。従って、クラスタ１は、規格化を増加させ、コストを制限する。

Claims (13)

1. 固定クラスタ（１）であって、加圧水型原子炉の炉心（４７）に用いられ、そのタイプが、
   − ロッド（３）であって、核燃料集合体（４５）におけるガイド管の中に挿入することを意図された、上記ロッドと、
   − ロッド（３）のための支持体（５）であって、固定クラスタ（１）が核燃料集合体（４５）に配置されたときに、支持体からロッド（３）が垂直下向きに配置され且つロッド（３）が長手方向に延在している、上記支持体と、
   を備えてなる、クラスタにおいて、支持体（５）が、
   − 長手方向と平行に延びる中心軸線（Ｃ）に沿って延ばされた上部頭部（７）と、
   − 上部頭部（７）から半径方向外方に延在するフィン（９）と、
   − ロッド（３）を取り付ける取付装置（１０）であって、フィン（９）上で分配される取付装置（１０）と、
   − 少なくとも２つの当接要素（４１）であって、長手方向に向けられて原子炉の炉心（４７）の上部プレート（５１）の表面に対して当接し、該当接要素（４１）は、それぞれのフィン（９）から、長手方向に沿って取付装置（１０）を越えてそれぞれ突出し、当接要素（４１）は、固定クラスタ（１）が核燃料集合体（４５）に配置されたときに、垂直上方に向くように意図された方向にある少なくとも２つの当接要素（４１）と、を備え、
   それぞれのフィン（９）は少なくとも１つの当接要素（４１）を備え、フィン（９）上のそれぞれの当接要素（４１）は、ロッド（３）をフィン（９）に取付ける全ての取付装置（１０）に対して、半径方向外方に配置されていることを特徴とするクラスタ。
2. 当接要素（４１）は、フィン（９）における半径方向外方の端部に配置されていることを特徴とする請求項１に記載のクラスタ。
3. 当接要素（４１）は、中心軸線（Ｃ）を中心として、実質的に規則的な方法で、角をなして分配されていることを特徴とする請求項１又は２に記載のクラスタ。
4. 支持体（５）は、２つの当接要素（４１）を備え、中心軸線（Ｃ）に対して、実質的に直径上の反対側にあるように配置されていることを特徴とする請求項３に記載のクラスタ。
5. 上部頭部（７）の少なくとも１つの部分（１１）とフィン（９）とは一体的になっていることを特徴とする請求項１乃至４の何れか１項に記載のクラスタ。
6. 取付装置（１０）は、ロッド（３）の上端部（３３）を受け入れる受け入れ部材（２９）と、ロッド（３）を受入れ部材（２９）に固定するために、上端部（３３）に螺合されるナット（３１）とを備えていることを特徴とする請求項１乃至５の何れか１項に記載のクラスタ。
7. ナット（３１）は、固定クラスタ（１）が核燃料集合体（４５）に配置されたとき、垂直上方を向くように、受け入れ部材（２９）から長手方向に沿って突出し、ナット（３１）は、中心軸線（Ｃ）に沿った様々な高さに配置されることを特徴とする請求項６に記載のクラスタ。
8. ロッド（３）の上端部（３３）は、軸部（３９）を備え、この軸部は、ナット（３１）を延通し、ナット（３１）に溶接されていることを特徴とする請求項６又は７に記載のクラスタ。
9. 少なくとも１つのフィン（９）は、計測器具を受け入れるための通路（３０）を備えていることを特徴とする請求項１乃至８の何れか１項に記載のクラスタ。
10. 加圧水型原子炉の原子炉炉心（４７）であって、上部プレート（５１）と、下部プレートと、上部プレート（５１）と下部プレートとの間に配置される核燃料集合体（４５）とを備え、原子炉炉心（４７）はさらに、それぞれの核燃料集合体（４５）に配置された、固定クラスタ（１）と、可動クラスタとを備え、固定クラスタ（１）のそれぞれが、
    − ロッド（３）であって、それぞれの核燃料集合体（４５）におけるガイド管の中に挿入することを意図された、上記ロッドと、
    − ロッド（３）のための支持体（５）であって、固定クラスタ（１）がそれぞれの核燃料集合体（４５）に配置されたときに、支持体からロッド（３）が垂直下向きに配置され且つロッド（３）が長手方向に延在している、上記支持体と、
    − 少なくとも１つの当接要素（４１）であって、長手方向に向けられて原子炉炉心（４７）の上部プレート（５１）の表面に対して当接する、上記当接要素と、を備えてなる上記炉心において、
    少なくとも１つの固定クラスタは、請求項１乃至９の何れか１項に記載の固定クラスタ（１）であって、固定クラスタ（１）における当接要素（４１）は、冷却水通路孔（５５）のまわりで、上部プレート（５１）に対して垂直に当接しており、冷却水通路孔は、固定クラスタ（１）が配置された核燃料集合体（４５）の上方の上部プレート（５１）に設けられている、
    ことを特徴とする原子炉炉心。
11. 原子炉炉心において、少なくとも１つの可動クラスタが、
    それぞれの核燃料集合体におけるガイド管の中に挿入されるように意図される、ロッドと、
    ロッド支持体であって、可動クラスタがそれぞれの核燃料集合体に配置されたときに、ロッドが、垂直下向きに配置されるように、該ロッド支持体から長手方向に沿って延在し、固定クラスタ（１）の支持体（５）の形状と、可動クラスタの支持体（５）の形状とが類似している、上記ロッド支持体と、
    を備えていることを特徴とする請求項１０に記載の原子炉炉心。
12. 固定クラスタ（１）と可動クラスタとが隣接していることを特徴とする請求項１１に記載の原子炉炉心。
13. 核燃料集合体（４５）と、核燃料集合体（４５）に配置されることが可能な、固定クラスタ（１）とを備えた集合体であって、固定クラスタは、請求項１乃至９の何れか１項に記載の固定クラスタ（１）であることを特徴とする集合体。

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