JP5822375B2 - 原子燃料集合体の抑えばね - Google Patents

原子燃料集合体の抑えばね Download PDF

Info

Publication number
JP5822375B2
JP5822375B2 JP2013532832A JP2013532832A JP5822375B2 JP 5822375 B2 JP5822375 B2 JP 5822375B2 JP 2013532832 A JP2013532832 A JP 2013532832A JP 2013532832 A JP2013532832 A JP 2013532832A JP 5822375 B2 JP5822375 B2 JP 5822375B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
spring
frame
fuel assembly
fixture
nuclear fuel
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
JP2013532832A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2013540271A (ja
Inventor
リー、ユー、チャン
チェ、ジュンヒュン
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.)
Westinghouse Electric Co LLC
Original Assignee
Westinghouse Electric Co LLC
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 Westinghouse Electric Co LLC filed Critical Westinghouse Electric Co LLC
Publication of JP2013540271A publication Critical patent/JP2013540271A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP5822375B2 publication Critical patent/JP5822375B2/ja
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

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
    • G21C3/33Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G21C3/331Comprising hold-down means, e.g. springs
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/12Means forming part of the element for locating it within the reactor core
    • 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
    • G21C3/33Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G21C3/3315Upper nozzle
    • 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)
  • Housings And Mounting Of Transformers (AREA)

Description

本発明は、広義には原子燃料集合体に関し、より具体的には燃料集合体の上部ノズル上の改良された抑えばねに関する。
加圧水で冷却される原子力発電システムの一次側は、二次側から隔離され且つ二次側と熱交換関係にあって有用エネルギーを発生させる閉回路を含む。一次側は、核分裂物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心を囲む原子炉容器、熱交換蒸気発生器内の一次回路、加圧器の内部容積、加圧水を循環させるポンプおよびパイプを含み、これらのパイプは蒸気発生器およびポンプをそれぞれ独立に原子炉容器に接続する。原子炉容器と接続する蒸気発生器、ポンプおよび配管系から成る一次側の各部は一次側ループを形成する。
図1は炉心14を包む蓋12(図2にも示す)を備えたほぼ円筒形の原子炉圧力容器10を有する原子炉一次系を簡略化して示す。例えば、水のような液状原子炉冷却材がポンプ16によって容器10内へ圧入され、炉心14を通過する間に熱エネルギーが吸収され、一般に蒸気発生器と呼称される熱交換器へ放出される。この蒸気発生器では、熱が、例えば、蒸気駆動タービン発電機(図示しない)のような利用回路へ転送される。次いで、原子炉冷却材はポンプ16へ還流することで一次ループが完成する。典型的には、複数の蒸気ループが原子炉冷却材配管20を介して単一の原子炉容器10と接続する。
原子炉の構成の詳細を図2に例示する。複数の、互いに平行で、垂直に延びる燃料集合体22から成る炉心14だけでなく、説明の目的で、その他の容器内部構造も下部炉心構造物24と、上部炉心構造物26とに区分することができる。従来設計では、下部炉心構造物の機能は炉心コンポーネントおよび計装物を支持し、整合させ、案内するとともに、容器内の流れ方向を制御することにある。上部炉心構造物は燃料集合体22(簡略化のため2つだけ図示する)を拘束する、または燃料集合体の二次的拘束手段を提供するとともに、計装物および例えば、制御棒28のようなコンポーネントを支持し案内する。図3に例示する原子炉の場合、冷却材は1つまたは2つ以上の入口ノズル30から容器10に流入し、容器と炉心槽32の間に画定される環状部を流下し、下部プレナム34において180°方向変換し、燃料集合体22が着座している下部支持板37および下部炉心板36を上向きに貫流し、集合体の中および周りを流動する。下部支持板37および下部炉心板36の代わりに、37と同じ位置に単一の構造、即ち、下部炉心支持板を配置する設計もある。炉心およびその周辺域38を流動する冷却材の流量は大きく、典型的には毎秒約20フィートの速度で毎分400,000ガロン程度である。その結果生じる圧力降下および摩擦力が燃料集合体を浮揚させようとするが、この動きは円形の上部炉心板40を含む上部炉心構造物によって拘束される。炉心14を出た冷却材は上部炉心板の下側に沿って流動し、複数の細孔42を通って上昇する。次いで、冷却材は1つまたは2つ以上の出口ノズル44に向かって上方および半径方向へ流動する。
上部炉心構造物26は容器または容器蓋から支持することができ、上部支持集合体46を含む。荷重は主として複数の支柱48により上部支持集合体46と上部炉心板40の間で伝達される。支柱は特定の燃料集合体22および上部炉心板40の細孔42の上方で一直線に延びている。
駆動シャフト50及び中性子毒物棒のスパイダ集合体52を含み、直線的に移動可能な制御棒28は上部炉心構造物26を貫通する制御棒案内管54によって案内され、この制御棒と整列関係にある燃料集合体22内に進入する。案内管は上部支持集合体46に固定され上部炉心板40の頂部に接続されている。
図3は、上下方向に短縮した形で典型的な燃料集合体を立面図で示し、一括して参照番号10を付してある。燃料集合体22は加圧水型原子炉に用いられるタイプであり、下端取付け具と称されることもある下部ノズル58を下端に含む骨格構造を有する。下部ノズル58は、原子炉の炉心領域において下部炉心支持板60上に燃料集合体22を支持する(下部炉心支持板60は図2では参照番号36で表されている)。下部ノズル58に加えて、燃料集合体22の骨格構造は、上部ノズル62(上端部取付け具又は上端取付け具とも称される)をその上端に含むとともに、多数の案内管又はシンブル54(案内シンブル管とも称される)を含む。案内シンブル管は、下部ノズル58と上部ノズル62との間で長手方向に延び、両端においてそれらに堅固に取り付けられている。
燃料集合体22は更に、軸方向に離間し案内シンブル管54に取付けられた複数の横方向格子64と、格子64によって横方向に離間して支持された細長い燃料棒66の組織化された配列と含む。図3には示されないが、格子64は従来のように、卵箱パターンを形成するように相互に差し込まれた直交ストラップから成り、4つのストラップの隣接界面がほぼ方形の支持セルを画定する。燃料棒66は支持セルを貫き、横方向に離間した関係で支持される、多くの従来設計において、支持セルを形成するストラップの対向壁にばね及びディンプルが打抜き加工されている。ばね及びディンプルは支持セルの内側へ半径方向に延びてそれらの間に燃料棒を捕捉し、燃料棒の被覆に圧力をかけて燃料棒を定位置に保持する。更に、集合体22は、その中心に配置され、下部ノズル58と上部ノズル62との間を延びて、これらノズルに取付けられた計測管20を有する。このような部品の配置により、燃料集合体22は、集合体の部品を損傷することなく簡便に扱うことができる一体的な装置を形成する。
上述したように、集合体22中に配列されている燃料棒66は燃料集合体の全長に沿って離隔された格子64によって互いに離隔関係に保持されている。それぞれの燃料棒66は複数の原子燃料ペレット70を含み、その両端を上下の端栓72、74が閉鎖している。上部端栓72とペレット24の間にプレナム・スプリング76が介在し、ペレットを積重ねた状態に維持する。核分裂性物質から成る燃料ペレット70は原子炉の反応エネルギーを発生するもとである。ペレットを囲む被覆は、核分裂の副生成物が冷却材に入って原子炉系を汚染するのを防ぐバリアとして機能する。
核分裂プロセスを制御するため、多数の制御棒78は燃料集合体22の所定位置に配置された案内シンブル管54内を往復運動することができる。具体的には、上部ノズル62より上方に位置する棒クラスタ制御機構80が制御棒78を支持する。制御機構は内部でねじ切りされた円筒形ハブ部材82と複数の半径方向に延びる鉤又はアーム52を有する。各アーム52は制御棒78に相互接続されているため、制御棒機構80は制御棒を案内シンブル管54内で上下方向に移動させるように動作可能であり、制御棒ハブ80に結合された制御棒駆動シャフト50の原動力により燃料集合体22の核分裂プロセスが制御されるが、これらは全て周知の態様で行われる。
上述したように、燃料集合体が受ける液圧力は燃料棒の重量を超えるため燃料棒及び燃料集合体に有意な力が加わる。これらの力に対抗するのが燃料集合体22の重量と、原子炉の上部炉心板40(図2)を押圧する上部ノズル62上の複数の抑えばね組立体56とを組み合わせたものである。抑えばね組立体56は、上向きの冷却材流の力により燃料集合体が押し上げられ、上部炉心板に接触してそれを損傷することがないようにする、一方で、炉心に誘起する熱膨張及び放射線による膨張に起因する燃料集合体長の変化を許容する。運転の経験から、これらの抑えばねに応力腐食割れが生じ、その有効性が減ずる場合のあることがわかっている。
従って、長い燃料サイクルに亘ってその弾力性を維持する新しい抑え構成が望まれている。更に、応力腐食割れに対する耐性を高めた新しい抑え組立体が望まれている。
これら及び他の目的は、上端取付け具と下端取付け具とが、上端取付け具から下端取付け具への軸方向の寸法を有する構造組立体によって接続され、前記上端取付け具の上面より抑えばね組立体が上方に突出する、改良された原子燃料集合体によって達成される。抑えばね組立体は、上端取付け具より上方に延びる一次ばねを有し、この一次ばねは、第1の端部が前記軸方向の寸法に直交する平面に対してゼロ度よりも大きい第1の鋭角をなして上端取付け具のフレームに取付けられた第1の直線状脚部を含む。弧状遷移部が第1の直線状脚部の第2の端部を延び、第2の直線状脚部が弧状遷移部からフレームに向かって第1の直線状脚部と第2の鋭角である挟角をなして延びる。一次ばねは弧状遷移部が上下方向で最も高い位置にあるように上端取付け具の上で配向されており、上端取付け具及び原子燃料集合体が内部で動作するように設計された原子炉の上部板の相対的な互いへ向かう動きが、主に弧状遷移部に荷重をかけ、上端取付け具のフレームへの取付け部の周りに前記第1の直線状脚部をたわませる。抑えばね組立体は、また、第1の端部及び第2の端部を有する少なくとも1つの二次ばねを有する。第1の端部は一次ばねの第1の直線状脚部の第1の端部に隣接して上端取付け具に取付けられている。第2の端部は弧状遷移部に隣接して終端し、弧状遷移部と相互に作用して、一次ばねが片持ち梁のようにたわむ際の弧状遷移部の下向きの動きに抵抗する手段を含む。
上端取付け具のフレームに取付けられた一次ばねの第1の端部は、好ましくは、前記軸方向の寸法に直交する前記平面に対して第1の鋭角をなして延びるフレームのスロットに支持されている。このばねは、前記軸方向の寸法に直交する前記平面に対して第1の鋭角をなして延びるフレームの表面の第1の部分に留められ、一次ばねの下のフレームの前記表面の第1の部分はその周縁部を介して、前記軸方向の寸法に直交する前記平面に対して平行に延びる一次ばねの下のフレームの前記表面の第2の部分へと遷移し、前記周縁部には10度と70度の間の丸みがつけられている
さらに別の実施態様において、少なくとも1つの二次ばねは、第1の端部から第2の端部の近傍の中間部まで延びる実質的に平坦な脚部を有し、第2の端部において前記平坦な脚部はフレームに向かって丸みがつけられている。丸みをつけた中間部は10度と70度の間で湾曲しているのが好ましい。
添付図面と関連付けて以下の好適な実施形態の説明を読むことから、本発明の更なる理解が得られよう。
本発明を適用できる原子炉システムの簡略図である。 本発明を適用できる原子炉容器および炉内構造物コンポーネントを一部断面図で示す立面図である。 燃料集合体を上下方向に短縮した形で、且つ一部を断面図で、さらに明確を期すため一部を破断して示す立面図である。 直径方向に対向する角から支持された4つの片持ち梁リーフばね組立体を示す従来技術の上部燃料集合体ノズルの斜視図である。 本発明の片持ち梁リーフばね組立体の支持部を示すために部分的に切り取った燃料集合体上部ノズルの概略図である。 図5に示した本発明のばね組立体の斜視図であり、上部ノズルの断面で示している。 従来技術のリーフばね設計の歪み分布を示す図である。 本発明のリーフばね設計の歪み分布を示す図である。
先に示したように、図3に示す抑えばね組立体56は原子燃料集合体にとって重要な構造部材である。必要な抑え力を燃料集合体に与えて、水流による上向きの持ち上げ力を抑えるとともに、通常の発電所運転中の熱膨張及び照射線量の差による燃料集合体の膨張を許容するために、数枚のリーフを組み立ててばねセットを形成する。
図3に示すように、従来の抑えばね56は、燃料集合体上部ノズル62に搭載され、上部板20の直径方向に対向する角に位置するピン60によって留められている。典型的には、上部ノズル62は図4に示すように4個のばねセット56を支持する。各ばねセットは、一次ばね84及び少なくとも1つの二次ばね86を有し、図3には2つの二次ばねを、また、図4には3つ二次ばねを示す。従来技術によれば、ばねリーフ84及び86は、ピン60によって上部ノズル62の上部板20に対して固定されている、平坦な水平方向の基部88を有する。次いでリーフは上部ノズル20から離れるように上向きに湾曲する。一次ばね部材84は第1の平坦な脚部90を有し、これは上部板20に対して0度よりも大きい鋭角で延び、第1の脚部90の他端で弧状遷移部92に至る。直線状の第2の脚部94は、第1の脚部90と鋭角の挟角をなして、遷移部92から上部ノズル62のフレームの方へ延びる。この従来技術の実施形態の二次ばねリーフ86は、一次ばねの平坦なばね基部88に対応する短い平坦な部分を有し、次いで一次ばねの下で上向きに湾曲し、一次ばねの下を直線部に亘って延び、第2の端部で遷移部92に隣接して終端する。二次リーフ86の第2の端部は一次ばね84の遷移部92と相互に作用して、一次ばね84が片持ち梁のように下向きにたわむ際の遷移部92の下向きの動きに抵抗する。一次ばねの第2の脚部94は、二次ばねリーフ86の開口を通って上部ノズルのフレーム62まで延び、ここで図示しない停止部と相互に作用する。
燃料集合体22は、原子炉炉心14に垂直方向に据え付けられ、下部炉心板60(36)上に直立する。図2から分かるように、燃料集合体を定位置にセットした後、上部支持構造26を据え付ける。次いで上部炉心板40を、各燃料集合体22の上部ノズル62の上の抑えばね56に接触させて、押え付け、燃料集合体を定位置に保持する。ばねは一般に、ニッケル−クロム−鉄合金718から成る。ばねセットを定位置に保持する留めピン60は、稼働中にゆるむのを防ぐため、上部ノズル内にねじ込むか、又は溶接することができる。
図5に本発明による改良を示す。ばね56及び上部ノズル62に対応する構成要素には同様の参照番号を用いるが、以下記載するように、個々の構成要素の設計が、後述するように、図3及び図4に示す従来技術の対応する構成要素から逸脱することは認められよう。本発明によれば、各リーフ、即ち一次ばね部材及び二次ばね部材のばね基部88は、短い直線状の平坦なビーム部分とそれに続く直線状の平坦なビーム90から成る。ビーム90は厚さにテーパーがつけられており、リーフに沿って基部88から離れる方向に延びる。このようにビーム88及び90は1つの連続的で平坦な脚部を形成する。一番上の一次ばね84とは異なり、直線状の二次ビーム86の端部にはわずかな曲がり96がある。ばねセット56は片持ち梁構造であるので、最大の曲げモーメント及び伸長は支持端部98において生じる。直線状のビームのたわみ荷重から、内側及び外側の繊維の歪み又は応力の絶対的な大きさは等しい。しかしながら、従来設計のばねの湾曲した基部では、内側及び外側の繊維の歪み又は応力の絶対的な大きさは、湾曲効果のため等しくない。このことは、図7に示す従来設計のリーフばねの歪み分布及び図8に示す本発明の設計によるリーフばねの歪み分布のグラフ表示から認められる。この分析では、動作状態までの弾塑性たわみを想定する。同一荷重での分析に基づいて、端部が直線状の(平坦な)設計のばねの最大絶対歪みは、内側及び外側の繊維で分布が等しい。最大歪みは、従来技術の湾曲した基部の設計及び本発明の直線状基部の設計についてそれぞれ0.014247及び0.010104である。これは、基部が直線状の設計では最大歪みがほぼ29%低減することを意味する。
図6は、別の角度から見た、図5に示した設計のばねの別の図である。図5及び図6に示す部分88及び90は、上部ノズルの傾斜スロット100から延びる直線状の平坦なビームのリーフばねセットを提供する。直線状のビームは、一次ばねリーフの遷移部92及び二次ばねリーフの第2の端部でのわずかに湾曲した部分96まで延びる。傾斜スロット100は、燃料集合体の長手方向の軸と直交する平面に対して0度よりも大きい鋭角をなして延びる。曲がり96は10度と70度の間の丸みをつけている。同様に、スロット100の下部リップ102は10度と70度の間の丸みをつけている。他の点については、上部ノズル62は図4に示したものと同様である。
本発明の特定の実施形態の詳細を説明したが、当業者には明らかなように、開示内容に照らして、上述した実施形態の細部には種々の変更、代案が可能である。従って、開示した特定の実施形態はあくまでも説明を目的とするものであり、本発明の範囲を制限するものではなく、本発明の範囲は付記する請求項のすべておよびその均等物によって定義される。

Claims (5)

  1. 上端取付け具(62)と下端取付け具(58)とが、上端取付け具から下端取付け具への軸方向の寸法を有する構造組立体によって接続され、前記上端取付け具の上面よりばね組立体(56)が上方に突出する、原子燃料集合体(22)であって、前記ばね組立体が、
    前記上端取付け具(62)より上方に延びる一次ばね(84)であって、第1の端部(88)が前記軸方向の寸法に直交する平面に対してゼロ度よりも大きい第1の鋭角をなして前記上端取付け具のフレームに取付けられた第1の直線状脚部(90)と、前記第1の直線状脚部の第2の端部の弧状遷移部(92)と、前記弧状遷移部から前記フレームに向かって前記第1の直線状脚部と第2の鋭角である挟角をなして延びる第2の直線状脚部(94)と、を含む一次ばね(84)と、
    第1の端部が前記一次ばねの第1の直線状脚部(90)の前記第1の端部(88)に隣接して前記上端取付け具(62)に取付けられ、第2の端部が前記弧状遷移部(92)に隣接して終端する少なくとも1つの二次ばねとより成り、
    前記一次ばねは前記弧状遷移部が上下方向で最も高い位置にあるように前記上端取付け具の上で配向されており、前記上端取付け具及び前記原子燃料集合体(22)が内部で動作するように設計された原子炉(10)の上部板(40)の相対的な互いへ向かう動きが、主に前記弧状遷移部に荷重をかけ、前記上端取付け具のフレームへの取付け部の周りに前記第1の直線状脚部をたわませ、
    前記少なくとも1つの二次ばねはその前記第2の端部に、前記弧状遷移部と相互に作用して、前記一次ばね(84)が片持ち梁のようにたわむ際の前記弧状遷移部の下向きの動きに抵抗する手段を有しており、
    前記上端取付け具(62)の前記フレームに取付けられた前記一次ばね(84)の前記第1の端部(88)が、前記軸方向の寸法に直交する前記平面に対して前記第1の鋭角をなして延びる前記フレーム(20)の表面の第1の部分(102)に留められ、前記一次ばねの下の前記フレームの前記表面の前記第1の部分はその周縁部を介して、前記軸方向の寸法に直交する前記平面に対して平行に延びる前記一次ばねの下の前記フレームの前記表面の第2の部分へと遷移し、前記周縁部には10度と70度の間の丸みがつけられている、原子燃料集合体。
  2. 前記上端取付け具(62)の前記フレームに取付けられた前記一次ばね(84)の前記第1の端部(88)が、前記軸方向の寸法に直交する前記平面に対して前記第1の鋭角をなして延びる前記フレームのスロット(100)に支持されている、請求項1に記載の原子燃料集合体(22)。
  3. 前記少なくとも1つの二次ばね(86)が、その前記第1の端部から前記第2の端部(96)の近傍の中間部まで延びる平坦な脚部を有し、前記第2の端部において前記平坦な脚部は前記フレーム(20)に向かって丸みがつけられている、請求項1に記載の原子燃料集合体(22)。
  4. 前記丸みをつけた中間部が10度と70度の間で湾曲している、請求項3に記載の原子燃料集合体(22)。
  5. 前記一次ばね(84)の前記第1の直線状脚部(90)の前記第1の端部(88)が、留めピン又はねじ(60)によって前記上端取付け具(62)の前記フレーム(20)に取付けられている、請求項1に記載の原子燃料集合体(22)。
JP2013532832A 2010-10-11 2011-09-26 原子燃料集合体の抑えばね Expired - Fee Related JP5822375B2 (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/901,599 2010-10-11
US12/901,599 US8670519B2 (en) 2010-10-11 2010-10-11 Nuclear fuel assembly hold down spring
PCT/US2011/053200 WO2012050805A1 (en) 2010-10-11 2011-09-26 Nuclear fuel assembly hold down spring

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2013540271A JP2013540271A (ja) 2013-10-31
JP5822375B2 true JP5822375B2 (ja) 2015-11-24

Family

ID=45925126

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2013532832A Expired - Fee Related JP5822375B2 (ja) 2010-10-11 2011-09-26 原子燃料集合体の抑えばね

Country Status (8)

Country Link
US (1) US8670519B2 (ja)
EP (1) EP2628159B1 (ja)
JP (1) JP5822375B2 (ja)
KR (1) KR101749787B1 (ja)
CN (1) CN103155046B (ja)
ES (1) ES2690733T3 (ja)
RU (1) RU2573598C2 (ja)
WO (1) WO2012050805A1 (ja)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101663125B1 (ko) * 2015-04-15 2016-10-10 한전원자력연료 주식회사 온-오프 특성이 개선된 상단고정체용 누름스프링 유닛 및, 이를 포함하는 핵연료 집합체용 상단고정체
US10818401B2 (en) * 2016-02-02 2020-10-27 Westinghouse Electric Company Llc Spring apparatus and support apparatus usable in nuclear installation
CN106229016A (zh) * 2016-09-14 2016-12-14 上海核工程研究设计院 一种两段式燃料组件板式压紧弹簧
RU2654531C1 (ru) * 2017-09-29 2018-05-21 Акционерное общество "ТВЭЛ" (АО "ТВЭЛ") Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2732730C1 (ru) * 2020-05-15 2020-09-22 Общество с ограниченной ответственностью "Александра-Плюс" Способ изготовления тепловыделяющей сборки

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2491668B1 (fr) * 1980-10-08 1985-10-11 Framatome Sa Assemblage combustible de reacteur nucleaire
FR2520148B1 (fr) * 1982-01-18 1986-01-10 Commissariat Energie Atomique Piece d'extremite d'assemblage combustible de reacteur nucleaire comportant un levier rigide rappele elastiquement
US4792429A (en) * 1987-08-24 1988-12-20 Combustion Engineering, Inc. Spring retention cap
JPH067183B2 (ja) * 1988-02-29 1994-01-26 関西電力株式会社 原子燃料集合体
US4938919A (en) 1989-03-06 1990-07-03 Westinghouse Electric Corp. Hold-down spring clamps on fuel assembly top nozzle
SE466825B (sv) * 1990-08-14 1992-04-06 Asea Atom Ab Foerfarande foer fastsaettning av ett fjaederpaket paa en topplatta i en braenslepatron foer en kaernreaktor
US5053191A (en) * 1990-09-13 1991-10-01 Combustion Engineering, Inc. Fuel assembly holddown spring
US5200142A (en) * 1991-04-18 1993-04-06 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly top nozzle with improved peripheral hold-down assembly
ES2077748T3 (es) 1991-08-28 1995-12-01 Siemens Ag Elemento combustible para reactor nuclear con resortes de lamina.
JPH05142372A (ja) * 1991-11-15 1993-06-08 Nuclear Fuel Ind Ltd 加圧水型原子炉用燃料集合体の上部ノズル
US5271053A (en) * 1992-07-02 1993-12-14 Combustion Engineering, Inc. Holddown leaf spring assembly
FR2725298B1 (fr) * 1994-09-30 1996-12-20 Framatome Sa Coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et embout superieur d'un assemblage de combustible du coeur
RU2137223C1 (ru) * 1995-12-22 1999-09-10 Опытное конструкторское бюро машиностроения Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
JPH10197675A (ja) 1997-01-13 1998-07-31 Nuclear Fuel Ind Ltd 原子燃料集合体
JP3546125B2 (ja) * 1997-06-10 2004-07-21 三菱重工業株式会社 原子炉用燃料集合体の上部押さえばね構造
US20060227923A1 (en) * 2005-04-08 2006-10-12 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly low pressure drop top nozzle
US9020091B2 (en) 2008-04-14 2015-04-28 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly with a lock-support spacer grid
RU2494484C2 (ru) 2008-05-02 2013-09-27 Шайн Медикал Текнолоджис, Инк. Устройство и способ производства медицинских изотопов
KR101072381B1 (ko) * 2010-01-25 2011-10-11 한전원자력연료 주식회사 누름 성능이 개선된 핵연료 집합체 상단고정체용 누름스프링유닛 및 핵연료집합체용 상단고정체

Also Published As

Publication number Publication date
EP2628159A4 (en) 2017-08-02
ES2690733T3 (es) 2018-11-22
US8670519B2 (en) 2014-03-11
KR20130139903A (ko) 2013-12-23
US20120087458A1 (en) 2012-04-12
CN103155046B (zh) 2016-08-03
JP2013540271A (ja) 2013-10-31
RU2573598C2 (ru) 2016-01-20
RU2013121662A (ru) 2014-11-20
WO2012050805A1 (en) 2012-04-19
EP2628159B1 (en) 2018-07-18
CN103155046A (zh) 2013-06-12
EP2628159A1 (en) 2013-08-21
KR101749787B1 (ko) 2017-06-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8369475B2 (en) Nuclear fuel assembly support grid
JP5822375B2 (ja) 原子燃料集合体の抑えばね
US6606369B1 (en) Nuclear reactor with improved grid
JP2012505369A (ja) 混合酸化物燃料集合体
JP2011169899A (ja) 割りばねによる耐フレッチング性燃料棒支持構造
US11404176B2 (en) Nuclear fuel assembly support feature
US9136025B2 (en) Dual-cooled fuel rod's spacer grids with upper and lower cross-wavy-shape dimple
US9536628B2 (en) Nuclear fuel assembly support grid
JP6501419B2 (ja) 延伸型中間案内アセンブリを具備する制御棒案内管
KR101913445B1 (ko) 핵 연료봉 플레넘 스프링 조립체
US20120250814A1 (en) Nuclear fuel assembly support grid
US20110002435A1 (en) Nuclear fuel assembly support grid
JP2017521648A (ja) 耐圧潰性の原子燃料集合体支持グリッド
US20170032853A1 (en) Nuclear fuel assembly with seismic/loca tolerance grid
US20130272482A1 (en) Pressurized water reactor fuel assembly grid

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20140721

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20150225

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20150303

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20150506

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20150702

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20150902

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: 20151002

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20151004

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 5822375

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees