JPH01126590A - 核燃料集合体 - Google Patents
核燃料集合体Info
- Publication number
- JPH01126590A JPH01126590A JP62283006A JP28300687A JPH01126590A JP H01126590 A JPH01126590 A JP H01126590A JP 62283006 A JP62283006 A JP 62283006A JP 28300687 A JP28300687 A JP 28300687A JP H01126590 A JPH01126590 A JP H01126590A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- spacer
- fuel rods
- nuclear fuel
- fuel assembly
- 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.)
- Pending
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 30
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims abstract description 57
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 46
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 30
- 230000001737 promoting effect Effects 0.000 claims abstract description 29
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 claims abstract description 7
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 10
- 238000001816 cooling Methods 0.000 abstract description 4
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 abstract description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 13
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 4
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 3
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 2
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 238000004581 coalescence Methods 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 239000002828 fuel tank Substances 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 238000004080 punching Methods 0.000 description 1
- 230000005514 two-phase flow Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
[発明の目的]
(産業上の利用分野)
本発明は、限界出力特性を改良した沸騰水型原子炉(以
下BWRという)の核燃料集合体に関する。
下BWRという)の核燃料集合体に関する。
(従来の技術)
一般に、BWRの核燃料集合体は第16図に示す如く、
核燃料ベレットを収納した多数体の燃nfilo1をス
ペーサ102と上部タイプレート103と下部タイプレ
ート104により東ねバンドルとし、これをチャンネル
ボックス105内に収納した構造となっている。冷却材
である水は下部タイプレート104から流入し、チャン
ネルボックス105内を沸騰しながら上昇し、上部タイ
プレートから蒸気と水の混合流体である二相流となって
流出する。スペーサ102は第16図に示す如く、複数
個配設され、そして第17図に示す如く、第1スペーサ
102−1から第7スペーサ102−7.tで7個のス
ペーサがある。7個のスペーサは約51cm毎に等間隔
で配設されている。燃料11101内の核燃料ベレット
の核反応が高まると燃料棒の熱出力が増大する。燃料棒
表面の熱流束は第18図に示す通り、炉心の高さ方向で
中央が高くなったコサイン状の分布となっている。冷却
材は沸騰と共にボイド率が高くなるので、燃料棒の限界
熱流束は炉心上方で低下する。熱流束が限界熱流束を超
えると沸騰遷移(Boilina Transi−ti
on)が起こり、燃料が焼損(Burn out)する
可能性がある。この限界熱流束と実際の熱流束との比を
限界熱流束比(Critical Heat Flux
Ratio:C)IFII)とも言い、CHFIIの
最小値(NCHFR)は必ず1.0以上になるように設
計されている。
核燃料ベレットを収納した多数体の燃nfilo1をス
ペーサ102と上部タイプレート103と下部タイプレ
ート104により東ねバンドルとし、これをチャンネル
ボックス105内に収納した構造となっている。冷却材
である水は下部タイプレート104から流入し、チャン
ネルボックス105内を沸騰しながら上昇し、上部タイ
プレートから蒸気と水の混合流体である二相流となって
流出する。スペーサ102は第16図に示す如く、複数
個配設され、そして第17図に示す如く、第1スペーサ
102−1から第7スペーサ102−7.tで7個のス
ペーサがある。7個のスペーサは約51cm毎に等間隔
で配設されている。燃料11101内の核燃料ベレット
の核反応が高まると燃料棒の熱出力が増大する。燃料棒
表面の熱流束は第18図に示す通り、炉心の高さ方向で
中央が高くなったコサイン状の分布となっている。冷却
材は沸騰と共にボイド率が高くなるので、燃料棒の限界
熱流束は炉心上方で低下する。熱流束が限界熱流束を超
えると沸騰遷移(Boilina Transi−ti
on)が起こり、燃料が焼損(Burn out)する
可能性がある。この限界熱流束と実際の熱流束との比を
限界熱流束比(Critical Heat Flux
Ratio:C)IFII)とも言い、CHFIIの
最小値(NCHFR)は必ず1.0以上になるように設
計されている。
(発明が解決しようとする問題点)
限界熱流束比は、炉心高さ200〜250cmで最低と
なるので、核燃料集合体の限界出力性能を向上させるに
は炉心高さ200〜250cn+の伝熱特性を第5図に
示した破線のように改良すれば良いことになる。本発明
者らは、数多くの実験を行った結果、伝熱特性を改良す
るには、流路内へ乱流促進部材を挿入し、特に第6スベ
ーサ102−6、第7スペーサ102−7の手前に挿入
すると効果があることがわかった。これは沸騰遷移(B
T)が通常、スペーサの手前で発生しやすく、特に第6
スペーサと第7スペーサで発生しやすいためであり、こ
の点が問題点である。
なるので、核燃料集合体の限界出力性能を向上させるに
は炉心高さ200〜250cn+の伝熱特性を第5図に
示した破線のように改良すれば良いことになる。本発明
者らは、数多くの実験を行った結果、伝熱特性を改良す
るには、流路内へ乱流促進部材を挿入し、特に第6スベ
ーサ102−6、第7スペーサ102−7の手前に挿入
すると効果があることがわかった。これは沸騰遷移(B
T)が通常、スペーサの手前で発生しやすく、特に第6
スペーサと第7スペーサで発生しやすいためであり、こ
の点が問題点である。
本発明は、上記問題点を解決するためになされたもので
、燃fI棒に沿って上昇してくる冷却材をかく乱し、こ
れによって各々の燃′F4mの冷却効果を向上させた核
燃料集合体を提供することにある。
、燃fI棒に沿って上昇してくる冷却材をかく乱し、こ
れによって各々の燃′F4mの冷却効果を向上させた核
燃料集合体を提供することにある。
[発明の構成コ
(問題点を解決するための手段)
本発明は、垂直に配設された多数本の燃料棒と、これら
の燃r41!Jの上部および下部をそれぞれ結合し、上
下方向の流路を有する上部タイプレートおよび下部タイ
プレートと前記燃料棒全体の側面を覆う筒状のチャンネ
ルボックスと、前記燃料棒の相互間および燃料棒とチャ
ンネルボックスとの間の間隔を保持するための複数の燃
料スペーサの上流に乱流促進部材を配設したことを特徴
とする。
の燃r41!Jの上部および下部をそれぞれ結合し、上
下方向の流路を有する上部タイプレートおよび下部タイ
プレートと前記燃料棒全体の側面を覆う筒状のチャンネ
ルボックスと、前記燃料棒の相互間および燃料棒とチャ
ンネルボックスとの間の間隔を保持するための複数の燃
料スペーサの上流に乱流促進部材を配設したことを特徴
とする。
なお、乱流促進部材は冷却材混合フィンを複数段に重ね
てなるものであり、また、羽根状でスペーサ枠内の四個
の丸スペーサで形成される空間の中央に設けられたもの
である。
てなるものであり、また、羽根状でスペーサ枠内の四個
の丸スペーサで形成される空間の中央に設けられたもの
である。
(作用)
核燃料集合体の下部タイプレートから流入した冷却材は
、スペーサの下部に取着された乱流促進部材によりかく
乱されながら、各々の燃料棒の熱を奪い上部タイプレー
トから流出する。この乱流促進部材を通過することによ
って各々の燃料棒の冷却効果を向上させる。
、スペーサの下部に取着された乱流促進部材によりかく
乱されながら、各々の燃料棒の熱を奪い上部タイプレー
トから流出する。この乱流促進部材を通過することによ
って各々の燃料棒の冷却効果を向上させる。
(実施例)
本発明に係る核燃fIfI&合体の第1の実施例を第1
図から第5図を参照しながら説明する。
図から第5図を参照しながら説明する。
第1図において、符号1は第1の実施例の核燃料集合体
の要部の一部Aを切り欠いて示す斜視図で、2は燃料ス
ペーサ、3はチャンネルボックス、4は枠、5は乱流促
進部材としての冷却材混合フィンである。
の要部の一部Aを切り欠いて示す斜視図で、2は燃料ス
ペーサ、3はチャンネルボックス、4は枠、5は乱流促
進部材としての冷却材混合フィンである。
同図において、要部の−mAは第2図および第3図に拡
大して示されている。すなわち、チャンネルボックス3
と内側に配置された燃料棒6との間には枠4が設けられ
ている。そして、スペーサ2の下方つまりスペーサ2よ
り上流側に枠4の内面側;冷却材混合フィン5が積重ね
られたように数段取着されている。また、第3図から明
らかなように冷却材混合フィン5は各々の燃fll16
の間にも並列して設けられたものからなっている。第4
図は燃ネ゛1スペーサ2の下方に設けられた冷却材混合
フィン5が枠4に取着された状態を一部断面で示した側
面図である。冷却材混合フィン5は台形状に形成されて
いる。
大して示されている。すなわち、チャンネルボックス3
と内側に配置された燃料棒6との間には枠4が設けられ
ている。そして、スペーサ2の下方つまりスペーサ2よ
り上流側に枠4の内面側;冷却材混合フィン5が積重ね
られたように数段取着されている。また、第3図から明
らかなように冷却材混合フィン5は各々の燃fll16
の間にも並列して設けられたものからなっている。第4
図は燃ネ゛1スペーサ2の下方に設けられた冷却材混合
フィン5が枠4に取着された状態を一部断面で示した側
面図である。冷却材混合フィン5は台形状に形成されて
いる。
第5図は上記構成の核燃料集合体の作用効果を説明する
ための特性図である。すなわち、核燃料集合体1が炉心
内で核分裂反応を起こし下部タイブレートから冷却材が
流入し各々の燃料棒6間を通流し、冷却材は加熱されて
上部タイプレートから流出する。その冷却材が通流して
いくなかで、冷却材乱流促進材としての混合フィン5に
よって冷却材はかく乱されて燃料棒6の表面からの熱を
奪い取ることになる。第5図に示した実験データで混合
フィン5とスペーサ2の距農りが近付くにつれて、限界
熱流束は従来の限界熱流束よりも増加し、L = 10
cIllでは約135%も増加していることが認められ
る。
ための特性図である。すなわち、核燃料集合体1が炉心
内で核分裂反応を起こし下部タイブレートから冷却材が
流入し各々の燃料棒6間を通流し、冷却材は加熱されて
上部タイプレートから流出する。その冷却材が通流して
いくなかで、冷却材乱流促進材としての混合フィン5に
よって冷却材はかく乱されて燃料棒6の表面からの熱を
奪い取ることになる。第5図に示した実験データで混合
フィン5とスペーサ2の距農りが近付くにつれて、限界
熱流束は従来の限界熱流束よりも増加し、L = 10
cIllでは約135%も増加していることが認められ
る。
したがって、冷却材混合フィン5の取付は位置は約5c
mから25cmの範囲内に選ぶことが望ましい。
mから25cmの範囲内に選ぶことが望ましい。
また、冷却材混合フィン5の取付けるスペーサ2は第1
7図に示した第6スペーサ102−6と第7スペーサ1
02−7、つまり最上端のスペーサとその下段のスペー
サとすることが望ましい。
7図に示した第6スペーサ102−6と第7スペーサ1
02−7、つまり最上端のスペーサとその下段のスペー
サとすることが望ましい。
第6図および第7図は上記冷却材混合フィン5を枠4に
取着する場合の各々の変形例を示している。
取着する場合の各々の変形例を示している。
第6図は枠4に冷却材混合フィン5を複数段平行に取着
した例で、第7図は冷却材混合フィン5を下向きに傾斜
させて枠4に取着した例を示している。また、第8図か
ら第10図は冷却材混合フィン5の形状を示したもので
、第8図では台形の混合フィン5aを、第9図では三角
形の混合フィン5bを、第10図では曲率rを有する台
形の混合フィン5cを示している。
した例で、第7図は冷却材混合フィン5を下向きに傾斜
させて枠4に取着した例を示している。また、第8図か
ら第10図は冷却材混合フィン5の形状を示したもので
、第8図では台形の混合フィン5aを、第9図では三角
形の混合フィン5bを、第10図では曲率rを有する台
形の混合フィン5cを示している。
これらの冷却材混合フィンはいずれも前述した実施例と
同様の作用効果を奏するので、その説明を省略する。
同様の作用効果を奏するので、その説明を省略する。
第11図から第13図は本発明に係る核燃料集合体の第
2の実施例を示している。
2の実施例を示している。
第11図において、符号11は第2の実施例の核燃料集
合体の要部の一部Bを切り欠いて示す斜視図で、12は
丸セル形の燃料スペーサ、13はチャンネルボックス、
14は乱流促進部材としての乱流促進材である。
合体の要部の一部Bを切り欠いて示す斜視図で、12は
丸セル形の燃料スペーサ、13はチャンネルボックス、
14は乱流促進部材としての乱流促進材である。
第12図は核燃料集合体11の横断面を示したもので、
図中符号15は丸セル、16は乱流促進板14の下部に
形成された乱流促進羽根である。
図中符号15は丸セル、16は乱流促進板14の下部に
形成された乱流促進羽根である。
第13図はスペーサ12に乱流促進板14を溶接して一
体化した例の側面図で、図中符号17は溶接個所を示し
、丸スペーサ12に乱流促進板14を接続した溶接個所
である。つまり、丸スペーサ12の下端に乱流促進羽根
16が形成された乱流促進板14を接続した例を示して
いる。
体化した例の側面図で、図中符号17は溶接個所を示し
、丸スペーサ12に乱流促進板14を接続した溶接個所
である。つまり、丸スペーサ12の下端に乱流促進羽根
16が形成された乱流促進板14を接続した例を示して
いる。
上記した如く、第2の実施例における核燃料集合体11
では、丸セルスペーサ12の上流側(下側)に乱流促進
板14を取着したfill造になっている。
では、丸セルスペーサ12の上流側(下側)に乱流促進
板14を取着したfill造になっている。
また、乱流促進板14には4つの丸セルスペーサ12毎
にできる中央の空間部に位置するように乱流促進羽根1
6が配設される。
にできる中央の空間部に位置するように乱流促進羽根1
6が配設される。
乱流促進羽根16は乱流促進板14をプレスで打抜き加
工したのち、その突起の先端部をねじることによって形
成される。しかして、上記第2の実施例では第1の実施
例と同様に第5図に示したように乱流促進羽根16とス
ペーサ12の距離りが近付くにつれて限界熱流束は従来
の限界熱流束よりも増加し、L = 10cmで最大(
約135%)になる、したがって、乱流促進羽根16の
取着位置はスペーサの上流(下側)から約10cmとす
ることが晟も望ましい。また、ワイヤグリッドを取着す
るスペーサは第6スペーサまたは第7スペーサつまり最
上端のスペーサかその下端のスペーサとすることが好ま
しい。
工したのち、その突起の先端部をねじることによって形
成される。しかして、上記第2の実施例では第1の実施
例と同様に第5図に示したように乱流促進羽根16とス
ペーサ12の距離りが近付くにつれて限界熱流束は従来
の限界熱流束よりも増加し、L = 10cmで最大(
約135%)になる、したがって、乱流促進羽根16の
取着位置はスペーサの上流(下側)から約10cmとす
ることが晟も望ましい。また、ワイヤグリッドを取着す
るスペーサは第6スペーサまたは第7スペーサつまり最
上端のスペーサかその下端のスペーサとすることが好ま
しい。
第14図および第15図は乱流促進羽根16を変形した
スペーサ12の例を示している。すなわち、第14図の
羽根16aは下部が幅広で、かつねじられてスクリュー
状に形成されており、第15図の羽tl!16はV字状
で、かつねじりが加わった形状に形成されている。これ
らの作用効果は前述した第13図の例とほぼ同様である
が、羽根を大きくすれば乱流促進効果と圧力量が増加す
る。
スペーサ12の例を示している。すなわち、第14図の
羽根16aは下部が幅広で、かつねじられてスクリュー
状に形成されており、第15図の羽tl!16はV字状
で、かつねじりが加わった形状に形成されている。これ
らの作用効果は前述した第13図の例とほぼ同様である
が、羽根を大きくすれば乱流促進効果と圧力量が増加す
る。
[発明の効県コ
本発明による核燃′J/:I@合体によると、従来の核
燃料集合体よりも、限界出力特性が約35%増加するの
で、プラントの出力を増加することができる。
燃料集合体よりも、限界出力特性が約35%増加するの
で、プラントの出力を増加することができる。
この結果は発電コストを下げるという経済的に大きなメ
リットとなるとともに、安全性や安定運転性能も向上さ
せることができる。
リットとなるとともに、安全性や安定運転性能も向上さ
せることができる。
第1図は本発明に係る核燃fI9に合体の第1の実施例
におけるスペーサ部を一部切欠して示す斜視図、第2図
は第1図におけるスペーサ部の縦断面図、第3図は第2
図のA−A矢視方向を切断して示す横断面図、第4図は
第1図のスペーサ単体を一部切欠して示す側面図、第5
図は本発明と従来例との作用効果を説明するための特性
図、第6図から第10図までは第1図で使用される冷却
材混合フィンの各側を部分的に示す平面図、第11図は
本発明に係る核燃料集合体の第2の実施例におけるスペ
ーサ部を一部切欠して示す斜視図、第12図は第11図
におけるスペーサの上面図、第13図は第12図の側面
図、第14図から第15図は第11図におけるスペーサ
の他のρ1をそれぞれ示す側面図、第16図は従来の核
燃下1集合体を一部切欠して示す斜視図、第17図は第
16図におけるチャンネルボックスを取除いた状態を示
す斜視図、第18図は従来の核燃料集合体における炉心
高さと熱流束およびボイド率との関係を示す特性図であ
る。 1.11・・・核燃料集合体 2.12・・・燃料スペーサ 3.13・・・チャンネルボックス 4・・・・・・・・・・・・枠 5・・・・・・・・・・・・冷却材混合フィン14・・
・・・・・・・・・・乱流促進板15・・・・・・・・
・・・・丸セル 16・・・・・・・・・・・・乱流促進羽根17・・・
・・・・・・・・・溶接個所代理人 弁理士 則 近
憲 佑 同 第子丸 健 第1図 第2図 第3図 第41 沖六Y硝奮j糺イ芝虞」■乙スベーリml臣銀L (C
m)第5m 第6図 第7図 第8図 第9図 第102 第11図 第12図 第13図 第14ワ
におけるスペーサ部を一部切欠して示す斜視図、第2図
は第1図におけるスペーサ部の縦断面図、第3図は第2
図のA−A矢視方向を切断して示す横断面図、第4図は
第1図のスペーサ単体を一部切欠して示す側面図、第5
図は本発明と従来例との作用効果を説明するための特性
図、第6図から第10図までは第1図で使用される冷却
材混合フィンの各側を部分的に示す平面図、第11図は
本発明に係る核燃料集合体の第2の実施例におけるスペ
ーサ部を一部切欠して示す斜視図、第12図は第11図
におけるスペーサの上面図、第13図は第12図の側面
図、第14図から第15図は第11図におけるスペーサ
の他のρ1をそれぞれ示す側面図、第16図は従来の核
燃下1集合体を一部切欠して示す斜視図、第17図は第
16図におけるチャンネルボックスを取除いた状態を示
す斜視図、第18図は従来の核燃料集合体における炉心
高さと熱流束およびボイド率との関係を示す特性図であ
る。 1.11・・・核燃料集合体 2.12・・・燃料スペーサ 3.13・・・チャンネルボックス 4・・・・・・・・・・・・枠 5・・・・・・・・・・・・冷却材混合フィン14・・
・・・・・・・・・・乱流促進板15・・・・・・・・
・・・・丸セル 16・・・・・・・・・・・・乱流促進羽根17・・・
・・・・・・・・・溶接個所代理人 弁理士 則 近
憲 佑 同 第子丸 健 第1図 第2図 第3図 第41 沖六Y硝奮j糺イ芝虞」■乙スベーリml臣銀L (C
m)第5m 第6図 第7図 第8図 第9図 第102 第11図 第12図 第13図 第14ワ
Claims (5)
- (1)垂直に配設された多数の燃料棒と、これらの燃料
棒の上部および下部をそれぞれ結合し、上下方向の流路
を有する上部タイプレートおよび下部タイプレートと、
前記燃料棒全体の側面を覆う筒状のチャンネルボックス
と、前記燃料棒の相互間および燃料棒とチャンネルボッ
クスとの間の間隔を保持するための複数の燃料スペーサ
とを具備する核燃料集合体において、前記燃料スペーサ
の上流に乱流促進部材を配設したことを特徴とする核燃
料集合体。 - (2)前記乱流促進部材は冷却材混合フィンを複数段に
重ねてなるものであることを特徴とする特許請求の範囲
第1項記載の核燃料集合体。 - (3)前記冷却材混合フィンは燃料スペーサから下方に
延長した燃料スペーサとほぼ同一外形形状の枠に固定さ
れていることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の
核燃料集合体。 - (4)乱流促進部材は、燃料棒下端から第6番目と第7
番目の燃料スペーサ下方に設けられたことを特徴とする
特許請求の範囲第1項記載の核燃料集合体。 - (5)乱流促進部材は羽根状で、スペーサ枠内の四個の
丸スペーサで形成される空間の中央に設けられたことを
特徴とする特許請求の範囲第1項記載の核燃料集合体。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62283006A JPH01126590A (ja) | 1987-11-11 | 1987-11-11 | 核燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62283006A JPH01126590A (ja) | 1987-11-11 | 1987-11-11 | 核燃料集合体 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH01126590A true JPH01126590A (ja) | 1989-05-18 |
Family
ID=17660004
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP62283006A Pending JPH01126590A (ja) | 1987-11-11 | 1987-11-11 | 核燃料集合体 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH01126590A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012127957A (ja) * | 2010-12-15 | 2012-07-05 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | フロー・トリッピング装置 |
-
1987
- 1987-11-11 JP JP62283006A patent/JPH01126590A/ja active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012127957A (ja) * | 2010-12-15 | 2012-07-05 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | フロー・トリッピング装置 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5666389A (en) | Fuel assembly and spacer for a nuclear reactor | |
US4879090A (en) | Split vaned nuclear fuel assembly grid | |
US4692302A (en) | Coolant flow mixer grid for a nuclear reactor fuel assembly | |
US4698204A (en) | Intermediate flow mixing nonsupport grid for BWR fuel assembly | |
EP0283839A2 (en) | Axially shaped channel and integral flow trippers | |
US5139736A (en) | Fuel assembly support grid | |
JPH02285286A (ja) | 燃料集合体および燃料スペーサ | |
US4416852A (en) | Multi-elevated nuclear reactor spacer grid | |
EP2710600B1 (en) | Strip for a nuclear fuel assembly spacer grid | |
EP0148452B1 (en) | A coolant flow mixing grid for a nuclear reactor fuel assembly | |
US4728490A (en) | Fuel rod spacer with perimeter scoops for diverting liquid coolant flow | |
US5530729A (en) | Fuel assembly and spacer for a boiling reactor | |
US5272741A (en) | Nuclear fuel assembly | |
JP3986096B2 (ja) | 燃料保持用斜行ばねを有する核燃料集合体グリッド | |
US6714619B2 (en) | Spacer grid with double deflected vanes for nuclear fuel assemblies | |
US9953730B2 (en) | Strip for a nuclear fuel assembly spacer grid | |
JPH01126590A (ja) | 核燃料集合体 | |
JPH067187B2 (ja) | スペーサグリッドと一体の旋回羽根 | |
EP0976134A1 (en) | Coolant mixing grid for nuclear fuel assembly | |
BG61316B1 (bg) | Горивно устройство с дефлекторни лопатки за отделяне на част от флуидния поток, преминаващ през горивното устройство | |
EP0769784B1 (en) | A nuclear fuel assembly and a spacer for a nuclear fuel assembly | |
JP2011133236A (ja) | 沸騰水型原子炉用の燃料集合体および沸騰水型原子炉の炉心 | |
JPH05157867A (ja) | 燃料集合体 | |
EP0846327A1 (en) | Spacer for a fuel assembly and a fuel assembly | |
JPS63144290A (ja) | 原子炉燃料集合体 |