JPH02201193A - 使用済核燃料集合体用の反応度低減装置 - Google Patents

使用済核燃料集合体用の反応度低減装置

Info

Publication number
JPH02201193A
JPH02201193A JP1316630A JP31663089A JPH02201193A JP H02201193 A JPH02201193 A JP H02201193A JP 1316630 A JP1316630 A JP 1316630A JP 31663089 A JP31663089 A JP 31663089A JP H02201193 A JPH02201193 A JP H02201193A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
guide thimble
self
rod
fuel assembly
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.)
Pending
Application number
JP1316630A
Other languages
English (en)
Inventor
Donald E Mueller
ドナルド・ユージン・ミューラー
William A Boyd
ウイリアム・アーティス・ボイド
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPH02201193A publication Critical patent/JPH02201193A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/40Arrangements for preventing occurrence of critical conditions, e.g. during storage
    • 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)

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。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、一般に使用済燃料の貯蔵に関し、より詳細に
は、使用済燃料集合体を燃料貯蔵施設に配置させるため
の自己掛止式反応度低減装置に関するものである。
た1抜査五1遡 代表的な原子炉において、炉心は多数の燃料集合体を備
えており、各燃料集合体は、上部ノズル及び下部ノズル
を具備し、更に、これらのノズル間で縦方向に延び横方
向に互いに隔てられた複数の細長い案内シンブルと、案
内シンブルに沿って軸線方向に互いに隔てられた複数の
横向きの支持格子とを有している。また、各燃料集合体
は、相互にそして案内シンブルから横方向に離隔された
複数の細長い燃料要素、即ち燃料棒から構成されるこれ
らの燃料棒は、上部及び下部ノズル間で横向きの支持格
子によって支持されている。各燃料棒は核分裂性物質を
包含しており、高核分裂率を維持し、もって熱の形で多
量のエネルギの放出を維持するのに十分な中性子束を炉
心内で生じさせるように、組織化された成る配列に群別
されている。
炉心に発生される熱の幾らかを抜き出して有用な仕事を
行わせるために、液状の冷却材が炉心を通して上方に圧
送される。
燃料集合体の寿命が終わると、使用済燃料集合体は原子
炉から取り出され、新燃料集合体と交換される。現在、
使用済燃料の永久的な所外廃棄施設が無いため、原子カ
プラント事業者は所内燃料貯蔵施設のプール内に使用済
燃料集合体を全て保管せざるを得ない、しかし、このよ
うな所内貯蔵施設は、本来、プラントの運転寿命を通し
て使用された燃料の一部だけを保管するように設計され
ている。使用済燃料貯蔵プール反応度K artは、技
術仕様によりほとんどの原子炉プラントで0.95以下
に制限されている。従って、このような技術仕様のため
に、所内で貯蔵できる使用済燃料集合体の数量を増加さ
せる可能性が制限されている。
また、使用済燃料プール反応度の制限は、現在の原子力
燃料管理計画とも対立するものである。
はとんどの事業者は、使用される燃料のウラン235の
濃縮度を高めている。このように濃縮度を高めることに
よって、事業者が購入及び保管する必要のある燃料集合
体の総数量が低減される。
貯蔵容量を増加させたり燃料の濃縮度制限値を上げるに
はいくつかの選択枝がある。非常に高価な再集積作業か
ら臨界安全再分析までの選択枝がある。現時点で利用可
能な最も効果的な方法の1つは、「燃焼度クレジット(
burnup credit) Jと称される分析法で
ある。この臨界安全分析法では、燃料集合体が最低限の
燃焼度に達した後に安全に貯蔵され得ることを示すため
、計算が行なわれる。
この最低限の燃焼度は、問題となる燃料集合体のウラン
235の初期濃縮度に依存する。高濃縮度では、燃焼す
る必要性が非常に大きいと考えられる。
しばしば、この燃焼必要性が非常に大きいため、多数の
燃料集合体を貯蔵する障害となる。
上記の各問題点は、貯蔵される燃料集合体の反応度を低
下させることにより解決できる。その1つの方法は、中
性子吸収体もしくは毒物を使用済燃料集合体内に挿入し
て燃料集合体の反応度を低下させ、所内燃料貯蔵施設に
保管できるようにするというものである。この技術の代
表的なものは、E P、C特許願第0.061,043
号明細書と、仏国特許願第2,544,541号に開示
されている方法である。これらの明細書には、それぞれ
、使用済燃料集合体に毒物棒クラスタを取り外しできな
いよう固定するために、燃料集合体の上部ノズルに取り
付けられる装置の使用について開示されている。
前記明細書に開示された固定装置の欠点は、これらの装
置を効果的に運用するには作業員の熟練を要し、また、
燃料集合体の上部にあるその装置には比較的容易に近付
くことができるという点にある。かかる装置が非常に容
易に解放でき、毒物棒クラスタを容易に取り外すことが
できるならば、現在の規制基準下では、これらの装置は
取外し可能とみなされるおそれがある。現在の規制基準
は、取外し可能な中性子吸収体の採用を認めていない。
従って、従来の中性子吸収体または毒物棒を使用済燃料
集合体内に単に挿入して、これを上部ノズル位置におい
て燃料集合体内部に固定するだけでは不充分で、現在の
基準に適合していないと考えられる。
よって、所内燃料貯蔵施設に使用済燃料集合体が保管で
きるように、使用済燃料集合体の反応度を低下させる改
良手段が必要とされている。
五匪五1」 本発明は、上記必要性を満足するように設計された自己
掛止式反応度低減装置を提供する。使用済燃料集合体の
幾つかの案内シンブルに配置されるこの反応度低減装置
は、燃料集合体の核反応度を大幅に低下させる。これに
より、本来なら核分裂性が高すぎて保管できないような
使用済核燃料も使用済燃料貯蔵ラックに保管できる。
本発明の反応度低減装置は、使用済燃料集合体の案内シ
ンブル内に完全に挿入でき、自己掛止手段を具備してい
る。自己掛止手段は、この装置を完全に挿入した場合に
、別個の治具を使用しない限り装置を取り外すことがで
きないように自動的に作動する。この自己掛止手段は、
燃料集合体の下端に隣接し、た、本装置に沿う部位に配
置されており、この位置は燃料集合体の上部からは接近
不可能であるため、別個の治具を使用しなければ、掛止
状態を解除することができない。
よって、本発明は、使用済核燃料集合体の案内シンブル
に挿入されるようになっている反応度低減装置を意図し
ている0本発明の反応度低減装置は、(a)挿入側端部
及び引抜き側端部を有し、中性子吸収材を収容する細長
い棒体であり、前記案内シンブルの上端部分に隣接して
前記引抜き側端部を配置すると共に、前記案内シンブル
の上端部分とは反対の方向に前記案内シンブルからその
長手方向に沿って離隔された位置に前記挿入側端部を配
置するよう前記案内シンブル内に挿入される前記棒体と
、(b)前記案内シンブル内に前記棒体を挿入した際に
前記案内シンブルの上端部分とは反対の位置で前記案内
シンブルに対して自己掛止するように前記棒体の挿入側
端部に取り付けられた自己掛止手段であり、別個の治具
を使用しない限り前記案内シンブルから取り外すことが
できないようになっている前記自己掛止手段と、を備え
ている。更に、棒体は、棒体内部に形成されて両端間で
延び且つ少なくとも棒体の引抜き側端部で開口している
中央通路を有しており、この中央通路は、自己掛止手段
を解除する別個の治具を該自己掛止手段に到達させるた
めの唯一の通路を提供する。また、この反応度低減装置
には、前記中央通路を封鎖するための手段が棒体の引抜
き側端部に取外し可能に取り付けられている。この手段
によって、棒体の引抜き側端部から棒体の挿入側端部位
置にある自己掛止手段へ別個の治具を接近させることが
不可能となり、案内シンブル内に棒体を取外し不可能に
据え付けることができる。
更に詳細に述べると、この自己掛止手段は、棒体の挿入
側端部に偏倚掛止位置と解除位置との間で枢動可能に取
り付けられた複数のラッチ部材と、これらのラッチ部材
にそれぞれ取り付けられた複数の駆動レバーとを備えて
いる。この駆動レバーは、封鎖手段を棒体の引抜き側端
部から取り外した後に別個の治具を前記中央通路に挿入
すると、該治具と係合され動かされ、それによってラッ
チ部材を掛止位置から解除位置に移動させる。また、自
己掛止手段は、ラッチ部材を掛止位置に偏倚するための
手段を有しており、この手段はラッチ部材と棒体の挿入
側端部との間を連結している。
また、棒体は、管状部分と、当該棒体の引抜き側端部で
管状部分に取り付けられたヘッド部分とを有している。
この管状部分の外径は案内シンブルの内径よりも小さい
が、ヘッド部分の外径は案内シンブルの内径よりも大き
くなっており、このため棒体が案内シンブル内に挿設さ
れた場合、ヘッド部分が上部ノズル上に着座して、案内
シンブル内で管状部分を吊り下げるようになっている。
更に、ヘッド部分には、別個の取外し装置と共働するた
めの手段が形成されており、該ヘッド部分を取外し装置
が把持するできるようになっており、案内シンブルから
自己掛止手段が解除された後に、案内シンブルから棒体
を引き出すことができる。
本発明による上記及び池の利点や特徴は、本発明の実施
例を示す図面に沿っての以下の詳細な説明を読むことに
よって、当業者にとり明らかになるであろう。
のヲ を舌 以下の説明において、同一の参照符号は、全図面を通し
て同−又は相当部分を示している。また、以下の説明に
おいて、「前方」、「後方J、「左方」、[右方」、[
上方]、「下方」等の語は、便宜上の言葉であり、限定
的な語として理解されるべきものではない。
図面、特に第1図を参照すると、従来の燃料集合体10
が立面図で、垂直方向に短縮した形で示されている。こ
の燃料集合体10は、加圧水型原子炉(PWR)におい
て使用される型式であり、基本的に、原子炉(図示しな
い)の炉心領域における下部炉心板(図示しない)上に
燃料集合体10を支持するための下部構造、即ち下部ノ
ズル12と、この下部ノズル12から上方に向かって突
き出して縦方向に延びる多数の案内管、即ち案内シンブ
ル14とを備えている。更に、燃料集合体10は、案内
シンブル14に沿って軸線方向に互いに隔てられた複数
の横向きの格子16と、これらの格子16により互いに
横方向に隔てられ支持された細長い燃料棒18の組織化
された配列とを備えている。また、燃料集合体10は、
その中心に配置されている計装管20と、案内シンブル
14の上端に取り付けられた」二端i造、即ち上部ノズ
ル22とを有している。このような構成部品の配列によ
り、燃料集合体10は、その構成部品を損傷させること
なく普通に取り汲うことのできる一体ユニットを形成す
る。
上述のように、燃料集合体10における適宜配列の燃料
棒18は、燃料集合体10の長手方向に沿って間隔を置
いて配置された複数の格子16によって、相互に間隔を
置いて保持されている。各燃料棒18は核燃料ベレット
24を収容している。また、この燃料棒18の両端は上
部端栓26及び下部端栓28によって閉じられ、燃料棒
18は密閉されている。一般に、ブレナムばね30が、
上部端栓26とベレット24との間に配置され、燃料棒
18内部でベレット24を緊密に績み重ねた状態で維持
する。核分裂性物質から成る燃料ベレット24は、PW
Rの核反応出力の発生を担っている。水又はホウ素含有
水のような液体の減速材/冷却材が、炉心内で発生され
る熱の幾らかを抽出して有用な仕事を行わせるために、
炉心の燃料集合体間を上方に圧送される。
次に第3図〜第5図を参照すると、本発明に従った構成
された自己掛止式反応度低減装置が符号32により総括
的に示されている。この反応度低減装置32は、第2図
に概略的に示した燃料集合体10の案内シンブル14の
1つに挿入され、第6図に示すように案内シンブル14
に据え付けられるようになっている。
まず、基本的構成要素について述べるならば、反応度低
減装置32は、細長い棒体34と、自己掛止機構(自己
掛止手段)36とを備えており、棒体34は、挿入側端
部34Aと、引抜き側端部34Bと、これらの端部間で
延び且つこれらの端部で開放している中央通路34Cと
を有している。また、自己掛止機構36は、この棒体3
4の挿入側端部34Aに取り付けられている。案内シン
ブル14内に棒体34を完全に挿入すると、自己掛止機
構36は案内シンブル14の下端部分14Aに自動的に
掛合される。従って、棒体34の引抜き側端部34Bか
ら中央通路34Cに単独で挿入される独立の細長いシャ
フト状治具(第9図)38を使用しない限り、この自己
掛止v1横36は案内シンブル14から解除されないよ
うになっている。また、この反応度低減装置32は、棒
体34の引抜き側端部34Bに取り付けられた封鎖プラ
グ40を備えている。この封鎖プラグ40は、治具38
による中央通路34C1ひいては自己掛止機1136へ
の侵入路を封鎖するためのものであり、棒体34を取外
し不可能に案内シンブル14内に設置する。
更に詳細に述べると、反応度低減装置32の細長い棒体
34は、はぼ円筒形の管状部分42と、棒体34の引抜
き側端部34Bの位置で前記管状部分42に取り付けら
れた上部ヘッド部分44とを備えている。
管状部分42の内部には環状の小室46が形成されてお
り、この小室46は、可燃性毒物又は中性子吸収材を環
状ベレット48の積重体の形態で収容している。管状部
分42の外径は案内シンブル14の内径より小さく、棒
体34の管状部分42を案内シンブル14内に挿入でき
るようになっている。好適には、棒体34の管状部分4
2が案内シンブル14内に完全に挿入された時、棒体3
4の引き抜き側端部34Bは上部ノズル22と案内シン
ブル14の上端部分14Bとに隣接して配置され、棒体
34の挿入側端部34Aは下部ノズル12と案内シンブ
ル14の下端部分14Aとに隣接して配置される。
棒体34の上部ヘッド部分44は、外径が案内シンブル
14の内径より大きな円形プレートであり、第6図及び
第9図に示すように、上部ノズル22に貫設された開口
部50を取り囲んでいる上部ノズル22の環状の縁部に
着座するようになっている。この開口部50には、案内
シンブル14の上端部14Bが挿入される。従って、棒
体34の上部ヘッド部分44は、管状部分42を案内シ
ンブル14内に吊り下げる機能、即ち支持する機能を有
する。中央通路34Cは、管状部分42と上部ヘッド部
分44との中心を貫いて延びている。上部ヘッド部分4
4における中央通路34Cの上端部にはめねじ部52が
設けられており、このめねじ部52は本装置32の封鎖
プラグ40に設けられたおねじ部54と螺合する。
第3図〜第5図の実施例に示すように、自己掛止機構3
6は、1対の三角形のラッチ部材56と、このラッチ部
材56にそれぞれ取り付けられその内方に延びる1対の
駆動レバー58とを備えている。ラッチ部材56は、棒
体34の管状部分42の挿入側端部34Aに形成された
1対の対向する側部スロット60に収り付けられ、レバ
ー58はラッチ部材56から棒体34の挿入側端部34
A内の拡径空洞部分62に延びている。この空洞部分6
2は、中央通路34Cとスロット60とに連通している
。尚、ラッチ部材56、駆動レバー58及びスロット6
0は1対以上であっても良い。
第5図に明示するように、ラッチ部材56は、管状部分
42に取り付けられ各スロット60を横切って延びるピ
ボットビン64によって、枢動自在に取り付けられてい
る。第6図、第8図からそれぞれ分かるように、このラ
ッチ部材56は、第6図に示す偏倚された掛止位置と、
第8図に示す解除位置との間で枢動可能となっている。
ねじり針金ばね66の形態の偏倚手段がピボットビン6
4を取り巻き、その両端部はそれぞれ、ラッチ部材56
の縁部と、管状部分42のスロット60内の棚部分68
とに係合し、第3図及び第6図に示す掛止位置にラッチ
部材56を偏倚させ、棚部分68と接触させるようにな
っている。この掛止位置において、ラッチ部材56の先
端58Aは、ラッチ部材56を案内シンブル14を通し
て引き上げることができないように、案内シンブル14
の下端部分14Aを越えて半径方向外方に延びている。
この反応度低減装置32を引き出すには、駆動レバー5
8を下方に動かし、ラッチ部N58を第8図の解除位置
になるまでその偏倚力に抗して上方且つ内方に枢動させ
なければならない、NA動レバー58のこのような動き
は、細長い治具38を中央通路34Cに下方に挿入して
その挿入側端部38Aを駆動レバー58と係合させるこ
とによって得られる。
治具38を挿入するには、まず、封鎖プラグ40を緩め
て取り除かなければならない、このように、自己掛止機
構36を解除するためには、数過程を経なければならな
い、このため、治具38を用いなければ、当該反応度低
減装置32は案内シンブル14から取外し、不可能であ
ると言うことができる。第9図に示すように、棒体34
の上部ヘッド部分44は、アンダーカットないしは面取
りされた下部外周縁フOを有しており、上部ヘッド部分
44を把持するための別間の取外し装置74の把持アー
ム72と共働するようになっている。従って、自己掛止
機構36が細長い治具38によって案内シンブル14か
ら解放されたならば、取外し装置74は案内シンブル1
4から反応度低減装置32を引き出すことができる。こ
の把持アーム72が半径方向外方向に広がって、装置3
2の上部ヘッド部分44の押さえが外れることのないよ
うに、環状リング(図示しない)をアーム72上に配置
することができる。
簡単に述べると、米国原子力規制委員会(NCR)は、
このような構造を有する反応度低減装置32を、その取
外しに複数の別の治具を含めて複数の作業を必要とする
ので、取外し不可能であるとみなすものと思われる0本
発明の反応度低減装置32は、いったん案内シンブルに
挿入され据え付けられたならば、脱落するおそれがない
。また、当該反応度低減装置32は、その構造が凹凸と
なっているので、燃料集合体が損傷されたとしても所定
位置に残る。
この反応度低減装置32は十分に燃料集合体の反応度を
減じるので、濃綿度が現在の制限よりも3.0w1oは
ど高い燃料を貯蔵できる。或は、この反応度低減装置3
2は、燃焼度クレジットに必要とされる最小燃焼度を3
0.0OOIOID/ NTUはど減少させるのに使用
できる。
本発明と本発明に付随する多くの利点は、前述の説明か
ら理解されるであろう、また、本発明の精神及び範囲を
逸脱することなく、或はその実質的な利点を犠牲にする
ことなく、形態、構成及び配列に関し、種りの変更が可
能であり、よって、以上に述べた形態は、単に本発明の
好適な実施例にすぎないことは明らかであろう。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の燃料集合体の正面部分断面図であり、明
瞭化のために一部を削除し、垂直方向に短縮した形で示
した図、第2図は第1図の燃料集合体における案内シン
ブル、上部ノズル及び下部、ノズルを垂直方向に短縮し
た形で部分的に示す拡大縦断面図、第3図は本発明によ
る反応度低減装置を垂直方向に短縮した形で示す拡大縦
断面図、第4図は第3図の4−4線に沿っての断面図、
第5図は第Φ図の5−5線に沿って見た矢視図、第6図
は燃料集合体の案内シンブルに挿入された反応度低減装
置と、その下部の掛止位置にある自己掛止機構とを示す
第2図及び第3図を組み合わせた縦断面図、第7図は第
6図の7−7線に沿っての断面図、第8図は案内シンブ
ル及び反応度低減装置の下部部分を示す縦断面図であり
、反応度低減装置の案内シンブルへの挿入中或は案内シ
ンブルからの引抜き中における解除位置にある自己掛止
機構を示す図、第9図は燃料集合体の案内シンブルから
反応度低減装置を引き出す際に使用される取外し装置を
示す第6図と同様な縦断面図である。図中、 10・・・燃料集合体 32・・・反応度低減装置 34A・・・挿入側端部 34C・・・中央通路 36・・・自己掛止装置 38・・・治具 j4・・・案内シンブル 34・・・棒体 34B・・引抜き側端部 (自己掛止手段) FIG、2 FIG、  3 F FIG、 FIG。 FIG G。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 使用済核燃料集合体の案内シンブルに挿入されるように
    なっている反応度低減装置であって、(a)挿入側端部
    及び引抜き側端部を有し、中性子吸収材を収容する細長
    い棒体であり、前記案内シンブルの上端部分に隣接して
    前記引抜き側端部を配置すると共に、前記案内シンブル
    の上端部分とは反対の方向に前記案内シンブルからその
    長手方向に沿って離隔された位置に前記挿入側端部を配
    置するよう前記案内シンブル内に挿入される前記棒体と
    、 (b)前記案内シンブル内に前記棒体を挿入した際に前
    記案内シンブルの上端部分とは反対の位置で前記案内シ
    ンブルに対して自己掛止するように前記棒体の挿入側端
    部に取り付けられた自己掛止手段であり、別個の治具を
    使用しない限り前記案内シンブルから取り外すことがで
    きないようになっている前記自己掛止手段と、 を備えている使用済核燃料集合体用の反応度低減装置。
JP1316630A 1988-12-08 1989-12-07 使用済核燃料集合体用の反応度低減装置 Pending JPH02201193A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/281,148 US4917856A (en) 1988-12-08 1988-12-08 Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage
US281,148 1988-12-08

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH02201193A true JPH02201193A (ja) 1990-08-09

Family

ID=23076141

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1316630A Pending JPH02201193A (ja) 1988-12-08 1989-12-07 使用済核燃料集合体用の反応度低減装置

Country Status (4)

Country Link
US (1) US4917856A (ja)
EP (1) EP0372551B1 (ja)
JP (1) JPH02201193A (ja)
ES (1) ES2049797T3 (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2008108187A1 (ja) 2007-02-28 2008-09-12 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. 計装案内管流動振動抑制構造

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5629964A (en) * 1994-03-11 1997-05-13 Roberts; Paul Neutron absorbing apparatus
DE19708899C2 (de) * 1996-07-12 1999-06-02 Gnb Gmbh Verfahren zum Transport und zur Lagerung von abgebrannten Brennelementen und Neutronenabsorbern für die Durchführung des Verfahrens
JP3297412B2 (ja) 1999-11-01 2002-07-02 三菱重工業株式会社 中性子吸収棒、この挿入装置、キャスク、および使用済み核燃料集合体の搬送・貯蔵方法
JP2013503353A (ja) * 2009-08-31 2013-01-31 トランスニュークリア インコーポレイテッド 燃料貯蔵のためのラックシステムおよびアセンブリ
CN105931687B (zh) * 2016-06-14 2019-07-02 中国核电工程有限公司 一种乏燃料贮存小室

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1131076A (en) * 1965-04-29 1968-10-23 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactors
GB1143752A (ja) * 1967-12-14 1900-01-01
JPS53100389A (en) * 1977-02-15 1978-09-01 Genshi Nenryo Kogyo Nuclear fuel for highhgemperature reactor
US4152206A (en) * 1977-06-06 1979-05-01 The Babcock & Wilcox Company Nuclear fuel element end fitting
JPS5453796A (en) * 1977-10-06 1979-04-27 Toshiba Corp Control rod assembly
US4304631A (en) * 1979-07-02 1981-12-08 The Babcock & Wilcox Company Control component retainer
US4391771A (en) * 1980-12-03 1983-07-05 Combustion Engineering, Inc. Arrangement for retaining a fuel rod in a reconstitutable fuel assembly
DE3110582C2 (de) * 1981-03-18 1986-07-24 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zum Manipulieren und/oder Lagern eines Kernreaktorbrennelementes
DE3238297A1 (de) * 1982-10-15 1984-04-19 Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach Kernreaktorbrennelement mit leicht ziehbarer stabhalteplatte
FR2544541B1 (fr) * 1983-04-13 1985-12-13 Transnucleaire Structure et ensemble de moyens pour le rangement d'elements combustibles nucleaires
DE3403780C1 (de) * 1984-02-03 1985-04-18 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Einhaltung der Unterkritikalitaet von Brennelementen eines Leichtwasserreaktors
US4687631A (en) * 1985-09-12 1987-08-18 Westinghouse Electric Corp. Top nozzle mounted reusable fastener device in a reconstitutable nuclear fuel assembly
US4748908A (en) * 1986-01-07 1988-06-07 Fab Masters, Inc. Waste containers having compressed waste hold-down mechanisms
US4803042A (en) * 1987-11-23 1989-02-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor core component shipping container

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2008108187A1 (ja) 2007-02-28 2008-09-12 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. 計装案内管流動振動抑制構造
US8903032B2 (en) 2007-02-28 2014-12-02 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Structure for suppressing flow vibration of instrumentation guide tube

Also Published As

Publication number Publication date
US4917856A (en) 1990-04-17
EP0372551A3 (en) 1990-09-26
EP0372551B1 (en) 1994-03-02
ES2049797T3 (es) 1994-05-01
EP0372551A2 (en) 1990-06-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US7961836B2 (en) Use of boron or enriched boron 10 in UO2
RU2407078C2 (ru) Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней
JP2911065B2 (ja) 制御棒用案内シンブルのダッシュポット
JP2516658B2 (ja) 核燃料棒装荷装置
JPS63285490A (ja) 燃料集合体における破片フィルタ下部ノズル
JP2580292B2 (ja) 炉心構成要素用の輸送コンテナ
US4716018A (en) End plug with truncated tapered leading end configuration
JPH02201193A (ja) 使用済核燃料集合体用の反応度低減装置
EP0167069B1 (en) Gas displacement spectral shift reactor
JPH0569397B2 (ja)
US4702883A (en) Reconstitutable fuel assembly having removable upper stops on guide thimbles
JPS5872097A (ja) 原子炉の燃料アセンブリ
US4988473A (en) Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage
JPH0458911B2 (ja)
JPH05196774A (ja) 核燃料集合体で使用するスペクトルシフト棒アセンブリ
JPS6262282A (ja) 再構成可能な燃料集合体
JPS63212896A (ja) 細長い部材の解放可能な係合装置
JPH0545155B2 (ja)
EP0151969B1 (en) Fuel-bearing plugging device
JPS61230081A (ja) 原小炉用の可燃性吸収棒
JPS60218095A (ja) 原子炉用毒物棒
US5610959A (en) Hafnium doped replacement rod for nuclear fuel reconstitution
EP1780729A2 (en) Fuel assembly with boron containing nuclear fuel
JPH0631770B2 (ja) 沸騰水型原子炉
JPH079118Y2 (ja) 原子炉の弱吸収制御棒