JPH0236154Y2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0236154Y2
JPH0236154Y2 JP1985076410U JP7641085U JPH0236154Y2 JP H0236154 Y2 JPH0236154 Y2 JP H0236154Y2 JP 1985076410 U JP1985076410 U JP 1985076410U JP 7641085 U JP7641085 U JP 7641085U JP H0236154 Y2 JPH0236154 Y2 JP H0236154Y2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
fuel assembly
waterrod
fins
waterrods
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
Application number
JP1985076410U
Other languages
English (en)
Other versions
JPS61193399U (ja
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 filed Critical
Priority to JP1985076410U priority Critical patent/JPH0236154Y2/ja
Publication of JPS61193399U publication Critical patent/JPS61193399U/ja
Application granted granted Critical
Publication of JPH0236154Y2 publication Critical patent/JPH0236154Y2/ja
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【考案の詳細な説明】 〔考案の技術分野〕 本考案はウオータロツドの外形に改良を加えた
沸騰水型原子炉用燃料集合体に関する。
〔考案の技術的背景とその問題点〕
沸騰水型原子炉の燃料集合体は、第5図に示す
ように核燃料を充填した数十本の燃料棒2とウオ
ータロツドと称する非沸騰水を保持する若干本の
ロツド3をチヤンネルボツクス1内に正方格子状
に配列した構成を有しており、ウオータロツドは
燃料集合体内の出力分布を平坦化し、また中性子
エネルギースペクトルの硬化とボイド反応度係数
の絶対値の増加を抑制する役目をしている。
ところで近年、沸騰水型原子炉の経済性向上の
ために原子炉の長期サイクル運転が望まれ、燃料
濃縮度を増す集合体設計が考えられているが、そ
の場合ウオータロツドについても外径を大きくし
たり本数を増すことにより水対ウラン比の増加を
図り上記効果が低下しないようにすることが考え
られている。
しかしながら、ウオータロツドの外径を大きく
したり本数を増したりすることにより冷却材の有
効流路断面積が減少するので、燃料棒からの熱除
去が不充分になり、そのため集合体の圧力損失が
増加し、チヤンネルボツクス内を流れる冷却材の
流量が減少することが知られている。さらに、集
合体内で気液二相流となつた冷却材は液相部分が
非加熱壁であるウオータロツド外表面に付着する
ので、ウオータロツド外表面が増加すると燃料棒
と冷却材液相との接触が一層減少し、燃料棒から
の熱除去が減少する。その結果燃料集合体の熱的
限界出力が低下することになる。
〔考案の目的〕
本考案は上記情況に鑑みてなされたもので、燃
料集合体のウオータロツドを太径化または本数増
加した場合に、それに伴なつて生ずる燃料集合体
の圧力損失の増加および熱的限界出力の低下を抑
制することのできる沸騰水型原子炉用燃料集合体
を提供することを目的とし、燃料集合体の効率的
な冷却を行うものである。
〔考案の概要〕
本考案は、ウオータロツドの外表面に連続した
らせん状のフインを設けたことにより、ウオータ
ロツド周囲の冷却材の流れを容易にし、ウオータ
ロツド外表面に付着する液膜をフインに沿う冷却
材旋回流によつて容易にウオータロツド外表面か
ら離脱させ、圧力損失の増加および熱的限界出力
の低下を抑制するようにした沸騰水型原子炉用燃
料集合体に関する。
〔考案の実施例〕
本考案の実施例を図面を参照して説明する。
第1図は本考案の燃料集合体に設置されるウオ
ータロツドの一例を示す斜視図であり、2本のウ
オータロツド5のそれぞれには連続したらせん状
のフイン6が設けられている。同図ではウオータ
ロツドの周囲に180゜間隔で連続したらせん状のフ
インを巻いた例を示したが、フインの存在はウオ
ータロツド間を所定の間隔に保持しそれが集合体
の強度に影響を与えることになるので、フイン
巾、角度、巻きピツテ等は集合体に関する種々の
試験、例えば機械強度試験、冷却材の平行流によ
るフレツテイング摩耗特性試験、耐震試験、繰返
し荷重による疲労試験等を行なうことによつて適
宜定めることができる。
上記したようにフインがウオータロツド間の間
隔を保持する役目もするので、ウオータロツドの
外表面にフインを設けたことにより、ウオータロ
ツドを支えるスペーサの弾性支持部および固定支
持部を取り除くことができ、そのため冷却材流路
が遮断されないので一層冷却材の流れがよくな
る。
第2図は8×8の燃料棒配列の燃料集合体に4
本のウオータロツドを配置した本考案の一例を示
す燃料集合体断面図である。4本のウオータロツ
ド5には連続したらせん状のフイン6が設けら
れ、フイン6によりウオータロツド間の間隔が保
持されているので、ウオータロツド間にはスペー
サのバー7、固定支持部8および弾性支持部9が
取り除かれている。
第3図は本考案の他の実施例を示すための燃料
集合体断面図である。この例では太径化したウオ
ータロツド10が1本設置されており、ウオータ
ロツド10には4本のフイン11が連続したらせ
ん状に設けられている。燃料棒12の周囲にはス
ペーサのバー13、固定支持部14および弾性支
持部15が取り付けられているが、ウオータロツ
ド10の周囲からはこれらが取り除かれている。
第4図はウオータロツドに設置されたらせん状
のフインによりウオータロツド表面に旋回流が生
ずる状態を示したものである。この旋回流により
ウオータロツドに付着した質量の大きな液滴がウ
オータロツド表面に対し垂直な方向の力を受け、
燃料集合体の中央領域から燃料棒が配列されてい
る周辺領域へ移動するので、燃料棒の熱除去に寄
与することができる。
なお、本考案にかかるらせん状フインはウオー
タロツド外表面の相対向する位置に形成するよう
にすると、さらに燃料集合体の効率的な冷却を行
うことができる。
〔考案の効果〕
以上説明したように、本考案の燃料集合体は、
ウオータロツドの外表面に連続したらせん状のフ
インを設けたことにより、ウオータロツド表面に
おいてフインに沿う冷却材旋回流を生じさせ、こ
れによりウオータロツド表面に付着した冷却材の
液膜をウオータロツドより離脱させて燃料棒方向
へ移動させ、燃料棒の熱交換を良好にするという
効果がある。
またウオータロツド外表面にらせん状のフイン
を設けたことにより、フインがウオータロツド間
の間隔を保持する役割を果たし、そのため従来ウ
オータロツドを支持していたスペーサの支持部を
取り除くことができる。その結果、冷却材速度の
大きな集合体中央部において冷却材の流路の妨害
が少なくなり、圧力損失が低減する。また上記し
た冷却材の液膜の燃料棒側への移動も流路坊害が
少ないことによつて一層良好になり、燃料棒表面
と冷却材との接触が良好になる。以上の効果によ
り燃料集合体の熱的限界出力が向上する。
【図面の簡単な説明】
第1図は本考案の燃料集合体に設置されるウオ
ータロツドの一実施例を示す斜視図、第2図およ
び第3図は本考案の実施例を示す燃料集合体断面
図、第4図は本考案におけるウオータロツド表面
のらせん状フインによる冷却材旋回流の状態を示
す図、第5図は従来の燃料集合体の断面図であ
る。 5,8……ウオータロツド、6,11……らせ
ん状フイン、7,13……スペーサのバー、12
……燃料棒、8,14……スペーサの固定支持
部、9,15……スペーサの弾性支持部。

Claims (1)

  1. 【実用新案登録請求の範囲】 (1) 燃料棒およびウオータロツドが規則的に配列
    されている沸騰水型原子炉用燃料集合体におい
    て、前記ウオータロツドの外表面の連続的なら
    せん状位置にフインが形成されていることを特
    徴とする沸騰水型原子炉用燃料集合体。 (2) 燃料棒およびウオータロツドを支持するスペ
    ーサのウオータロツド支持部が取り除かれ、連
    続的ならせん状のフインによりウオータロツド
    の間隔が保持されるようになつている実用新案
    登録請求の範囲第1項記載の沸騰水型原子炉用
    燃料集合体。
JP1985076410U 1985-05-24 1985-05-24 Expired JPH0236154Y2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1985076410U JPH0236154Y2 (ja) 1985-05-24 1985-05-24

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1985076410U JPH0236154Y2 (ja) 1985-05-24 1985-05-24

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61193399U JPS61193399U (ja) 1986-12-02
JPH0236154Y2 true JPH0236154Y2 (ja) 1990-10-02

Family

ID=30618524

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1985076410U Expired JPH0236154Y2 (ja) 1985-05-24 1985-05-24

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH0236154Y2 (ja)

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS52106093A (en) * 1976-03-03 1977-09-06 Hitachi Ltd Spacer supporter
JPS5748494B2 (ja) * 1975-03-31 1982-10-16

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5748494U (ja) * 1980-09-03 1982-03-18

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5748494B2 (ja) * 1975-03-31 1982-10-16
JPS52106093A (en) * 1976-03-03 1977-09-06 Hitachi Ltd Spacer supporter

Also Published As

Publication number Publication date
JPS61193399U (ja) 1986-12-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4698204A (en) Intermediate flow mixing nonsupport grid for BWR fuel assembly
US4957697A (en) Nuclear fuel rod support grid with generally S-shaped spring structures
US5666389A (en) Fuel assembly and spacer for a nuclear reactor
EP0283839A2 (en) Axially shaped channel and integral flow trippers
IT8322456A1 (it) Distanziatore per assieme di combustibile nucleare
JP3328364B2 (ja) 核燃料集合体のための低圧力損スペーサ
JPS6333696A (ja) 核燃料集合体
US6519309B1 (en) Pressurized water reactor fuel assembly spacer grid
US4728490A (en) Fuel rod spacer with perimeter scoops for diverting liquid coolant flow
US5303276A (en) Fuel assembly including deflector vanes for deflecting a component of a fluid stream flowing past such 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
US4970048A (en) Mixing grid with fins for nuclear fuel assembly
US4818479A (en) Nuclear reactor spacer grid and ductless core component
US5787140A (en) Handle assembly and channel for a nuclear reactor fuel bundle assembly
US6714619B2 (en) Spacer grid with double deflected vanes for nuclear fuel assemblies
JPH0236154Y2 (ja)
US20020136346A1 (en) Fuel element and gas coolant nuclear reactor using same
US3994779A (en) Nuclear reactor fuel rod spacer
US3798125A (en) Nuclear fuel subassembly
RU2192051C2 (ru) Тепловыделяющая сборка
JPH067187B2 (ja) スペーサグリッドと一体の旋回羽根
KR101017318B1 (ko) 수력적 균형을 이루는 혼합날개 패턴을 가진 지지격자
JPH05157867A (ja) 燃料集合体
JP3900438B2 (ja) 沸騰水型原子炉用の燃料集合体
JP2523694B2 (ja) 燃料集合体