JPH03205591A - 核燃料集合体のフレッティング防止保護装置 - Google Patents
核燃料集合体のフレッティング防止保護装置Info
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- JPH03205591A JPH03205591A JP2198091A JP19809190A JPH03205591A JP H03205591 A JPH03205591 A JP H03205591A JP 2198091 A JP2198091 A JP 2198091A JP 19809190 A JP19809190 A JP 19809190A JP H03205591 A JPH03205591 A JP H03205591A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/33—Supporting 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
-
- 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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (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】
本発明は、一般に、核燃料集合体に関し、特に、異物に
より生じるフレッティング損傷から核燃料棒の被覆管の
下端部分を保護するためのスリーブの形態をとる保護装
置に関するものである。
より生じるフレッティング損傷から核燃料棒の被覆管の
下端部分を保護するためのスリーブの形態をとる保護装
置に関するものである。
運生狡盃二五』
様々な運転条件の下で冷却材が循環される原子炉容器及
びその関連系統から、異物をすべて確実に除去するため
の努力が、原子炉の冷却材循環系を構或する部品の製造
、設置及び保守の作業中においても絶えずなされている
。確実に異物を除去するため入念な処理が実施されてい
るが、このような除去を行う目的で適用される保護措置
にも拘わらず、いくらかの切屑や金属粒子が冷却材循環
系中になお隠れたままになっていることか゛経験から分
かっている。殆どの異物は、恐らく蒸気発生器の修理又
は交換の後に■次系に残ったと考えられる金属旋削片で
ある。
びその関連系統から、異物をすべて確実に除去するため
の努力が、原子炉の冷却材循環系を構或する部品の製造
、設置及び保守の作業中においても絶えずなされている
。確実に異物を除去するため入念な処理が実施されてい
るが、このような除去を行う目的で適用される保護措置
にも拘わらず、いくらかの切屑や金属粒子が冷却材循環
系中になお隠れたままになっていることか゛経験から分
かっている。殆どの異物は、恐らく蒸気発生器の修理又
は交換の後に■次系に残ったと考えられる金属旋削片で
ある。
特に、最下部の格子に引つt4・かった異物によって燃
料棒に損傷か生しることは、近年幾つかの原子炉て指摘
されている。プラント始動時に、下部炉心支持板にある
冷却祠流道口から、燃料集合体の下部ノズルの流通穴を
通って異物が侵入する。
料棒に損傷か生しることは、近年幾つかの原子炉て指摘
されている。プラント始動時に、下部炉心支持板にある
冷却祠流道口から、燃料集合体の下部ノズルの流通穴を
通って異物が侵入する。
この異物は、燃料集合体の最下部の支持格子内における
、卵入れ枠形状をした格子のセル壁と燃料棒被覆管の下
端部分との間の間隙で留まる傾向がある。流れている冷
却材によって異物は微小運動を生じ、その結果、燃料棒
被覆管を摩耗して貫通孔を形戊する恐れがある。このよ
うに、異物による燃料棒の損傷は、燃料棒の外面と接触
した異物のフレッテイングによって生じる燃料棒被覆管
の貫通孔をいう。
、卵入れ枠形状をした格子のセル壁と燃料棒被覆管の下
端部分との間の間隙で留まる傾向がある。流れている冷
却材によって異物は微小運動を生じ、その結果、燃料棒
被覆管を摩耗して貫通孔を形戊する恐れがある。このよ
うに、異物による燃料棒の損傷は、燃料棒の外面と接触
した異物のフレッテイングによって生じる燃料棒被覆管
の貫通孔をいう。
異物が原因となって燃料棒に与える損傷の問題を解決す
るための従来の基本的な手段は、燃料集合体の下部ノズ
ル領域に配置される異↑勿フィルター又は異物トランプ
を考案することであった。或る設計の異物フィルターに
おいては、異物の大部分を最下部の格子の領域に達しな
いようにする機能を有しているか、それでもなお、いく
らかの異物が通り抜けてフレッテイング損傷を生しさせ
る恐れがあった。
るための従来の基本的な手段は、燃料集合体の下部ノズ
ル領域に配置される異↑勿フィルター又は異物トランプ
を考案することであった。或る設計の異物フィルターに
おいては、異物の大部分を最下部の格子の領域に達しな
いようにする機能を有しているか、それでもなお、いく
らかの異物が通り抜けてフレッテイング損傷を生しさせ
る恐れがあった。
従って、異物に起因する核燃料棒の損傷を回避する新た
な手段がなおも必要とされている。新しい手段は、原子
炉の構或部品の現在の構造や作動に適合することがてき
、また、原子炉の運転サイクル全体にわたり効果が持続
しなければならない。
な手段がなおも必要とされている。新しい手段は、原子
炉の構或部品の現在の構造や作動に適合することがてき
、また、原子炉の運転サイクル全体にわたり効果が持続
しなければならない。
更に、かかる手段は、原子炉の費用を高めることとなる
が、少なくともそのような弊害を全体的にみれば上回る
利益を提供するものでなければならない。
が、少なくともそのような弊害を全体的にみれば上回る
利益を提供するものでなければならない。
&甥【月生ヱ
本発明は、前記の必要性を満足するように設計された核
燃料棒被覆管のための保護装置を提供する。本発明の手
段は、異物を漉し分けたり捕獲するというものてはなく
、異物の接触によるフレッティング損傷の問題かある危
険位置において燃料棒被覆管の表面を保護するというも
のである。特に、本発明の保護装置は、格子セルを貫く
上向きの冷却材流れに随伴される異物が、燃料棒被覆管
の下端部分に損傷を起こすような接触をしないように、
該下端部分を保護する。
燃料棒被覆管のための保護装置を提供する。本発明の手
段は、異物を漉し分けたり捕獲するというものてはなく
、異物の接触によるフレッティング損傷の問題かある危
険位置において燃料棒被覆管の表面を保護するというも
のである。特に、本発明の保護装置は、格子セルを貫く
上向きの冷却材流れに随伴される異物が、燃料棒被覆管
の下端部分に損傷を起こすような接触をしないように、
該下端部分を保護する。
本発明の保護装置は、燃料集合体を貫く冷却材の上向き
の流れに沿って延びる燃料棒と、この上向きの冷却材流
れに対して横向きに延びる格子とを有する核燃料集合体
で用いられる。格子は、上向きの冷却材流れの一部を受
け入れるセルを有しており、その流れは、セルの内部を
その下端から上端へと上昇する。燃利棒は被覆管を有し
、この被覆管の下端部分は、格子のセルを上端から下端
へと下向きに貫き、セルの下端から下方に間隔を置いて
配置された被覆管の下端まで延ひている。
の流れに沿って延びる燃料棒と、この上向きの冷却材流
れに対して横向きに延びる格子とを有する核燃料集合体
で用いられる。格子は、上向きの冷却材流れの一部を受
け入れるセルを有しており、その流れは、セルの内部を
その下端から上端へと上昇する。燃利棒は被覆管を有し
、この被覆管の下端部分は、格子のセルを上端から下端
へと下向きに貫き、セルの下端から下方に間隔を置いて
配置された被覆管の下端まで延ひている。
本発明の保護装置は、燃料棒被覆管の下端部分の周囲に
配置され且つこの下端部分と同範囲で延びる中空のシー
スないしはスリーブの形態をとり、上向きの冷却材流れ
に随伴される異物に燃料棒被覆管の下端部分が接触しな
いようにし、もってこの下端部分のフレッテイングを防
止するようになっている。より詳細には、スリーブは、
格子セル内をその上端と下端との間て延びている上部部
分と、格子セルの下端から燃料棒被覆管の下端まで椙子
セルの下方に延ひる下部部分とを有している。
配置され且つこの下端部分と同範囲で延びる中空のシー
スないしはスリーブの形態をとり、上向きの冷却材流れ
に随伴される異物に燃料棒被覆管の下端部分が接触しな
いようにし、もってこの下端部分のフレッテイングを防
止するようになっている。より詳細には、スリーブは、
格子セル内をその上端と下端との間て延びている上部部
分と、格子セルの下端から燃料棒被覆管の下端まで椙子
セルの下方に延ひる下部部分とを有している。
スリーブの上部部分には、周方向に適宜間隔を置き軸線
方向に延びる複数のスロットが画戒されており、これに
より、セルの側壁の燃料棒係合要素がスロットを通って
突出し、セルを貫通して延びている燃料棒被覆管の下端
部分と係合することができる。
方向に延びる複数のスロットが画戒されており、これに
より、セルの側壁の燃料棒係合要素がスロットを通って
突出し、セルを貫通して延びている燃料棒被覆管の下端
部分と係合することができる。
更に、スリーブは、燃料棒被覆管の下端部分から分離し
ており、ろう付けや溶接などにより格子セルに取り付け
られている。燃料棒は、被覆管の下端に取り付けられた
下部端栓を有し、また、スリーブの下縁は被覆管の下端
と同じ高さに配置され、燃料棒の下部端栓がスリーブの
下縁から下方に突出するようにしている。また、スリー
ブの上縁は格子セルの上端と同じ高さに配置される。
ており、ろう付けや溶接などにより格子セルに取り付け
られている。燃料棒は、被覆管の下端に取り付けられた
下部端栓を有し、また、スリーブの下縁は被覆管の下端
と同じ高さに配置され、燃料棒の下部端栓がスリーブの
下縁から下方に突出するようにしている。また、スリー
ブの上縁は格子セルの上端と同じ高さに配置される。
スリーブの肉厚は燃料棒被覆管の肉厚よりも大きいのか
好ましい。更に、スリーブの材料は、燃料棒被覆管の材
料よりも堅い。
好ましい。更に、スリーブの材料は、燃料棒被覆管の材
料よりも堅い。
本発明の上記及び他の特徴や利点は、本発明の実施例が
図示された図面に沿って、以下の詳細な説明を読むこと
により、当業者にとって明らかになるであろう。
図示された図面に沿って、以下の詳細な説明を読むこと
により、当業者にとって明らかになるであろう。
ロの詳 な言明
以下の説明において、同一の参照符号は、全図面を通し
て同一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j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。
て同一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j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。
全体的な説明
図面、特に第1図を参照すると、従来の原子炉用核燃料
集合体が立面図て、垂直方向に短縮した形で、総括的に
符号10て示されている。核燃料集合体10は、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)上に当該燃料集合体を支持するための
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、即ち案内シンプル14とを備えている。更に、燃
料集合体10は、案内シンプル14に沿って軸方向に互
いに隔てられた複数の横向きの格子16と、これらの格
子l6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、
燃料集合休10は、その中心に配置されている計装管2
0と、案内シンプル14の上端に取り付けられた上端構
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扱うことのできる一体
ユニットを形成ずる。
集合体が立面図て、垂直方向に短縮した形で、総括的に
符号10て示されている。核燃料集合体10は、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)上に当該燃料集合体を支持するための
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、即ち案内シンプル14とを備えている。更に、燃
料集合体10は、案内シンプル14に沿って軸方向に互
いに隔てられた複数の横向きの格子16と、これらの格
子l6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、
燃料集合休10は、その中心に配置されている計装管2
0と、案内シンプル14の上端に取り付けられた上端構
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扱うことのできる一体
ユニットを形成ずる。
上述のように、燃料集b体10における所定配列の燃利
棒18は、燃料集合木10内の長手方向に沿って間隔を
おいて配置された複数の格子16によって、相互に間隔
をおいて保持されている。各燃料棒18は管状の外側被
覆管23を備えている。この被覆管23は、多数の核燃
料ペレット24を収容し、また、燃料棒18を密閉すべ
くその両端が上部及び下部端栓26、28によって閉し
られている。一般に、プレナムばね30が上部端栓26
とペレット24との間に配置され、燃料棒18内でペレ
ット24を緊密に積み重ねた状態で維持する。核分裂性
物質がら戒る燃料ペレット24は、原子炉の核反応出力
の発生を担っている。水又はホウ素含有水のような液体
の冷却材が、炉心内で発生される熟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。
棒18は、燃料集合木10内の長手方向に沿って間隔を
おいて配置された複数の格子16によって、相互に間隔
をおいて保持されている。各燃料棒18は管状の外側被
覆管23を備えている。この被覆管23は、多数の核燃
料ペレット24を収容し、また、燃料棒18を密閉すべ
くその両端が上部及び下部端栓26、28によって閉し
られている。一般に、プレナムばね30が上部端栓26
とペレット24との間に配置され、燃料棒18内でペレ
ット24を緊密に積み重ねた状態で維持する。核分裂性
物質がら戒る燃料ペレット24は、原子炉の核反応出力
の発生を担っている。水又はホウ素含有水のような液体
の冷却材が、炉心内で発生される熟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。
核分裂過程を制御するために、燃料集合体10内の所定
の位置に配置された案内シンプル14内で、多数の制御
棒32が往復動ずるようになっている。
の位置に配置された案内シンプル14内で、多数の制御
棒32が往復動ずるようになっている。
詳細には、上部ノスル22は制御棒クラスタ制御機横3
4を備えており、この制御機横34は、複数のフルーク
若しくはアーム38が半径方向に延設された円筒形めわ
し部材36を有している。各アーム38は制御棒3Zに
相互連結されており、案内シンプル14内て垂直方向に
制御棒32を動かし、もって燃料集合体10内の核分裂
過程を制御するように、制御機構34を駆動させること
ができる。
4を備えており、この制御機横34は、複数のフルーク
若しくはアーム38が半径方向に延設された円筒形めわ
し部材36を有している。各アーム38は制御棒3Zに
相互連結されており、案内シンプル14内て垂直方向に
制御棒32を動かし、もって燃料集合体10内の核分裂
過程を制御するように、制御機構34を駆動させること
ができる。
のフレッーインク 止
前述したように、椙子16のうち最下部の椙子l6Aに
引っ掛かった異物によって燃料棒に損傷が生しることは
、近年幾つかの原子炉て指摘されている。異物の粒子か
燃料集合体10を通る冷却材の上昇流により振動される
。振動が生ずると、異物の粒子は燃料棒l8の被覆管2
3を摩耗し貫通穴を生じさせ、損傷させる恐れがある.
本発明の目的は、燃料棒被覆管23の下端部分23Aを
覆って延びる格子取付式フレッティング防止保護装置4
0を使用することにより、最下部の格子16Aの位置の
燃料棒被覆管23が異物と接触しないようにすることで
ある。尚、本発明を詳紺に説明する前に、最下部の格子
16AのffI戊(池の椙子と同一てある)を簡潔に説
明する。
引っ掛かった異物によって燃料棒に損傷が生しることは
、近年幾つかの原子炉て指摘されている。異物の粒子か
燃料集合体10を通る冷却材の上昇流により振動される
。振動が生ずると、異物の粒子は燃料棒l8の被覆管2
3を摩耗し貫通穴を生じさせ、損傷させる恐れがある.
本発明の目的は、燃料棒被覆管23の下端部分23Aを
覆って延びる格子取付式フレッティング防止保護装置4
0を使用することにより、最下部の格子16Aの位置の
燃料棒被覆管23が異物と接触しないようにすることで
ある。尚、本発明を詳紺に説明する前に、最下部の格子
16AのffI戊(池の椙子と同一てある)を簡潔に説
明する。
第2図〜第4図から分がるように、格子16Aは互いに
組み合わされた内測ストラップ42を含んでおり、これ
らスl・ラップ42は複数のセル44を形或ずるように
設計された卵入れ枠形状をしている。
組み合わされた内測ストラップ42を含んでおり、これ
らスl・ラップ42は複数のセル44を形或ずるように
設計された卵入れ枠形状をしている。
大部分のセル44はそれぞれ、1本の燃料棒18を受け
入れ、他の少数のセルは制御棒案内シンプル14を受け
入れる。燃料集合体10を貫く冷却材の上昇流は、格子
16Aのセル44を、その下端44Aがら入って上端4
4Bから出るように通り抜ける。格子16Aのセル44
は、下部端栓28のやや上方に位置する燃料棒18の軸
線方向位置て燃料棒18を受け入れて保持するが、この
セル44は、通常、格子組みの内側ストラップ42の母
材中に形或された比較的堅固な突起、即ちディンプル4
8及び比較的弾力のあるばね46を用い、燃料棒18を
セル44内5で保持するために必要なばね力を生じさせ
ている。また、内側ストラップ42は一般にたわみやす
く、燃料棒18が格子セル44を貫通して配置されたと
き、幾分歪曲する。
入れ、他の少数のセルは制御棒案内シンプル14を受け
入れる。燃料集合体10を貫く冷却材の上昇流は、格子
16Aのセル44を、その下端44Aがら入って上端4
4Bから出るように通り抜ける。格子16Aのセル44
は、下部端栓28のやや上方に位置する燃料棒18の軸
線方向位置て燃料棒18を受け入れて保持するが、この
セル44は、通常、格子組みの内側ストラップ42の母
材中に形或された比較的堅固な突起、即ちディンプル4
8及び比較的弾力のあるばね46を用い、燃料棒18を
セル44内5で保持するために必要なばね力を生じさせ
ている。また、内側ストラップ42は一般にたわみやす
く、燃料棒18が格子セル44を貫通して配置されたと
き、幾分歪曲する。
図示実施例の格子16Aにおいて、燃料棒18が入って
いる各セル44の隣合う2つの側壁5oにはそれぞれば
ね46があり、且つ、これらの各ばね46と向き合った
当該セル44の隣合う2つの側壁50のそれぞれには2
つのディンプル48がある。各格子セル44のばね46
及びディンプル48は、当該セル44を貫通して延びる
燃料棒18と摩擦係合ないし接触している。
いる各セル44の隣合う2つの側壁5oにはそれぞれば
ね46があり、且つ、これらの各ばね46と向き合った
当該セル44の隣合う2つの側壁50のそれぞれには2
つのディンプル48がある。各格子セル44のばね46
及びディンプル48は、当該セル44を貫通して延びる
燃料棒18と摩擦係合ないし接触している。
ここて第5図〜第9図を参照すると、本発明のフレッテ
ィング防止保護装置40の各〃は中空の管状のシースな
いしスリーブの形態をとっている。
ィング防止保護装置40の各〃は中空の管状のシースな
いしスリーブの形態をとっている。
中空のスリーブ40は、燃料棒被覆管23の下端部分2
3Aを囲繞して該下端部分23Aと同じ範囲(長さ)で
延びており、上向きの冷却材流れに随伴される異物が下
端部分23Aに接するのを防止し、これによって被覆管
23の下端部分23Aのフレッ,テイングを防止するよ
うになっている。
3Aを囲繞して該下端部分23Aと同じ範囲(長さ)で
延びており、上向きの冷却材流れに随伴される異物が下
端部分23Aに接するのを防止し、これによって被覆管
23の下端部分23Aのフレッ,テイングを防止するよ
うになっている。
より詳細に説明すると、スリーブ40は、一の格子セル
44をその下端44Aから上端44Bにかけて延ひる上
部部分52と、格子セル44の下方にその下端44Aか
ら燃料棒被覆管23の下端23Bまで延びる下部部分5
4とを有している。スリーブ40の上部部分52には、
周方向に適宜間隔を置き軸線方向に延びる複数のスロッ
ト56か画成されている。尚、このスロット56の数は
4つで、互いに90度の角度で配置されるのが良い。ス
ロット56により、燃料棒係合用のばね46及びディン
プル48がセル44の側壁50から該スロッ■・56を
通って突出し、セル44を貫通して延びている燃料棒被
覆管23の下端部分23Aと係含てきる。スリーブ上部
部分52のスロット56は、スリーブ40の上縁40A
で開口している。スリーブ40は、燃料林被覆管23の
下端部分23Aからは分離されており、ろうイ1け又は
溶接等により格子セル40の側壁50に取着されて格子
16Aに取り付けられている。
44をその下端44Aから上端44Bにかけて延ひる上
部部分52と、格子セル44の下方にその下端44Aか
ら燃料棒被覆管23の下端23Bまで延びる下部部分5
4とを有している。スリーブ40の上部部分52には、
周方向に適宜間隔を置き軸線方向に延びる複数のスロッ
ト56か画成されている。尚、このスロット56の数は
4つで、互いに90度の角度で配置されるのが良い。ス
ロット56により、燃料棒係合用のばね46及びディン
プル48がセル44の側壁50から該スロッ■・56を
通って突出し、セル44を貫通して延びている燃料棒被
覆管23の下端部分23Aと係含てきる。スリーブ上部
部分52のスロット56は、スリーブ40の上縁40A
で開口している。スリーブ40は、燃料林被覆管23の
下端部分23Aからは分離されており、ろうイ1け又は
溶接等により格子セル40の側壁50に取着されて格子
16Aに取り付けられている。
前述したように、燃料棒18の下部端栓28は、被覆管
23の下端23Bにしっかりと取り付けられている。被
覆管23の下端部分23Aと同じ範囲(長さ)て延びて
いるスリーブ40は、その下縁40Bか被覆管23の下
端23Bと同し高さに配置され、第6図及び第9図から
分かるように、燃料棒l8の下部端栓28がスリーブ4
0の下縁40Bから下方に突出するようになっている。
23の下端23Bにしっかりと取り付けられている。被
覆管23の下端部分23Aと同じ範囲(長さ)て延びて
いるスリーブ40は、その下縁40Bか被覆管23の下
端23Bと同し高さに配置され、第6図及び第9図から
分かるように、燃料棒l8の下部端栓28がスリーブ4
0の下縁40Bから下方に突出するようになっている。
このように、スリーブ40の下縁40Bが燃料集合体1
0の下部ノズル12の上方に間隔をおいて配置される場
合、下部ノズル12から燃料棒18間を上昇する冷却材
流れの配分を、スリーブ40が干渉したり妨げたりする
ことはない。また、スリーブ40の上縁40Aは、格子
セル44の上端44Bと同じ高さに配置されている。
0の下部ノズル12の上方に間隔をおいて配置される場
合、下部ノズル12から燃料棒18間を上昇する冷却材
流れの配分を、スリーブ40が干渉したり妨げたりする
ことはない。また、スリーブ40の上縁40Aは、格子
セル44の上端44Bと同じ高さに配置されている。
スリーブ40は、その肉厚が燃料棒被覆管23よりも厚
いほうか好ましく、例えば被覆管23の肉厚の2倍の厚
みがあると良い。更に、スリーブ40は、燃料棒被覆管
23の材料、例えばジルカロイなどより堅いインコネル
のような材料から形戒することができる。
いほうか好ましく、例えば被覆管23の肉厚の2倍の厚
みがあると良い。更に、スリーブ40は、燃料棒被覆管
23の材料、例えばジルカロイなどより堅いインコネル
のような材料から形戒することができる。
本発明と本発明に付随する多くの利点は以上の説明から
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て種々の変更が可能
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てあろう。
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て種々の変更が可能
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てあろう。
第1図は、本発明に従ったフレッティング防止保護装置
を組み込んている核燃料集合体の側面図であり、明瞭化
のために一部を切り欠き、部分的に断面図で示した図、
第2図は、第■図の燃料集合体の燃料棒支持椙子のうち
の一つを示す拡大部ラ了平面図、第3図は、第2図の3
−3線に沿っての格子の軸方向断面部分図、第4図は、
第2(7lの4−4線に沿っての格子の軸方向断面部分
図、第5図は、格子セル内にフレッティング防止保護装
置及び燃料棒か取り付けられているところを示す第2図
と同様な格子の部分平面図、第6図は、第5図の6−6
線に沿っての軸方向断面部分図、第7図は、本発明のフ
レッティング防北保護装置を示す拡大側面図、第8図は
、第7図の8−8線に沿ってのフレッティング防止保護
装置の断面図、第9図は、第1図の燃料集き体の下部を
、一部の構成部品を省略して示す側面図てある。図中、
10・・・核燃料集合体 16・・・↑3子1日・・
燃料棒 23・・・被覆管23A・・下端部分 4o・フレッティング防止保護装置(スリーブ)44・
・セル 44A・・・セルの下端44B・セ
ルの上端 52・・スリーブの上部部分54・・スリ
ーブの下部部分 「IG. 2 FIG. 3 FIG. 4
を組み込んている核燃料集合体の側面図であり、明瞭化
のために一部を切り欠き、部分的に断面図で示した図、
第2図は、第■図の燃料集合体の燃料棒支持椙子のうち
の一つを示す拡大部ラ了平面図、第3図は、第2図の3
−3線に沿っての格子の軸方向断面部分図、第4図は、
第2(7lの4−4線に沿っての格子の軸方向断面部分
図、第5図は、格子セル内にフレッティング防止保護装
置及び燃料棒か取り付けられているところを示す第2図
と同様な格子の部分平面図、第6図は、第5図の6−6
線に沿っての軸方向断面部分図、第7図は、本発明のフ
レッティング防北保護装置を示す拡大側面図、第8図は
、第7図の8−8線に沿ってのフレッティング防止保護
装置の断面図、第9図は、第1図の燃料集き体の下部を
、一部の構成部品を省略して示す側面図てある。図中、
10・・・核燃料集合体 16・・・↑3子1日・・
燃料棒 23・・・被覆管23A・・下端部分 4o・フレッティング防止保護装置(スリーブ)44・
・セル 44A・・・セルの下端44B・セ
ルの上端 52・・スリーブの上部部分54・・スリ
ーブの下部部分 「IG. 2 FIG. 3 FIG. 4
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 上向きの冷却材流れを受け入れるようになっている核燃
料集合体であり、前記上向きの冷却材流れに沿って延び
る細長い燃料棒と、前記上向きの冷却材流れに対して横
向きに延びる格子とを備えており、前記格子がセルを有
し、前記セルがその下端から上端へと貫流する前記上向
きの冷却材流れの一部を受け入れるようになっており、
前記燃料棒が被覆管を有し、前記被覆管の下端部分が前
記セルを前記上端から前記下端へと下向きに貫通して、
前記セルの前記下端の下方に間隔を置いて配置される前
記被覆管の下端まで延びている前記核燃料棒集合体にお
いて用いられるフレッティング防止保護装置であって、 (a)前記被覆管の前記下端部分を前記上向きの冷却材
に随伴された異物による接触から防護して、前記下端部
分のフレッティングを防止するように、前記下端部分の
周囲に配置され且つ前記下端部分と同範囲で延びる中空
のスリーブ、 から成り、 (b)前記スリーブが、前記セル内を前記上端と前記下
端との間で延びている上部部分を有し、(c)前記スリ
ーブが、前記セルの前記下端から前記被覆管の下端まで
前記セルの下方に延びる下部部分を有している、 核燃料集合体のフレッティング防止保護装置。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US386,065 | 1989-07-28 | ||
US07/386,065 US4980121A (en) | 1989-07-28 | 1989-07-28 | Protective device for lower end portion of a nuclear fuel rod cladding |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH03205591A true JPH03205591A (ja) | 1991-09-09 |
Family
ID=23524016
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2198091A Pending JPH03205591A (ja) | 1989-07-28 | 1990-07-27 | 核燃料集合体のフレッティング防止保護装置 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4980121A (ja) |
EP (1) | EP0410171B1 (ja) |
JP (1) | JPH03205591A (ja) |
KR (1) | KR100226076B1 (ja) |
DE (1) | DE69009114T2 (ja) |
ES (1) | ES2053022T3 (ja) |
Families Citing this family (22)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5483564A (en) * | 1993-04-12 | 1996-01-09 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including double corrugated strainers for boiling water reactors |
US5390221A (en) * | 1993-08-23 | 1995-02-14 | General Electric Company | Debris filters with flow bypass for boiling water reactors |
US5390220A (en) * | 1993-11-29 | 1995-02-14 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including helical spring strainers for boiling water reactors |
US5345483A (en) * | 1993-12-02 | 1994-09-06 | General Electric Company | Lower tie plate strainers having double plate with offset holes for boiling water reactors |
US5488634A (en) * | 1994-02-10 | 1996-01-30 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
US5473650A (en) * | 1994-04-15 | 1995-12-05 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
US5488644A (en) | 1994-07-13 | 1996-01-30 | General Electric Company | Spring assemblies for adjoining nuclear fuel rod containing ferrules and a spacer formed of the spring assemblies and ferrules |
US5490191A (en) * | 1994-09-29 | 1996-02-06 | Siemens Power Corporation | BWR nuclear fuel assembly |
US5519747A (en) | 1994-10-04 | 1996-05-21 | General Electric Company | Apparatus and methods for fabricating spacers for a nuclear fuel rod bundle |
US5539793A (en) * | 1994-10-27 | 1996-07-23 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
US5519745A (en) * | 1994-11-03 | 1996-05-21 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
US5528640A (en) * | 1994-11-07 | 1996-06-18 | General Electric Company | Low pressure double offset plate catcher for a nuclear reactor |
US5526388A (en) * | 1995-01-04 | 1996-06-11 | B&W Fuel Company | Debris resistant fuel rod sleeve |
US5546437A (en) | 1995-01-11 | 1996-08-13 | General Electric Company | Spacer for nuclear fuel rods |
US5566217A (en) | 1995-01-30 | 1996-10-15 | General Electric Company | Reduced height spacer for nuclear fuel rods |
US5675621A (en) | 1995-08-17 | 1997-10-07 | General Electric Company | Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods |
US5748694A (en) * | 1996-03-26 | 1998-05-05 | General Electric Company | Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly |
RU2252458C1 (ru) * | 2003-08-18 | 2005-05-20 | Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
US20050238131A1 (en) * | 2004-04-21 | 2005-10-27 | Hellandbrand Patrick A Jr | Grid insert for the lowermost grid in a fuel assembly |
US20110164719A1 (en) * | 2010-01-05 | 2011-07-07 | Westinghouse Electric Company, Llc | Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle |
US9053826B2 (en) * | 2010-03-03 | 2015-06-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Protective grid attachment |
CN109935361B (zh) * | 2017-12-19 | 2024-05-31 | 中国原子能科学研究院 | 一种方形双面冷却环形燃料组件 |
Family Cites Families (30)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2879216A (en) * | 1954-02-05 | 1959-03-24 | Jr Henry Hurwitz | Neutronic reactor |
US3366546A (en) * | 1965-12-02 | 1968-01-30 | Combustion Eng | Nuclear reactor |
US3791466A (en) * | 1969-05-19 | 1974-02-12 | Westinghouse Electric Corp | Low parasitic capture fuel assembly structure |
US3954560A (en) * | 1970-05-06 | 1976-05-04 | Commissariat A L'energie Atomique | Nuclear fuel assembly |
US3920516A (en) * | 1972-09-25 | 1975-11-18 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor fuel assembly arrangement |
FR2298162A1 (fr) * | 1975-01-20 | 1976-08-13 | Commissariat Energie Atomique | Disposit |
JPS536795A (en) * | 1976-07-09 | 1978-01-21 | Hitachi Ltd | Fast breeder fuel assembly |
US4372817A (en) * | 1976-09-27 | 1983-02-08 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
GB1544719A (en) * | 1977-01-12 | 1979-04-25 | British Nuclear Fuels Ltd | Cellular grids |
US4239597A (en) * | 1978-03-30 | 1980-12-16 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear fuel spacer grid |
US4445942A (en) * | 1979-11-26 | 1984-05-01 | General Electric Company | Method for forming nuclear fuel containers of a composite construction and the product thereof |
US4391771A (en) * | 1980-12-03 | 1983-07-05 | Combustion Engineering, Inc. | Arrangement for retaining a fuel rod in a reconstitutable fuel assembly |
US4420458A (en) * | 1981-04-29 | 1983-12-13 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly with coolant conducting tube |
DE3277149D1 (en) * | 1981-12-18 | 1987-10-08 | Atomic Energy Authority Uk | Apparatus for use in liquid alkali environment |
US4541984A (en) * | 1982-09-29 | 1985-09-17 | Combustion Engineering, Inc. | Getter-lubricant coating for nuclear fuel elements |
ZA847032B (en) * | 1983-09-30 | 1985-08-28 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor fuel assembly with a removably top nozzle |
US4606109A (en) * | 1984-01-13 | 1986-08-19 | Westinghouse Electric Corp. | Element immersed in coolant of nuclear reactor |
JPS60162985A (ja) * | 1984-02-03 | 1985-08-24 | 三菱原子燃料株式会社 | 燃料集合体 |
JPS60165580A (ja) * | 1984-02-08 | 1985-08-28 | 株式会社日立製作所 | 原子炉燃料用被覆管の製造法 |
DE3506951A1 (de) * | 1984-02-29 | 1985-10-24 | Japan Nuclear Fuel Co., Ltd., Yokosuka, Kanagawa | Verfahren und vorrichtung zum zusammenbauen eines brennelementbuendels |
US4664881A (en) * | 1984-03-14 | 1987-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium base fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
US4663119A (en) * | 1984-08-03 | 1987-05-05 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for securing structural tubes in nuclear reactor fuel assemblies |
US4692303A (en) * | 1984-08-23 | 1987-09-08 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Spacer capture rod to space grid attachment device |
US4717534A (en) * | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber |
US4751044A (en) * | 1985-08-15 | 1988-06-14 | Westinghouse Electric Corp. | Composite nuclear fuel cladding tubing and other core internal structures with improved corrosion resistance |
US4728488A (en) * | 1985-11-14 | 1988-03-01 | Westinghouse Electric Corp. | Wear resistant zirconium base alloy article for water reactors |
US4675154A (en) * | 1985-12-20 | 1987-06-23 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly with large coolant conducting tube |
FR2603417B1 (fr) * | 1986-08-28 | 1988-12-02 | Framatome Sa | Assemblage de combustible nucleaire a grille d'extremite libre |
DE3632153A1 (de) * | 1986-09-22 | 1988-03-31 | Siemens Ag | Kernreaktorbrennelement |
US4849161A (en) * | 1987-02-19 | 1989-07-18 | Advanced Nuclear Fuels Corp. | Debris-resistant fuel assembly |
-
1989
- 1989-07-28 US US07/386,065 patent/US4980121A/en not_active Expired - Fee Related
-
1990
- 1990-07-05 EP EP90112804A patent/EP0410171B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-07-05 DE DE69009114T patent/DE69009114T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1990-07-05 ES ES90112804T patent/ES2053022T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1990-07-27 KR KR1019900011490A patent/KR100226076B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1990-07-27 JP JP2198091A patent/JPH03205591A/ja active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
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DE69009114D1 (de) | 1994-06-30 |
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EP0410171B1 (en) | 1994-05-25 |
KR910003682A (ko) | 1991-02-28 |
KR100226076B1 (ko) | 1999-10-15 |
DE69009114T2 (de) | 1994-11-17 |
ES2053022T3 (es) | 1994-07-16 |
US4980121A (en) | 1990-12-25 |
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