JPH04244993A - 原子炉燃料チャンネル用チューブ間熱伝導率制限装置 - Google Patents
原子炉燃料チャンネル用チューブ間熱伝導率制限装置Info
- Publication number
- JPH04244993A JPH04244993A JP3249501A JP24950191A JPH04244993A JP H04244993 A JPH04244993 A JP H04244993A JP 3249501 A JP3249501 A JP 3249501A JP 24950191 A JP24950191 A JP 24950191A JP H04244993 A JPH04244993 A JP H04244993A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- tube
- screen
- wire
- calandria
- thermal conductivity
- 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 abstract description 5
- 238000009835 boiling Methods 0.000 abstract description 9
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 abstract 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 10
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 7
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 3
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 230000001010 compromised effect Effects 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 238000011160 research Methods 0.000 description 2
- 238000005480 shot peening Methods 0.000 description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000003746 surface roughness Effects 0.000 description 2
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000619 316 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001026 inconel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 238000004781 supercooling Methods 0.000 description 1
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
-
- 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
- G21C3/324—Coats or envelopes for the bundles
-
- 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
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For 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
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉燃料チャンネル
のチューブ間熱伝導率制限装置に関する。
のチューブ間熱伝導率制限装置に関する。
【0002】
【従来の技術】CANDU原子炉では、燃料および冷却
剤は、水平な燃料チャンネルによって減速材から分離さ
れる。該燃料チャンネルは、ガス充填環状部によって分
離される圧力チューブと、カランドリアチューブとから
成っている。環状部内には、カランドリアチューブから
の圧力チューブの分離を維持するために長手方向に間隔
を設けられガーターばねとして周知の幾つかの円形ばね
がある。
剤は、水平な燃料チャンネルによって減速材から分離さ
れる。該燃料チャンネルは、ガス充填環状部によって分
離される圧力チューブと、カランドリアチューブとから
成っている。環状部内には、カランドリアチューブから
の圧力チューブの分離を維持するために長手方向に間隔
を設けられガーターばねとして周知の幾つかの円形ばね
がある。
【0003】同時に損傷される緊急炉心冷却を伴う冷却
剤事故の仮定される損害の際、圧力チューブは、高温に
なって、それを包囲するカランドリアチューブに接触す
る様に変形し得る。圧力チューブがカランドリアチュー
ブに接触すれば、カランドリアチューブの温度は、上昇
して、カランドリアチューブの外側での膜沸騰へ導き得
る。膜沸騰ないしドライアウト(dryout)は、水
が蒸気の膜によってカランドリアチューブの表面に接触
するのを阻止される状態である。これが生じると、燃料
チャンネルから熱を除去する減速材の能力は、著しく低
減される。この結果、カランドリアチューブの温度は、
上昇する。極端な場合には、燃料チャンネルの完全さが
危うくされる。
剤事故の仮定される損害の際、圧力チューブは、高温に
なって、それを包囲するカランドリアチューブに接触す
る様に変形し得る。圧力チューブがカランドリアチュー
ブに接触すれば、カランドリアチューブの温度は、上昇
して、カランドリアチューブの外側での膜沸騰へ導き得
る。膜沸騰ないしドライアウト(dryout)は、水
が蒸気の膜によってカランドリアチューブの表面に接触
するのを阻止される状態である。これが生じると、燃料
チャンネルから熱を除去する減速材の能力は、著しく低
減される。この結果、カランドリアチューブの温度は、
上昇する。極端な場合には、燃料チャンネルの完全さが
危うくされる。
【0004】膜沸騰は、減速材の温度を低下すること、
即ち、減速材の過冷却を増大することによって防止され
てもよい。これは、一層大きい減速材熱交換器が一層低
い減速材温度を維持するのに必要であるため、費用を多
く要する。カランドリアチューブがドライアウトするの
を防止する他の方法は、圧力チューブとカランドリアチ
ューブとの間の接触伝導を低減することである。熱伝導
率を制限するために提案される一研究方法は、接触面積
を制限するために例えばショットピーニングまたはロー
レット切りによって隣接するチューブ面の1つに表面粗
さを組み込むことであった。この仕事からの最初の発見
は、ショットピーニングがチューブ間伝導を著しく変更
するのに充分な表面粗さを発生しないことを示唆する。 更に、この研究方法は、実施するのが困難であって、処
理されるチューブの構造特性が危うくされるために全く
満足すべきものではない。
即ち、減速材の過冷却を増大することによって防止され
てもよい。これは、一層大きい減速材熱交換器が一層低
い減速材温度を維持するのに必要であるため、費用を多
く要する。カランドリアチューブがドライアウトするの
を防止する他の方法は、圧力チューブとカランドリアチ
ューブとの間の接触伝導を低減することである。熱伝導
率を制限するために提案される一研究方法は、接触面積
を制限するために例えばショットピーニングまたはロー
レット切りによって隣接するチューブ面の1つに表面粗
さを組み込むことであった。この仕事からの最初の発見
は、ショットピーニングがチューブ間伝導を著しく変更
するのに充分な表面粗さを発生しないことを示唆する。 更に、この研究方法は、実施するのが困難であって、処
理されるチューブの構造特性が危うくされるために全く
満足すべきものではない。
【0005】
【発明の要約】本発明の目的は、2本のチューブの間の
接触面積を制限することによって圧力チューブとカラン
ドリアチューブとの間の熱伝導率を制限することである
。
接触面積を制限することによって圧力チューブとカラン
ドリアチューブとの間の熱伝導率を制限することである
。
【0006】圧力チューブとカランドリアチューブとの
間の熱伝導率は、圧力チューブとカランドリアチューブ
との間の環状空間に特定の寸法特性を有するスクリーン
を設置することによって制限可能なことが判明した。
間の熱伝導率は、圧力チューブとカランドリアチューブ
との間の環状空間に特定の寸法特性を有するスクリーン
を設置することによって制限可能なことが判明した。
【0007】本発明によると、内側圧力チューブと、外
側カランドリアチューブとを有する原子炉燃料チャンネ
ルに対してチューブ間の熱伝導率制限装置が設けられる
。該装置は、圧力チューブとカランドリアチューブとの
間の環状空間に配置されるスクリーンを備え、該スクリ
ーンは、0.05mmから1mmまでの直径を有するワ
イヤを備え、該ワイヤは、横断面積に関連してS=KA
による距離で相互に間隔を設けられ、ここに、Sは、m
mにおける間隔であり、Aは、mm2 におけるワイヤ
の横断面の面積であり、Kは、10から300までの値
を有している。
側カランドリアチューブとを有する原子炉燃料チャンネ
ルに対してチューブ間の熱伝導率制限装置が設けられる
。該装置は、圧力チューブとカランドリアチューブとの
間の環状空間に配置されるスクリーンを備え、該スクリ
ーンは、0.05mmから1mmまでの直径を有するワ
イヤを備え、該ワイヤは、横断面積に関連してS=KA
による距離で相互に間隔を設けられ、ここに、Sは、m
mにおける間隔であり、Aは、mm2 におけるワイヤ
の横断面の面積であり、Kは、10から300までの値
を有している。
【0008】
【実施例】図1、図2を参照すると、内側圧力チューブ
2と、外側カランドリアチューブ3とを有する燃料チャ
ンネル1が示される。圧力チューブ2は、図2に示す燃
料束4を収容する。ガーターばね6の形状のスペーサは
、環状空間5内に離れた間隔で設けられる。
2と、外側カランドリアチューブ3とを有する燃料チャ
ンネル1が示される。圧力チューブ2は、図2に示す燃
料束4を収容する。ガーターばね6の形状のスペーサは
、環状空間5内に離れた間隔で設けられる。
【0009】本発明によると、チューブ間スクリーン7
は、圧力チューブ2とカランドリアチューブ3との間の
環状空間5内に配置されて示される。スクリーン7は、
長手方向ワイヤ8と、横方向ワイヤ9とを有している。 スクリーン7は、圧力チューブ2とカランドリアチュー
ブ3との間の接触面積を制限し、これによりチューブが
一緒になる傾向がある際にチューブ間伝導率を制限する
。
は、圧力チューブ2とカランドリアチューブ3との間の
環状空間5内に配置されて示される。スクリーン7は、
長手方向ワイヤ8と、横方向ワイヤ9とを有している。 スクリーン7は、圧力チューブ2とカランドリアチュー
ブ3との間の接触面積を制限し、これによりチューブが
一緒になる傾向がある際にチューブ間伝導率を制限する
。
【0010】スクリーンワイヤの直径は、0.05mm
から1mmまでの範囲内にあるべきである。0.05m
mよりも小さい直径を有するワイヤの強さは、特に熱お
よび中性子束の結果として該ワイヤがもろくなる所定の
期間にわたって不充分であり得る。1mmよりも大きい
ワイヤ直径では、スクリーンの比較的高い質量は、望ま
しくない高い中性子吸収を生じる。好ましくは、ワイヤ
直径は、0.15mmから0.4mmまでの範囲内であ
る。
から1mmまでの範囲内にあるべきである。0.05m
mよりも小さい直径を有するワイヤの強さは、特に熱お
よび中性子束の結果として該ワイヤがもろくなる所定の
期間にわたって不充分であり得る。1mmよりも大きい
ワイヤ直径では、スクリーンの比較的高い質量は、望ま
しくない高い中性子吸収を生じる。好ましくは、ワイヤ
直径は、0.15mmから0.4mmまでの範囲内であ
る。
【0011】該ワイヤは、円形、正方形、楕円形または
矩形の様な種々な横断面形状を有してもよいが、円形は
、接触する様になる際にチューブ面に直接に接触する最
小の面を有し、従って最小の熱伝導を有するため、好ま
しい。
矩形の様な種々な横断面形状を有してもよいが、円形は
、接触する様になる際にチューブ面に直接に接触する最
小の面を有し、従って最小の熱伝導を有するため、好ま
しい。
【0012】好適なワイヤ間隔は、ワイヤ寸法に関連す
る。一般に、ワイヤの横断面の面積が低減する際、該間
隔は、チューブ間の接触およびドライアウトを防止する
ために短縮されねばならない。好適なワイヤ間隔は、S
=KAによって定義されてもよく、ここに、Sは、mm
におけるワイヤ間の間隔であり、Aは、mm2 におけ
るワイヤの横断面の面積である。300またはそれ以下
のKの値は、接触伝導を低減するのに効果的であると思
われる。Kは、不必要な質量と、従って中性子の吸収と
を回避するために少くとも10であるべきである。Kの
好適な値は、20から100までである。
る。一般に、ワイヤの横断面の面積が低減する際、該間
隔は、チューブ間の接触およびドライアウトを防止する
ために短縮されねばならない。好適なワイヤ間隔は、S
=KAによって定義されてもよく、ここに、Sは、mm
におけるワイヤ間の間隔であり、Aは、mm2 におけ
るワイヤの横断面の面積である。300またはそれ以下
のKの値は、接触伝導を低減するのに効果的であると思
われる。Kは、不必要な質量と、従って中性子の吸収と
を回避するために少くとも10であるべきである。Kの
好適な値は、20から100までである。
【0013】好ましくは、スクリーンの適用範囲の領域
は、チューブ間の領域に相当する。また、本発明のスク
リーンは、特に、ガーターばねをスクリーンに取付けて
ユニットとして設置することによってガーターばねの適
正な位置決めを保証する便利な装置を与える。
は、チューブ間の領域に相当する。また、本発明のスク
リーンは、特に、ガーターばねをスクリーンに取付けて
ユニットとして設置することによってガーターばねの適
正な位置決めを保証する便利な装置を与える。
【0014】該スクリーンは、種々な形状に製作されて
もよい。例えば、長手方向および横方向のワイヤは、編
み込まれるか、または点溶接されてもよい。好適実施例
では、長手方向および横方向のワイヤの間隔は、ほぼ等
しい。該スクリーンは、ステンレス鋼の様な材料で製作
されてもよいが、スクリーンに対する好適な材料は、ジ
ルカロイ−4またはその他のジルコニウム合金の様な低
い中性子吸収を有する材料である。
もよい。例えば、長手方向および横方向のワイヤは、編
み込まれるか、または点溶接されてもよい。好適実施例
では、長手方向および横方向のワイヤの間隔は、ほぼ等
しい。該スクリーンは、ステンレス鋼の様な材料で製作
されてもよいが、スクリーンに対する好適な材料は、ジ
ルカロイ−4またはその他のジルコニウム合金の様な低
い中性子吸収を有する材料である。
【0015】実験は、圧力チューブとカランドリアチュ
ーブとの間の環状空間内のワイヤスクリーンの有無にお
ける圧力チューブとカランドリアチューブとの間の熱伝
達特性の変化を調査するために行われた。
ーブとの間の環状空間内のワイヤスクリーンの有無にお
ける圧力チューブとカランドリアチューブとの間の熱伝
達特性の変化を調査するために行われた。
【0016】該装置は、1730mmの長さのZr−2
のカランドリアチューブの内部に装着されるZr−2.
5重量%Nbの圧力チューブの1580mmの長さの部
分を備えていた。カランドリアチューブは、加熱された
非流動の水によって包囲された。
のカランドリアチューブの内部に装着されるZr−2.
5重量%Nbの圧力チューブの1580mmの長さの部
分を備えていた。カランドリアチューブは、加熱された
非流動の水によって包囲された。
【0017】ヒーターは、圧力チューブ内に同心状に配
置される570mmの長さで38mmの直径の黒鉛棒の
形状で設けられた。ヒータへの電力は、5000アンペ
ア直流電源によって供給された。
置される570mmの長さで38mmの直径の黒鉛棒の
形状で設けられた。ヒータへの電力は、5000アンペ
ア直流電源によって供給された。
【0018】ステンレス鋼ワイヤスクリーンの350m
mの長さの部分は、検査部分の長さの半分の全体にわた
って延びてカランドリアチューブに隣接しチューブ間の
環状部内に設置された。使用されたスクリーンは、0.
38mmの直径を有する316ステンレス鋼ワイヤで作
られた。該スクリーンの半分は、1.3mmのワイヤ間
隔を有し、他の半分は、9.5mmの間隔を有していた
。
mの長さの部分は、検査部分の長さの半分の全体にわた
って延びてカランドリアチューブに隣接しチューブ間の
環状部内に設置された。使用されたスクリーンは、0.
38mmの直径を有する316ステンレス鋼ワイヤで作
られた。該スクリーンの半分は、1.3mmのワイヤ間
隔を有し、他の半分は、9.5mmの間隔を有していた
。
【0019】インコネルのガーターばねは、適正な位置
にガーターばねを挿入するためにワイヤスクリーンを使
用することの有効性を決定する様にワイヤループによっ
てスクリーンの一端に近く固定された。スクリーン、ガ
ーターばね組立体は、検査部分の中心線に設置されるガ
ーターばねを伴ってカランドリアチューブに挿入された
。
にガーターばねを挿入するためにワイヤスクリーンを使
用することの有効性を決定する様にワイヤループによっ
てスクリーンの一端に近く固定された。スクリーン、ガ
ーターばね組立体は、検査部分の中心線に設置されるガ
ーターばねを伴ってカランドリアチューブに挿入された
。
【0020】該検査は、カランドリアチューブの表面上
の任意の核または膜の沸騰を記録するためにビデオカメ
ラによって監視された。
の任意の核または膜の沸騰を記録するためにビデオカメ
ラによって監視された。
【0021】圧力チューブは、ヘリウムによって800
KPa に加圧された。チューブ間の環状部は、CO2
によって残留ガスを追い出され、実験の全体にわたっ
てほぼ大気圧に維持された。
KPa に加圧された。チューブ間の環状部は、CO2
によって残留ガスを追い出され、実験の全体にわたっ
てほぼ大気圧に維持された。
【0022】検査のビデオ記録は、チューブ間接触が加
熱された領域にわたって3秒以内に広がったことを示し
た。該記録は、カランドリアチューブの非スクリーン領
域の大部分にわたって膜沸騰を明らかに示し、一方、ス
クリーンを有する部分は、検査の全体にわたって安定し
た核沸騰にあった。1.3mmのワイヤ間隔を有する検
査部分の部分と9.5mmの間隔を有する部分との間の
沸騰パターンにおける識別可能な差異は、存在しなかっ
た。
熱された領域にわたって3秒以内に広がったことを示し
た。該記録は、カランドリアチューブの非スクリーン領
域の大部分にわたって膜沸騰を明らかに示し、一方、ス
クリーンを有する部分は、検査の全体にわたって安定し
た核沸騰にあった。1.3mmのワイヤ間隔を有する検
査部分の部分と9.5mmの間隔を有する部分との間の
沸騰パターンにおける識別可能な差異は、存在しなかっ
た。
【0023】チューブ間の接触の以前に、非スクリーン
部分と、スクリーン部分とに対する圧力チューブの加熱
の点で検出される差異は、存在しなかった。
部分と、スクリーン部分とに対する圧力チューブの加熱
の点で検出される差異は、存在しなかった。
【0024】最初の接触の際のチューブ間接触伝導の評
価は、非スクリーン側に対して7KW/(m2 ℃)よ
りも大きく、ワイヤスクリーンを有する側に対して約0
.3KW/(m2 ℃)である様に計算された。チュー
ブ間接触後の定常状態の期間に対する接触伝導は、非ス
クリーン(膜沸騰)側と、スクリーン(核沸騰)側との
夫々に対して21KW/(m2 ℃)と、0.4KW/
(m2 ℃)とに見積られた。検査部分のスクリーン半
分に対する低減される接触伝導は、チューブ間接触後に
一層高い定常状態圧力チューブ温度を生じた。スクリー
ン半分における圧力チューブ温度は、ワイヤスクリーン
無しの半分よりも高く600℃から650℃までであっ
た。
価は、非スクリーン側に対して7KW/(m2 ℃)よ
りも大きく、ワイヤスクリーンを有する側に対して約0
.3KW/(m2 ℃)である様に計算された。チュー
ブ間接触後の定常状態の期間に対する接触伝導は、非ス
クリーン(膜沸騰)側と、スクリーン(核沸騰)側との
夫々に対して21KW/(m2 ℃)と、0.4KW/
(m2 ℃)とに見積られた。検査部分のスクリーン半
分に対する低減される接触伝導は、チューブ間接触後に
一層高い定常状態圧力チューブ温度を生じた。スクリー
ン半分における圧力チューブ温度は、ワイヤスクリーン
無しの半分よりも高く600℃から650℃までであっ
た。
【0025】該実験は、チューブ間、熱伝導を低減する
ために燃料チャンネルのカランドリアチューブと圧力チ
ューブとの間の環状領域に本発明のチューブ間装置を設
置することの有効性を明らかに立証する。接触伝導の低
減は、カランドリアチューブの膜沸騰の危険を著しく低
減する。
ために燃料チャンネルのカランドリアチューブと圧力チ
ューブとの間の環状領域に本発明のチューブ間装置を設
置することの有効性を明らかに立証する。接触伝導の低
減は、カランドリアチューブの膜沸騰の危険を著しく低
減する。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明によるチューブ間スクリーンと、圧力チ
ューブと、カランドリアチューブとの関係を示す燃料チ
ャンネルの略図。
ューブと、カランドリアチューブとの関係を示す燃料チ
ャンネルの略図。
【図2】図1の線I−Iに沿う断面図。
1 燃料チャンネル
2 圧力チューブ
3 カランドリアチューブ
5 環状空間
7 チューブ間スクリーン
8 長手方向ワイヤ
9 横方向ワイヤ
Claims (4)
- 【請求項1】 内側圧力チューブと、外側カランドリ
アチューブとを有する原子炉燃料チャンネルのチューブ
間熱伝導率制限装置において,前記圧力チューブと前記
カランドリアチューブとの間の環状領域内に配置される
ワイヤスクリーンを備え,該スクリーンが、0.05m
mから1mmまでの直径のワイヤを有し,該ワイヤが、
横断面の面積に関連してS=KAによる距離で相互に間
隔を設けられ、ここに、Sが、mmにおける間隔であり
、Aが、mm2 における該ワイヤの横断面の面積であ
り、Kが、10から300までの値を有する制限装置。 - 【請求項2】 請求項1に記載の制限装置において,
前記Kが、20から100までの値を有する制限装置。 - 【請求項3】 請求項1に記載の制限装置において,
前記ワイヤの厚さが、0.15mmから0.4mmまで
である制限装置。 - 【請求項4】 請求項1に記載の制限装置において,
前記スクリーンの適用範囲領域が、前記チューブ間の領
域にほぼ相当する制限装置。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CA2026467 | 1990-09-28 | ||
CA002026467A CA2026467A1 (en) | 1990-09-28 | 1990-09-28 | Intertube thermal conductance rate limiting device |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH04244993A true JPH04244993A (ja) | 1992-09-01 |
Family
ID=4146064
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP3249501A Pending JPH04244993A (ja) | 1990-09-28 | 1991-09-27 | 原子炉燃料チャンネル用チューブ間熱伝導率制限装置 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5171521A (ja) |
JP (1) | JPH04244993A (ja) |
CA (1) | CA2026467A1 (ja) |
Families Citing this family (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US6369164B1 (en) | 1993-05-26 | 2002-04-09 | Dentsply G.M.B.H. | Polymerizable compounds and compositions |
US5998499A (en) | 1994-03-25 | 1999-12-07 | Dentsply G.M.B.H. | Liquid crystalline (meth)acrylate compounds, composition and method |
US6353061B1 (en) | 1993-05-26 | 2002-03-05 | Dentsply Gmbh | α, ω-methacrylate terminated macromonomer compounds |
US5442668A (en) * | 1993-06-03 | 1995-08-15 | Massachusetts Institute Of Technology | Passive pressure tube light water cooled and moderated reactor |
CA2146816A1 (en) | 1994-04-22 | 1995-10-23 | Joachim E. Klee | Process and composition for preparing a dental polymer product |
US5513234A (en) * | 1994-07-18 | 1996-04-30 | Rottenberg; Sigmunt | Structural member for nuclear reactor pressure tubes |
US5640434A (en) * | 1995-07-31 | 1997-06-17 | Rottenberg; Sigmunt | Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members |
US5892806A (en) * | 1997-06-16 | 1999-04-06 | Atomic Energy Of Canada Limited/Energie Atomique Du Canada Limitee | Pressure tube spacer |
AR068399A1 (es) * | 2007-09-11 | 2009-11-11 | Ca Atomic Energy Ltd | Metodo y aparato para la deteccion y reposicionamiento de espaciadores anulares en reactores nucleares |
US20110311015A1 (en) * | 2010-06-16 | 2011-12-22 | Ziaei Reza | Fuel channel annulus spacer |
CA2727492C (en) | 2011-01-14 | 2014-09-09 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Canada Inc. | Method for removal of pressure tubes and calandria tubes from a nuclear reactor |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE630214A (ja) * | 1962-04-17 | 1900-01-01 | ||
FR2218620B1 (ja) * | 1973-02-19 | 1978-09-15 | Commissariat Energie Atomique | |
GB1459562A (en) * | 1974-03-07 | 1976-12-22 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor fuel elements |
US4005521A (en) * | 1975-06-16 | 1977-02-01 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Locked-wrap fuel rod |
JPS59200991A (ja) * | 1983-04-28 | 1984-11-14 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
-
1990
- 1990-09-28 CA CA002026467A patent/CA2026467A1/en not_active Abandoned
-
1991
- 1991-09-24 US US07/764,547 patent/US5171521A/en not_active Expired - Fee Related
- 1991-09-27 JP JP3249501A patent/JPH04244993A/ja active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US5171521A (en) | 1992-12-15 |
CA2026467A1 (en) | 1992-03-29 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JPH04244993A (ja) | 原子炉燃料チャンネル用チューブ間熱伝導率制限装置 | |
US3125493A (en) | Fuel element for a nuclear reactor | |
JP2677933B2 (ja) | ジルカロイのノジュラー腐食抵抗性を向上させるための焼なまし方法 | |
KR890002384B1 (ko) | 원자로 연료 어셈블리용 가연성 독물봉 | |
US4596690A (en) | Fission gas release restrictor for breached fuel rod | |
JPH0843568A (ja) | ノジュラ腐食に耐える被覆及び被覆を製造する方法 | |
JPH07301687A (ja) | 被覆管 | |
US4110160A (en) | Fuel assembly spacer within the coolant duct | |
US8243872B2 (en) | Spacer grid for close-spaced nuclear fuel rods | |
US3106520A (en) | Concentric tube structure | |
US5892806A (en) | Pressure tube spacer | |
US4587091A (en) | Nuclear fuel assembly | |
Gillespie et al. | An experimental investigation into the development of pressure-tube/calandria-tube contact and associated heat transfer under LOCA conditions | |
US3440140A (en) | Protection of zirconium alloy components against hydriding | |
JPS60179589A (ja) | 直径に対して肉厚が小さいパイプの支持装置 | |
JPH0980181A (ja) | 原子炉出力分布調整用核反応度制御棒 | |
JP3446855B2 (ja) | 高温ガス炉の上部遮へい体と制御棒案内管とのシール装置 | |
Sanderson et al. | Reduction of pressure-tube to calandria-tube contact conductance to enhance the passive safety of a CANDU-PHW reactor | |
GB1596072A (en) | Nuclear reactor fuel | |
WO2013104052A1 (en) | Fuel channel spacer system and method | |
JPS623392B2 (ja) | ||
JP3065533B2 (ja) | 原子炉の燃料棒 | |
JPS61291801A (ja) | 原子力発電プラント用蒸気発生器 | |
JP2904500B2 (ja) | 高温ガス炉用制御棒 | |
TW202318447A (zh) | 改良棒束控制總成(rcca)及控制元件總成(cea)之效能以減輕高通量區域中之護套應變的方法及裝置 |