JPH0546917B2 - - Google Patents

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JPH0546917B2
JPH0546917B2 JP60265965A JP26596585A JPH0546917B2 JP H0546917 B2 JPH0546917 B2 JP H0546917B2 JP 60265965 A JP60265965 A JP 60265965A JP 26596585 A JP26596585 A JP 26596585A JP H0546917 B2 JPH0546917 B2 JP H0546917B2
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JP
Japan
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rod
fuel
fuel assembly
strips
longitudinal
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JP60265965A
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JPS61139791A (ja
Inventor
Shutainke Arekusandaa
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Siemens AG
Original Assignee
Siemens AG
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    • 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
    • G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the 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
    • G21C3/30—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
    • G21C3/34—Spacer grids
    • G21C3/3432—Grids designed to influence the coolant, i.e. coolant mixing function
    • 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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  • 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)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、核燃料物質を含有する互いに平行な
多数の燃料棒と、該燃料棒の長手方向に並べて配
置された２つの格子を有し、該格子が立てて互い
に直角に組み合わされ燃料棒１本ごとの格子目を
形成する帯板を有している原子炉燃料集合体に関
する。
〔従来の技術〕
かかる原子炉燃料集合体は既に公知である。こ
れは原子炉例えば加圧水形原子炉に装填される
が、その横断面に亘つて冷却材を非均一に加熱す
る。従つて原子炉即ち燃料集合体において、低温
冷却材流と高温冷却材流が生じ、場合によつては
極度に加熱されそれに伴つて大きな負荷を受ける
燃料棒が十分に冷却されないおそれがある。
このために格子の流出断面におけるそれぞれ２
枚の直角の帯板の通過個所にいわゆる渦流発生片
を持つた原子炉燃料集合体も知られている。この
渦流発生片は一端が入り組んだ２枚の帯板の一方
に固定され、更に長手スリツトが設けられ、その
長手スリツトで広げられている。この渦流発生片
は４本の燃料棒間を流れる冷却材を転向する。そ
れらの燃料棒はそれぞれ渦流発生片を持つた格子
の通過個所における４つの格子目に位置してい
る。原子炉燃料集合体の横断面に亘つて冷却材の
温度を一層均一にするために、渦流発生片をその
長手軸心を中心としてねじることによつて、冷却
材にスパイラル流が形成される。しかしかかるね
じられた渦流発生片の冷却材流に対する反力によ
る機械的な荷重は、格子の渦流発生片を破損して
しまう程激しい。
〔発明が解決しようとする問題点〕
本発明の目的は、原子炉燃料集合体の内部にで
きるだけ長い冷却材のスパイラル流が形成でき、
同時にかかる長いスパイラル流による反力に対す
る原子炉燃料集合体の格子の安定性を向上する処
置を講ずることにある。
〔問題点の解決手段〕
本発明によればこの目的は、冒頭に述べた形式
の原子炉燃料集合体において、両方の格子のそれ
ぞれ２枚の帯板における燃料棒の長手方向に並ん
で位置する２つの交差個所に、燃料棒に対して平
行に縦に延びその長手軸心を中心としてねじられ
ている棒板の一端がそれぞれ固定されていること
によつて達成できる。
〔発明の効果〕
縦に延びねじれた棒板の両端が原子炉燃料集合
体における格子によつて保持されているので、こ
の棒板はスパイラル流による反力に良好に耐える
ことができる。従つてこのねじられた棒板は非常
に長く形成できるので、冷却材流は出口格子にお
いてほとんど旋回流が失われ、出口格子から流出
後において冷却材の特に長いスパイラル流も形成
される。これは原子炉内における燃料集合体内部
の冷却材流を一層良好に互いに混合し、冷却材温
度を燃料集合体の横断面に亘つてより一層均一に
することになる。これによつて原子炉内において
原子炉燃料集合体の燃料棒の出力上昇の条件が改
善される。均一な冷却材温度により、原子炉運転
中におえる燃料棒の被覆管の外側面における酸化
も減少される。
縦に延びる棒板がその両側端にそれぞれ長手ス
リツトを有し、各長手スリツトに、両方の格子の
いずれかの交差する２枚の帯板が配置される場
合、この原子炉燃料集合体の組立は特に簡単にで
きる。
更に縦に延びる棒板が両側端において、この棒
板が長手スリツトの両側においてそのねじりと逆
向きの力によつて同じ棒板に押圧されるように、
この帯板の側面に接している場合、原子炉燃料集
合体の内部におけるスパイラル流の反力に対する
縦に延びる棒板の機械的な安定性が改善される。
〔実施例〕
以下図面に示す実施例に基づいて本発明を詳細
に説明する。
第１図における原子炉燃料集合体は加圧水形原
子炉に対して設計され、金属製の正方形をした２
つの支持板２，３を有している。更に互いに平行
に延びている２本の金属製の保持棒例えば制御棒
案内管４，５が示され、これらの長手軸心は互い
に平行な２つの支持板２，３を90°の角度を成し
て貫通しており、これらの保持棒４，５の両端は
支持板２，３にねじ止めされている。各保持棒
４，５は金属製の正方形をした格子状のスペーサ
６における正方形の格子目を貫通している。複数
個のスペーサ６が保持棒４，５の長手方向に見て
両方の支持板２，３の間に位置し、保持棒４，５
にかみ合い接続で保持されている。スペーサ６の
別の格子目には保持棒４，５に対して平行にそれ
ぞれ１本の燃料棒８が通されている。この燃料棒
８は両端が気密に閉鎖され核燃料物質が充填され
た金属製の被覆管から構成されている。燃料棒８
は両支持板２，３に固定されておらず、スペーサ
６の格子目の中に弾性的に、即ちスペーサ６の突
起およびばね（図示せず）によつて押圧して保持
され、両支持板２，３に対して長手方向に隙間を
有している。従つて燃料棒８はその長手方向に、
即ち原子炉燃料集合体の長手方向に支障なしに膨
張できる。
原子炉燃料集合体は２つのスペーサ６の間ごと
に、燃料棒８の長手方向に間隔をおいて配置され
た２つの正方形の格子９，１０を有している。こ
れらの格子９，１０は互いに立てて入り組まされ
た正方形の格子目を形成する帯板１１，１２ない
し１３，１４から構成され、その格子目の中にそ
れぞれ１本の燃料棒８ないし保持棒４，５が入れ
られる。格子９の格子目１５は第３図に示されて
いる。
燃料棒８は帯板１１〜１４から間隔をおいて、
即ち格子９，１０の格子目をゆるく貫通して案内
されているが、保持棒４，５はこれらの帯板に接
触している。帯板１１〜１４はそれぞれ保持棒
４，５に対して直角に１つの縁に成形された舌片
１６〜１９を有し、帯板はこれらの舌片で保持棒
４，５の外側に溶接されている。保持棒５に溶接
された舌片１６〜１９は第２図に示されている。
格子９の２枚の帯板１１，１２および格子１０
の２枚の帯板１３，１４の交差個所２０，２１
は、燃料棒８および保持棒４，５の長手方向にお
いてこれらの長手軸心に対して平行の軸上にあ
り、これらの接続個所２０，２１に、燃料棒８お
よび保持棒４，５に対して平行に延びている棒板
２２の一端が固定されている。この棒板２２は燃
料棒８および保持板４，５の長手軸心に対して平
行な長手軸心を中心としてねじられ、そのように
して加圧水形原子炉において燃料集合体をその長
手方向に、即ち燃料棒８および保持棒４，５の長
手方向に貫流する冷却材に対するスパイラル状流
路を形成している。
特に第４図〜第７図から明らかなように、縦に
延びている格棒板２２は、その両端の中央に長手
スリツト２３，２４を有している。一方の長手ス
リツト２３には格子９の交差する２枚の帯板１
１，１２が、他方の長手スリツト２４には格子１
０の交差する２枚の帯板１３，１４が配置されて
いる。格子９の帯板１１および格子１０の帯板１
３にすぐ隣合わせて設けられた２枚の棒板２２
は、好ましくは逆向きにねじられている。これと
同じことは、帯板１１を直角に貫通している格子
９の帯板１２および帯板１３を直角に貫通してい
る格子１０の帯板１４にすぐ隣合わせて設けられ
た２枚の縦に延びる棒板２２にも当てはまる。こ
れにより原子炉燃料集合体を長手方向に貫流する
冷却材の中に逆向きの渦流が発生し、これは冷却
材を外側に２本の燃料棒８の間の隙間に搬送し、
そこから大量の蒸気を含む高温の冷却材を渦流の
中心に吸い込み、冷却材の流れ方向に搬送する働
きをする。
格子９の帯板１１，１２および格子１０の帯板
１３，１４は、交差個所２０，２１において立て
て互いに入り組まされて溶接される。長手スリツ
ト２３の両側において平らに格子９の帯板に接す
る棒板２２は、その他端がそこにある長手スリツ
ト２４の両側で、この棒板２２が平らに接してい
る格子９の帯板に対して直角を成している格子１
０の帯板に平らに接触する。更に棒板２２はその
接触面が、互いに溶接されている格子９，１０の
帯板に、それぞれの棒板２２のねじれと逆向きの
力によつてそれぞれの帯板に押圧されているの
で、これらの帯板は、それぞれの棒板２２から生
ずる反力を受けることができる。この反力は、ね
じられた棒板２２がそれを貫通する冷却材に原子
炉燃料集合体の長手方向に流れ方向を与え、冷却
材がねじられた棒板２２から旋回流をもつて流出
する場合に生ずるものである。
【図面の簡単な説明】
第１図は加圧水形原子炉の燃料集合体の概略側
面図、第２図は第１図における燃料集合体の格子
の側面図、第３図は第２図における格子の平面
図、第４図は第２図および第３図における２つの
格子の縮小平面図、第５図は第４図における−
線に沿う断面図、第６図および第７図はそれぞ
れ第４図および第５図における２つの格子の交差
個所の底面図（第５図の矢印Ｙ方向から見た図）
および平面図（第４図のＸ部分拡大図）である。 ８：燃料棒、９，１０：格子、１１，１２，１
３，１４：格子の帯板、２０，２１：交差個所、
２２：棒板、２３，２４：長手スリツト。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １ 核燃料物質を含有する互いに平行な多数の燃
    料棒と、該燃料棒の長手方向に並べて配置された
    ２つの格子を有し、該格子が立てて互いに直角に
    組み合わされ燃料棒１本ごとの格子目を形成する
    帯板を有している原子炉燃料集合体において、両
    方の格子９，１０のそれぞれ２枚の帯板１２，１
    ３；１４，１５における燃料棒８の長手方向に並
    んで位置する２つの交差個所２０，２１に、燃料
    棒８に対して平行に縦に延びその長手軸心を中心
    としてねじられている棒板２２の一端がそれぞれ
    固定されていることを特徴とする原子炉燃料集合
    体。 ２ 縦に延びる棒板２２がその両側端にそれぞれ
    長手スリツト２３，２４を有し、各長手スリツト
    ２３，２４に、両方の格子９，１０のいずれかの
    交差する２枚の帯板１１，１２；１３，１４が配
    置されていることを特徴とする特許請求の範囲第
    １項記載の原子炉燃料集合体。 ３ 両方の格子９，１０の帯板１１，１２；１
    ３，１４にすぐ隣合わせて設けられた２枚の縦に
    延びる棒板２２が、互いに逆向きにねじられてい
    ることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
    原子炉燃料集合体。 ４ 縦に延びる棒板２２が両側端において、この
    棒板２２が長手スリツト２３，２４の両側におい
    てそのねじりと逆向きの力によつて同じ帯板１
    １，１２，１３，１４に押圧されるように、この
    帯板１１，１２，１３，１４の側面に接している
    ことを特徴とする特許請求の範囲第２項記載の原
    子炉燃料集合体。
JP60265965A 1984-12-07 1985-11-26 原子炉燃料集合体 Granted JPS61139791A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE3444771 1984-12-07
DE3444771.7 1984-12-07

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61139791A JPS61139791A (ja) 1986-06-27
JPH0546917B2 true JPH0546917B2 (ja) 1993-07-15

Family

ID=6252209

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP60265965A Granted JPS61139791A (ja) 1984-12-07 1985-11-26 原子炉燃料集合体

Country Status (3)

Country Link
EP (1) EP0185219B1 (ja)
JP (1) JPS61139791A (ja)
DE (1) DE3567305D1 (ja)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE8625662U1 (ja) * 1986-09-25 1988-03-03 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen, De
US5186891A (en) * 1991-05-17 1993-02-16 General Electric Company Swirl vanes in inconel spacer
EP0573899B1 (de) * 1992-06-10 1996-04-24 Siemens Aktiengesellschaft Brennelement eines Kernreaktors mit einer Gitterstruktur zur Drallerzeugung
DE102005035486B3 (de) * 2005-07-26 2007-02-22 Areva Np Gmbh Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor
US20070206717A1 (en) * 2006-03-02 2007-09-06 Westinghouse Electric Company Llc Multiple and variably-spaced intermediate flow mixing vane grids for fuel assembly
CN107170491B (zh) * 2017-07-14 2023-07-04 中国核动力研究设计院 一种基于穹顶结构的压水型反应堆内流量分配装置

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL260889A (ja) * 1960-03-29
FR1434932A (fr) * 1963-07-18 1966-04-15 Réacteur nucléaire
BE684273A (ja) * 1965-07-23 1967-01-03
US3764470A (en) * 1971-01-04 1973-10-09 Combustion Eng Flow twister
US3847736A (en) * 1972-01-24 1974-11-12 Combustion Eng Flow twister for a nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
DE3567305D1 (en) 1989-02-09
JPS61139791A (ja) 1986-06-27
EP0185219A1 (de) 1986-06-25
EP0185219B1 (de) 1989-01-04

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