JPH0631752B2 - 原子炉燃料集合体およびその格子 - Google Patents

原子炉燃料集合体およびその格子

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JPH0631752B2
JPH0631752B2 JP62057863A JP5786387A JPH0631752B2 JP H0631752 B2 JPH0631752 B2 JP H0631752B2 JP 62057863 A JP62057863 A JP 62057863A JP 5786387 A JP5786387 A JP 5786387A JP H0631752 B2 JPH0631752 B2 JP H0631752B2
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Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は原子炉の燃料集合体およびこれに使用される冷
却材混合用格子に関する。
〔従来の技術〕
発電用原子炉において、燃料要素は一般に棒の形をして
いる。これらの燃料棒は燃料集合体の形にまとめられて
いる。この燃料集合体において多数の燃料棒は互いに狭
い空間を隔てて平行に配置され、一般に矩形、正方形あ
るいは別の多角形に保持されている。水冷形原子炉にお
いて、燃料棒は普通はスペーサ格子によって位置保持さ
れている。スペーサ格子は“卵箱”の形に配置された非
常に幅狭くて互いに直角に位置して交叉された薄いプレ
ートで作られている。格子部材の幾つかにあるばねは、
燃料棒をディンプルに押しつける。その場合ディンプル
は普通は剛性を有し、交叉する格子部材によって形成さ
れたセル内にあるばねに対向して配置されている。
冷却水の流れは燃料棒に対して平行しており、効果的な
冷却作用を保証するために、流れが撹乱されるか旋回さ
れることが強く望まれる。また種々の燃料棒は異なった
熱量を発生するので、燃料集合体の種々の部材の間、お
よび種々の燃料集合体の間において液体を循環させるこ
とが望まれる。冷却水に所望の運動を与えるために、一
般に燃料集合体の内部にデフレクタが設けられている。
最も一般的なデフレクタは例えば米国特許第3,379,619
号明細書に示されているように位置決め用格子に直接設
けられている。特殊なデフレクタは米国特許第 4,039,3
79号明細書に示されているように混合作用を有効にする
ために工夫されている。また米国特許第 3,395,077号明
細書に示されているように、位置決め用格子の間に置か
れた特殊な“混合用羽根形格子”を設けることも知られ
ている。
上述した形式の格子は、米国特許第 3,281,327号明細書
および同第 3,813,288号明細書に記載されている。前者
の米国特許明細書は傾斜したプレートで作られ燃料棒が
通されたスペーサ格子を示している。そのプレートの傾
斜角度は、冷却液に対するデフレクタとして作用させる
ような角度となっている。後者の米国特許明細書は二重
の格子部材で設けられた格子を示しており、燃料棒を保
持するためにそれ自体の可撓性によって“ばね”作用を
与えている。ここでは冷却水を燃料棒に平行なその通路
からそらせる処置は講じられていない。
原子炉によって生ずる動力損失の一部に、冷却水を炉心
を通過させるためのエネルギーがある。従って燃料棒を
支持するためおよび冷却水を循環させるための格子はで
きるだけ流れ抵抗が小さいように設計することが望まれ
る。
〔発明が解決しようとする問題点〕
本発明の目的は、燃料集合体内における冷却材の混合を
保証し改善すること、および燃料棒をその所望の位置に
保持する位置決め用格子としても使用することにある。
本発明の別目的は、燃料棒のまわりで冷却水を最適に循
環させ、他方では最小の流れ抵抗を示す格子を提供する
ことにある。更に原子炉運転中において中性子吸収率が
最小の金属で格子全体を作ることにある。
〔問題点を解決するための手段〕
これらの目的は本発明によれば特許請求の範囲第1項、
第12項および第13項に記載した燃料集合体およびこ
れに使用される冷却材混合用格子により達成される。
〔作用効果〕
本発明によれば、格子は冷却材に対するチャネルを形成
するために変形される二重の格子部材で作られ、これら
のチャネルは燃料棒の軸心に対して傾斜しており、各燃
料棒のまわりおよび燃料集合体の内部において液体を循
環させるように配置されている。本発明に基づく格子
は、上述したデフレクタによって発生されるよりも積極
的に液体を循環させる。同時にこれは格子の流れ抵抗を
減少し、このようにして炉心内を冷却水を通すために消
費される動力が減少される。
一実施例において、上述した格子は位置決め用格子の間
に置かれ、まず第1に冷却材デフレクタとして作用す
る。
別の実施例において、位置決め用格子および流れデフレ
クタとして作用するように構成され、チャネルはその下
側部分が真っ直ぐに、即ち燃料棒の軸心に対して平行に
延びている。その上側部分は冷却材を望み通りにそらす
ために湾曲されている。その直線部分において、格子部
材の平面に対して外側に僅かに曲げられている。この外
側に曲げられた部分は燃料棒に接触し、位置決めばねと
して作用する。部材は必要な可撓性を与えるために直線
部分の隣が切り欠かれている。この形状は特に加圧水形
原子炉に対して有用である。というのはこの原子炉の場
合、燃料集合体の間に隔壁がなく、例えば地震による横
荷重が特に問題となるからである。
横荷重が問題とならない沸騰水形原子炉に使用される格
子の場合、直線部分は省略できる。2枚のプレートはそ
の交叉個所でその上縁だけで溶接され、下縁は自由にさ
れている。この場合格子部材の曲げは、燃料棒を位置決
めするために必要なばね力を発生する働きをする。
〔実施例〕
第1図、主に冷却材を転向する目的をもった中間格子と
して使用される混合用格子の形状を示している。この格
子は互いに直角を成して延びている外側帯板2,4を有
している。これらの帯板2,4に対して平行に図示され
ていない別の2枚の外側帯板が延びており、格子の周辺
を囲繞している。格子は外側基板2に対して平行な内側
帯板6と、外側帯板4に対して平行な内側帯板8から構
成されている。各内側帯板は第1a図および第1b図に
示されているように2枚の平らで幅狭いシート材で作ら
れている。これらのシート材は格子を組み立てる際にか
み合わされる切欠き11,11′を備えている。帯板は
組立後にその交叉点における上縁あるいは下縁で、ある
いはその両方で溶接されるか、あるいは溶接は省略され
る。
これらのシート材は第1a図および第1b図に明らかに
示されているように、チャネル形状の“ディンプル”1
0,12,10′,12′を形成するために変形されて
いる。これらのディンプルは垂直線に対して角度Aを成
して傾斜されている(第1b図参照)。ディンプル1
0,12,10′,12′は対を成してノズルを形成し
ており、このノズルは同様に第1b図において太い矢印
で示されている冷却材のバルク流の方向に対して傾斜し
ている。第1図に示されているように、これらのノズル
は帯板6,8によって形成された矩形の各空間のまわり
に、それらの空間のまわりおよびその中に置かれた燃料
棒のまわりに旋回流を発生するために分布して配置され
ている。流れの半径方向成分は、冷却材の一部を外側に
他の燃料棒で形成された流路の中に流させるのに十分で
あるので、種々の出力レベルで作動する燃料棒のまわり
の冷却材の温度は一様にされる。
これらの燃料棒(1本しか図示せず)14はディンプル
10,12,10′,12′に押しつけられている。デ
ィンプルの変形は、燃料の装填中に降伏点を越えて曲が
ることを防止するために、弾性限界内で行われねばなら
ない。ディンプルに降伏が生ずると、燃料棒とサポート
との間に隙間が生じてしまい、この隙間は原子炉運転中
における腐食の原因となる。上述したように水はノズル
の傾斜によりは燃料棒のまわりを旋回させられる。旋回
方向は隣接する燃料棒間において互い違いに(時計方向
あるいは反時計方向)なっており、燃料クラスタにトル
クが生じないようにされている。外側支持ディンプル1
6は外側帯板2,4に形成されており、装填中における
“引掛り”を防ぐために、内側に傾斜した案内舌片1
8,20が外側帯板2,4の上縁および下縁に形成され
ている。
上述した格子は一般に、炉心においてDNB比(限界熱
流束比)が最も危険である炉部において普通のスペーサ
格子位置のほぼ中間に位置している。この格子は、燃料
クラスタ内における冷却材の混合を良好にする作用と、
燃料棒を補助的に支持して照射中における燃料棒の曲が
りを減少する作用とを有している。角度Aは原子炉の特
性に関連して決定される。この角度Aの代表的な大きさ
は約10度である。
帯板6,8によって形成された幾つかの格子空間におい
て、燃料棒は案内管22によって置き換えられている。
これらの案内管22は格子に永久的に固定され、炉心に
挿入された制御棒を案内する作用と、格子の位置を保持
する作用とを有している。
第2図は、燃料棒を位置決めする作用と冷却材を転向す
る作用とをもった格子を示している。この図面に示され
た形状は特に加圧水形原子炉に対して適している。第1
図における格子と同様に、第2図における格子は互いに
直角を成して延びている4枚の外側基板を備えており、
その内の1枚が符号30で示されている。第1図におけ
る外側帯板と同様に、第2図における外側帯板は支持用
ディンプル32,34および案内舌片36,38を備え
ている。
この格子は第1図における格子とほぼ同じ構造をしてい
るが、次の点において大きく異なっている。まず第1
に、この格子は、燃料棒を十分に支持するためおよび横
方向荷重(燃料棒の軸心に対して直角の荷重)に十分に
耐えるために、第1図における格子よりも大きな高さを
有している。第2に、ディンプル40,40′,42,
42′はその長さの中間部が湾曲しており(第2a図参
照)、その下側部分は垂直に延び、上側部分は第1b図
に示したように角度Aで傾斜している。これにより高さ
が大きな格子の場合、ディンプル全体が第1図のように
傾斜している場合よりも小さな圧力降下を生ずることが
明らかである。第3に、ディンプルの表面は、符号44
で示されているようにシート材の直線部分の中間部が形
成しているシート材の面から外側に僅かに曲げられてい
る。燃料棒が挿入される際、この曲げられた部分は符号
46で示されているように平らにされる。この曲げは材
料の弾性限界内で生じ、これらのディンプルが原子炉運
転中に燃料棒に押しつけられるばねとして作用すること
が重要である。追加的に可撓性を与えるために、ディン
プルあるいはチャネル40,40′,42,42′の直
線部分に平行に、細長い切欠きあるいは開口47が設け
られている。切欠きの幅は、望まれる可撓性に応じて、
単なるスリットからディンプル間の全間隔に及ぶ開口ま
での範囲で決められる。第1図に示されている中間の混
合用格子のように、ディンプルによって形成されたノズ
ルは、熱交換および燃料棒間の冷却材の交換を最良にす
るために、燃料集合体全体に亘って隣接する燃料棒のま
わりに互い違いに時計方向および反時計方向に各燃料棒
48のまわりに渦流を発生させる方向に傾斜している。
また燃料集合体は案内棒48′を備えており、これは、
スペーサ格子間において外側帯板30の外側面と同じ平
面あるいはその僅か外側に位置している外側面49を有
している。案内棒は原子炉内への燃料集合体の挿入を容
易にする。
第3図は沸騰水形原子炉においてサポートおよび混合用
の格子として使用される格子の形状を示している。代表
的な沸騰水形原子炉は米国特許第3,431,170 号明細書に
記載されている。沸騰水形原子炉の燃料集合体は、この
米国特許明細書における部材62のような独立した流路
の中に閉じ込められているので、サポート用格子にかか
る横荷重は、加圧水形原子炉の場合よりも小さい。従っ
て格子はたいていは第1図に示した中間形式に類似した
構造のものを使用できる。即ち上述した形式のように、
格子は外側帯板52,54を有し、これらの外側帯板5
2,54は外側支持用のディンプルを形成するために変
形されており、内側に傾斜した案内舌片58を備えてい
る。帯板52,54の下側部分に開口60があり、この
開口60の下の下縁は個所62で内側に曲げられてい
る。これは冷却水を周辺の格子空間にそらす働きをす
る。
ディンプル64,64′,66,66′は第1図のディ
ンプルとほぼ同じ形をしており、同様に燃料棒68のま
わりに配置されている。格子の頂部において、格子帯板
を形成するシート材は、第4a図に示されているように
すべての交叉点において溶接されている。格子の底部で
は、第4b図に示されているように溶接されていない。
頂部において、相対するサポート面の間隔は燃料棒の直
径とほぼ同じに作られている(第4a図参照)。帯板が
互いに溶接されていない底部において、サポート面は、
第4b図に示されているように燃料棒の直径よりも小さ
な円を描くように形成されている。スペーサ内への燃料
棒の挿入は、帯板をその本来の位置から曲げて、ばねの
作用を生じるようにさせる。
このようにして頂部に、正確に位置し剛性の4点のディ
ンプルサポートが得られ、底部に4つのばねが得られ
る。燃料棒の位置はばね強さの変化に影響されない。必
要な場合には溶接個所は逆にされ、即ち溶接個所は帯板
の底部に移され、頂部は溶接されない。その選択は、組
立中において燃料棒が燃料集合体に挿入される方向に左
右される。もし弱いばね作用が望まれる場合には、すべ
ての交叉点において溶接が行われないようにすることも
できる。
第5図は、ばね定数と交叉点の溶接個所からの垂直距離
との関係を示している。また燃料棒が挿入される際の帯
板の曲げと交叉点の溶接個所からの距離との関係を示し
ている。
第6図および第7図は、第3図の格子を実施するために
必要であり、また第1図の格子に対して強く望まれる詳
細構造を示している。第7図において、ディンプルある
いはチャネル66,66′(およびほとんど隠れている
ディンプル64,64′)の表面は最初からねじって形
成されている。縁67,67′,69,69′はら旋状
にねじられ、底部において、帯板6,8の交叉点から遠
いチャネルの縁は、帯板のその部分の平面に対して高い
位置にあり、頂部においては同じ高さにある。
これらの図面に示されているように、燃料棒が上から挿
入される場合、縁67と縁69との間の表面は平らな状
態に向かってねじられる。これはチャネルが燃料棒に良
好に適合し、燃料棒の挿入を容易にすることを保証す
る。もし燃料棒が逆方向に挿入される場合には、表面6
7,67′のねじれが図面と逆向きにされる。
沸騰水形原子炉の燃料集合体は、燃料棒に加えて普通
は、第3図に示すように1本ないし複数本の“ウォータ
ーロッド”70を有している。これらのウォーターロッ
ドは、減速度を高めるために冷却水がその中を流れる開
放管である。これらのウォーターロッドの表面は、蒸気
・水混合物のバルクに比べて非常に冷たい。燃料集合体
を包囲する流路の間を水が流れるので、燃料集合体の周
辺についても同じことが言える(前記米国特許第3,431,
170 号明細書の第4欄の第58〜75行参照)。
従って上述したようにディンプル64などを燃料集合体
全体に亘って配置する代わりに、外側帯板52,54お
よびウォーターロッド70に隣接するディンプルを、非
常に低温の表面から水および蒸気を遠ざけるように配置
することが望まれる。このようにして外側帯板に隣接す
る通路は、水および蒸気を燃料集合体の内部に向けて導
くように傾斜している。ウォーターロッド70に隣接す
る通路は、ウォーターロッド70から冷却材を遠ざける
ように位置している。第3図においてこの配置構造は符
号72,74で示されている。
第3図に関連して帯板の片側だけで溶接すること、およ
び格子の交叉点において溶接を省略することについて説
明したが、必要に応じた第1図および第2図に関して述
べたような溶接を施すこともできる。
これらの格子の製造に適した材料はジルコニウム合金で
ある。一般にジルカロイ4がスペーサ構造物に対して使
用されるが、ジルコニウム・2.5ニオブ合金も、照射
に誘発されるクリープ速度(飽和率)が非常に小さく、
大きな強さを有し、良好な耐蝕性を有しているので好適
である。
ジルコニウム合金で作られたばね、および照射状態にお
いて弛緩する物体に対する別の金属も知られている。弛
緩の限度は照射線量(フルエンス)および加えられる応
力レベルとの関数である。しかし別の予防処置を講ずる
ならば、ばねの完全な弛緩は腐食および燃料棒の破損を
生じない。
第5図に示されているスペーサ構造物のこわさおよび曲
げ特性は応力レベルを最小にし、この構造物において照
射で誘発される弛緩率を小さくする。
以上本発明のいくつかの有利な実施例について述べた
が、これらはいろいろに変更することもでき、例えば互
いに60゜の角度を成した3組の帯板にすることもでき
る。
【図面の簡単な説明】
第1図は中間転向体として用いられる格子の部分斜視
図、第1a図および第1b図は第1図における格子の一
部拡大斜視図、第2図は加圧水形原子炉に用いられるサ
ポートおよび転向用の格子の部分斜視図、第2a図は第
2図における格子の一部拡大展開斜視図、第3図は沸騰
水形原子炉に用いられるサポートおよび転向用の格子の
部分斜視図、第3a図および第3b図は第3図の格子の
第1a図および第1b図に相応した部分拡大斜視図、第
4a図および第4b図は第3図の格子の平面図および底
面図、第5図は第3図における構造物のこわさと格子部
材の上縁からの垂直距離との関係を示した線図、第6図
および第7図は本発明による格子の詳細斜視図である。 2,4:外側帯板、6,8:内側帯板、10,10′,
12,12′:ディンプル(チャネル)、22:燃料
棒、30:外側帯板、40,40′,42,42′:デ
ィンプル(チャネル)、44:湾曲部、47:開口、4
8:燃料棒、52,54:外側帯板、64,64′,6
6,66′:ディンプル(チャネル)、68:燃料棒、
70:ウォーターロッド、72,74:通路。

Claims (16)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】水平に延びた複数の帯板から構成され、各
    帯板が組を成し且つ互いに角度を成して組み合わされそ
    れらの間に多角形の空間を形成して配置され、前記帯板
    がほぼ垂直に延びる管状の通路を形成し、これらの通路
    の少なくとも上側部分が垂直線に対して傾斜し、前記各
    空間のまわりにその上で水の旋回流を生ずるように配置
    されていることを特徴とする原子炉燃料集合体の格子。
  2. 【請求項2】各帯板がそれぞれ上縁および下縁をもった
    2枚の幅狭い金属シート材から成り、帯板の少なくとも
    一方のシート材が前記上縁に対する垂線に対して傾斜し
    たチャネルを形成するために変形され、このシート材が
    前記通路を形成するためにそのチャネルで他方のシート
    材と対を成して位置されることを特徴とする特許請求の
    範囲第1項記載の格子。
  3. 【請求項3】各シート材が前記チャネルを形成するため
    に変形されていることを特徴とする特許請求の範囲第2
    項記載の格子。
  4. 【請求項4】各チャネルが燃料棒に接触するために多角
    形空間の1つに面する表面を有し、この表面が燃料棒を
    挿入する際にそれが平らな形状にねじられるように予め
    ねじられていることを特徴とする特許請求の範囲第3項
    記載の格子。
  5. 【請求項5】前記シート材のチャネルが、前記通路を形
    成するために対を成して配置されていることを特徴とす
    る特許請求の範囲第3項記載の格子。
  6. 【請求項6】各組の帯板が別の組の帯板と交叉し、各帯
    板を形成するシート材が交叉点の一方の縁だけで互いに
    溶接され、前記帯板にばね作用が与えられていることを
    特徴とする特許請求の範囲第2項記載の格子。
  7. 【請求項7】前記各通路が上側部分と下側部分から成
    り、前記通路の下側部分が垂直に延びていることを特徴
    とする特許請求の範囲第1項記載の格子。
  8. 【請求項8】前記各チャネルが、前記上縁に対してほぼ
    垂直に延びている下側部分と、前記上縁に対する垂線に
    対して傾斜された上側部分とから成っていることを特徴
    とする特許請求の範囲第2項記載の格子。
  9. 【請求項9】前記垂直な部分が、それを形成するシート
    材の平面に対してその中間部分が外側に湾曲されて、ば
    ねを形成していることを特徴とする特許請求の範囲第8
    項記載の格子。
  10. 【請求項10】前記帯板が、可撓性を与えるために前記
    垂直な部分の隣りに開口を備えていることを特徴とする
    特許請求の範囲第9項記載の格子。
  11. 【請求項11】前記開口が前記垂直な部分に対して平行
    に細長く延びていることを特徴とする特許請求の範囲第
    10項記載の格子。
  12. 【請求項12】狭い空間を隔てて互いに平行に配置され
    た多数の燃料棒、これらの燃料棒に対して直角を成して
    配置された複数のスペーサ格子、および少なくとも幾つ
    かの前記スペーサ格子の間に配置され前記燃料棒に対し
    てほぼ垂直に位置している冷却材混合用格子から構成さ
    れ、前記各スペーサ格子が互いに角度を成し燃料棒がそ
    の中を延びる多角形の空間を形成して配置された少なく
    とも2組の幅狭い薄いプレートから形成され、これらの
    スペーサ格子が燃料棒に沿って間隔を隔てて配置され、
    前記各混合用格子が前記燃料棒に対して垂直に延びる複
    数の帯板から構成され、これらの帯板が組を成し且つ互
    いに角度を成し前記燃料棒がその中を延びる多角形の空
    間を形成して配置され、これらの帯板が管状の通路を形
    成し、これらの通路の少なくとも上側部分が前記燃料棒
    の軸心に対して鋭角を成して配置され、前記空間の上で
    水の旋回流を発生するように前記空間のまわりに配置さ
    れていることを特徴とする原子炉燃料集合体。
  13. 【請求項13】狭い空間を隔てて互いに平行に配置され
    た細長い多数の燃料棒、およびこれらの燃料棒に対して
    垂直に位置し少なくとも1つの間隔保持および転向用格
    子から構成され、これらの格子が、互いに角度を成し燃
    料棒がその中を延びる多角形の空間を形成して配置され
    た少なくとも2組の帯板から構成され、前記各帯板が前
    記燃料棒の軸心に対して鋭角で傾斜した管状の通路を形
    成し、前記多角形の空間の少なくとも主要部分の壁に置
    かれ、前記通路の少なくとも幾つかが前記空間の上側で
    水の旋回流を発生するためにその中を通過している燃料
    棒のまわりに位置していることを特徴とする沸騰水形原
    子炉の燃料集合体。
  14. 【請求項14】前記通路の幾つかが、燃料集合体を通し
    て通過する冷却材をそれより低温の表面からそらせるた
    めに位置していることを特徴とする特許請求の範囲第1
    3項記載の燃料集合体。
  15. 【請求項15】前記低温の表面が前記燃料集合体の周辺
    を形成し、該周辺の次の多角形空間の隣りの通路が冷却
    材を内部に導くように配置されていることを特徴とする
    特許請求の範囲第14項記載の燃料集合体。
  16. 【請求項16】前記低温の表面が原子炉運転中に水が流
    れる燃料棒に平行な管であり、前記通路の幾つかが冷却
    材をその管からそらすように位置していることを特徴と
    する特許請求の範囲第14項記載の燃料集合体。
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Families Citing this family (58)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4756878A (en) 1986-12-01 1988-07-12 Advanced Nuclear Fuels Corporation Grid spacer and method of making same
US4849161A (en) * 1987-02-19 1989-07-18 Advanced Nuclear Fuels Corp. Debris-resistant fuel assembly
US4913875A (en) * 1987-09-24 1990-04-03 General Electric Company Swirl vanes integral with spacer grid
US4876063A (en) * 1988-03-17 1989-10-24 General Electric Company Double-d water rod for 9 by 9 fuel bundle
FR2633768B1 (fr) * 1988-06-29 1991-04-05 Framatome Sa Grille melangeuse a ailettes pour assemblage combustible nucleaire
US4951299A (en) * 1989-01-11 1990-08-21 Advanced Nuclear Fuels Corporation Intermediate mixing grid
US5024810A (en) * 1989-05-22 1991-06-18 Combustion Engineering, Inc. Support grid with integral inclined waves
US5084237A (en) * 1989-09-01 1992-01-28 Advanced Nuclear Fuels Corporation Side insertable spacer
ES2057252T3 (es) * 1990-05-07 1994-10-16 Siemens Ag Elemento de combustion para reactores nucleares refrigerados con agua.
US5110539A (en) * 1990-12-07 1992-05-05 Combustion Engineering, Inc. Spacer grid assembly fixture
FR2666678B1 (fr) * 1990-07-24 1993-07-30 Framatome Sa Grille a ailettes de melange pour assemblage combustible nucleaire.
DE9100577U1 (de) * 1991-01-18 1991-04-11 Siemens AG, 8000 München Abstandhalter für ein Brennelement eines Druckwasserreaktors
FR2677163B1 (fr) * 1991-05-30 1994-01-07 Framatome Grille thermohydraulique et assemblage combustible nucleaire en comportant application.
US5259009A (en) * 1991-08-19 1993-11-02 Siemens Power Corporation Boiling water reactor fuel rod assembly with fuel rod spacer arrangement
SE470032B (sv) * 1992-03-17 1993-10-25 Asea Atom Ab Spridare för sammanhållning av ett antal långsträckta bränslestavar till ett knippe för placering i en kärnreaktor av BWR- eller PWP-typ.
US5278883A (en) * 1992-03-30 1994-01-11 Siemens Power Corporation Low pressure drop spacer for nuclear fuel assemblies
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
US5526387A (en) * 1994-08-12 1996-06-11 General Electric Company Flow tabs for a fuel rod bundle spacer
US5519747A (en) 1994-10-04 1996-05-21 General Electric Company Apparatus and methods for fabricating spacers for a nuclear fuel rod bundle
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
US5625657A (en) * 1995-03-31 1997-04-29 Siemens Power Corporation Method of repairing a nuclear fuel rod assembly with damaged fuel rod and a damaged spacer
US6211589B1 (en) 1995-06-07 2001-04-03 The Boeing Company Magnetic systems for energy storage flywheels
US5675621A (en) 1995-08-17 1997-10-07 General Electric Company Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods
GB9707690D0 (en) * 1997-04-16 1997-06-04 British Nuclear Fuels Plc Improvements in or relating to fuel assemblies
KR100265027B1 (ko) * 1997-12-12 2000-09-01 장인순 원자로의핵연료집합체이중판노즐형냉각재혼합지지격자
EP0932162B1 (de) * 1998-01-27 2004-03-31 Framatome ANP GmbH Abstandhalter für ein Brennelement eines Kernkraftwerkes
KR100287278B1 (ko) 1998-02-04 2001-04-16 장인순 회전유동발생장치를가진핵연료집합체지지격자
DE19916893C1 (de) * 1999-04-14 2000-10-12 Siemens Ag Abstandhalter für ein Leichtwasserreaktor-Brennelement
KR100330355B1 (ko) * 1999-06-04 2002-04-01 장인순 회전유동발생 날개를 가진 덕트형 핵연료 집합체 지지격자
KR100330354B1 (ko) 1999-06-11 2002-04-01 장인순 핵연료집합체의 바가지형 혼합날개 지지격자체
US6519309B1 (en) * 2000-06-29 2003-02-11 Framatone Anp Inc. Pressurized water reactor fuel assembly spacer grid
KR100691345B1 (ko) * 2001-01-26 2007-03-12 아레바 엔피 게엠베하 연료봉의 마찰 손실을 방지하기 위한 방법, 상응하는원자로 연료체, 상기 방법을 위해 사용된 수단, 및상응하는 스페이서
DE10107037A1 (de) * 2001-02-15 2002-09-19 Framatome Anp Gmbh Brennelement
KR100415149B1 (ko) 2001-03-21 2004-01-14 한국전력공사 핵연료 집합체의 이중판 냉각재 혼합 지지격자체
US7421056B2 (en) * 2002-03-14 2008-09-02 Areva Np Gmbh Fuel assembly for a boiling water reactor
FR2837975B1 (fr) * 2002-03-29 2005-08-26 Framatome Anp Grille entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere
US6945286B2 (en) * 2002-07-02 2005-09-20 Economy Controls Corporation Closed loop fluid transfer system for liquid supply and vapor recovery
KR100475633B1 (ko) 2002-10-30 2005-03-11 한국수력원자력 주식회사 핵연료 집합체용 측면 절개형 이중판 노즐형 냉각재 혼합지지격자체
DE10309742B4 (de) * 2003-03-06 2005-01-27 Framatome Anp Gmbh Abstandhalter
US20050003873A1 (en) * 2003-07-01 2005-01-06 Netro Corporation Directional indicator for antennas
DE102004014499B3 (de) * 2004-03-25 2005-09-01 Framatome Anp Gmbh Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor
US8374308B2 (en) * 2005-01-11 2013-02-12 Westinghouse Electric Company Llc Helically fluted tubular fuel rod support
US20100322371A1 (en) * 2005-01-11 2010-12-23 Westinghouse Electric Company Llc Optimized flower tubes and optimized advanced grid configurations
US7548602B2 (en) * 2006-03-09 2009-06-16 Westinghouse Electric Co. Llc Spacer grid with mixing vanes and nuclear fuel assembly employing the same
EP2345039B1 (de) 2008-11-13 2013-05-29 AREVA GmbH Brennelement für einen druckwasserreaktor
RU2389091C1 (ru) * 2008-11-19 2010-05-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Структура решетки для тепловыделяющей сборки ядерного реактора
US8358733B2 (en) * 2009-08-10 2013-01-22 Westinghouse Electric Company Llc Helically fluted tubular fuel rod support
EP2561513B1 (en) 2010-04-23 2019-04-10 Atomic Energy of Canada Limited Pressure-tube reactor with coolant plenum
WO2011130841A1 (en) 2010-04-23 2011-10-27 Atomic Energy Of Canada Limited/Énergie Atomique Du Canada Limitée Pressure-tube reactor with pressurised moderator
JP5726674B2 (ja) * 2011-08-10 2015-06-03 原子燃料工業株式会社 沸騰水型原子炉燃料集合体用格子型スペーサ
CN102568632B (zh) * 2012-03-02 2015-04-22 中科华核电技术研究院有限公司 用于核燃料组件的格架及其搅混件
EP2862175A4 (en) * 2012-06-13 2016-03-09 Atomic Energy Of Canada Ltd PRESSURE TUBE CORE REACTOR WITH A LOW PRESSURE COMPENSATOR AND A FUEL CHANNEL ASSEMBLY
US20150206604A1 (en) 2012-06-13 2015-07-23 Atomic Energy Of Canada Limited / Énergie Atomique Du Canada Limitée Fuel channel assembly and fuel bundle for a nuclear reactor
US9564249B2 (en) * 2013-03-05 2017-02-07 Global Nuclear Fuel—Americas Llc Spacers for nuclear fuel assemblies
EA032449B1 (ru) * 2016-12-29 2019-05-31 Акционерное Общество "Твэл" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
US10818402B2 (en) * 2017-03-31 2020-10-27 Westinghouse Electric Company Llc Spacer grid using tubular cells with mixing vanes
KR102075648B1 (ko) * 2018-01-23 2020-02-10 한전원자력연료 주식회사 내진성능 향상용 가이드 관 보강 슬리브 및 이를 포함하는 핵연료집합체

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1439362A1 (de) * 1964-04-09 1969-04-10 Siemens Ag Abstandshalter fuer Brennelemente
CH460965A (de) * 1965-10-21 1968-08-15 Siemens Ag Brennstabanordnung mit einem Leitrohr und Abstandshaltern für heterogene Kernreaktoren
GB1167502A (en) * 1965-11-23 1969-10-15 Atomic Energy Authority Uk Assemblies of Heat Exchange Elements
DK139770B (da) * 1970-02-13 1979-04-09 Risoe Forsoegsanlaeg Brændselsaggregat til en atomreaktor med parallelle brændselsstave.
DE2738615A1 (de) * 1977-08-26 1979-03-01 Kraftwerk Union Ag Abstandshalter fuer kernreaktorbrennelemente
IL73802A0 (en) * 1983-12-30 1985-02-28 Westinghouse Electric Corp Coolant flow mixing grid for a nuclear reactor fuel assembly
DE3519421C2 (de) * 1985-05-30 1993-12-09 Siemens Ag Kernreaktorbrennelement

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