JPH0659066A - 核燃料集合体及びそのための装着装置 - Google Patents

核燃料集合体及びそのための装着装置

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JPH0659066A
JPH0659066A JP5147410A JP14741093A JPH0659066A JP H0659066 A JPH0659066 A JP H0659066A JP 5147410 A JP5147410 A JP 5147410A JP 14741093 A JP14741093 A JP 14741093A JP H0659066 A JPH0659066 A JP H0659066A
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JP
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tube
instrumentation
fuel assembly
thimble
thimble tube
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JP5147410A
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Edmund E Demario
エドマンド・エモリ・ドゥマリオ
Charles N Lawson
チャールズ・ノーマン・ローソン
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CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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Publication date
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/108Measuring reactor flux
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • 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

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 計装用シンブル管の頂部及びその中に配設さ
れる計装管の保護のため、耐久性の高いステンレス鋼材
料に特有の長寿命を維持しつつ、実質的に非放射化の材
料を提供する。 【構成】 核燃料集合体は、センサを受け入れる計装用
シンブル管92の頂部126にある挿入管132に形成
された凹部134及びばね部136を有する。この計装
用シンブル管92は上端が開口しており、そこからセン
サ或はその結線が、センサ信号処理装置への連結用に延
出している。これ等の凹部134及びばね部136は、
冷却水の強い軸方向流によりセンサ及びその結線が横方
向に変位して計装用シンブル管92と衝突するのを抑止
する。挿入管132は比較的に放射化されないインコネ
ル合金からなっている。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の分野】本発明は、燃料棒によって加熱された水
が軸方向上向きに強く流れる場所で、計装及び/又はこ
の計装を保持するための計装管が燃料集合体から上方に
延びなければならない、加圧水型原子炉のような原子炉
の燃料集合体における諸状態を検知するのに使用される
計装の装着分野に関するものである。計装管を受け入れ
るシンブル管の挿入体には、計装管の頂部を安定させる
ために、互いに向き合って半径径方向内向きに突出した
湾曲ばね部と凹部とを有している。
【0002】
【従来技術の説明】核分裂性物質内で熱を出すことによ
り電力を発生するのに使用される形式の原子炉は、通
常、近接して隔置された列状に配置される多数の燃料棒
からなる炉心を有する。燃料棒は、ユニットとして扱う
ことができる支持用骨格構造に担持されている。該骨格
構造は、ノズルとして知られている上部プレート及び下
部プレートと、格子として知られている多数の中間プレ
ートとを有している。該格子はこれ等の燃料棒が貫通す
る開口部を有しており、同燃料棒は、格子に設けられた
ばね形成部によって所定位置に比較的に剛に保持されな
がら、横方向に離間した配列になって、垂直にかつ互い
に平行に保持されている。これ等の燃料棒間を通る中性
子束が燃料棒を加熱し、そして水その他の冷却材が燃料
棒の周りを循環して、有用な電力の発生のため熱を抽出
する。燃料棒の表面に沿って流れる水の加熱により対流
が生じ、水が垂直方向上方に移動する。そして水は、強
い軸流になって燃料棒の頂部周りを通過する。
【0003】燃料集合体の上部ノズル、下部ノズル及び
中間格子は、該上部ノズル、下部ノズル及び中間格子に
それぞれ取着されるシンブル管によって、互いに対し固
定され、例えば約300本のような多数の燃料棒を支持
する骨格構造ユニットを形成する。これ等のシンブル管
は、制御棒の移動のための案内管となっている。該制御
棒は、降下された場合に中性子束を吸収して全体の核分
裂割合を減じ、上昇された場合に燃料棒間を中性子束が
通過するのを許容して核分裂割合を増す。
【0004】各燃料集合体についてのシンブル管の内の
1つは、同燃料集合体の領域における原子炉の運転状態
を検知する計装用に割り当られていることが望ましい。
この計装は管(計装管)内に支持されており、この計装
管を下げシンブル管の内の1つに入れて監視を行い、こ
の計装管をシンブル管から抜き出してサービスを行う。
制御用及び計装用のこれ等のシンブル管は、同シンブル
管がなければ燃料棒が存在する位置を上記横方向に離間
した配列において占めている。典型的には、この計装用
シンブル管は、燃料棒の配列の中央に位置しており、制
御用シンブル管は、あるパターンで燃料棒間に散在して
いる。
【0005】効率的な燃料燃焼率を達成すると共に、安
全運転を確保するため、炉心内の各燃料集合体の連続監
視が重要である。適切な監視は、計装プローブの使用に
よって行われる。このプローブ装置は、センサを保持す
るための計装用シンブル管、即ち燃料集合体の長さだけ
延在する静止ハウジングと、電子センサ装置とを含んで
いる。該電子センサ装置は、十分に保護されたケーブル
に設けられる1個以上のセンサを有することができ、静
止ハウジング内まで下げられると共に、信号処理装置と
電気的に結合されている。該電子センサ装置は、計装管
内に支持されていることが好ましく、該計装管は下降さ
れてその計装用シンブル管に延入する。多数の計装管
は、中央のシンブル管及び/又はさもなければ制御棒を
保持するその他のシンブル管を含む、選択されたシンブ
ル管内に挿入することができる。この計装管は、通常、
引き抜きが可能なような配置されている。計装管内のセ
ンサからのセンサ信号を伝送する電気導線は、計装管の
延長部を上方に延びて、そのセンサ信号から有効な情報
を解読するように作動可能な適切な外部電子機器に達し
ている。燃料集合体の上部ノズルが若干の保護を行って
いるが、シンブル管の頂部の上方のある軸方向距離にわ
たっては未遮蔽の遊間があり、そこでは、計装管、或は
多分、シンブル管内のセンサに達するケーブル等の外部
遮蔽体が、シンブル管の上方に突出する。
【0006】原子炉の運転中、冷却水は原子炉の底部か
ら流入し、燃料集合体を通って上向きに流れる。この冷
却水のうち幾分かは、シンブル管の内壁とプローブハウ
ジング(即ち、計装管)の外壁との間の環状空間に沿っ
て流れ得る。冷却水の実質的な軸流は燃料棒及びシンブ
ル管の周囲に存在する。燃料棒及びシンブル管の周辺、
そして特にシンブル管頂部の軸方向隙間を流れる高速の
乱れた水流は、計装管の頂部に実質的な横方向振動を生
じさせ、その結果、計装管(及び/又はシンブル管の頂
部で計装管及びその導線を保護するために設けられた任
意の他の構造)が横方向に振動して計装用シンブル管の
内壁に衝突する時、流体により招来されるフレッチング
が生じる。
【0007】この状態は、計装用シンブル管のみならず
計装管の寿命も縮める傾向にある。この問題に対する従
来技術の解決策は、冷却水の不可避の軸流によって生じ
た振動に十分に耐え得る材質でこれ等の部品を製造する
ことであった。
【0008】既知の計装用シンブル管は、ステンレス鋼
製の外管と、該外管と同軸のジルコニウム合金製の内管
とからなっている。これ等のジルコニウム合金製及びス
テンレス鋼製の管は、例えば、同管を互いに滑入させ
て、半径方向外向きの圧力を用いて内管を圧延し互いに
インターロックする環状突起部を形成することにより、
一連の環状膨出部を2つの管に形成し、互いに軸方向に
ロックされる。この計装用シンブル管のステンレス鋼補
強は、該計装用シンブル管の頂部に設けられ、最上方の
格子の方向に下向きに延びている。
【0009】センサを収容する計装管もステンレス鋼を
用いて製作することができる。ステンレス鋼は、計装用
シンブル管の頂部で起こる振動性の衝撃に耐えるに十分
な強度と硬度を与える。しかし、残念ながら、必要応力
及び衝撃に耐え得るステンレス鋼の適切な成分組成に
は、通常、コバルトが含まれている。ステンレス鋼中の
コバルトは、原子炉の中性子束における照射によって放
射化される。この計装管が検査や較正等のサービスのた
めにそのシンブル管から抜き取られる時、ステンレス鋼
中のコバルト又はその副産物の核崩壊により、危険な不
所望の放射線が生成される。
【0010】従って、計装管やシンブル管がその使用後
に放射化してしまうような材料に頼ることなく、該計装
管やシンブル管を衝撃に耐え抜くために一層耐久性にす
る手段を提供することが有利である。また、軸方向の冷
却水の急速な流れが容易になることは原子炉の運転のた
めに必要であるが、この軸方向の冷却水の急速な流れに
より燃料集合体の頂部で発生する振動を軽減することも
有利である。
【0011】
【発明の概要】本発明の目的は、計装用シンブル管の頂
部及びその中に配設される計装ハウジングの保護のた
め、耐久性の高いステンレス鋼材料に特有の長寿命を維
持しつつ、実質的に非放射化の材料を提供することであ
る。
【0012】また、本発明の目的は、前記シンブル管の
内側に容易に形成される弾性スペーサ構造を提供するこ
とによって、計装用シンブル管頂部での振動によって生
じる衝撃を軽減することにある。
【0013】本発明のこれ等の目的及びその他の目的
は、燃料集合体内に配設され上部ノズル、下部ノズル及
び中間格子において取着されている計装用シンブル管を
受け入れるセンサの上部に置かれている非放射化挿入管
に形成されたばね部及び凹部構造を有する加圧水型原子
炉用の核燃料集合体によって達成される。この計装用シ
ンブル管は上端が開口しており、同開口を、センサ即ち
その結線が、センサ信号処理装置への連結のため冷却水
を通って延びている。ばね部及び凹部を有する挿入管
は、計装用シンブル管内に装着されておりその頂部近く
で下方に延びている。これ等のばね部及び凹部は、冷却
水の強い軸方向流によって生じる計装用シンブル管との
衝突を引き起こすセンサ及びその結線の横方向変位を抑
える。計装用シンブル管は、頂部に隣接する挿入管の下
方にステンレス鋼製外管とジルコニウム合金製のインナ
ースリーブとを有する。挿入管はインコネル合金からな
っており、該インコネル合金は、照射後、良好なばね特
性を保持するという有利な特性を有している。互いに向
かい合ったばね部と凹部は、挿入管の内壁上の直径方向
に向かい合う箇所に形成される。ばね部は、挿入管にお
いて離間した軸方向のスロットとして形成され、このス
ロット間の挿入管の壁部が半径方向内方に湾曲してばね
部を形成している。一方、凹部は、ばね部に対峙した半
径方向内側の突起部として形成されている。
【0014】
【実施例】本発明は、添付図面に例示されている実施例
に関して開示されるが、該実施例のみに限定されるもの
ではなく、本文中の説明及び特許請求範囲内で変更可能
である。
【0015】加圧水型原子炉の原子炉容器が図1に示さ
れている。該原子炉容器24は、同原子炉容器内で加熱
された水から出力を抽出する発電機、多数の制御手段、
及び原子炉容器の内容物にアクセスするためのクレーン
等に連結されているのが典型的である。しかし、本図に
は原子炉容器の部分のみが示されている。
【0016】原子炉容器24は、1個以上の水流入口2
8及び水流出口32が横切る様に配置されている外側ケ
ーシング26を有する。流入口28に到達した冷却水
は、外側ケーシング26の内壁及び炉心槽36間の環状
溝34の中を下方に向かって流れる。この炉心槽36
は、燃料集合体38を囲んでおり、該炉心槽36の頂部
付近で水流出口32と連結されている。冷却水は、外側
ケーシング26及び炉心槽36を冷却した後、燃料集合
体38内で平行かつ垂直の位置関係で支持された、図2
に詳細が示されている細長い燃料棒52の表面に沿って
上方に流れる。この冷却水の対流加熱により強い軸方向
上方流が生じ、この流れは流出口32へ進み、そして発
電機(図示せず)へと進む。
【0017】燃料集合体38は、通常、上部炉心板54
と個々の燃料集合体38との間に係合する位置決めピン
によって、該上部炉心板54と下部炉心板56との間に
保持される。燃料集合体38上の板ばね62は、上部炉
心板54に当接して、正しい箇所で安定した位置に燃料
集合体38を保持し、制御棒64と管66内のセンサと
を、上部炉心板54にある対応の開口と整列して燃料集
合体38に設けられた案内管即ち“シンブル管”内に受
け入れる。
【0018】燃料集合体38は、1組の燃料棒52を取
り扱うためのユニット構造を形成しており、多数の燃料
集合体38をこの原子炉に装架することができる。原子
炉容器内の中性子束レベルを制御し、それによって燃料
棒52の周りを上方に流れる冷却水の加熱を制御するた
めに、複数の制御棒64が各燃料集合体38について設
けられている。これ等の制御棒64は、中性子及びガン
マ線を吸収する材料で製作されており、原子炉容器24
のボルト止めされた蓋即ち密閉頭部72にあるシールを
貫通する機械的手段68を介して、垂直に可動である。
これ等の制御棒64は、上部支持板74と上部炉心板5
4との間の位置に上昇させることができ、その位置で
は、該制御棒64は、燃料集合体38内の制御棒受け即
ちシンブル管(制御棒用の案内管)82と整合されてい
る案内管78の中にある。制御棒64が、燃料棒52間
に散在している制御用シンブル管82内へ下降されたと
きは、これ等の制御棒64は放射線の経路を横切る。さ
もなければ、放射線は燃料棒52間を通過して核分裂の
割合が増加する。
【0019】この制御棒案内管78及びシンブル管82
に加え、各燃料集合体38に対して少なくとも1つの計
装用シンブル管92は、原子炉容器24の密閉頭部72
の上に配設され、案内管88を通って下方に延びる機械
的駆動手段86を使用することによって、燃料棒52の
領域中にやはり垂直方向に可動である。各燃料集合体3
8は、同燃料集合体38にある幾つかのシンブル管92
のあるものと整列されている多数の可動のセンサハウジ
ング即ちセンサ管(センサ、センサ構造)66を有して
いてよい。このセンサ管は、温度センサと、入射ガンマ
線及び中性子線を検知するセンサとを有すると共に、あ
る燃料集合体においては局部的に発生する状態のみなら
ず、全体の反応の状態の評価に有効である。各センサ管
66が、軸方向に離間した複数の放射線センサと、燃料
集合体38の上部付近の流出水の温度を検知するように
作動可能である少なくとも1個の熱電対のような温度セ
ンサとを有することが望ましい。これ等のセンサは、セ
ンサ管66を通るケーブルによって、原子炉容器24か
ら離れた位置にある信号処理装置に結合されている。
【0020】図1では、燃料集合体38が2個のみ示さ
れており、この2個の燃料集合体38間の領域に設置さ
れている1個の燃料集合体(図示せず)を監視するため
にセンサ管66が下方位置に示されている。図2では、
計装用シンブル管92の頂部を含む、典型的な燃料集合
体38の上方部が図示されており、センサ管66を降下
させて該計装用シンブル管92内に入れることができ
る。
【0021】図1及び図2において、各燃料集合体38
は、上部ノズル102、下部ノズル104、及びそれ等
の間に配置されている複数個の中間格子106を有して
いる。該上部ノズル102、下部ノズル104及び中間
格子106は、制御棒64及びセンサ管(計装管)66
をそれぞれ受け入れるためのシンブル管82及び92に
固着されている。このようにして、各燃料集合体38は
ユニットを形成し、該ユニットにより1群の燃料棒52
を取り扱うことができる。燃料棒52は、両端が栓塞さ
れたジルコニウム合金管に収容された核分裂性物質のペ
レットの長くて細い積重体である。これ等の燃料棒52
は、上部ノズル102と下部ノズル104間にほぼ延在
しており、燃料棒52の表面に半径方向内向きに当接す
る内向きのばね部108を画成するようにスロットが切
られ湾曲された中間格子106により所定位置に保持さ
れている。
【0022】これ等の燃料集合体38と、特に、制御棒
及びセンサ用のシンブル管82、92とは、上部炉心板
54から突出して上部ノズルにある位置決め穴に入るピ
ン(図示せず)によって該上部炉心板54に関して整列
されている。上部ノズル102は、その中央部がほぼ開
口になっており、それにより制御棒64及びセンサ管6
6が自由に通過できる。案内管78と、上部炉心板54
の頂部及び上部支持板74の底部に取着された案内管8
8とは、該上部炉心板54の上方の領域において可動の
センサ管66を保護している。しかし、上部炉心板54
の下方と、上部ノズル102への計装用シンブル管92
の取付部の上方とには保護されていない領域があり、そ
こでは、センサ管66(及び/又はその接続構造物)が
冷却水の垂直流にさらされる。センサ管66の延長線に
沿ったこの速い乱流は、これ等のシンブル管92内のセ
ンサ管66を横方向に変位して振動させ、センサ管66
とそれを受け入れているシンブル管92との間に環状の
衝突領域を生じさせる。
【0023】同一数字は対応部分を示している図3に
は、燃料集合体の計装用シンブル管92と上部ノズル1
02との間の従来の装着の仕方が示されている。ステン
レス鋼製の外管112は、上部ノズル102の下面の孔
部に取り付られており、該上部ノズルのすぐ近くの格子
板114、即ち複数の格子板106の中で最上方の格子
板まで実質的に延びている。ジルコニウム合金製の管1
16は、ステンレス鋼製の外管112の内壁に沿って取
着され、各格子板114のところと上部ノズル102と
に取着されている該ステンレス鋼外管112と実質的に
同じ空間にわたって延在している。このステンレス鋼管
112に切れ目122を設けて、膨張を許容したり、ス
テンレス鋼よりもジルコニウム合金をより容易に透過す
る中性子及びガンマ線の通過を許容することができる。
複数個の補完形状の環状湾曲部即ち膨出部124が内管
116(ジルコニウム合金)及び外管(ステンレス鋼)
112の両方に形成され、内管及び外管を軸方向にロッ
クするようになっている。このジルコニウム合金製内管
の内部に入れられるセンサ或はセンサ管の横方向の動き
を制限するための構造は上記の管構造に何も結合されて
いないがゆえに、該センサ或はセンサ管66は、シンブ
ル管92の頂部126の上方の領域で冷却水の軸方向の
乱流にさらされた時、該シンブル管92の内壁と衝突す
る。従って、適度な寿命をもたらすため、従来のセンサ
管或はセンサはステンレス鋼に同様に収納されている。
【0024】本発明の適用に際して必要とされる強度及
び硬度を有するステンレス鋼は、コバルトその他の成分
を通常備えている。ところが、センサ或はセンサ管66
がステンレス鋼製の収納体を備えている場合は、コバル
トその他の成分は、燃料集合体38の近辺で放射線の照
射を受けることによって放射化されるという問題に直面
する。従って、このセンサ管やハウジングが適当な強度
と硬度を有してはいるが、該センサやハウジングを取り
出す必要性が生じたとき、放射線がこの原子炉容器の外
部に、即ちセンサ或はハウジング66によって、漏れ
る。更に、このセンサのケーシングから放出された放射
線は、該センサによって検知可能で、時間を経過すると
バックグラウンドのカウントを増加させることになる。
【0025】本発明によれば、センサの収納には軟質材
料が使用される、即ち、放射線センサ及び温度センサを
保持する可動センサ管に対して軟質材料が使用できる。
この軟質材料は、放射線にさらされても放射化しないタ
イプのもの、望ましくはジルコニウム合金とすることが
できる。ジルコニウム合金は、ステンレス鋼に比べて、
ステンレス鋼との衝突による損傷に対する抵抗力はかな
り弱い。しかし、本発明によれば、センサ管66は、セ
ンサハウジング即ちセンサ管66を劣化させる原因にな
る内部の環状の衝突を防止するような仕方で確実に支持
され、その上、このセンサハウジング即ちセンサ管が必
要時に容易に引き抜けるようになっている。
【0026】図4に示すように、本発明による計装管の
装着構造は、前述のように各燃料集合体38の上部ノズ
ル102及びそれに隣接する格子板114に取着されて
いるステンレス鋼外管112を有し、ジルコニウム合金
ライナー116がこのステンレス外管112にはめ込ま
れ、補完形状の環状膨出部124によって結合されてい
る。しかし、本発明ではこのジルコニウム合金ライナー
116はシンブル管92の頂部126までは延びていな
い。計装用シンブル管92の頂部126の隣には短いイ
ンコネル合金管132が設けられている。インコネルは
鋼とニッケルの合金であり、ステンレス鋼ほどの材料硬
度や強度を有してはいないが、良好なばね特性を有して
いる。特に、インコネルは照射により招来される弛緩特
性が低い。従って、ある期間にわたる核燃料からの照射
にもかかわらず、インコネル合金管(挿入管)132の
ばね特性は、燃料集合体の有効寿命中実質的に一定に保
持される。
【0027】インコネル合金管132の長さは1〜2フ
ィート(30〜60cm)であるが、1.0〜1.5フィ
ート(30〜45cm)であることが望ましい。このイ
ンコネル合金管に沿って交互に直径方向に対峙する位置
に、弾性突出部、即ち凹部134及びばね部136がそ
れぞれインコネル合金管132内の対峙する側面に交互
する仕方で形成されている。これ等のばね部及び凹部
は、前記頂部126に隣接するシンブル管92の内径を
減じ、センサ管を適切な位置で弾力的に保持することに
よって、センサ管66の振動を最小限にして、該シンブ
ル管92の内壁への衝突を防止している。
【0028】凹部134は半径方向内向きの簡単な凹部
として形成され、その凹部の深さは例えば0.1〜0.3
インチ(0.25〜0.75cm)である。これ等の凹部
134は軸方向に約0.3インチ(0.75cm)ほど延
出しており、例えば、1〜3インチ(2.5〜8cm)
毎の間隔で設けることができる。
【0029】各ばね部136は、2つの軸方向のスリッ
ト138を設け、それ等の間の壁部140を半径方向内
方に変形させることにより形成されており、これにより
スリット138の各端でインコネル合金管132の部分
に一体的に取着されるばね状湾曲部を画成する。これ等
のスリット138は、例えば、長さが約0.5インチ、
幅が約0.2インチ(1.2cm×0.5cm)であるが、
この寸法は必要に応じて変更可能で、弱い保持を行うた
めには例えば、軸方向にもっと長く及び/又はもっと間
隔の狭いスリットを使用すればよく、また、より強い保
持もこれ等の寸法を変えることによって可能である。
【0030】この実施例で示されているインコネルのば
ね部/凹部付きのインコネル合金管132は、ずっと下
方にあるジルコニウム合金とは異なり、補完形状の環状
膨出部によってステンレス鋼外管112に軸方向に固定
されていない。このインコネル合金管を軸方向に固定す
るため、同様の膨出構造を形成することが可能である。
しかし、このインコネル合金管は、計装用シンブル管9
2の上縁部でステンレス鋼管112にスポット溶接部1
42で剛に取着されることが望ましい。
【0031】図5の横断面図に示すように、ばね部13
6及び凹部134は、管の周囲の4箇所に設けられてい
ることが望ましい。また、図6の切除した斜視図に示す
ように、直径方向に対峙した1組のばね部と凹部を用い
たり、図5に示される直交軸以外の角度をなすばね部及
び凹部を用いたりすることも可能である。例えば、この
ばね部136と凹部134は、図5に示す90°の間隔
の代わりに120°の間隔で設けることもできる。
【0032】これ等の凹部は、センサ管66を計装用シ
ンブル管92の内壁からある特定の半径方向スペースで
確実に位置決めする。ばね部136は、センサ管を凹部
134に押し付けるように作用するが、この押し付け
は、挿入されたセンサ管即ちハウジング66が計装用シ
ンブル管92に対して振動するのを防止するために十分
にきついることが望ましい。
【0033】好適な実施例に関して本発明を開示した
が、本発明の範囲内での改変は当業者には明らかであろ
う。本発明の権利範囲を決定するためには、前述の好適
な実施例の説明ではなく特許請求の範囲の項を参照され
たい。
【図面の簡単な説明】
【図1】 加圧水型原子炉容器の簡略断面図である。
【図2】 本発明による燃料集合体の一部切除した立面
図である。
【図3】 従来技術による計装用シンブル管の部分断面
図である。
【図4】 本発明による計装管の装着装置を示す、図3
に相当する箇所の部分断面図である。
【図5】 図4の5ー5線に沿った断面図である。
【図6】 本発明による計装用シンブル管インサートの
中に置かれるセンサ管を拘束するためのばね部/凹部を
示す切欠き斜視図である。
【符号の説明】
38…燃料集合体、52…核燃料棒、64…制御棒、6
6…センサ管(センサ、センサ構造)、82…シンブル
管(制御棒用の案内管)、92…計装用シンブル管、1
02…上部ノズル、104…下部ノズル、106…中間
格子、126…計装用シンブル管の頂部、132…イン
コネル合金管(挿入管)、134…凹部(弾性突出
部)、136…ばね部(弾性突出部)。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 チャールズ・ノーマン・ローソン アメリカ合衆国、サウス・キャロライナ 州、コロンビア、ビターナット・ロード 512

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 少なくとも1つのセンサ構造を受け入れ
    るため、核燃料集合体から上方に延びる計装用シンブル
    管を有する同核燃料集合体のための装着装置であって、 前記計装用シンブル管内に配設される挿入管を備え、該
    挿入管は、前記センサ構造に当接するよう作動可能な半
    径方向内向きの弾性突出部を有し、該弾性突出部によ
    り、前記計装用シンブル管に対する前記センサ構造の横
    方向変位を抑止してなる、核燃料集合体のための装着装
    置。
  2. 【請求項2】 加圧水型原子炉で使用される核燃料集合
    体であって、 上部ノズルと、下部ノズルと、核燃料棒を受け入れるた
    め前記上部ノズル及び下部ノズル間に配設された複数の
    中間格子と、前記上部ノズル及び下部ノズル間に延在し
    て、前記上部ノズル、前記下部ノズル及び前記中間格子
    に固定された複数のシンブル管とを有し、該シンブル管
    は、制御棒用の案内管と、装着装置の上方に配設される
    信号処理手段に連結すべきセンサ構造を受け入れるため
    の少なくとも1つの計装用シンブル管とを含み、 更に、該計装用シンブル管内に装着され、同計装用シン
    ブル管の頂部近くで、同計装用シンブル管の長さの少な
    くとも一部分にわたり延びる挿入管を有し、該挿入管
    は、前記計装用シンブル管内に挿入される前記センサ構
    造に当接するよう作動可能な半径方向内向きの弾性突出
    部を有し、該弾性突出部により、前記計装用シンブル管
    に対する前記センサ構造の横方向変位を抑止してなる、
    核燃料集合体。
JP5147410A 1992-06-23 1993-06-18 核燃料集合体及びそのための装着装置 Pending JPH0659066A (ja)

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