JPH07253491A - 沸騰水型原子炉用のオフセット穿孔を有する二重プレート付き下部タイプレートストレーナ - Google Patents

沸騰水型原子炉用のオフセット穿孔を有する二重プレート付き下部タイプレートストレーナ

Info

Publication number
JPH07253491A
JPH07253491A JP6293577A JP29357794A JPH07253491A JP H07253491 A JPH07253491 A JP H07253491A JP 6293577 A JP6293577 A JP 6293577A JP 29357794 A JP29357794 A JP 29357794A JP H07253491 A JPH07253491 A JP H07253491A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
plate
debris
grid
lower tie
fuel
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.)
Withdrawn
Application number
JP6293577A
Other languages
English (en)
Inventor
Eric B Johansson
エリック・バーティル・ジョハンソン
Kevin L Ledford
ケヴィン・リー・レッドフォード
Jr Jaime A Zuloaga
ジェイム・アントニオ・ズロアガ，ジュニア
David W Danielson
デヴィッド・ウォーレン・ダニエルソン
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPH07253491A publication Critical patent/JPH07253491A/ja
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
    • 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
    • G21C3/3206—Means associated with the fuel bundle for filtering the coolant, e.g. nozzles, grids
    • 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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 沸騰水型原子炉の冷却材／減速材流に運搬さ
れる破壊屑を燃料棒領域に侵入させず、圧力低下の少な
いストレーナ装置を提供する。 【構成】 下部タイプレート(T) を流入オリフィス(O)
及び燃料棒支持格子(G)の二部式とし、両者間に２枚の
突起付き格子プレート (100)の対を挟み込む。格子 (10
1,102)の交点に支持された突起 (110)と格子穿孔 (105)
とは、格子を２枚対向させた時互いの中心が合致すべく
オフセット配列される。但し、相互に接触しないよう格
子の枠辺に柵壁 (126)及び断片型突起 (111)をオフセッ
ト配備し、穿孔 (105)と突起 (110)とを空間的に隔離す
る。穿孔 (105)の形状は正方形とし内角に丸みを付け
る。格子部 (101,102)は流線形とする。突起 (110)は円
筒形、又は、断面を矩形とする。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉の燃料バ
ンドルに関する。本発明によれば、沸騰水型原子炉の燃
料バンドルに於て、下部タイプレート集合体の、流入ノ
ズルと燃料棒支持格子とに挟まれた流空間に組み込まれ
る破壊屑(debris)捕捉装置が開示される。本開示の破壊
屑捕捉装置は、流動する破壊屑が燃料バンドルの燃料棒
領域に運搬されないようこれを排除するための手段を含
む。
【０００２】尚、本明細書中で用いられた数値は、必要
であれば、以下の如く換算し得るものである。 １ インチ（”）＝ ２．５４ ｃｍ １ ｐｓｉ ＝ ０．０７０３１ Ｋｇｗ／
ｃｍ2
【０００３】
【従来の技術】沸騰水型原子炉は多年に亙り稼働する。
当初の構築に始まってその供用期間を通じ、この原子炉
は減速材の閉鎖循環系の中に破壊屑を蓄積することがあ
る。この破壊屑が発熱燃料棒のある燃料バンドルを含む
炉心領域に流入すると、運転上の危険性を生じ得る。こ
の問題を理解するために、炉心の破壊屑蓄積に関係する
原子炉構造をまず要約しておく必要がある。然る後に燃
料バンドルの構造について述べ、燃料バンドル内部の圧
力低下量を実質的に不変に保つ必要性を強調する。その
後、燃料バンドルの燃料棒領域に破壊屑が流入したとき
の影響についてまとめる。
【０００４】破壊屑の運搬問題を理解するために、沸騰
水型原子炉の構造が簡単に要約される。この種の原子炉
は中央に大型炉心を備えており、炉心底部から冷却材／
減速材である液状の水が流入し、炉心頂上部から汽水混
合物として流出する。炉心は並列した多数の燃料バンド
ルを含む。水は、炉心の下方に位置する高圧空間から燃
料バンドル支持鋳造体を通過して各燃料バンドルの内部
に流入する。水流は分配されて個々の燃料バンドルを通
過し、加熱されて蒸気を生成し、炉心の上部から二相の
汽水混合物として流出する。そしてこの混合物からエネ
ルギーを生成するために蒸気が取り出される。
【０００５】炉心支持鋳造体及び燃料バンドルは、炉心
での水循環の圧力損失の源である。この圧力損失によ
り、水流は、炉心の各燃料バンドル間で、確実に充分均
等に分配される。炉心には 750束に上る独立した燃料バ
ンドルが存在することを思い起こせば、水流配分を確実
に均等化することの重要性が了解されよう。燃料バンド
ル内部での圧力低下に干渉すると、炉心の燃料バンドル
間の冷却材／減速材の全体的配分に影響が出る可能性が
ある。
【０００６】沸騰水型原子炉の関連構造について述べた
ので、続いて燃料バンドル自体の構造に目を向ける。沸
騰水型原子炉用の燃料バンドルは、燃料棒を支持する、
鋳造構造の下部タイプレート集合体を含む。下部タイプ
レート集合体はその最下端に、流入ノズルに被さり下向
きに突出した取手(bail)を含む。流入ノズルは下部タイ
プレートの内側の広い流空間への入口を含む。この流空
間の上端には、棒支持格子が位置する。この支持格子と
ノズルとに挟まれて流空間が規定されている。
【０００７】棒支持格子には二つの目的がある。第一
に、この棒支持格子は、個々の燃料棒の重量を下部タイ
プレート全体を介して燃料支持鋳造体に伝達するための
機械的支持連結部位を提供する。第二に、並行して支持
される燃料棒の間隙に液状水減速材を通過させるため
の、燃料バンドル内部への流路を提供する。下部タイプ
レートの上方に、各燃料バンドルは直立燃料棒行列を含
む。燃料棒は、核反応に際して動力を生成する蒸気を発
生する核分裂性物質を各々納めた密封管である。直立燃
料棒行列は、その上端にいわゆる上部タイプレートを備
えている。この上部タイプレートは、少なくとも何本か
の燃料棒を垂直な並行配置に保持する。燃料棒の何本か
は上部及び下部の両タイプレートに接合されている。通
常、上部及び下部の両タイプレート間には、特に燃料バ
ンドルの上部の、ボイド分率が最高となる領域の水減速
材対燃料比を改善するためのウォータロッドが含まれて
いる。
【０００８】また燃料バンドルは、その長さに沿った異
なる高さに約７枚の燃料棒スペーサを含む。このスペー
サが要求されるのは、燃料棒が細長く（長さ約 160イン
チ、直径凡そ 0.4〜 0.5インチ）、燃料バンドルの内部
の流体の動きや核的な動力生成に関する動力学に影響さ
れて相互に摩擦接触し得るからである。スペーサは、燃
料バンドルの性能を最適化するためこの長さに沿った各
々の高さで各燃料棒に適当な拘束を与え、燃料棒間の摩
擦接触を回避して、これらを相互に均一な間隔に保つ。
後述するが、このスペーサは、破壊屑が滞留して燃料棒
を損傷し得る部位である。
【０００９】各燃料バンドルは、チャネルで囲繞され
る。このチャネルにより、タイプレート間の水流は、唯
一バンドルのタイプレート間の孤立流路として限定され
る。またチャネルは、燃料バンドル全体の蒸気生成流路
を、周囲の炉心バイパス領域から分割する上でも役立
つ。炉心バイパス領域は制御棒の挿入のために利用され
る。バイパス領域内の水も中性子の減速に資する。
【００１０】沸騰水型原子炉の運転にあたり、当初企図
された水流配分を保持することが重要である。詳細に
は、水が下方（高圧）空間から炉心へと流入してから、
汽水混合物が燃料バンドルの上部タイプレートを通過し
て炉外へ流出するまでに、典型的な 100％出力／ 100％
流量運転条件下では約20ポンド毎平方インチ(psi) の圧
力低下が生ずる。うち凡そ７〜８psi は、燃料支持鋳造
体を通過する時点で生ずる。この圧力低下は、原子炉の
炉心を構成する多数の燃料バンドル間で、冷却材／減速
材の流れを均等に分配することを主に保証し、原子炉の
特定の出力比に於ける炉内部の運転上の不安定性を回避
することにも関連する。次に、各燃料バンドルの下部タ
イプレートに於て、流入ノズルから流空間を経て燃料棒
支持格子を通過するまでに、凡そ１〜１ 1/2psi の圧力
低下が生ずる。この圧力低下は、各燃料バンドルの個々
の燃料棒間での水流配分を一定化するのに寄与する。最
後に、燃料バンドル自体を通じ（下部の支持格子から上
部タイプレートの出口まで）、約11psi の圧力低下が通
常生ずる。
【００１１】炉心に新たな燃料バンドルを導入する場合
には、上記の圧力低下を維持しなければならない。そう
でないと、冷却材／減速材の水流配分に影響の出る恐れ
がある。沸騰水型原子炉の構造と運転法が要約されたの
で、炉の減速材の閉鎖循環系に留まる破壊屑の問題点が
理解されよう。典型的には、沸騰水型原子炉内の破壊屑
は、炉の構築時に残留した外部物質を含み得る。更に、
炉の耐用年数の間の腐食も破壊屑を放出する。最後に、
停止及び補修を何度も繰り返すうち、更なる破壊屑が蓄
積する。ゆえに、原子炉が、年月を経るにつれ本質的に
破壊屑を蓄積する閉鎖循環系を成すことが了解されよ
う。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】特に破壊屑が蓄積する
厄介な場所は、通常、燃料バンドル内の燃料棒の間隙、
特に燃料棒スペーサの付近であることが発見されてい
る。各燃料棒が特定の高さにあるスペーサで囲まれてい
ることは既に述べた。破壊屑粒子はスペーサ構造体と燃
料棒との隙間に滞留しやすく、冷却材／減速材の流れに
よりしばしば動力学的に振動して燃料棒の密封被覆管に
摩擦接触する。水流が誘起する炉内部の斯かる振動は、
フレッティングにより燃料棒被覆を損傷すると同時に破
裂させる可能性がある。相当数の被覆が破裂すれば、プ
ラントの停止は必至である。
【００１３】現今の原子力プラントは、破壊屑による燃
料棒の破裂などの予想される運転事故を防止する目的
で、冗長性及び多数の安全システムを組み込んでいる。
そのような破損は突発的ではないが、殆どの場合、これ
らの破損により最適効率でない状態でのプラント運転を
強いられる。したがって、破壊屑による燃料棒損傷の発
生率を抑えることは極めて望ましい。
【００１４】更に、燃料バンドルの棒支持格子がストレ
ーナとして或る程度機能することが了解されよう。格子
寸法を超える破壊屑は燃料バンドルを通過できない。し
かし、特に帆状部分("sail areas")を持つような破壊屑
（金属の削り屑、ワイヤ等）は棒支持格子を潜り抜け、
燃料棒とスペーサとの間に滞留する可能性がある。燃料
棒領域への破壊屑の流入を防ぐ装置を設置する従来の試
みには、下部タイプレート集合体の格子状支持構造体の
改造などがある。1992年３月31日発行のNylundの米国特
許第 5,100,611号に、格子構造体の改造法が開示されて
いる。この改造法は、上記格子構造体に要求される通過
孔を、各中心線が一直線上にない複数の流路部品で置き
換える段階を含む。これらの流路は燃料棒支持格子の一
部なので、通過孔の寸法は棒支持格子の強度を維持する
ために必然的に大きくなると同時に、これらの通過孔が
分布する面積は、下部タイプレートの支持格子とたかだ
か同じ広さである。
【００１５】加圧水型原子炉では、破壊屑を選別する試
みが為されている。1987年５月12日発行のBryan の米国
特許第 4,664,880号では、加圧水型原子炉の燃料バンド
ルの底部に金網の破壊屑捕捉器が利用されている。1987
年７月７日発行のRylattの米国特許第 4,678,627号で
は、この構造体が破壊屑溜まりを含むよう変更されてい
る。加圧水型原子炉の燃料バンドルは開放構造で、沸騰
水型原子炉に一般的な、上部及び下部の両タイプレート
間の、チャネルに封入された流路がない。沸騰水型原子
炉構成に要求されるチャネル構造が、加圧水型原子炉構
成には全く存在しない。加圧水型原子炉では隣接する燃
料バンドルの間にもバンドル全長に沿った水流が存在す
るので、開示された網及び屑溜まりは、封入された流路
内に配置されるわけではない。更に、これらの燃料バン
ドルには、沸騰水型原子炉で利用される、燃料バンドル
底部の、流入ノズルや、棒支持格子で規定される流空間
を含め、本開示の下部タイプレート集合体がない。
【００１６】従来の破壊屑捕捉装置の一つでは、下部タ
イプレートにほぼ山形の曲折流路を設ける変更が為され
ている。この構造の上方には燃料棒を支持する横木が設
置されているので、燃料棒重量が下方の曲折流路を押し
潰すことはない。
【００１７】
【課題を解決するための手段】本願では、沸騰水型原子
炉燃料バンドルに於て、下部タイプレートの棒支持格子
の上流側或いは下方の流空間内部に組み込まれる破壊屑
捕捉装置が開示される。この装置は、好適には、下部タ
イプレート流空間内部の、燃料バンドル流入オリフィス
と燃料棒を支持する棒支持格子構造との間に設置され
る。或いは、燃料棒上流側の、燃料支持鋳造体を含めた
流入路のどの位置にも設置できる。ここではオフセット
穿孔及び突起を区画されたプレート対が用いられる。突
起は個々の穿孔間を縫うプレートの格子部に支持され
る。穿孔は、好適には、格子部の縁線を規定しつつ、平
面方向では正方形であり内角は適度に丸みが付くよう肉
付けされている。プレートを対置して破壊屑捕捉格子を
形成する際に、一方のプレートの各突起は他方のプレー
トの穿孔に対置される。各プレートの枠辺の、稜線及び
突起の組み合わせ方式は、各穿孔の外周を成す格子部分
から各突起が空間的に隔離されるようプレートを支持す
る。好適実施例ではこれらのプレートは二部式タイプレ
ートの流空間内部に挟み込まれる。これにより、優れた
破壊屑阻止性を保持しつつ、区画された連続流路全体を
通じて流抵抗が少ない、三次元の頑丈な破壊屑捕捉構造
が得られる。
【００１８】本発明の他の課題、特徴、及び、長所は、
以降の記述及び添付図版を参照すると更に明らかとなろ
う。
【００１９】
【実施例】図１には、炉心の関連部分の詳細が示されて
いる。制御棒駆動装置ハウジングＨは、上部に燃料支持
鋳造体Ｃを支持している。燃料支持鋳造体Ｃは、炉心仕
切板Ｐ上のピン14に対して鋳造体Ｃの向きを定めるため
のアーム16を備える。炉心仕切板Ｐは、高圧の下部空間
Ｌを炉心Ｒから分割し、必要な差圧を遮断保持して炉内
の多数の各燃料バンドルの内部の循環を制御する。
【００２０】燃料支持鋳造体Ｃは４個の開口部20を含
み、ここに４個の燃料バンドルＢが各々の下部タイプレ
ート集合体Ｔを以て設置される。各々の下部タイプレー
ト集合体Ｔは、その流入ノズルＮが燃料支持鋳造体の開
口部20の１つと連絡するよう配置される。燃料支持鋳造
体Ｃは、その頂上部に設置された４個の燃料バンドルの
間隙に挿入される制御棒22を通すための開口部をも備え
る。本発明では制御棒の挙動は重要でないので、炉のこ
の側面に関しては立ち入らない。
【００２１】考えられる 750個の燃料バンドルのうち４
個の図示しかないことを思い起こすと、炉心仕切板Ｐに
跨がる圧力低下が重要であることが了解されよう。した
がって、沸騰水型原子炉の圧力低下を再論しておくと有
益であろう。まず、典型的な 100％出力／ 100％流量運
転状態の下では、燃料支持鋳造体Ｃのオリフィス（図示
なし）を通じ、凡そ７〜８psi の圧力低下が生ずる。こ
の圧力低下は、沸騰水型原子炉内部の多数（ 750個ま
で）の燃料バンドルの全体に冷却材の流れを確実に均等
に分配するのに利用される。
【００２２】次に、各燃料支持鋳造体Ｃ上の、燃料バン
ドルの下部タイプレートに於て、約1.5 psi の圧力低下
が生ずる。この圧力低下は、主として下部タイプレート
の複雑な幾何的構造による流速変化に起因する。最後
に、冷却材が燃料バンドル内を上昇して蒸気を生成する
過程で、凡そ10〜12psi の圧力低下が生ずる。この圧力
低下は燃料バンドルの全長に亙って分布しており、個々
の燃料バンドル及び原子炉の炉心を構成する燃料バンド
ル集合の双方の運転上の安定性に関して重要である。
【００２３】上記の圧力低下の要約は簡略化されている
ことを了解されたい。これは原子炉の設計及び運転の極
めて複雑な部分である。これまで圧力低下について多く
を述べたが、一点を強調しておきたい。沸騰水型原子炉
の個々の燃料バンドルの内部の圧力低下は、実質的に不
変である。したがって、燃料バンドル内に破壊屑を流入
させないための装置が利用された場合にも、燃料バンド
ル全体の圧力低下を大幅に変化させてはならない。
【００２４】破壊屑制止装置による圧力低下の増大を避
ける上記の要請については慎重に検討されたので、他の
留意点を述べる。第一に、如何なる破壊屑捕捉装置で
も、如何なる状況であれ、破壊して破壊屑を制止できな
くなった上に自らが更なる破壊屑の発生源となることの
ないよう、充分に堅固なものでなければならない。その
ため、金網は使用されない。代わりに、以下の実施例で
は全て、穿孔された金属が使用される。
【００２５】第二に、著者らは圧力低下を最小限に抑え
ることが望ましいことを見出した。このことは、穿孔部
を通過する流速を可能な限り遅くすることで実現され
る。この限定に関するもう一つの理由は、破壊屑が水流
に運搬されるからである。破壊屑が水流に運搬される場
合、破壊屑が穿孔部を通過し得るような衝突角度が少し
でも実現されれば、長時間が経過するうちに結局破壊屑
は穿孔部を通過するであろう。個々の穿孔部での流速を
遅くしておけば破壊屑の運搬は起こりにくくなる。
【００２６】第三に、著者らは棒支持格子の改造（従来
技術）では不充分であることを見出した。詳細には、可
能な限り小径の、最小直径 0.050インチの制止孔を使用
するのが好適である。あいにく、棒支持格子は考えられ
るあらゆる条件下で燃料棒を支持するのに要求される静
力学的及び動力学的諸特性を有すべき部品である。下部
タイプレートでの圧力低下を避けるのに要求される間隔
で、棒支持格子に上記の穿孔行列を設けるのは実際的で
ない。まず、これらの細かい穿孔は棒支持格子の面上に
限定されるので、流面積が全面的に減少し、不適当な圧
力低下及び棒支持格子の個々の穿孔を通過する流速の高
速化を招く。更に、棒支持格子上の上記の細かい穿孔行
列により、格子の強度は燃料棒の支持に要求される水準
よりも弱体化し得る。
【００２７】著者らは、破壊屑制止装置の位置として、
下部タイプレート集合体のいわゆる流空間を第一候補に
挙げた。沸騰水型原子炉の燃料バンドルの下部タイプレ
ート集合体には、その下端のノズルと上端の燃料棒支持
格子とに挟まれて比較的広い流空間が規定されている。
この流空間は充分に広いので、三次元構造を、その片面
を流入ノズルに向け別の片面を棒支持格子に向けて収容
することができる。同時に、下部タイプレートの流空間
を通過する全ての流体が穿孔プレートの制止孔だけを通
過するよう、上記三次元構造体の外周を下部タイプレー
ト集合体の側面に接合することができる。このとき下部
タイプレート集合体に要求される変更点は、ごく僅かで
ある。
【００２８】上記に考慮点を述べたので、本発明の実施
例に目を向ける。図２には、本発明の基本となるプレー
トが図示されている。詳細には、中央開口部 105を区画
したアングル部材 101及び 102により格子 100が形成さ
れている。部材101 及び102 は周縁格子部(peripheral
webbing)或いは単位格子を構成する。中央開口部 105は
丸みを付けた内角 103を備える。
【００２９】アングル部材 101及び 102の交点には円形
突起 110が支持されている。図からわかるように、格子
100はプレートの或る高さに位置し、円形突起 110はそ
の格子 100のすぐ上の別の高さに位置する。図３（Ａ）
〜図３（Ｄ）には、図２のものを改良したプレート構造
が図示されている。この構造で、格子部品 101’及び 1
02’は流動を促すために流線形を成す。この部品 101’
及び 102’は各突起 110の間に伸びている。
【００３０】以降の記述から、各プレートが相互に対向
するよう配置されることが明らかとなろう。そのため、
プレートの各辺の高さ及びオフセットを検討しておく必
要がある。詳細には、辺 121及び 121は断片型突起 111
を備えている。この様子は図３（Ｂ）の側面図に図示さ
れている。残りの辺 123及び 124は、高めの壁面 126を
有する。壁面 126は隣接した二辺に配置され、隣接辺 1
23及び 124に区画される開口部 105’の中心を通る。
【００３１】図４（Ａ）、４（Ｂ）は、上記格子構造の
拡大図を示す。図４（Ｂ）には格子部品 101’の流線形
状が図示されている。図５（Ａ）、５（Ｂ）は、同一形
状に構成されて対置された２枚のプレート 100Ａ及び 1
00Ｂを示す。これらのプレートは両者併せて濾過器行列
を規定する。これらの対置方法についての留意点を若干
述べる。
【００３２】図３（Ａ）に戻ると、プレート 100Ａの辺
121及び 122がプレート 100Ｂの辺123及び 124に接触
対置することがわかる。同様に、プレート 100Ａの辺 1
23及び 124はプレート 100Ｂの辺 121及び 122に接触対
置する。この対置方法には二つの効果がある。第一に、
各プレートが相互に等距離を隔てて配置する。詳細に
は、辺 123及び 124に沿う壁面 126が、辺 121及び 122
の断片型突起 111に対置する。これが両方のプレートで
起こる。その結果、各プレートは等距離を隔てて配置す
る。
【００３３】第二に、片方のプレート（プレート 100Ａ
とする）の突起 110は、他方のプレート（プレート 100
Ｂとする）の開口部 105に合致するよう偏る。こうして
対置プレートによりストレーナ構造が規定される。更
に、当該ストレーナ構造は、対置プレートの側壁面の内
側の、２枚のプレート 100Ａ及び 100Ｂの各部品の間に
は連続稜線を有しないことがわかる。このことは図８
（Ａ）及び８（Ｂ）に示した突起 110の図から明らかに
看取されよう。突起 110は開口部 105を貫通しているの
ではない。
【００３４】２枚のプレートが各辺 121〜 124の内側で
は相互に決して接触しないという事実は、図６及び図７
（Ａ）〜７（Ｇ）の漸進断面図に最も良く示されてい
る。この漸進断面図で、図７（Ａ）〜７（Ｃ）の各断面
はプレート 100Ｂを示し、図７（Ｅ）〜７（Ｇ）の各断
面はプレート 100Ａを示す。両方のプレートを示すのは
図７（Ｄ）の断面だけであり、この図では両方のプレー
トの突起 110だけが見える。そして、これらの突起はど
の部位でも相互に接触しない点に留意されたい。
【００３５】上述の構造は、冷却材の流れに僅かな圧力
低下を付加するだけで小さな破壊屑の通過を阻止する濾
過器を提供する。本発明のこの成果の達成方法は、相補
穿孔を持つが突起は持たない一対のプレートをまず考察
することにより理解されよう。図９は、相補穿孔を有す
る一対のプレートを上方から見た図である。これらのプ
レートは図４及び図５（Ａ）のプレートと同一である
が、但し突起は存在しない。破壊屑は直進通路となる領
域 120を通過することができる。このような領域を可能
な限り狭めることはできるが、プレート表面に垂直な角
度から大きな物体が通過する可能性はある。
【００３６】図10は、プレート対の斜方図である。破壊
屑の通過領域 132は突起 110により一部遮蔽されてい
る。突起がなければ、図９の上方図の領域 120よりもこ
の通過領域は遥かに広くなるだろう。無突起プレート対
の考察に戻ると、この場合の破壊屑阻止機能はプレート
同士の間隔を狭めることにより向上し得る。しかし、試
験してみると圧力低下が極めて大きくなる。冷却材の流
れは第一プレートの穿孔から第二プレートの穿孔へと鋭
角的に転回しなければならないため、渦流が生ずる。
【００３７】本発明では各プレートは隔離されて、突起
により、円滑な流動経路を保証しながらも破壊屑の通過
は阻止される。この流動の様子は図７（Ａ）〜７（Ｅ）
に示されており、プレートを冷却材が通過する時に流面
積及び流方向が激変することはないことがわかる。対置
プレートが下部タイプレート内部の流空間に挟み込まれ
るよう設計されることは理解されよう。図11には棒支持
格子部品Ｇが下部タイプレートＴのオリフィス部品Ｏの
上方に位置していることが示されている。両部品は溶接
により接合される。各プレート 100Ａ及び 100Ｂは、流
空間Ｖの内部に挟み込まれ、本発明の濾過機能を提供す
ることがわかる。
【００３８】図12には、下部タイプレートへの当濾過器
の代替的な組み込み方が示されている。詳細には、下部
タイプレートＴ’のオリフィス部品Ｏが格子 100Ａと一
体化されて構築されている。この一体型格子の上方に、
プレート 100Ｂが嵌め込まれる。これらの対置プレート
の上方に棒支持格子部品Ｇ（図11参照）を溶接すると、
組立が完了する。
【００３９】上記のストレーナでの圧力損失は極めて小
さい。圧力低下の増大は僅かで、若干複雑化はするが、
破壊屑阻止機能が向上する。図13は、代替実施例のプレ
ートの一枚の格子 100’及び及び突起 110’の一部を示
す。円形突起の代わりに、やや大きめの長方形の突起が
使用されている。図14（Ａ）〜14（Ｅ）は、長方形突起
の、各々平面図、内部切断図、二辺側からの図、及び、
拡大図である。この実施例では枠辺部の柵壁は使用され
ない。プレートの二辺には突起があり、他の二辺にはな
い。
【００４０】突起が長方形であるため対称性が幾分失わ
れ、２枚の同一プレートを使用することは不可能にな
る。図15（Ａ）及び15（Ｂ）は、プレート対の第二プレ
ートの各々平面図及び枠辺側の図である。ここでも、プ
レートの二辺には突起があり、他の二辺にはない。各辺
は、第二プレートを裏返した時、第一プレートの突起側
が第二プレートの無突起側の辺に相当するよう配置す
る。片方のプレートの突起が他方のプレートの開口部に
相対するように、第二プレートの突起の位置は、第一プ
レートの突起とずらして配置される。
【００４１】図16及び図17（Ａ）〜17（Ｇ）は、２枚の
プレートを通って冷却材が上昇する時の流面積の変化の
様子を示す漸進断面図である。図16と図６とを比較する
と、上側プレートの突起の先端は、下側プレートの格子
部の上面へと接近しているが、それでも開口部を貫通す
ることはない。同様に、下側プレートの突起の先端は、
上側のプレートの格子部の底面と同じ高さにある。突起
位置のこのような移動により、２枚のプレートを通過で
きる破壊屑の寸法が制限される。この位置移動は、プレ
ート側面が高壁面を備えていないために生ずる。
【００４２】図18は、二重プレート濾過器の本第二実施
例の一部を示す。この図は上方から見た図であるが、垂
直に対しやや角度を成す。図18と図10とを比較すると、
長方形突起を使用したことにより視方向の開口部が狭め
られている。本発明で、極めて頑丈なストレーナ格子集
合体が説明されたことが了解されよう。更に、中心的構
造が隔てられているので、破壊屑の集積により局部的に
支障ができても流体の経路としては常に最短の迂回路が
維持される。本発明により、流動の完全な妨害を局部的
にも総体的にも充分に防ぐ、ストレーナ構造が開示され
る。
【００４３】本発明を要約すれば、沸騰水型原子炉の燃
料バンドルに於て、下部タイプレートの棒支持格子の上
流側或いは下方の流空間内部に組み込まれる破壊屑捕捉
装置が開示される。この装置は、好適には、下部タイプ
レート流空間内部の、燃料バンドル流入オリフィスと燃
料棒を支持する棒支持格子構造との間に設置される。或
いは、燃料棒上流側の、燃料支持鋳造体を含めた流入路
のどの位置にも設置できる。ここではオフセット穿孔及
び突起を区画されたプレート対が用いられる。突起は個
々の穿孔間を縫うプレートの格子部に支持される。穿孔
は、好適には、格子部の縁線を規定しつつ、平面方向で
は正方形であり内角は適度に丸みが付くよう肉付けされ
ている。突起は円筒形でも、或いは正方形や長方形断面
でもよい。プレートを対置して破壊屑捕捉格子を形成す
る際に、一方のプレートの各突起は他方のプレートの穿
孔に対置される。各プレートの枠辺の、稜線及び突起の
組み合わせ方式は、対向側のプレートの格子部分から各
プレートの突起が空間的に隔離されるようプレートを支
持する。好適実施例ではこれらのプレートは二部式タイ
プレートの流空間内部に挟み込まれる。これにより、優
れた破壊屑阻止性を保持しつつ、区画された連続流路全
体を通じて流抵抗が少ない、三次元の頑丈な破壊屑捕捉
構造が得られる。
【図面の簡単な説明】
【図１】下方高圧空間、燃料支持鋳造体、燃料支持鋳造
体上に支持された４個の燃料バンドルの部分斜視図で、
本発明のストレーナが位置し得る棒支持格子の下方空間
を示す。
【図２】プレートの一枚の部分的三次元図である。
【図３】（Ａ）、（Ｂ）、（Ｃ）、（Ｄ）は、夫々、プ
レートの一枚の構成を説明するための、平面図、二辺側
の断面図、及び、中間位置の断面図である。
【図４】（Ａ）、（Ｂ）は、夫々、プレートの流路及び
円形突起の詳細を説明するための、平面図及び断面図で
ある。
【図５】（Ａ）、（Ｂ）は、夫々、本発明の破壊屑捕捉
構造を組み立てるため相互に対置された２枚のプレート
の、平面図及び立面図である。
【図６】図５（Ａ）及び図５（Ｂ）の対置プレートの詳
細な切断図で、対置した各プレートの種々の高さでの平
面断面を示す。
【図７】（Ａ）〜（Ｇ）は、図６の各々の高さに対応す
る対置プレートの切断図である。
【図８】（Ａ）、（Ｂ）は、対置プレートの各々平面図
及び対角線断面図であり、（Ｂ）では濾過器内部での破
壊屑の捕捉方法を説明する。
【図９】対置プレートの上方からの部分図である。
【図１０】対置プレートの部分斜視図で、破壊屑捕捉の
ため各プレート間に存在する間隙を示す。
【図１１】各プレートを挟み込むため二部式にした下部
タイプレートを示す。
【図１２】下部タイプレートのシュラウドに、上方に載
せられる対のプレートに対してオフセットに重なり合う
穿孔を有するプレートを組み込んだ、タイプレートの一
部品を示す。
【図１３】代替実施例のプレートの一枚の部分斜視図で
ある。
【図１４】（Ａ）〜（Ｅ）は、夫々、代替実施例の第一
プレートの、平面図、二辺側からの図、枠辺部の断面
図、及び、拡大図である。
【図１５】（Ａ）、（Ｂ）は、夫々、代替実施例の第二
プレートの、平面図及び枠辺部の図である。
【図１６】図14（Ａ）、図15（Ａ）の対置プレートの詳
細な切断図で、対置した各プレートの種々の高さでの平
面断面を示す。
【図１７】（Ａ）〜（Ｇ）は、図16で示した各々の高さ
での対置プレートの断面図である。
【図１８】対置プレートの一部の斜視図を示す。
【符号の説明】
１４ ピン １６ 燃料支持鋳造体のアーム ２０ 燃料バンドル支持用開口部 ２２ 制御棒 １００ 格子 １００Ａ プレート（１００Ｂと同一形） １００Ｂ プレート（１００Ａと同一形） １００’ 代替実施例の格子 １０１ 格子部を形成するアングル部材 １０１’ 流線型アングル部材 １０２ 格子部を形成するアングル部材 １０２’ 流線型アングル部材 １０３ 丸みの付いた内角 １０５ 中央開口部 １０５’ 開口部 １１０ 円形突起 １１０’ 長方形突起 １１１ 断片型突起 １２０ 破壊屑通過領域（無突起） １２１ プレート側面（断片型突起付き） １２２ プレート側面（断片型突起付き） １２３ プレート側面（高壁面） １２４ プレート側面（高壁面） １２６ 高壁面 １３２ 破壊屑通過領域（突起付き） Ｂ 燃料バンドル Ｃ 燃料支持鋳造体 Ｇ 燃料棒支持格子 Ｈ 制御棒駆動装置ハウジング Ｌ 下部高圧空間 Ｎ 流入ノズル Ｏ オリフィス部品 Ｐ 炉心仕切板 Ｒ 炉心 Ｔ 下部タイプレート Ｔ’ 格子付き下部タイプレート Ｖ 流空間
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ケヴィン・リー・レッドフォード アメリカ合衆国、ノース・カロライナ州、 ウィルミントン、ハイデン・バレイ・ロー ド、526番 (72)発明者 ジェイム・アントニオ・ズロアガ，ジュニ ア アメリカ合衆国、ノース・カロライナ州、 ウィルミントン、アップトン・コート、 3300番 (72)発明者 デヴィッド・ウォーレン・ダニエルソン アメリカ合衆国、カリフォルニア州、アプ トス、ロック・ドライブ、427番

Claims (7)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 沸騰水型原子炉燃料バンドルに於て、下
    部タイプレート集合体の、流入ノズルと上部燃料棒支持
    格子とに挟まれて規定される流空間内部に設置される破
    壊屑捕捉格子構造であって、 オフセット穿孔及び突起を区画したプレート対であっ
    て、該穿孔は周縁格子部により区画され、該周縁格子部
    は上記突起を支持した、プレート対と、 上記プレートの隣接した二辺からは第一寸法を以て離
    れ、当該プレートの他の二辺からは異なる第二寸法を以
    て離れて、一方の当該プレートの、格子部上に支持され
    た上記突起の中心を、他方の当該プレートの、格子部に
    囲繞された上記穿孔の中心と合致させる、上記穿孔と、 上記各プレートが対置される時、上記の突起と格子部と
    を空間的に隔離するよう当該各プレートを保持するため
    に当該各プレートの上記辺のうち少なくとも二辺上に位
    置して上記の他方のプレートの構成部分と対置するため
    の稜線手段と、 上記各プレートを下部タイプレートの流空間内部に固定
    するための手段であって、それにより、当該各プレート
    が僅かな圧力低下を伴う連続流路を備えた破壊屑制止境
    界面を規定する、固定手段と、を備えて成る破壊屑捕捉
    格子構造。
  2. 【請求項２】 燃料棒支持格子と、流入ノズルと、該ノ
    ズルと該格子の外周との間に伸び両者に挟まれて当該タ
    イプレートの内側の流空間を規定する側壁と、を含む下
    部タイプレート集合体と、 複数本の直立燃料棒であって、上記棒支持格子に支持さ
    れて垂直に直立並行して伸びる燃料棒と、 少なくとも数本の燃料棒を支持すると共にこれらを介し
    て上記下部タイプレートと連結した上部タイプレート
    と、を併せ備えて成る沸騰水型原子炉燃料バンドルに於
    て、上記下部タイプレート集合体により規定される上記
    流空間内部に設置される破壊屑捕捉格子構造であって、 オフセット穿孔及び突起を区画したプレート対であっ
    て、該穿孔は周縁格子部により区画され、該周縁格子部
    は上記突起を支持した、プレート対と、 上記プレートの隣接した二辺からは第一寸法を以て離
    れ、当該プレートの他の二辺からは異なる第二寸法を以
    て離れて、一方の当該プレートの、格子部上に支持され
    た上記突起の中心を、他方の当該プレートの、格子部に
    囲繞された上記穿孔の中心と合致させる、上記穿孔と、 上記各プレートが対置される時、上記の突起と格子部と
    を空間的に隔離するよう当該各プレートを保持するため
    に当該各プレートの上記辺のうち少なくとも二辺上に位
    置して上記の他方のプレートの構成部分と対置するため
    の稜線手段と、 上記下部タイプレートの流空間の内部に上記三次元穿孔
    プレート構造を装着する手段と、を含んで成る破壊屑捕
    捉格子構造。
  3. 【請求項３】 前記穿孔は、正方形の断面を有しその内
    角に丸みの付けられた、請求項１或いは２の、沸騰水型
    原子炉燃料バンドルに於て下部タイプレート集合体によ
    り規定される流空間内部に設置される破壊屑捕捉格子構
    造。
  4. 【請求項４】 前記突起は、前記穿孔に対向した前記格
    子部の片面から突出した切稜円筒形突起である、請求項
    １或いは２の、沸騰水型原子炉燃料バンドルに於て下部
    タイプレート集合体により規定される流空間内部に設置
    される破壊屑捕捉格子構造。
  5. 【請求項５】 前記突起は、前記穿孔に対向した前記格
    子部の片面から突出した切稜長方形突起である、請求項
    １或いは２の、沸騰水型原子炉燃料バンドルに於て下部
    タイプレート集合体により規定される流空間内部に設置
    される破壊屑捕捉格子構造。
  6. 【請求項６】 前記稜線が前記プレートの隣接辺上に規
    定される、請求項１或いは２の、沸騰水型原子炉燃料バ
    ンドルに於て下部タイプレート集合体により規定される
    流空間内部に設置される破壊屑捕捉格子構造。
  7. 【請求項７】 前記格子部が流線形状を有する、請求項
    １或いは２の、沸騰水型原子炉燃料バンドルに於て下部
    タイプレート集合体により規定される流空間内部に設置
    される破壊屑捕捉格子構造。
JP6293577A 1993-12-02 1994-11-29 沸騰水型原子炉用のオフセット穿孔を有する二重プレート付き下部タイプレートストレーナ Withdrawn JPH07253491A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US160721 1993-12-02
US08/160,721 US5345483A (en) 1993-12-02 1993-12-02 Lower tie plate strainers having double plate with offset holes for boiling water reactors

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH07253491A true JPH07253491A (ja) 1995-10-03

Family

ID=22578143

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP6293577A Withdrawn JPH07253491A (ja) 1993-12-02 1994-11-29 沸騰水型原子炉用のオフセット穿孔を有する二重プレート付き下部タイプレートストレーナ

Country Status (3)

Country Link
US (1) US5345483A (ja)
EP (1) EP0656630A1 (ja)
JP (1) JPH07253491A (ja)

Families Citing this family (43)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4240537A1 (de) * 1992-12-02 1994-06-09 Siemens Ag Verfahren zum Herstellen einer Siebplatte für einen Brennelement-Fuß und entsprechendes Brennelement
US5483564A (en) * 1993-04-12 1996-01-09 General Electric Company Lower tie plate strainers including double corrugated strainers 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
US5481578A (en) * 1994-06-24 1996-01-02 General Electric Company Perforated tube debris catcher for a nuclear reactor
US5539793A (en) * 1994-10-27 1996-07-23 General Electric Company Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor
EP0709856A1 (en) * 1994-10-27 1996-05-01 General Electric Company Nuclear reactor fuel assembly comprising a plate type debris catcher
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
US5748694A (en) * 1996-03-26 1998-05-05 General Electric Company Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly
SE508059C2 (sv) * 1996-06-20 1998-08-17 Asea Atom Ab Kärnbränslepatron uppbyggd av ett flertal på varandra staplade bränsleenheter
JP3044338B2 (ja) * 1996-09-13 2000-05-22 原子燃料工業株式会社 Ｐｗｒ燃料集合体
SE509687C2 (sv) 1996-12-20 1999-02-22 Asea Atom Ab Filter för en kärnbränslepatron
ES2275630T3 (es) 2000-08-01 2007-06-16 General Electric Company Conjunto de combustible nuclear que comprende un dispositivo de retencion de residuos.
TW557450B (en) * 2001-07-16 2003-10-11 Toshiba Corp Fuel supporting attachment, fuel inlet mechanism, and fuel assembly
JP4346842B2 (ja) * 2001-08-15 2009-10-21 三菱重工業株式会社 Ｐｗｒ原子炉用燃料集合体の異物フィルタ
US7297166B2 (en) 2003-06-25 2007-11-20 Depuy Products, Inc. Assembly tool for modular implants and associated method
US7582092B2 (en) 2003-06-25 2009-09-01 Depuy Products, Inc. Assembly tool for modular implants and associated method
US8998919B2 (en) 2003-06-25 2015-04-07 DePuy Synthes Products, LLC Assembly tool for modular implants, kit and associated method
US20060227923A1 (en) * 2005-04-08 2006-10-12 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly low pressure drop top nozzle
US20070084782A1 (en) * 2005-10-05 2007-04-19 Enercon Services, Inc. Filter medium for strainers used in nuclear reactor emergency core cooling systems
US8054932B2 (en) * 2005-10-05 2011-11-08 Enercon Services, Inc. Filter medium for strainers used in nuclear reactor emergency core cooling systems
DE102006038748B3 (de) * 2006-07-22 2008-02-28 Areva Np Gmbh Einrichtung zum Entfernen von Feststoffpartikeln aus dem im Primärkreis eines Kernreaktors umgewälzten Kühlmedium
US8396182B2 (en) * 2007-08-31 2013-03-12 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Method and apparatus to shield a nuclear fuel assembly with removable debris shield in upper tie
US20090060114A1 (en) * 2007-08-31 2009-03-05 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Debris shield for upper tie plate in a nuclear fuel bundle and method for filtering debris
US8556912B2 (en) 2007-10-30 2013-10-15 DePuy Synthes Products, LLC Taper disengagement tool
US8518050B2 (en) 2007-10-31 2013-08-27 DePuy Synthes Products, LLC Modular taper assembly device
CN101911211B (zh) 2007-12-26 2014-02-12 钍能源股份有限公司 核反应堆(可选的)、用于核反应堆(可选的)的点火区-再生区子组件的燃料组件和用于燃料组件的燃料元件
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
EP2164076B1 (en) * 2008-09-16 2011-07-06 Areva NP Filter for catching particles in the coolant fluid of a nuclear reactor
AU2008365658B2 (en) 2008-12-25 2015-05-21 Thorium Power Inc. Fuel assembly for a light-water nuclear reactor (embodiments), light-water nuclear reactor and fuel element of the fuel assembly
EP2204819B1 (en) * 2008-12-31 2014-06-04 Areva Np Debris filter for use in a nuclear fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
KR101000897B1 (ko) * 2010-06-07 2010-12-13 비에이치아이 주식회사 스트레이너 벽 구조체 및 그 스트레이너 벽 구조체를 이용한 여과방법 및 그 스트레이너 벽 구조체의 제조방법
US8533921B2 (en) 2010-06-15 2013-09-17 DePuy Synthes Products, LLC Spiral assembly tool
KR101016549B1 (ko) * 2010-08-12 2011-02-24 비에이치아이 주식회사 복수의 만곡부를 포함하는 스트레이너 벽 구조체 및 그 스트레이너 벽 구조체의 제조방법 및 그 스트레이너 벽 구조체를 이용한 여과방법
US9095452B2 (en) 2010-09-01 2015-08-04 DePuy Synthes Products, Inc. Disassembly tool
EP2856976A1 (en) 2011-04-06 2015-04-08 DePuy Synthes Products, LLC Instrument assembly for implanting a revision hip prosthesis
US9847144B1 (en) * 2014-04-03 2017-12-19 Westinghouse Electric Company Llc Low pressure drop nuclear fuel assembly bottom nozzle
JP6179682B2 (ja) * 2015-01-22 2017-08-16 株式会社村田製作所 空隙配置構造体およびその製造方法
KR102162012B1 (ko) * 2019-01-16 2020-10-07 한전원자력연료 주식회사 적층된 항공기 익형구조를 활용하여 유로홀을 형성한 핵연료 집합체의 하단고정체

Family Cites Families (83)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US1240081A (en) * 1917-02-15 1917-09-11 Francis Evan Moss Apparatus for separating solid matters from fluids or fluids from fluids.
US1504233A (en) * 1921-11-07 1924-08-12 Graham Lou Ellen Drain protector
US1992472A (en) * 1933-09-16 1935-02-26 Roby E Proector Sediment separating trap
DE1514462A1 (de) * 1965-05-19 1969-08-28 Siemens Ag Brennelement fuer Kernreaktoren
GB1169714A (en) * 1966-08-08 1969-11-05 Atomic Energy Authority Uk Nuclear Reactor Fuel Elements
GB1214998A (en) * 1967-03-09 1970-12-09 Atomic Power Constr Ltd Improvements in and relating to nuclear reactor fuel element debris receptacles
US3725199A (en) * 1969-04-09 1973-04-03 Combustion Eng Nuclear reactor organization and fuel assembly arrangement
US3840051A (en) * 1971-03-11 1974-10-08 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Straightener
US3801453A (en) * 1972-02-11 1974-04-02 Transfer Systems Fuel assembly for power generating nuclear reactor
SE363184B (ja) * 1972-05-17 1974-01-07 Asea Atom Ab
GB1422796A (en) * 1972-08-07 1976-01-28 Atomic Energy Authority Uk Improvements in nuclear reactors
GB1461275A (en) * 1973-08-24 1977-01-13 Atomic Energy Authority Uk Liquid cooled nuclear reactors
US3878870A (en) * 1974-04-16 1975-04-22 Atomic Energy Commission Orifice design for the control of coupled region flow
CA1032668A (en) * 1974-05-20 1978-06-06 John M. Shallenberger Modular in-core flow filter for a nuclear reactor
US4053359A (en) * 1974-09-04 1977-10-11 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Nuclear reactor
US4053358A (en) * 1974-12-30 1977-10-11 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Modular assembly for supporting, straining, and directing flow to a core in a nuclear reactor
GB1510127A (en) * 1974-12-31 1978-05-10 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel element assemblies
GB1518292A (en) * 1975-05-07 1978-07-19 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel sub-assemblies
FR2326764A1 (fr) * 1975-10-02 1977-04-29 Commissariat Energie Atomique Structure de coeur pour reacteur nucleaire
US4116764A (en) * 1976-02-11 1978-09-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Apparatus for controlling nuclear core debris
GB1582192A (en) * 1977-06-03 1980-12-31 Nuclear Power Co Ltd Fuel sub-assemblies for nuclear reactors
JPS5419080A (en) * 1977-07-13 1979-02-13 Toshiba Corp Nuclear fuel supporting metal fitting
JPS54102493A (en) * 1978-01-30 1979-08-11 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Impurities collector within fuel assembly
JPS54141989A (en) * 1978-04-25 1979-11-05 Toshiba Corp Nuclear fuel assembly
JPS55124510A (en) * 1979-03-20 1980-09-25 Unitika Ltd Upward flow type fluid purifying apparatus
FR2488033A1 (fr) * 1980-07-31 1982-02-05 Framatome Sa Dispositif de protection des mecanismes de commande des grappes de controle pendant les essais d'un reacteur nucleaire
FR2491668B1 (fr) * 1980-10-08 1985-10-11 Framatome Sa Assemblage combustible de reacteur nucleaire
SE424237B (sv) * 1980-10-29 1982-07-05 Asea Atom Ab Brensleelement for en kokarreaktor
JPS57102215A (en) * 1980-12-17 1982-06-25 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd Strainer
FR2500653A1 (fr) * 1981-02-26 1982-08-27 Commissariat Energie Atomique Dispositif de reglage du debit d'un fluide
US4427624A (en) * 1981-03-02 1984-01-24 Westinghouse Electric Corp. Composite nozzle design for reactor fuel assembly
US4412969A (en) * 1982-03-09 1983-11-01 Tilbrook Roger W Combination pipe rupture mitigator and in-vessel core catcher
JPS591403A (ja) * 1982-04-13 1984-01-06 Pola Chem Ind Inc ポリグリセロール化合物およびそれを配合した化粧料
US4615862A (en) * 1983-12-21 1986-10-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor with fuel assembly support means
US4614636A (en) * 1984-01-09 1986-09-30 Westinghouse Electric Corp. 17×17 Nuclear fuel assembly thimble tube cap
JPS60162985A (ja) * 1984-02-03 1985-08-24 三菱原子燃料株式会社 燃料集合体
US4655995A (en) * 1984-05-11 1987-04-07 Westinghouse Electric Corp. Reversible BWR fuel assembly and method of using same
US4610838A (en) * 1984-07-26 1986-09-09 Westinghouse Electric Corp. Method for removing debris from a nuclear reactor vessel
US4684496A (en) * 1984-11-16 1987-08-04 Westinghouse Electric Corp. Debris trap for a pressurized water nuclear reactor
US4684495A (en) * 1984-11-16 1987-08-04 Westinghouse Electric Corp. Fuel assembly bottom nozzle with integral debris trap
US4664880A (en) * 1984-12-07 1987-05-12 Westinghouse Electric Corp. Wire mesh debris trap for a fuel assembly
FR2577343B1 (fr) * 1985-02-08 1991-03-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif d'espacement et de maintien de crayons combustibles dans un assemblage combustible
US4678627A (en) * 1985-04-04 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Debris-retaining trap for a fuel assembly
US4652425A (en) * 1985-08-08 1987-03-24 Westinghouse Electric Corp. Bottom grid mounted debris trap for a fuel assembly
US4716012A (en) * 1985-10-07 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Reactor internals loose parts strainer
JPS6296891A (ja) * 1985-10-24 1987-05-06 株式会社東芝 燃料集合体
JPS6361183A (ja) * 1986-09-01 1988-03-17 三菱原子燃料株式会社 燃料棒
JPS63157093A (ja) * 1986-12-22 1988-06-30 三菱原子燃料株式会社 核燃料集合体
US4849161A (en) * 1987-02-19 1989-07-18 Advanced Nuclear Fuels Corp. Debris-resistant fuel assembly
US4781884A (en) * 1987-03-02 1988-11-01 Combustion Engineering, Inc. Debris catching strainer grid
EP0289829B1 (en) * 1987-05-05 1993-06-23 Westinghouse Electric Corporation Nuclear fuel assembly with a debris-filter bottom nozzle
US4900507A (en) * 1987-05-05 1990-02-13 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle
FR2616577B1 (fr) * 1987-06-09 1991-02-15 Framatome Sa Grille-entretoise pour un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire a eau legere
JPS6439593A (en) * 1987-08-05 1989-02-09 Nippon Atomic Ind Group Co Peripheral part fuel supporting metallic fitting
JPS6483189A (en) * 1987-09-25 1989-03-28 Mitsubishi Nuclear Fuel Fuel assembly
US4828791A (en) * 1987-10-05 1989-05-09 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly debris resistant bottom nozzle
US4832905A (en) * 1988-04-15 1989-05-23 Combustion Engineering, Inc. Lower end fitting debris collector
US5024807A (en) * 1988-12-05 1991-06-18 Combustion Engineering, Inc. Debris catching spring detent spacer grid
US4919883A (en) * 1988-12-14 1990-04-24 Combustion Engineering, Inc. Lower end fitting debris collector and end cap spacer grid
DE69001678T2 (de) * 1989-01-13 1993-09-02 Hitachi Ltd Kernbrennstoffanordnungen.
FR2646005B1 (fr) * 1989-04-12 1991-07-26 Framatome Sa Embout inferieur d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire comportant un filtre de retenue de particules
FR2646006B1 (fr) * 1989-04-12 1993-12-03 Framatome Embout inferieur d'un assemblage combustible comportant un dispositif de retenue de particules
FR2646004B1 (fr) * 1989-04-12 1993-12-24 Framatome Plaque de filtration associee a un embout inferieur d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire
FR2647944B1 (fr) * 1989-06-02 1993-12-10 Framatome Assemblage combustible d'un reacteur nucleaire comportant un dispositif de retenue de particules contenues dans le fluide de refroidissement du reacteur
US4980121A (en) * 1989-07-28 1990-12-25 Westinghouse Electric Corp. Protective device for lower end portion of a nuclear fuel rod cladding
US5024806A (en) * 1989-09-21 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Enhanced debris filter bottom nozzle for a nuclear fuel assembly
JPH03111795A (ja) * 1989-09-27 1991-05-13 Nuclear Fuel Ind Ltd 核燃料集合体
US5037605A (en) * 1989-10-13 1991-08-06 B&W Fuel Company Nuclear fuel assembly debris filter
US5094802A (en) * 1989-10-13 1992-03-10 B&W Fuel Company Nuclear fuel assembly debris filter
US5071617A (en) * 1989-12-11 1991-12-10 Combustion Engineering, Inc. Reduced flow resistance cast lower end fitting
SE465191B (sv) * 1989-12-14 1991-08-05 Asea Atom Ab Braenslepatron foer en kaernreaktor av kokarvattentyp
US5219517A (en) * 1989-12-14 1993-06-15 Abb Atom Ab Fuel assembly for a boiling water nuclear reactor
SE465192B (sv) * 1989-12-15 1991-08-05 Asea Atom Ab Braenslepatron foer en kaernreaktor av laettvattentyp
FR2656456B1 (fr) * 1989-12-21 1992-04-24 Framatome Sa Embout inferieur d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere.
DE4006264A1 (de) * 1990-02-28 1991-08-29 Siemens Ag Siedewasserkernreaktor und kernreaktorbrennelement fuer diesen siedewasserkernreaktor
JPH03274491A (ja) * 1990-03-26 1991-12-05 Toshiba Corp 沸騰水型原子炉
US5030412A (en) * 1990-05-04 1991-07-09 Advanced Nuclear Fuels Corporation Fuel assembly debris screen
DE69113103T2 (de) * 1990-05-04 1996-04-11 Siemens Ag Trümmerfestes Kernbrennstabbündelfussstück.
FR2664733B1 (fr) * 1990-07-11 1992-11-06 Framatome Sa Embout inferieur d'un assemblage combustible pour reacteur nucleaire comportant une plaque adaptatrice et une plaque de filtration accolee a la plaque adaptatrice.
US5009839A (en) * 1990-09-04 1991-04-23 B&W Fuel Company Nuclear fuel assembly bottom nozzle plate
FR2669459B1 (fr) * 1990-11-20 1994-02-04 Framatome Embout inferieur filtrant pour un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere.
FR2682213B1 (fr) * 1991-10-04 1994-01-07 Framatome Embout inferieur d'un assemblage combustible pour reacteur nucleaire refroidi a l'eau.
US5282231A (en) * 1992-09-23 1994-01-25 Siemens Power Corporation Lower tie plate cast frame

Also Published As

Publication number Publication date
US5345483A (en) 1994-09-06
EP0656630A1 (en) 1995-06-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH07253491A (ja) 沸騰水型原子炉用のオフセット穿孔を有する二重プレート付き下部タイプレートストレーナ
US5483564A (en) Lower tie plate strainers including double corrugated strainers for boiling water reactors
EP0620558B2 (en) Debris catching grid construction for a fuel bundle of a boiling water reactor
EP1679722B1 (en) Helically fluted tubular fuel rod support
JP2650212B2 (ja) 原子炉燃料集合体の下部ノズル
US5390221A (en) Debris filters with flow bypass for boiling water reactors
US20050276367A1 (en) Fuel supporting attachment and fuel inlet mechanism
US5390220A (en) Lower tie plate strainers including helical spring strainers for boiling water reactors
US6608880B2 (en) Reduced pressure drop debris filter bottom nozzle for a fuel assembly of a nuclear reactor
JP2690706B2 (ja) 核燃料集合体における一体の下部タイプレート格子
JPH08240680A (ja) 原子炉用の下部タイプレート・アセンブリ、並びに原子炉用の燃料バンドル及び下部タイプレート・アセンブリ
US5748694A (en) Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly
JPH0463352B2 (ja)
US7889829B2 (en) Nuclear fuel assembly protective grid
JPH08179070A (ja) 加圧水型原子炉用燃料集合体
US5327470A (en) Spacer with steam separator
US20200373025A1 (en) Debris filtering arrangement for nuclear fuel assembly bottom nozzle and bottom nozzle including same
US7856076B2 (en) Terminal end-piece for a fuel assembly having a nose for orienting the flow of coolant fluid and corresponding assembly
JP2504668B2 (ja) 噛合い式ストリップから形成された水素化物抵抗性スペ―サ
US8358733B2 (en) Helically fluted tubular fuel rod support
JPH0843570A (ja) 核燃料集合体における一体の下部タイプレート格子
JPH0755973A (ja) 燃料組立体
EP0465925A1 (en) Flow diverter with flow tabs for large water rod
EP0709856A1 (en) Nuclear reactor fuel assembly comprising a plate type debris catcher
JP2003232879A (ja) 燃料支持金具及び燃料集合体

Legal Events

Date Code Title Description
A300 Application deemed to be withdrawn because no request for examination was validly filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300

Effective date: 20020205