JPH11160475A - Reactor fuel assembly - Google Patents

Reactor fuel assembly

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Publication number
JPH11160475A
JPH11160475A JP9328672A JP32867297A JPH11160475A JP H11160475 A JPH11160475 A JP H11160475A JP 9328672 A JP9328672 A JP 9328672A JP 32867297 A JP32867297 A JP 32867297A JP H11160475 A JPH11160475 A JP H11160475A
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JP
Japan
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control rod
rod guide
guide tube
fuel assembly
dash pot
Prior art date
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Pending
Application number
JP9328672A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Kazuo Murakami
和夫 村上
Teruaki Awaji
照章 淡路
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Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Publication date
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Publication of JPH11160475A publication Critical patent/JPH11160475A/en
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    • 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

PROBLEM TO BE SOLVED: To prevent deflection of a lower part of a control rod guide tube and secure quick insertion of a control rod in a pressurized water reactor fuel assembly. SOLUTION: A reactor fuel assembly supports a plurality of fuel rods on grids 39, 40 connected through a plurality of control rod guide tubes mutually extending an upper nozzle and a lower nozzle in parallel, and fixed to receive the control rod guide tubes 35. In this case, the control rod guide tube 35 forms the dash pot of a small diameter on the lower end, the thickness of the dash pot pad is relatively largely formed and bending rigidity is enlarged.

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【0001】[0001]

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉用燃料集合
体に関し、特に加圧水型原子炉用の燃料集合体の構造に
関する。
The present invention relates to a fuel assembly for a nuclear reactor, and more particularly to a structure of a fuel assembly for a pressurized water reactor.

【0002】[0002]

【従来の技術】現在加圧水型原子炉に一般的に使用され
ている燃料集合体は、複数の冷却材貫流孔をそれぞれ備
えた上部ノズルと下部ノズルとを有し、これらは中空の
制御棒案内管(案内シンブルとも称する。)によって連
結されている。制御棒案内管は複数あって、それぞれが
格子状構造物である支持格子の格子開口に挿通されて固
定されている。制御棒案内管と平行に延びる複数の燃料
棒は、その支持格子の格子開口に1本ずつ挿通されて弾
性的に支持されている。この様に構成された燃料集合体
は、原子炉内に多数並べて置かれて炉心を形成するが、
その炉心の核反応を制御する制御棒は、前述の制御棒案
内管に挿入されるように細長い棒状体として形成され、
これらはスパイダ組立体を介して連結されて制御棒クラ
スタとして構成される。この様に、炉心に挿入されたり
或いは引き抜かれたりする制御棒は、燃料集合体の制御
棒案内管によって案内されるのであるが、緊急時には制
御棒は自由落下等により迅速に挿入されるため、制御棒
案内管の下部にダッシュポット部が形成されてその落下
衝撃を緩和することとしている。そのための制御棒案内
管の下部の構造を図6及び図7に示す。
2. Description of the Prior Art Currently, fuel assemblies commonly used in pressurized water reactors have an upper nozzle and a lower nozzle each having a plurality of coolant through holes, which are hollow control rod guides. They are connected by a pipe (also called a guide thimble). There are a plurality of control rod guide tubes, each of which is inserted into and fixed to a lattice opening of a support lattice, which is a lattice structure. The plurality of fuel rods extending in parallel with the control rod guide tube are inserted one by one into the lattice openings of the support lattice and are elastically supported. A large number of such fuel assemblies are placed side by side in a nuclear reactor to form a core,
The control rod for controlling the nuclear reaction of the core is formed as an elongated rod-shaped body so as to be inserted into the control rod guide tube described above,
These are connected via a spider assembly to form a control rod cluster. As described above, the control rods that are inserted into or pulled out of the core are guided by the control rod guide pipes of the fuel assembly, but in an emergency, the control rods are quickly inserted by free fall or the like. A dash pot is formed at the lower part of the control rod guide tube to reduce the impact of the dash pot. 6 and 7 show the structure of the lower part of the control rod guide tube for that purpose.

【0003】図6において、下部ノズル1に制御棒案内
管3の細径のダッシュポット部3aがシンブルスクリュ
ー5によって固定されている。シンブルスクリュー5に
螺合する端栓7はダッシュポット部3aの下端部に固定
され、挟み込まれた有底円筒状のインサート9が最下段
支持格子11を支持している。中間の支持格子13は、
これに溶接接合されたスリーブ15を介して制御棒案内
管3に機械構造的に結合されている。制御棒17が矢印
に示すように急速に挿入されると、ダッシュポット部3
a内にあった原子炉冷却材が水抜き孔3bから押し出さ
れダッシュポット機能が得られる。図7は、制御棒案内
管23のダッシュポット部23aに中間支持格子13を
取り付けている構造例で、支持格子13との接合部にお
いてダッシュポット部23aの径は通常のように拡大さ
れて、支持格子13に固定されたスリーブ15とバルジ
加工或いは他の適当な拡管加工などにより機械的に結合
されている。以上のような支持格子13と制御棒案内管
3,23との接合は、両者の構成金属材料が異なること
による。
In FIG. 6, a small-diameter dash pot portion 3 a of a control rod guide tube 3 is fixed to a lower nozzle 1 by a thimble screw 5. The end plug 7 screwed to the thimble screw 5 is fixed to the lower end of the dash pot portion 3a, and the bottomed cylindrical insert 9 sandwiched therebetween supports the lowermost support grid 11. The intermediate support grid 13 is
It is mechanically connected to the control rod guide tube 3 via a sleeve 15 welded thereto. When the control rod 17 is rapidly inserted as shown by the arrow, the dashpot 3
The reactor coolant in the area a is pushed out from the drain hole 3b, and a dashpot function is obtained. FIG. 7 is a structural example in which the intermediate support grid 13 is attached to the dash pot section 23a of the control rod guide tube 23. At the joint with the support grid 13, the diameter of the dash pot section 23a is enlarged as usual. The sleeve 15 fixed to the support lattice 13 is mechanically connected to the sleeve 15 by bulging or other suitable pipe expanding. The joining between the support lattice 13 and the control rod guide tubes 3 and 23 as described above is based on the fact that the constituent metal materials of the two are different.

【0004】[0004]

【発明が解決しようとする課題】以上のように構成され
た燃料集合体は、原子炉炉心内において上向きに流れる
冷却材によって上向きの浮き上がり力を受ける。このよ
うな浮き上がり力は、上部ノズルに取り付けられ原子炉
内の上部炉心板に接する押さえばねにより対抗される。
このように、押さえばねによる弾性力が燃料集合体即ち
制御棒案内管に常時作用している。而して、前述の説明
から明らかなように制御棒案内管は細長い筒状体であり
軸方向荷重を受けて弓形に撓みやすい。特に細径に形成
されたダッシュポット部はその傾向が強い。そして、制
御棒案内管のダッシュポット部の撓み変形量が大きくな
ると、制御棒との隙間が小さいため、制御棒の緊急挿入
性に支障を来す虞れがある。従って、本発明は、制御棒
案内管、特にそのダッシュポット部の撓み量を小さく保
持して制御棒の挿入性を高く保持し得る原子炉燃料集合
体を提供することを課題とする。
The fuel assembly constructed as described above is subjected to an upward lifting force by the coolant flowing upward in the reactor core. Such a lifting force is opposed by a pressing spring attached to the upper nozzle and in contact with the upper core plate in the reactor.
As described above, the elastic force of the pressing spring always acts on the fuel assembly, that is, the control rod guide tube. Thus, as is clear from the above description, the control rod guide tube is an elongated cylindrical body, and is easily bent in an arc shape under an axial load. In particular, the tendency is strong in a dash pot portion formed in a small diameter. When the amount of flexural deformation of the dash pot portion of the control rod guide tube increases, the gap between the control rod guide tube and the control rod is small, which may hinder the emergency insertion of the control rod. Accordingly, it is an object of the present invention to provide a reactor fuel assembly that can maintain a high control rod insertion property by keeping a control rod guide tube, particularly a dash pot portion, at a small amount of deflection.

【0005】[0005]

【課題を解決するための手段】如上の課題を解決するた
め、本発明によれば、上部ノズルと下部ノズルとを互い
に平行に延びた複数の制御棒案内管を介して連結し、前
記制御棒案内管を受け入れて固定された支持格子に複数
の燃料棒を支持してなる原子炉燃料集合体において、下
端部に内径の小さいダッシュポット部が形成された制御
棒案内管は、そのダッシュポット部の肉厚を相対的に大
きくして断面係数が大きく形成され、撓み剛性を大きく
している。更に本発明によれば、同様な構成の原子炉燃
料集合体において、下端部に内径の小さいダッシュポッ
ト部が形成された制御棒案内管は、そのダッシュポット
部の外周面に突起を形成して撓み剛性を大きくしてい
る。
According to the present invention, an upper nozzle and a lower nozzle are connected via a plurality of control rod guide tubes extending in parallel with each other, and the control rod is connected to the upper nozzle. In a nuclear reactor fuel assembly having a plurality of fuel rods supported on a support grid fixed by receiving a guide tube, a control rod guide tube having a dashpot portion having a small inner diameter formed at a lower end thereof has a dashpot portion. Is relatively large, the section modulus is increased, and the flexural rigidity is increased. Further, according to the present invention, in a reactor fuel assembly having a similar configuration, the control rod guide tube in which the dashpot portion having a small inner diameter is formed at the lower end portion has a projection formed on the outer peripheral surface of the dashpot portion. The flexural rigidity is increased.

【0006】[0006]

【発明の実施の形態】以下添付の図面を参照して本発明
の実施形態を説明する。先ず図1を参照して燃料集合体
30の全体構造を説明する。上部ノズル31は複数の冷
却材貫流孔(図示しない。)を備え、上部にホールドダ
ウン用リーフスプリング31aを備えている。同様に下
部ノズル33も、複数の冷却材貫流孔(図示しない。)
を備え、原子炉炉内構造物の下部炉心板Aの上に載る脚
部を有している。これらの上部ノズル31と下部ノズル
33には、複数の制御棒案内管35の両端がそれぞれ連
結されて骨格構造体が形成されている。制御棒案内管3
5の配置は、炉内核物理等を考慮して位置が決められて
いて、互いに平行に延びている。矩形の格子状構造物で
ある最上段支持格子37、中間支持格子39及び最下段
支持格子41が長手方向に所定の間隔をおいて制御棒案
内管35に取り付けられている。最上段支持格子37、
中間支持格子39及び最下段支持格子41は、多数の先
行特許出願や機械学会編集「機械工学便覧」の応用編B
6「動力プラント」第147頁に記載されているような
通常のものである。このような各支持格子37,39,
41の格子開口の中に複数の燃料棒43が1本づつ挿通
されて弾性的に支持されている。そして、リーフスプリ
ング31aは、原子炉装荷において、上部炉心板Bに接
触して所定の変形が与えられる。
Embodiments of the present invention will be described below with reference to the accompanying drawings. First, the overall structure of the fuel assembly 30 will be described with reference to FIG. The upper nozzle 31 has a plurality of coolant through-holes (not shown), and has a hold-down leaf spring 31a at the upper part. Similarly, the lower nozzle 33 also has a plurality of coolant through holes (not shown).
, And has a leg mounted on the lower core plate A of the reactor internal structure. The upper nozzle 31 and the lower nozzle 33 are connected to both ends of a plurality of control rod guide tubes 35 to form a skeleton structure. Control rod guide tube 3
The positions of the arrangements 5 are determined in consideration of nuclear reactor physics and the like, and extend in parallel with each other. The uppermost support grid 37, the intermediate support grid 39, and the lowermost support grid 41, which are rectangular grid-like structures, are attached to the control rod guide tube 35 at predetermined intervals in the longitudinal direction. The uppermost support grid 37,
The intermediate support grid 39 and the lowermost support grid 41 are based on many prior patent applications and the application edition B of “Mechanical Engineering Handbook” edited by the Japan Society of Mechanical Engineers.
6 "Power Plant" as usual, as described on page 147. Each such support grid 37, 39,
A plurality of fuel rods 43 are inserted one by one into the lattice openings 41 and are elastically supported. Then, the leaf spring 31a is brought into contact with the upper core plate B and is given a predetermined deformation when the reactor is loaded.

【0007】次に本発明の特徴的構成である制御棒案内
管35の構造を図2を参照して説明する。制御棒案内管
35の下端部に固定されたねじ付き端栓35aに、下部
ノズル33の取付け穴に挿通された取り付けボルト45
が螺合して両者を確りと連結固定している。下部端栓3
5aと下部ノズル33との間に挟まれて取り付けボルト
45に確りと保持された有底円筒状のインサート47が
最下段支持格子41に溶接接合されてこれを保持してい
る。更に中間支持格子39及び最上段支持格子(図1参
照)は、これらに溶接接合された円筒形のスリーブ49
を介して一体膨出加工により制御棒案内管35と機械的
に結合されている。図示の中間支持格子39は最下位置
のものであり、その下方で制御棒案内管35が内径を小
さくして形成され、換言すれば厚肉部35bを形成し、
これはダッシュポット部となっている。
Next, the structure of the control rod guide tube 35 which is a characteristic configuration of the present invention will be described with reference to FIG. A mounting bolt 45 inserted through a mounting hole of the lower nozzle 33 is inserted into a threaded end plug 35 a fixed to the lower end of the control rod guide tube 35.
Are screwed together to securely connect and fix them. Lower end plug 3
A bottomed cylindrical insert 47 firmly held by mounting bolts 45 sandwiched between 5a and the lower nozzle 33 is welded to and held by the lowermost support grid 41. Further, the intermediate support grid 39 and the uppermost support grid (see FIG. 1) have a cylindrical sleeve 49 welded thereto.
Is mechanically connected to the control rod guide tube 35 by integral swelling. The illustrated intermediate support grid 39 is at the lowermost position, under which the control rod guide tube 35 is formed with a small inner diameter, in other words, forms a thick portion 35b,
This is the dashpot section.

【0008】以上説明した燃料集合体30において、制
御棒案内管35は図示しない制御棒を受入れ、制御棒が
炉心から引き上げられるとき、或いは完全に挿入される
ときにこれを円滑に案内する。そして、厚肉部35bに
おいては、内径が小さくなって挿入される制御棒の外面
との隙間が小さいので、制御棒が急速に挿入されると
き、制御棒案内管35の中にあった水がその隙間を通っ
て排出されるが絞り抵抗を受けてその衝撃を緩和する。
又、厚肉部35bは断面係数が大きくなっているので、
曲げ剛性が増大しており、リーフスプリング31aのば
ね力が作用しても撓み量が少ない。
In the fuel assembly 30 described above, the control rod guide tube 35 receives a control rod (not shown) and smoothly guides the control rod when the control rod is pulled out of the core or fully inserted. In the thick portion 35b, since the gap between the control rod and the outer surface of the inserted control rod is small due to the reduced inner diameter, when the control rod is rapidly inserted, water in the control rod guide pipe 35 is removed. Although discharged through the gap, the impact is reduced by receiving the throttle resistance.
Also, since the section modulus of the thick portion 35b is large,
The flexural rigidity is increased, and the amount of deflection is small even when the spring force of the leaf spring 31a acts.

【0009】尚、前述の実施形態においては、制御棒案
内管35のダッシュポット部を厚肉部35bとして形成
し剛性を増大したが、図3に示すように、制御棒案内管
135のダッシュポット部135bに環状の突起135
cを複数形成しても剛性が増大して同様の作用効果が得
られる。又、図4及び図5に示すように、制御棒案内管
235のダッシュポット部235bに軸方向に延びる突
起乃至コルゲーション235cを形成しても同様であ
る。尚、図3乃至図5において、前述の説明以外の部分
の燃料集合体の構造は図1のものと同様である。
In the above-described embodiment, the dash pot portion of the control rod guide tube 35 is formed as a thick portion 35b to increase the rigidity. However, as shown in FIG. An annular projection 135 is provided on the portion 135b.
Even if a plurality of c's are formed, the rigidity is increased and the same operation and effect can be obtained. Also, as shown in FIGS. 4 and 5, the same applies when a projection or a corrugation 235c extending in the axial direction is formed on the dashpot portion 235b of the control rod guide tube 235. In FIGS. 3 to 5, the structure of the fuel assembly other than that described above is the same as that of FIG.

【0010】[0010]

【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
燃料集合体の制御棒案内管の下端部に形成されるダッシ
ュポット部を相対的に厚さの大きい厚肉部にし、或いは
外周面に円周方向乃至軸方向に延びる突起を形成するこ
とにより撓み剛性を大きくしているので、原子炉運転中
に軸方向圧縮荷重が作用しても撓みが少なく、このため
制御棒の挿入性を良好に保持することができる。
As described above, according to the present invention,
The dash pot formed at the lower end of the control rod guide tube of the fuel assembly is formed into a thick portion having a relatively large thickness, or a protrusion is formed on the outer peripheral surface so as to extend in the circumferential direction or the axial direction. Since the rigidity is increased, even if an axial compressive load is applied during operation of the reactor, the deflection is small, and therefore, the control rod insertion property can be favorably maintained.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

【図1】本発明の実施形態を示す全体立面図である。FIG. 1 is an overall elevational view showing an embodiment of the present invention.

【図2】前記実施形態の要部を示す部分断面図である。FIG. 2 is a partial cross-sectional view showing a main part of the embodiment.

【図3】前記実施形態の一部を改変した改変実施形態を
示す部分断面図である。
FIG. 3 is a partial sectional view showing a modified embodiment in which a part of the embodiment is modified.

【図4】前記実施形態の一部を改変した別の改変実施形
態を示す部分断面図である。
FIG. 4 is a partial sectional view showing another modified embodiment in which a part of the embodiment is modified.

【図5】図4のV−V線に沿う平断面図である。FIG. 5 is a plan sectional view taken along the line VV of FIG. 4;

【図6】従来の構造を示す部分断面図である。FIG. 6 is a partial sectional view showing a conventional structure.

【図7】従来の別の構造を示す部分断面図である。FIG. 7 is a partial sectional view showing another conventional structure.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

30 燃料集合体 31 上部ノズル 33 下部ノズル 35 制御棒案内管 35a 下部端栓 35b 厚肉部 37,39,41 支持格子 43 燃料棒 45 取り付けボルト 47 インサート 49 スリーブ 135 制御棒案内管 135b ダッシュポット部 135c 突起 235 制御棒案内管 235b ダッシュポット部 235c コルゲーション REFERENCE SIGNS LIST 30 fuel assembly 31 upper nozzle 33 lower nozzle 35 control rod guide pipe 35 a lower end plug 35 b thick part 37, 39, 41 support grid 43 fuel rod 45 mounting bolt 47 insert 49 sleeve 135 control rod guide pipe 135 b dash pot part 135 c Projection 235 Control rod guide tube 235b Dash pot 235c Corrugation

Claims (2)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】 上部ノズルと下部ノズルとを互いに平行
に延びた複数の制御棒案内管を介して連結し、前記制御
棒案内管を受け入れて固定された支持格子に複数の燃料
棒を支持してなる原子炉燃料集合体において、前記制御
棒案内管は下端部に内径の小さいダッシュポット部が形
成され、同ダッシュポット部の肉厚が相対的に大きく形
成されていることを特徴とする原子炉燃料集合体。
An upper nozzle and a lower nozzle are connected via a plurality of control rod guide tubes extending parallel to each other, and a plurality of fuel rods are supported on a support grid fixed by receiving the control rod guide tubes. In the nuclear reactor fuel assembly described above, the control rod guide tube has a dashpot portion having a small inner diameter formed at a lower end portion, and the dashpot portion has a relatively large thickness. Reactor fuel assembly.
【請求項2】 上部ノズルと下部ノズルとを互いに平行
に延びた複数の制御棒案内管を介して連結し、前記制御
棒案内管を受け入れて固定された支持格子に複数の燃料
棒を支持してなる原子炉燃料集合体において、前記制御
棒案内管は下端部に内径の小さいダッシュポット部が形
成され、同ダッシュポット部の外周面に突起を形成して
いることを特徴とする原子炉燃料集合体。
2. An upper nozzle and a lower nozzle are connected via a plurality of control rod guide tubes extending in parallel with each other, and a plurality of fuel rods are supported on a support grid fixed by receiving the control rod guide tubes. A reactor fuel assembly comprising: a control rod guide tube having a dash pot portion having a small inner diameter formed at a lower end portion, and a projection formed on an outer peripheral surface of the dash pot portion. Aggregation.
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6246741B1 (en) * 1998-07-08 2001-06-12 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Fuel assembly
KR100775576B1 (en) 2006-08-14 2007-11-12 한전원자력연료 주식회사 Built-in guide tube of which dashpot is press worked in a uniform tube
KR100844473B1 (en) 2006-12-27 2008-07-07 한전원자력연료 주식회사 Uniform guide tube with bleed hole closing switch

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6246741B1 (en) * 1998-07-08 2001-06-12 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Fuel assembly
US6631176B2 (en) * 1998-07-08 2003-10-07 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Fuel assembly
KR100775576B1 (en) 2006-08-14 2007-11-12 한전원자력연료 주식회사 Built-in guide tube of which dashpot is press worked in a uniform tube
KR100844473B1 (en) 2006-12-27 2008-07-07 한전원자력연료 주식회사 Uniform guide tube with bleed hole closing switch

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