JPS58140678A - 核燃料集合体用スペ−サ - Google Patents
核燃料集合体用スペ−サInfo
- Publication number
- JPS58140678A JPS58140678A JP57023143A JP2314382A JPS58140678A JP S58140678 A JPS58140678 A JP S58140678A JP 57023143 A JP57023143 A JP 57023143A JP 2314382 A JP2314382 A JP 2314382A JP S58140678 A JPS58140678 A JP S58140678A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- spacer
- fuel assembly
- nuclear fuel
- spring
- weight
- 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.)
- Pending
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Classifications
-
- 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
- G21C3/356—Spacer grids being provided with fuel element supporting members
- G21C3/3563—Supporting members formed only by deformations in the strips
-
- 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
- G21C3/348—Spacer grids formed of assembled non-intersecting strips
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
- Clamps And Clips (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、核燃料集合体を形成する多数本の燃料棒を支
持するスペーサに関し、特に、中性子吸収の少ないばね
性を有する特殊ジルコニウム合金より成るスペーサ構造
の敗良に関りるものである。
持するスペーサに関し、特に、中性子吸収の少ないばね
性を有する特殊ジルコニウム合金より成るスペーサ構造
の敗良に関りるものである。
核燃料集合体を形成する多数本の燃料棒を支持するスペ
ーサは、隣接する燃料棒の狭い間隔を適正に保つための
保持装置であり、燃料棒を保持する際、該燃料棒の半径
方向の振動及び軸方向の曲りを防止し、かつ該スペーｔ
すと燃料被覆管の間の摩耗腐良を生じないものであるこ
とが肝要である。
ーサは、隣接する燃料棒の狭い間隔を適正に保つための
保持装置であり、燃料棒を保持する際、該燃料棒の半径
方向の振動及び軸方向の曲りを防止し、かつ該スペーｔ
すと燃料被覆管の間の摩耗腐良を生じないものであるこ
とが肝要である。
従来、炉型に応じて各種のスペーサが提案されている。
例えば第１図に示すような沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ＞用
の燃料集合体ぐは、多数の燃料棒１が、中間部を複数個
のスペーサ２で、またＬ端部と下端部をそれぞれ上部固
定部３と下部固定部４で固定されて支持される。そして
、スペーサ２は、第２図Ａ、Ｂに示すように、外側に位
置する外周板６に対して格子状になるように縦横に骨組
格子板７を交差結合して組立てられている。格子板７に
は、第２図Ｂに示すように、打ち出し加工により固定突
起８を打出しておき、他方、格子板７の交差部には、縦
に細長い四角柱状ランタン（ちょうちん）型の板ばね構
造部９を機械的に取付けて燃料棒１を弾性的に支持する
ようになっている。スペーサ２の材質は、外周板６及び
格子板７にはジルカロイ−４が、又、板ばね構造部９に
は、優れたばね特性を有するインコネルが使用され、機
械的に取付けられている。これは中性子吸収が小さく、
耐食性に優れたジルカロイ−４がばね特性に劣り、その
うえ、ばね特性に優れたインコネルとは溶接による接合
が不可能なためである。このため、スペーサ組立時に多
数のランタン型の板ばね構造部９を機械的に取付けるた
めの作業が複雑になるし、また、ランタン型板ばね構造
部９を機械的に取付けるため、取付は状態が不安定で精
度を確保することが難しく、さらに、原子炉で使用中に
説Ｓする。、可能性がある等の欠点を有する。
の燃料集合体ぐは、多数の燃料棒１が、中間部を複数個
のスペーサ２で、またＬ端部と下端部をそれぞれ上部固
定部３と下部固定部４で固定されて支持される。そして
、スペーサ２は、第２図Ａ、Ｂに示すように、外側に位
置する外周板６に対して格子状になるように縦横に骨組
格子板７を交差結合して組立てられている。格子板７に
は、第２図Ｂに示すように、打ち出し加工により固定突
起８を打出しておき、他方、格子板７の交差部には、縦
に細長い四角柱状ランタン（ちょうちん）型の板ばね構
造部９を機械的に取付けて燃料棒１を弾性的に支持する
ようになっている。スペーサ２の材質は、外周板６及び
格子板７にはジルカロイ−４が、又、板ばね構造部９に
は、優れたばね特性を有するインコネルが使用され、機
械的に取付けられている。これは中性子吸収が小さく、
耐食性に優れたジルカロイ−４がばね特性に劣り、その
うえ、ばね特性に優れたインコネルとは溶接による接合
が不可能なためである。このため、スペーサ組立時に多
数のランタン型の板ばね構造部９を機械的に取付けるた
めの作業が複雑になるし、また、ランタン型板ばね構造
部９を機械的に取付けるため、取付は状態が不安定で精
度を確保することが難しく、さらに、原子炉で使用中に
説Ｓする。、可能性がある等の欠点を有する。
本発明の目的は、このような従来技術の欠点を解消して
、中性子経済を向上し、製造技術の簡略化を図り、製造
コストを低減化できるようにした核燃料集合体用スペー
サを提供することにある。
、中性子経済を向上し、製造技術の簡略化を図り、製造
コストを低減化できるようにした核燃料集合体用スペー
サを提供することにある。
即ち本発明は、核燃料集合体を形成する多数本の燃料棒
を支持するスペーサにおいて、ニオブを５〜２５壷量％
含有するとともに、クロムと鉄のいずれか又は双方をそ
れぞれ０．１〜１重量％含有するジルコニウム合金から
なるスペーサ枠体にばね部を一体的に打出し形成し、こ
れら枠体を点溶接または“ろう付け°゛で組立てた核燃
料集合体用スペーサである。
を支持するスペーサにおいて、ニオブを５〜２５壷量％
含有するとともに、クロムと鉄のいずれか又は双方をそ
れぞれ０．１〜１重量％含有するジルコニウム合金から
なるスペーサ枠体にばね部を一体的に打出し形成し、こ
れら枠体を点溶接または“ろう付け°゛で組立てた核燃
料集合体用スペーサである。
本発明で「ばね部」とは、枠体から直接打出された板ば
ね状の部材であって、燃料棒を圧迫するためのばね突起
を有し、必要によりさらに燃料を固定保持するための固
定突起を有する。
ね状の部材であって、燃料棒を圧迫するためのばね突起
を有し、必要によりさらに燃料を固定保持するための固
定突起を有する。
以下、本発明の実施例を図面に基づき説明する。第３図
Ａ、Ｂ、Ｃは、本発明に係る沸騰水型原子炉用核燃料集
合体のスペーサを示すものである。このスペーサ１２は
、従前同様、最外部に位置する外周板１６と、該外周板
１６に対して格子状になるように縦横に交差結合して組
立てられる格子板１７とからなる。そして格子板１７に
はばね部が打出し加工によって一体的に形成されるが、
本例におけるばね部は固定突起１８と板ばね突起１９と
有する。本発明では、これら縦横に配列される格子板１
７は、ばね性を有する特殊ジルコニウム合金で製作され
る。
Ａ、Ｂ、Ｃは、本発明に係る沸騰水型原子炉用核燃料集
合体のスペーサを示すものである。このスペーサ１２は
、従前同様、最外部に位置する外周板１６と、該外周板
１６に対して格子状になるように縦横に交差結合して組
立てられる格子板１７とからなる。そして格子板１７に
はばね部が打出し加工によって一体的に形成されるが、
本例におけるばね部は固定突起１８と板ばね突起１９と
有する。本発明では、これら縦横に配列される格子板１
７は、ばね性を有する特殊ジルコニウム合金で製作され
る。
この特殊ジルコニウム合金は、ニオブを５〜２５重量％
含有するとともに、クロムと鉄のいずれか又は双方をそ
れぞれ０．１〜１重量％含有するジルコニウム合金であ
る。このような特殊加工した格子板１７は、外周板１６
に点溶接または“ろう付け”されることによってスペー
サに組立てられる。
含有するとともに、クロムと鉄のいずれか又は双方をそ
れぞれ０．１〜１重量％含有するジルコニウム合金であ
る。このような特殊加工した格子板１７は、外周板１６
に点溶接または“ろう付け”されることによってスペー
サに組立てられる。
これにより、スペーサ１２を中性子吸収の小さいジルコ
ニウム合金のみで構成することができ、それ故、中性子
経済を向上させることができる。また、板ばね突起１９
を直接格子板１７に設けることから、スペーサ組立時の
作業性を簡略化でき、原子炉内で使用中に脱落する部分
を無くすることができる。
ニウム合金のみで構成することができ、それ故、中性子
経済を向上させることができる。また、板ばね突起１９
を直接格子板１７に設けることから、スペーサ組立時の
作業性を簡略化でき、原子炉内で使用中に脱落する部分
を無くすることができる。
また他の実施例として、第３図りに示すように、格子板
１７に形成したばね部には板ばね突起１９のみを形成し
ておいて、特に固定突起を設けずに燃料棒な平らな格子
板面に押付けるようにして保持させるようにしてもよい
。
１７に形成したばね部には板ばね突起１９のみを形成し
ておいて、特に固定突起を設けずに燃料棒な平らな格子
板面に押付けるようにして保持させるようにしてもよい
。
次に本発明で用いられるばね性を有する特殊ジルコニウ
ム合金について説明する。前述の如く、このジルコニウ
ム合金は、ジルコニウムにニオブを５〜２５重量％加え
たうえ、更にクロム、鉄の一方又は双方をそれぞれ０．
１〜１φ量％含有させた多元合金である。そしてこの合
金は、最終加工率及び熱処理条件を適正にすることによ
って、３００″’３前後でのはね特性及び高温水中での
耐食性ならびに溶接性の良好な状態で使用できる。ばね
限界値の高い値を必要とする場合には、例えば、熱処理
条件として７５０℃で３０分保持した後に、３０分間炉
冷して６４０℃になってから１５分間保持し、炉内急冷
して４００℃で１峙１ＩＩＩＷＩＩ効処理を行なえば、
ばね限界値（Ｋｂ値）が１４５〜１５０ ｋｌｌｌ／Ｉ
ｆのものを得ることができる。また、延性を増加させた
い場合には、上記の溶体化処廖を行なった後に、５００
℃で１５時間の過時効処理を行なうと、ばね特性＜Ｋｂ
値）は約１００ｋｌ）／Ｉｌｌ’までＦがるが伸び率は
約５％となり、約５倍の延性を得ることができる。従っ
て上記両技術を上手に組合わせることによって、所望の
高ばね性と延性が得られるような処理条件を選定すれば
よい。
ム合金について説明する。前述の如く、このジルコニウ
ム合金は、ジルコニウムにニオブを５〜２５重量％加え
たうえ、更にクロム、鉄の一方又は双方をそれぞれ０．
１〜１φ量％含有させた多元合金である。そしてこの合
金は、最終加工率及び熱処理条件を適正にすることによ
って、３００″’３前後でのはね特性及び高温水中での
耐食性ならびに溶接性の良好な状態で使用できる。ばね
限界値の高い値を必要とする場合には、例えば、熱処理
条件として７５０℃で３０分保持した後に、３０分間炉
冷して６４０℃になってから１５分間保持し、炉内急冷
して４００℃で１峙１ＩＩＩＷＩＩ効処理を行なえば、
ばね限界値（Ｋｂ値）が１４５〜１５０ ｋｌｌｌ／Ｉ
ｆのものを得ることができる。また、延性を増加させた
い場合には、上記の溶体化処廖を行なった後に、５００
℃で１５時間の過時効処理を行なうと、ばね特性＜Ｋｂ
値）は約１００ｋｌ）／Ｉｌｌ’までＦがるが伸び率は
約５％となり、約５倍の延性を得ることができる。従っ
て上記両技術を上手に組合わせることによって、所望の
高ばね性と延性が得られるような処理条件を選定すれば
よい。
合金組成とその含有最のもつ意義は次の通りである。ニ
オブは引張強さ及びばね限界値を増加させる。しかしニ
オブ働増加は伸びおよび加工性を低下させることになる
ので、延性の必要性に応じてニオブ量を決定することが
必要となる。ニオブ添加量が５重量％未満では強度やぼ
ね限界値に対し充分な有効性が発現しないし、逆に２５
重量％を超えるとばね性も延性も低下し好ましくないの
である。
オブは引張強さ及びばね限界値を増加させる。しかしニ
オブ働増加は伸びおよび加工性を低下させることになる
ので、延性の必要性に応じてニオブ量を決定することが
必要となる。ニオブ添加量が５重量％未満では強度やぼ
ね限界値に対し充分な有効性が発現しないし、逆に２５
重量％を超えるとばね性も延性も低下し好ましくないの
である。
クロム、鉄は溶接部の粗粒化阻止のためなので少量でよ
いが、増せば力学的特性およびばね特性、耐食性は若干
上り加工性は低下する。添加量の下限値は溶接後の結晶
粒度の著しい粗大化を阻止するために加えるべき最小値
であり、加えることにより耐食性も改善させうる。逆に
、上限値は延性に悪影響の出る値で、これ以上加えるこ
とは成形性、打抜き性の点で適当でない。
いが、増せば力学的特性およびばね特性、耐食性は若干
上り加工性は低下する。添加量の下限値は溶接後の結晶
粒度の著しい粗大化を阻止するために加えるべき最小値
であり、加えることにより耐食性も改善させうる。逆に
、上限値は延性に悪影響の出る値で、これ以上加えるこ
とは成形性、打抜き性の点で適当でない。
このように、クロム又は鉄を添加することによって溶接
性は極めて良好となり、例えば、クロムを０．２重量％
添加した場合は、点溶接後の結晶粒粗大化を防止するこ
とに著しい効果が認められた。
性は極めて良好となり、例えば、クロムを０．２重量％
添加した場合は、点溶接後の結晶粒粗大化を防止するこ
とに著しい効果が認められた。
本合金の耐食性について、３００℃及び４５０’Ｃの水
蒸気中で腐食試験をした場合の重量増加のデータを第４
図に水す。
蒸気中で腐食試験をした場合の重量増加のデータを第４
図に水す。
ｚｒ−１３，５重量％ Ｎ ｂ−０，２，重量％Ｃｒ合
金の場合（実線にて示す）、４５０℃の水蒸気中で１２
００時間腐食試験した場合の重量増加は２５０ｓｏ／ｃ
ｌｌｌ’となるが、酸化膜の剥離〈いわゆる３ ｒｅａ
ｋ−ａｗａｙ ＞は発生しない。これは使用湯度を３０
０℃に換韓した場合には、５ｏｏｏｏ 〜１ｏｏｏｏｏ
時間（燃料集合体の寿命の２倍以上）となるため充分使
用に耐える。なお、ｚｒ−１３，５重量％Ｎｂ−０，２
重量％Ｆｅ合金の場合にもほぼ同様の特性を呈する。
金の場合（実線にて示す）、４５０℃の水蒸気中で１２
００時間腐食試験した場合の重量増加は２５０ｓｏ／ｃ
ｌｌｌ’となるが、酸化膜の剥離〈いわゆる３ ｒｅａ
ｋ−ａｗａｙ ＞は発生しない。これは使用湯度を３０
０℃に換韓した場合には、５ｏｏｏｏ 〜１ｏｏｏｏｏ
時間（燃料集合体の寿命の２倍以上）となるため充分使
用に耐える。なお、ｚｒ−１３，５重量％Ｎｂ−０，２
重量％Ｆｅ合金の場合にもほぼ同様の特性を呈する。
また、熱中性子経済性の観点からみると、従来のインコ
ネルと比較し約１／２０の熱中性子吸収断面積であるこ
とから、燃料棒の燃焼度も向上する。
ネルと比較し約１／２０の熱中性子吸収断面積であるこ
とから、燃料棒の燃焼度も向上する。
この合金は、耐食性、打抜き加工性、溶接性はインコネ
ルとほとんど同じである。また、シルカ０イー２、また
は−４は、インコネルに比べてばね特性の点において劣
るか、本合金のばね特性は、インコネルとほぼ同等であ
る。従って前記のように、本合金をスペーサ材に用いる
と、中性子吸収断面積が小さいため中性子経済を向上さ
せることができ、ひいては、燃料コストの低減となる。
ルとほとんど同じである。また、シルカ０イー２、また
は−４は、インコネルに比べてばね特性の点において劣
るか、本合金のばね特性は、インコネルとほぼ同等であ
る。従って前記のように、本合金をスペーサ材に用いる
と、中性子吸収断面積が小さいため中性子経済を向上さ
せることができ、ひいては、燃料コストの低減となる。
以上、最も一般的な沸騰水型原子炉の核燃料集合体用ス
ペーサを例にとって本発明について詳述したが、現在、
我が国で開発が進められている新型転換炉（ＡＴＲ）の
スペーサを構成するリング素子に、従来用いられてきた
インコネルに代えて本発明のばね性を有する特殊ジルコ
ニウム合金を用いれば中性子経済を向上させることがで
きる点で有利である。
ペーサを例にとって本発明について詳述したが、現在、
我が国で開発が進められている新型転換炉（ＡＴＲ）の
スペーサを構成するリング素子に、従来用いられてきた
インコネルに代えて本発明のばね性を有する特殊ジルコ
ニウム合金を用いれば中性子経済を向上させることがで
きる点で有利である。
本発明は、前述したように、ばね性を有する特殊ジルコ
ニウム合金からなるスペーサ枠体に、ばね部を一体的に
形成したものであるから、スペーサを中性子吸収の小さ
いジルコニウム合金のみで構成することができ、それ故
、中性子経済を向上させることができるばかりでなく、
板はね突起を直接スペーサ枠体に一体的に設けることが
できるから、板ばね突起や固定突起の設置精度が良く、
ス々−サ組立時の作業性を簡略化でき、原子炉内で使用
中に脱落する虞のある部品は全、く無いなど、優れた効
果を秦しうるちのである。
ニウム合金からなるスペーサ枠体に、ばね部を一体的に
形成したものであるから、スペーサを中性子吸収の小さ
いジルコニウム合金のみで構成することができ、それ故
、中性子経済を向上させることができるばかりでなく、
板はね突起を直接スペーサ枠体に一体的に設けることが
できるから、板ばね突起や固定突起の設置精度が良く、
ス々−サ組立時の作業性を簡略化でき、原子炉内で使用
中に脱落する虞のある部品は全、く無いなど、優れた効
果を秦しうるちのである。
第１図は沸騰水型軽水炉の核燃料集合体の縦断面図、第
２図Ａは第１図の核燃料集合体に用いる従来のスペーサ
平面図、第２図Ｂはその正面図、第３図Ａは本発明に係
るスペーサの一実施例の平面図、第３図Ｂはその正面図
、第３図Ｃはその拡大平面図、第３図りは本発明の他の
実施例を示す拡大平面図、第４図は本発明で用いる合金
の腐食試験データの一例を示す図である。 １・・・核燃料棒、２．１２スペーサ、６，１６・・・
外周板、７．１７・・・格子板、８．１８・・・固定突
起、９・・・ランタン型板ばね構造部、１９・・・板ば
ね突起。 特許出願人 動力炉・核燃料開発事業団代 理
人 尾 股 行 離間
茂 見 積同 荒 木
友之助−１ １１３Ｉ！！ｌＩＣ ｗ３図０
２図Ａは第１図の核燃料集合体に用いる従来のスペーサ
平面図、第２図Ｂはその正面図、第３図Ａは本発明に係
るスペーサの一実施例の平面図、第３図Ｂはその正面図
、第３図Ｃはその拡大平面図、第３図りは本発明の他の
実施例を示す拡大平面図、第４図は本発明で用いる合金
の腐食試験データの一例を示す図である。 １・・・核燃料棒、２．１２スペーサ、６，１６・・・
外周板、７．１７・・・格子板、８．１８・・・固定突
起、９・・・ランタン型板ばね構造部、１９・・・板ば
ね突起。 特許出願人 動力炉・核燃料開発事業団代 理
人 尾 股 行 離間
茂 見 積同 荒 木
友之助−１ １１３Ｉ！！ｌＩＣ ｗ３図０
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、核燃料集合体を形成する多数本の燃料棒を支持する
スペーサにおいて、ニオブを５〜２５重量％含有すると
としに、クロムと鉄のいずれか又は双方をそれぞれ０．
１〜１重−％含有するジルコニウム合金からなるスペー
サ枠体にばね部を打出し加工によって一体的に形成し、
この枠体を溶接又はろう付けで組立てた核燃料集合体用
スペー＋す。 ２、スペーサ枠体がリング素子である特許請求の範囲第
１項記載のスペーサ。 ３、スペーサ枠体が格子板である特許請求の範囲第１項
記載のスペーサ。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57023143A JPS58140678A (ja) | 1982-02-16 | 1982-02-16 | 核燃料集合体用スペ−サ |
| US06/464,478 US4579711A (en) | 1982-02-16 | 1983-02-07 | Fuel assembly spacer |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57023143A JPS58140678A (ja) | 1982-02-16 | 1982-02-16 | 核燃料集合体用スペ−サ |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58140678A true JPS58140678A (ja) | 1983-08-20 |
Family
ID=12102336
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57023143A Pending JPS58140678A (ja) | 1982-02-16 | 1982-02-16 | 核燃料集合体用スペ−サ |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4579711A (ja) |
| JP (1) | JPS58140678A (ja) |
Families Citing this family (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
| 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 |
| US5675621A (en) * | 1995-08-17 | 1997-10-07 | General Electric Company | Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods |
| US5859887A (en) * | 1997-06-20 | 1999-01-12 | Westinghouse Electric Company | Nuclear fuel assembly support grid |
| US6148054A (en) * | 1998-11-09 | 2000-11-14 | General Electric Company | Removable separation devices for nuclear fuel bundles |
| US20060222140A1 (en) * | 2005-04-04 | 2006-10-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Eccentric support grid for nuclear fuel assembly |
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