JPS59180389A - 沸騰水型原子炉用燃料集合体 - Google Patents
沸騰水型原子炉用燃料集合体Info
- Publication number
- JPS59180389A JPS59180389A JP58053804A JP5380483A JPS59180389A JP S59180389 A JPS59180389 A JP S59180389A JP 58053804 A JP58053804 A JP 58053804A JP 5380483 A JP5380483 A JP 5380483A JP S59180389 A JPS59180389 A JP S59180389A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core
- fuel assembly
- channel box
- sectional area
- cross
- 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
Links
Classifications
-
- 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
- Jet Pumps And Other Pumps (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】
本発明は沸騰水屋原子炉用燃料集合体に関し、特に炉心
のボイド率の変動に対する炉心安定性を向上させるため
の構造上の改良に関する。
のボイド率の変動に対する炉心安定性を向上させるため
の構造上の改良に関する。
沸騰水屋原子炉（ＢＷＲ）はζ種々のフィードバック機
構、例えば核的にはドツプラー効果、またはボイド反応
度効果など含んだシステムであると考えることができ、
従ってＢＷＲ’ｅ安定に運転する１ にはこのシステ
ムが自己振動または発散するよう女系であってはならな
い。このよりなりＷＲの炉１ 心安定性は、炉心冷却
材の炉心内での圧損などの外乱による炉心出力の変動の
発散、減衰を評価するもので、減巾比ｒは次式で定義さ
れる。
構、例えば核的にはドツプラー効果、またはボイド反応
度効果など含んだシステムであると考えることができ、
従ってＢＷＲ’ｅ安定に運転する１ にはこのシステ
ムが自己振動または発散するよう女系であってはならな
い。このよりなりＷＲの炉１ 心安定性は、炉心冷却
材の炉心内での圧損などの外乱による炉心出力の変動の
発散、減衰を評価するもので、減巾比ｒは次式で定義さ
れる。
γ”” Ｘ２ ／ＸＯ
ここでＸｏは炉心出力変動の初期振幅、Ｘ２は変動の次
の周期の振幅で、γ＝１なら持続振動、ｒン１なら発散
すなわち不安定状態、ｒ〈１なら減衰（すなわち安定状
態を意味する。
の周期の振幅で、γ＝１なら持続振動、ｒン１なら発散
すなわち不安定状態、ｒ〈１なら減衰（すなわち安定状
態を意味する。
ＢＷＲでは炉心安定性についてｒく１という絶対安全条
件の他にγ（０，２５という運用上の基準が課せられて
いる。ＢＷＲの炉心安定性を説明する機構は複雑である
が、個々の燃料集合体チャンネルでの熱水力学的変動に
よる炉心のボイド率の変動が主々中心的メカニズムにな
っている。とこロチ、従来より用いられているＢ Ｗ
Ｒ用燃料集合体では、上下がそれぞれ上部および下部タ
イプレートで支持され中間部でいくつかの支持格子によ
り保持された複数本の燃料要素の束の外側面を筒状のチ
ャンネルボックスで囲んでいるが、チャンネルボックス
が上から下まで□同一開口断面積のものであるため各チ
ャンネルでの冷却材流路断面は軸方向に均一々ものとな
っている。このような燃料集合体が装荷された従来のＢ
ＷＲ炉心では、炉心冷却材の流量が少ない低流量運転状
態において炉心内冷却材の全圧損に対する二相流圧損の
割合が大きく々す、炉心安定性減由比が増加して安定余
裕が減少するため、炉の運転が制限されるという問題が
ある。すなわちＢＷＲにおいては炉心下部側に冷却材の
液体単相流領域があり、上部側に蒸気と液相との二相流
領域が形成されているが、低流量運転状態では二相流領
域が炉心軸方向に広がり、このため炉心内の全圧損に占
める二相流領域の圧損の割合が大きいので外乱による炉
心ボイド率の変動中も太きくなり、従って炉心安定性に
対する余裕が減少する。このため従来のＢＷＲ炉心では
、例えば第１図に示す斜線部分の運転範囲内でγ）０．
２５となっているために、出力上昇に際してこの斜線領
域を避けて破線の経路を経るような高流量域での原子炉
立上げを行なう必要があった。従ってＰＣＩＣペレット
−被覆管相互作用）を緩和するための運転制限のため、
立上げ途中で制御棒パターンを変えるなど複雑な運転手
順が要求され、出力上昇に時間がかかつて稼動惠が低下
することとなっていた。またインターナルポンプを導入
した改良形ＢＷＲでは、その構造上の理由で炉心冷却材
の自然循環能力が小さく、従ってその出力流量曲線は、
第１図に示すように、通常のジェットポンプ形のＢＷＲ
炉心での自然循環ラインＡがさらに低流側のラインＢと
なるが、この拡大された運転範囲の大部分は炉心安定性
の面から制限されてしまっている。尚、第１図において
ラインＣは定格制御棒パターンラインである。このよう
に第１図において制限されている低流量低出力での運転
範囲を有効に利用できれば、原子炉起動時の運転制限の
緩和や稼動率の向上などの大きな利点が得られる。
件の他にγ（０，２５という運用上の基準が課せられて
いる。ＢＷＲの炉心安定性を説明する機構は複雑である
が、個々の燃料集合体チャンネルでの熱水力学的変動に
よる炉心のボイド率の変動が主々中心的メカニズムにな
っている。とこロチ、従来より用いられているＢ Ｗ
Ｒ用燃料集合体では、上下がそれぞれ上部および下部タ
イプレートで支持され中間部でいくつかの支持格子によ
り保持された複数本の燃料要素の束の外側面を筒状のチ
ャンネルボックスで囲んでいるが、チャンネルボックス
が上から下まで□同一開口断面積のものであるため各チ
ャンネルでの冷却材流路断面は軸方向に均一々ものとな
っている。このような燃料集合体が装荷された従来のＢ
ＷＲ炉心では、炉心冷却材の流量が少ない低流量運転状
態において炉心内冷却材の全圧損に対する二相流圧損の
割合が大きく々す、炉心安定性減由比が増加して安定余
裕が減少するため、炉の運転が制限されるという問題が
ある。すなわちＢＷＲにおいては炉心下部側に冷却材の
液体単相流領域があり、上部側に蒸気と液相との二相流
領域が形成されているが、低流量運転状態では二相流領
域が炉心軸方向に広がり、このため炉心内の全圧損に占
める二相流領域の圧損の割合が大きいので外乱による炉
心ボイド率の変動中も太きくなり、従って炉心安定性に
対する余裕が減少する。このため従来のＢＷＲ炉心では
、例えば第１図に示す斜線部分の運転範囲内でγ）０．
２５となっているために、出力上昇に際してこの斜線領
域を避けて破線の経路を経るような高流量域での原子炉
立上げを行なう必要があった。従ってＰＣＩＣペレット
−被覆管相互作用）を緩和するための運転制限のため、
立上げ途中で制御棒パターンを変えるなど複雑な運転手
順が要求され、出力上昇に時間がかかつて稼動惠が低下
することとなっていた。またインターナルポンプを導入
した改良形ＢＷＲでは、その構造上の理由で炉心冷却材
の自然循環能力が小さく、従ってその出力流量曲線は、
第１図に示すように、通常のジェットポンプ形のＢＷＲ
炉心での自然循環ラインＡがさらに低流側のラインＢと
なるが、この拡大された運転範囲の大部分は炉心安定性
の面から制限されてしまっている。尚、第１図において
ラインＣは定格制御棒パターンラインである。このよう
に第１図において制限されている低流量低出力での運転
範囲を有効に利用できれば、原子炉起動時の運転制限の
緩和や稼動率の向上などの大きな利点が得られる。
本発明は特にこの低流量運転時の炉心安定性の向上を目
的とするものであり、あわせて冷却材喪失事故（ＬＯＣ
Ａ：Ｌｏｓｓ ｏｆ Ｃｏｏｌａｎｔ Ａｃｃｉｄｅｎ
ｔ）時の吹き上げ蒸気による冷却材の流入抑制（ＣＣＦ
Ｌ：Ｃｏｕｎｔｅｒ Ｃｏｒｅ Ｆｌｏｗ Ｌｉｍ１ｔ
ａｔｉｏｎ）効果を軽減可有ヒなりＷＲ用燃料集合体を
提供しようとするものである。
的とするものであり、あわせて冷却材喪失事故（ＬＯＣ
Ａ：Ｌｏｓｓ ｏｆ Ｃｏｏｌａｎｔ Ａｃｃｉｄｅｎ
ｔ）時の吹き上げ蒸気による冷却材の流入抑制（ＣＣＦ
Ｌ：Ｃｏｕｎｔｅｒ Ｃｏｒｅ Ｆｌｏｗ Ｌｉｍ１ｔ
ａｔｉｏｎ）効果を軽減可有ヒなりＷＲ用燃料集合体を
提供しようとするものである。
基本的にＢ Ｗ Ｒの炉心安定性を向上させる方法とし
ては、■炉心内却材流景を増加させてか心円の全圧排に
占める単相流領域の圧損の割合を増やしたり、或いは、
■各チャンネルの入口オリフィスの開度を少なくしたシ
して、外乱に対する冷却材流量変動の抵抗を大きくする
方法、または、■制御棒を挿入して炉心出力を低下させ
、炉心ボイド惠を１けることにより単相流領域の圧損の
割合を増やす方法などがあるが、■と■の方法は第１図
の斜線の不安定領域を迂回するための手段であシ、■の
方法はポンプ側の負荷の増大や炉心等の構造材強度の余
裕の減少などの問題がある。
ては、■炉心内却材流景を増加させてか心円の全圧排に
占める単相流領域の圧損の割合を増やしたり、或いは、
■各チャンネルの入口オリフィスの開度を少なくしたシ
して、外乱に対する冷却材流量変動の抵抗を大きくする
方法、または、■制御棒を挿入して炉心出力を低下させ
、炉心ボイド惠を１けることにより単相流領域の圧損の
割合を増やす方法などがあるが、■と■の方法は第１図
の斜線の不安定領域を迂回するための手段であシ、■の
方法はポンプ側の負荷の増大や炉心等の構造材強度の余
裕の減少などの問題がある。
本発明では燃料集合体のチャンネルボックスの形状を改
良することによって炉心内冷却材の全圧損に占める二相
流領域の圧損の割合を小さくし、相対的にボイド率を低
下させると共に単相流領域の圧損割合を増加さぜること
で低流量運転領域での炉心安定性の向上を計るものであ
る。
良することによって炉心内冷却材の全圧損に占める二相
流領域の圧損の割合を小さくし、相対的にボイド率を低
下させると共に単相流領域の圧損割合を増加さぜること
で低流量運転領域での炉心安定性の向上を計るものであ
る。
すなわち本発明のＢＷＲ用燃料集合体では、支持格子に
よって束ねられた複数本の燃料要素の上下両端を上部お
よび下部タイブレートによって支持し、その周囲をチャ
ンネルボックスで囲捷れたチャンネル内冷却材流路にし
て、この流路を炉心下部から上部へ向けて冷却材が流れ
、且つ上部領域でボイドが発生するようにしたＢ Ｗ
Ｒ用燃料集合体において、前記チャンネルボックス内の
上部の流路断面積を下部の流路断面積よりも大きくした
ことを特徴とするもので、チャンネルボックス内の流路
断面積は下部から上部へ向ってなめらかに太きくしても
、或いは段状に大きくしてもいずれでもよい。
よって束ねられた複数本の燃料要素の上下両端を上部お
よび下部タイブレートによって支持し、その周囲をチャ
ンネルボックスで囲捷れたチャンネル内冷却材流路にし
て、この流路を炉心下部から上部へ向けて冷却材が流れ
、且つ上部領域でボイドが発生するようにしたＢ Ｗ
Ｒ用燃料集合体において、前記チャンネルボックス内の
上部の流路断面積を下部の流路断面積よりも大きくした
ことを特徴とするもので、チャンネルボックス内の流路
断面積は下部から上部へ向ってなめらかに太きくしても
、或いは段状に大きくしてもいずれでもよい。
炉心高さ方向に関してチャンネルボ・／クス内の上部の
流路断面積を下部よりも太きくすると、炉心内下部の単
相流領域に対し上部の二相流領域での圧損の割合が小さ
くなる。このような炉心高さ方向に関する二相流領域圧
損が減少すると、二相流領域での流体の圧縮性による単
相流圧損変動との位相のずれが減少し、外乱に対するチ
ャンネル流量変動が小さく方り、そのためチャンネルで
の安定性の向上が達成される。１だ流量変動による二相
流量域でのボイド惠変動が減少するため核的フィードバ
ンク量を減少させるので炉心安定性の向上が期待できる
。
流路断面積を下部よりも太きくすると、炉心内下部の単
相流領域に対し上部の二相流領域での圧損の割合が小さ
くなる。このような炉心高さ方向に関する二相流領域圧
損が減少すると、二相流領域での流体の圧縮性による単
相流圧損変動との位相のずれが減少し、外乱に対するチ
ャンネル流量変動が小さく方り、そのためチャンネルで
の安定性の向上が達成される。１だ流量変動による二相
流量域でのボイド惠変動が減少するため核的フィードバ
ンク量を減少させるので炉心安定性の向上が期待できる
。
本発明の実施例を示せば第２図の通りである。
第２図において（１）は複数の燃料要素であって上下が
上部タイプレート（２）と下部夕・イブレート（３）と
によって支持され中間部で支持格子（４）により所定間
隔を保って束ねられている。（５）は本発明の要部に係
るチャンネルボックスで、前記上下タイグレートに支持
された燃料要素（１）の束の外周を囲んでおり、その内
部を冷却材流路にしている。炉心冷却材（水）は下部タ
イブレート（３）の下端開口（６）から流入されて燃料
要素（１）の束の間を通りながらチャンネルボックス（
５）内を上方へと流れ、燃ｈｉ素（１）の核反応による
加熱で上部へ行くにつれ沸騰しながら、上部タイプレー
ト（２）の通孔を升して蒸気となって図示しない熱交換
系統へ送られる。チャンネルボックス（５）はその内部
の流路断面積が下部から上部に向って徐々に増加するテ
ーパー状の筒体からなる。通常、チャンネルボックス（
５）の外側には制御棒のブレードが小間隙を介して隣接
し、チャンネルボックス上部におけるこの小間隙が従来
に比べて半分程度となるようにチャンネルボックス（５
）の上部の外径を太くすると、上部の流路断面積は下部
のそれに比べて５〜６％稈度太きくなる。
上部タイプレート（２）と下部夕・イブレート（３）と
によって支持され中間部で支持格子（４）により所定間
隔を保って束ねられている。（５）は本発明の要部に係
るチャンネルボックスで、前記上下タイグレートに支持
された燃料要素（１）の束の外周を囲んでおり、その内
部を冷却材流路にしている。炉心冷却材（水）は下部タ
イブレート（３）の下端開口（６）から流入されて燃料
要素（１）の束の間を通りながらチャンネルボックス（
５）内を上方へと流れ、燃ｈｉ素（１）の核反応による
加熱で上部へ行くにつれ沸騰しながら、上部タイプレー
ト（２）の通孔を升して蒸気となって図示しない熱交換
系統へ送られる。チャンネルボックス（５）はその内部
の流路断面積が下部から上部に向って徐々に増加するテ
ーパー状の筒体からなる。通常、チャンネルボックス（
５）の外側には制御棒のブレードが小間隙を介して隣接
し、チャンネルボックス上部におけるこの小間隙が従来
に比べて半分程度となるようにチャンネルボックス（５
）の上部の外径を太くすると、上部の流路断面積は下部
のそれに比べて５〜６％稈度太きくなる。
第２図の例ではチャンネルボックス（５）をその内部流
路断面積が下端から上端まで徐々に増加するようにテー
パー状としたが、これは燃料高さ方向の途中からテーパ
ー状に拡径したシ、或いは一段又は複数段に段状に拡径
したシしてもよい。
路断面積が下端から上端まで徐々に増加するようにテー
パー状としたが、これは燃料高さ方向の途中からテーパ
ー状に拡径したシ、或いは一段又は複数段に段状に拡径
したシしてもよい。
このように下部よシも上部の流路断面積を太きくした本
発明の燃料集合体を装荷したＢ Ｗ Ｒ炉心では、低流
量運転状態において、従来の燃料集合体が装荷された場
合に比べて、沸騰が生じているチャンネル上部の二相流
領域における圧損の下部単相流領域の圧損に対する割合
が減少することに々る。従って外乱に対するチャンネル
内冷却材流量の変動が減少し、この結果として炉心ボイ
ド率の変動も減少するため、核熱水力学的炉心安定性の
向上が達成されるものである。このように低流量運転領
域での炉心安定性が向上するので運転範囲が従来よシ拡
大されることになり、このため例えばインターナルポン
プを導入した改良型ＢＷＲでは、定格出力流量ライン上
に沿って冷却材流量を低下させて１００％出力制御棒パ
ターンを維持した１ま燃料棒線出力がＰＣＩ開始出カ８
ｋｗ／ｆｔという低出力範囲になるまで出力を下けて
から制御棒パターンを交換するという単純操作が可能と
なり、従来の例えば特開昭５０−１４３９９９号公報に
開示されているような所謂ＰＣＩＯＭＲ（Ｐｒｅ−Ｃｏ
ｎ−ｄｉｔｉｏｎｉｎｇＩｎｔｅｒｊｒｎ ０ｐｅｒａ
ｔ、ｊｎｇ Ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ）に従った複雑な運
転操作が不要となるものである。
発明の燃料集合体を装荷したＢ Ｗ Ｒ炉心では、低流
量運転状態において、従来の燃料集合体が装荷された場
合に比べて、沸騰が生じているチャンネル上部の二相流
領域における圧損の下部単相流領域の圧損に対する割合
が減少することに々る。従って外乱に対するチャンネル
内冷却材流量の変動が減少し、この結果として炉心ボイ
ド率の変動も減少するため、核熱水力学的炉心安定性の
向上が達成されるものである。このように低流量運転領
域での炉心安定性が向上するので運転範囲が従来よシ拡
大されることになり、このため例えばインターナルポン
プを導入した改良型ＢＷＲでは、定格出力流量ライン上
に沿って冷却材流量を低下させて１００％出力制御棒パ
ターンを維持した１ま燃料棒線出力がＰＣＩ開始出カ８
ｋｗ／ｆｔという低出力範囲になるまで出力を下けて
から制御棒パターンを交換するという単純操作が可能と
なり、従来の例えば特開昭５０−１４３９９９号公報に
開示されているような所謂ＰＣＩＯＭＲ（Ｐｒｅ−Ｃｏ
ｎ−ｄｉｔｉｏｎｉｎｇＩｎｔｅｒｊｒｎ ０ｐｅｒａ
ｔ、ｊｎｇ Ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ）に従った複雑な運
転操作が不要となるものである。
また本発明の燃料集合体ではチャンネル上部の流路断面
積が下部のそれより大きいので、前述ＬＯＣＡ時に炉心
上部から燃料集合体内に流入する冷却材流量割合が増加
し、従ってＣＣＦＬ効来がそれによって軽減されるとい
う効果も奏し得るものである。
積が下部のそれより大きいので、前述ＬＯＣＡ時に炉心
上部から燃料集合体内に流入する冷却材流量割合が増加
し、従ってＣＣＦＬ効来がそれによって軽減されるとい
う効果も奏し得るものである。
男６図は炉心出力に対する炉心安定性減由比ｒを流路断
面積の一様な従来例と流路断面積が上部はど大ｔくなる
本発明の燃料集合体とについて比較した線図で、破線は
従来の燃料集合体による場合、実線は本発明の燃料集合
体による場合を示［２、それぞれ曲線ａは自然循環ライ
ン、曲線すけ１００係制御棒ラインでのｒの変化を示し
ている。第３図中に運用上の設計基準の上限としてのｒ
＝０．２５のラインを一点鎖線で示すが、本発明によれ
ばこのｒ ＝ ［Ｊ、 ２５のライン以下に減巾比が納
まることが判る。
面積の一様な従来例と流路断面積が上部はど大ｔくなる
本発明の燃料集合体とについて比較した線図で、破線は
従来の燃料集合体による場合、実線は本発明の燃料集合
体による場合を示［２、それぞれ曲線ａは自然循環ライ
ン、曲線すけ１００係制御棒ラインでのｒの変化を示し
ている。第３図中に運用上の設計基準の上限としてのｒ
＝０．２５のラインを一点鎖線で示すが、本発明によれ
ばこのｒ ＝ ［Ｊ、 ２５のライン以下に減巾比が納
まることが判る。
以上に述べた如く本発明によればチャンネルボックスを
改良するだけで低流量運転時の炉心安定性の向上、すな
わち炉心安定性減巾比γを小さくすることができ、ＬＯ
ＣＡ時のＣＣＦＬ効果の軽減も同時に達成することが可
能である。
改良するだけで低流量運転時の炉心安定性の向上、すな
わち炉心安定性減巾比γを小さくすることができ、ＬＯ
ＣＡ時のＣＣＦＬ効果の軽減も同時に達成することが可
能である。
第１図は従来のＢＷＲにおける一般的な出力−流量曲線
を示す線図、第２図は本発明の一実施例を部分的に省略
して示す概略断面図、第３図は炉心出力に対する炉心安
定性減肉比の関係を示す線図である。 （１）、燃料要素、（２）：上部タイブレー）、（３）
：下部タイプレート、（４）：支持格子、（５）：チャ
ンネルボックス、（６）：下部開口。 代理人 弁理士 木 村 三 朗
を示す線図、第２図は本発明の一実施例を部分的に省略
して示す概略断面図、第３図は炉心出力に対する炉心安
定性減肉比の関係を示す線図である。 （１）、燃料要素、（２）：上部タイブレー）、（３）
：下部タイプレート、（４）：支持格子、（５）：チャ
ンネルボックス、（６）：下部開口。 代理人 弁理士 木 村 三 朗
Claims (3)
- （１）支持格子によって束ねられｆｃ複数本の燃シ。 要素の上下両端を上部および下部タイプレートによ２て
支持し、その周囲をチャンネルボックスて囲むことによ
υチャンネルボックス内を炉心冷却材流路にした沸騰水
型原子炉用燃料集合体におＶて、前記チャンネルボック
ス内の上部の流路断面積を下部の流路断面積よ）太きく
したことを特許とする沸騰水型原子炉用燃料集合体。 - （２）チャンネルボックス内の流路断面積を下部から上
部へ向ってなめらかに大きくした特許請求の範囲第１項
に記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。 - （３） チャンネルボックス内の流路断面積を下部・
から上部へ向って段状に太きくシｆＣ，％許請求の解囲
第１項に記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58053804A JPS59180389A (ja) | 1983-03-31 | 1983-03-31 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58053804A JPS59180389A (ja) | 1983-03-31 | 1983-03-31 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59180389A true JPS59180389A (ja) | 1984-10-13 |
Family
ID=12952989
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58053804A Pending JPS59180389A (ja) | 1983-03-31 | 1983-03-31 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59180389A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0820066A1 (en) * | 1996-07-19 | 1998-01-21 | General Electric Company | Fuel bundles and nuclear reactor using such fuel bundles |
| US7702060B2 (en) | 2006-10-20 | 2010-04-20 | Global Nuclear Fuel - Americas, L.L.C. | Expanded nuclear fuel channel |
-
1983
- 1983-03-31 JP JP58053804A patent/JPS59180389A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0820066A1 (en) * | 1996-07-19 | 1998-01-21 | General Electric Company | Fuel bundles and nuclear reactor using such fuel bundles |
| US7702060B2 (en) | 2006-10-20 | 2010-04-20 | Global Nuclear Fuel - Americas, L.L.C. | Expanded nuclear fuel channel |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4749543A (en) | Axially shaped channel and integral flow trippers | |
| JP2642761B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用の燃料バンドル | |
| US4889684A (en) | Hydraulic reinforcement of channel at lower tie-plate in BWR fuel bundle | |
| JPS59180389A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| US6298108B1 (en) | Nuclear fuel rod with upward-shifted pellet stack and a device to realize same | |
| US5519739A (en) | Boiling water type thermal neutron reactor and its operating method | |
| US5617456A (en) | Fuel assembly and nuclear reactor | |
| JP3895529B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
| JPH04299283A (ja) | 原子炉の燃料集合体 | |
| USRE33818E (en) | Axially shaped channel and integral flow trippers | |
| JPH05157867A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH07120581A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JPH02112795A (ja) | 燃料集合体、スペクトルシフトロツド、原子炉及び原子炉の出力制御方法 | |
| JP2000162353A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH09230079A (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
| JPH05150067A (ja) | 最適化された炉心設計のための部分長燃料棒の配置 | |
| JPH06258474A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JP3212744B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH03215787A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH04256893A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPS63113392A (ja) | 原子炉の制御方法及びその制御装置 | |
| JPS6365396A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH02240595A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0436354B2 (ja) | ||
| JPS63217291A (ja) | 燃料集合体 |