JPS5925476B2 - 沸騰水形原子炉の燃料集合体間の棒状構造部品 - Google Patents

沸騰水形原子炉の燃料集合体間の棒状構造部品

Info

Publication number
JPS5925476B2
JPS5925476B2 JP51115736A JP11573676A JPS5925476B2 JP S5925476 B2 JPS5925476 B2 JP S5925476B2 JP 51115736 A JP51115736 A JP 51115736A JP 11573676 A JP11573676 A JP 11573676A JP S5925476 B2 JPS5925476 B2 JP S5925476B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
rod
shaped structural
spacer
fuel assemblies
boiling water
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.)
Expired
Application number
JP51115736A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5243096A (en
Inventor
ヨンドク・キム
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.)
Kraftwerk Union AG
Original Assignee
Kraftwerk Union AG
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 Kraftwerk Union AG filed Critical Kraftwerk Union AG
Publication of JPS5243096A publication Critical patent/JPS5243096A/ja
Publication of JPS5925476B2 publication Critical patent/JPS5925476B2/ja
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
    • 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)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、沸騰水形原子炉における互いに隣接する４個
の炉心セルの好ましくは断面正方形に被覆された燃料集
合体の角の間に配置されている中性子束測定管あるいは
中性子発生源の支持管などの棒状構造部品に関するもの
である。
燃料集合体間にありかつ十字形の制御棒の移動空間とも
なる空隙状室は、非沸騰冷却水で貫流される。
この流れは特に、中性子束測定装置あるいは中性子源を
収納することのできる棒状構造部品の冷却のために用い
る。
しかし冷却材の流れによってこの棒状構造部品には、隣
接する燃料集合体ラッパ管を破損してしまうような振動
が惹き起される。
その場合かＸる損傷は、普通摩耗にさらされない燃料集
合体ラッパ管が予め考慮していたような原子炉設備の別
の燃料集合体への装着にもはや使用できなくなることは
別としてすべての原子炉設備の予定より早い運転停止を
来たすことになる。
従って本発明の目的は、棒状構造部品の振動をできるだ
け防止し、それによって燃料集合体ラッパ管の損傷を予
め避けることにある。
この場合冷却材流れの特殊な案内によってだけこの目的
を達成することは非常に困難であり、別の構造的な解決
策を研究しなければならない。
本発明によればこの目的は、偏心輪を介して互いに隣接
する炉心セルの燃料集合体に軸方向に順次交互に当接す
るようなスリーブ状の複数個のスペーサを棒状構造部品
の上に軸方向に間隔をおいてかつ偏心輪の向きを交互に
かえてはめ込むことによって達成される。
すなわちスペーサーは互いに隣接する燃料集合体ラッパ
管に軸方向において交互に当接するように配置される。
それによって棒状構造部品の動特性の脱調が達成される
ので、励振あるいは冷却材流れ内におけるフラツタリン
グはもはや生じない。
棒状構造部品の構造的な変更は勿論不要である。
スペーサの組立ては簡単である。
スペーサは棒状構造部品の上にはめ込められ、このスペ
ーサの棒状構造部品に対する位置決めは、仮付は溶接で
補充される弾性的密着座で確実にされる。
偏心輪の幅広い形状によって各スペーサの一つの燃料集
合体に対する少くとも１箇所の設置が常に保証されるの
で、棒状構造部品の向きを予め位置決めしてはめ込む必
要はない。
以下図面に示す実施例により本発明の詳細な説明する。
第１図は原子炉圧力容器１の内部において元来の原子炉
炉心の領域つまり燃料集合体２３を取り囲む炉心容器２
の縦断面を示している。
燃料集合体２３は下側炉心格子２１に位置決めされた制
御棒案内管５の頭部の上におかれ、上側炉心格子２２に
導かれている。
燃料集合体２３は冷却材によって下から上に向って貫流
され、その際冷却材は蒸発する。
これらの燃料集合体２３間の中間室の中に、中性子束測
定管３や中性子発生源６のような管状構造部品が所定の
点に分布されている。
更に既に述べたように中間室の中において制御棒２４が
移動する。
この制御棒は原子炉圧力容器の下にある制御棒駆動装置
（図示せず）によって制御棒案内管５を介して原子炉炉
心内に移動される。
第２図に横断面図で概略的に示されているように、４個
の燃料集合体２３はそれぞれ一つのいわめる炉心セル２
５を形成している。
ラッパ管４によって取り囲まれた個々の燃料集合体２３
の間には空隙状の室４１が形成され、十字形の制御棒２
４はこの室４１の中を移動できる。
この室４１の所定の角点には管状の構造部品（中性子測
定管）３が挿入されている。
本発明は室４１内の冷却材流れ内におけるこの構造部品
３の振動を防止しようとするものである。
燃料集合体ラッパ管４間におけるこの構造部品３の配置
状態は、第３図の斜視図に明瞭に示されている。
この場合棒状の構造部品の上には複数個のスペーサ７が
はめ込まれており、その偏心輪で隣接する燃料集合体ラ
ッパ管４に交互に当接している。
この構造部品３の固有振動はこのスペーサ７による支持
によってずらされ、冷却材の流れによる励振作用がもは
や生じないようにされる。
それによって燃料集合体ラッパ管４におけるスペーサの
設置箇所の損傷も避けられるので、このラッパ管４は該
燃料の燃焼後火の新燃料集合体に対しても使用できる。
このスペーサ７の固定はまず摩擦結合により行われ、そ
して既に述べたように点溶接により確実にされる。
その実施例は第４図および第５図に示されている。
第４図は互いに対向する燃料集合体ラッパ管４の角部に
配置された棒状構造部品３およびこれにはめ込まれたス
ペーサ７を横断面で示している。
スペーサ７はその偏心輪で２個の燃料集合体ラッパ管４
に同時に接触している。
偏心輪の詳しい形状は第５図から明らかである。
こメではスペーサ７はまず、両端にスリット７２が設け
られているスリーブ７１と、軸方向にそれぞれ傾斜面７
４が設けられている偏心輪７３とから構成されている。
前記傾斜面７４は原子炉の装填の際の燃料集合体の挿入
を容易にし、また冷却材の流れを容易にする。
冷却材の流圧は従って構造部品３に及ぼす影響を実質上
無視できる。
第５図に示されたスリット７２の形状は勿論別の形にす
ることもできる。
すなわちたとえばスペーサの全長に亘る１個のスリ・ッ
トにすることができる。
この場合重要なことは、スリットによって、この構造部
品に所定の弾性力が与えられ、はめ込み場所に対する固
定が容易にされることだけである。
しかしスペーサの固定方式に蕪関係に、偏心輪７３がそ
の半径方向位置において少くとも一つの燃料集合体ラッ
パ管の角に対向するかないしは当接するようにその幅を
設定する必要がある。
この部品の空間的大きさを例示すると、棒状部品３は約
１９７／１７ＩＬの直径を有している。
この場合スペーサのスリーブ部分の肉厚は約１ｍｍで、
スリットの幅も同じ位である。
全長は６０ ｍｍｚスリット部分の長さはそれぞれ１０
ｍｍである。
この場合偏心距離は約２ｍｖｔである。
この寸法は勿論原子炉炉心内における個々の空間的な関
係に左右される。
従って前述のスペーサの形に制限されない。
更に、個々のスペーサ７の間隔は、材料と寸法および棒
状部品の固有振動に左右され、挿入された状態において
減衰作用に関して最も良いように求められる。
【図面の簡単な説明】
第１図は沸騰水形原子炉の炉心の一部縦断面図、第２図
は炉心セルの概略横断面図、第３図は本発明に基づくス
ペーサが装備された棒状構造部品をもった炉心セルの斜
視図、第４図は４個の燃料集合体の間に位置する棒状部
品の横断面図、第５図はスペーサの斜視図である。 １：原子炉圧力容器、２：炉心容器、３：棒状構造部品
、４ニラツバ管、７：スペーサ、２３：燃料集合体、２
４：制御棒、２５：炉心セル、４１：空隙。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １ 沸騰水形原子炉における互いに隣接する４個の炉心
    セルの好ましくは横断面が正方形に被覆された燃料集合
    体の角の間に配置されかつ被覆燃料集合体に対する複数
    個のスペーサを有している中性子束測定管や中性子発生
    源の支持管のような棒状構造部品において、前記スペー
    サー７がスＩＪ−ブ状にかつ偏心輪７３をもつように形
    成されて棒状構造部品３の上に軸方向に間隔をおいてか
    つ偏心輪の向きを交互にかえてはめ込まれ、その偏心輪
    ７３で互いに隣接する各燃料集合体に軸方向に順次交互
    に当接するようにしたことを特徴とする沸騰水形原子炉
    の燃料集合体間の棒状構造部品。 ２ 偏心輪７３としてスペーサー７に厚肉部が設けられ
    、該厚肉部が軸方向両側に傾斜面７４を有していること
    を特徴とする特許請求の範囲第１項記載の棒状構造部品
    。 ３ スペーサー７の偏心輪７３の外側部分にスリット７
    ２が設けられていることを特徴とする特許請求の範囲第
    １項または第２項記載の棒状構造部品口○
JP51115736A 1975-09-30 1976-09-27 沸騰水形原子炉の燃料集合体間の棒状構造部品 Expired JPS5925476B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2543626A DE2543626B2 (de) 1975-09-30 1975-09-30 Rohrförmiges Bauteil zwischen Brennelementen von Siedewasserreaktoren

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5243096A JPS5243096A (en) 1977-04-04
JPS5925476B2 true JPS5925476B2 (ja) 1984-06-18

Family

ID=5957855

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP51115736A Expired JPS5925476B2 (ja) 1975-09-30 1976-09-27 沸騰水形原子炉の燃料集合体間の棒状構造部品

Country Status (3)

Country Link
US (1) US4067772A (ja)
JP (1) JPS5925476B2 (ja)
DE (1) DE2543626B2 (ja)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5447095A (en) * 1977-09-21 1979-04-13 Toshiba Corp Neutron measuring tube
DE3044570A1 (de) * 1980-07-21 1982-07-08 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Stuetzteil - insbesondere fuer ein verfahren zum be- und/oder entladen eines kernreaktors
SE426530B (sv) * 1981-05-15 1983-01-24 Asea Atom Ab Brenslepatron avsedd for en kokvattenreaktor
US4666664A (en) * 1982-04-15 1987-05-19 Westinghouse Electric Corp. Coolant flow paths within a nuclear fuel assembly
US4818471A (en) * 1987-08-10 1989-04-04 Westinghouse Electric Corp. BWR fuel assembly channel with localized neutron absorber strips for LPRM calibration
EP2306464B1 (en) * 2009-09-30 2013-07-24 Areva NP Module for forming a nuclear fuel assembly and nuclear fuel assembly formed of a plurality of such modules

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SE344845B (ja) * 1964-06-09 1972-05-02 Asea Ab
DE1639185C3 (de) * 1967-03-03 1974-07-25 Allmaenna Svenska Elektriska Ab, Vaesteraas (Schweden) Führung für einen kreuzförmigen Steuerstab in einem Leichtwasserkernreaktor
DE1639193B1 (de) * 1967-04-25 1970-07-23 Allmaenna Svenska Elek Ska Ab Kernreaktor mit Fuehrungsrohren fuer Steuerstaebe
US3565760A (en) * 1967-10-23 1971-02-23 Gen Electric Nuclear reactor power monitor system

Also Published As

Publication number Publication date
DE2543626C3 (ja) 1979-07-05
JPS5243096A (en) 1977-04-04
US4067772A (en) 1978-01-10
DE2543626B2 (de) 1978-10-19
DE2543626A1 (de) 1977-03-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4313797A (en) Guide tube sleeve
KR100691345B1 (ko) 연료봉의 마찰 손실을 방지하기 위한 방법, 상응하는원자로 연료체, 상기 방법을 위해 사용된 수단, 및상응하는 스페이서
US3439737A (en) Spacer grid for heat exchange elements with mixing promotion means
JPH02266292A (ja) 燃料集合体の中性子束シンブル管の振動低減装置
FI83823B (fi) Kaernbraenslepatron.
JPS5925476B2 (ja) 沸騰水形原子炉の燃料集合体間の棒状構造部品
KR940003800B1 (ko) 핵 연료봉 지지 그리드
KR930009570B1 (ko) 감소가 팁을 가진 원자로 제어봉
US3951739A (en) Positioning and locking device for fuel pin to grid attachment
JPH0476640B2 (ja)
KR100891942B1 (ko) 좁은 간격으로 배열된 핵연료봉의 이동된 지지점을 갖는지지격자체
KR890003267B1 (ko) 공간 격자삽입부를 설치한 원자로의 연료 집합체
JP3121434B2 (ja) 燃料および水の分布を最適化した燃料集合体
JPS63253292A (ja) 上部ノズル及び制御棒案内シンブルの取着装置
US6600800B2 (en) Fuel element for a boiling water nuclear reactor
US5483565A (en) Fuel assembly for a boiling water reactor
JP5330646B2 (ja) 制御棒
KR820001370B1 (ko) 핵연료 집합체
JPS6317038Y2 (ja)
US4332030A (en) Paired absorber elements for gas cooled high temperature reactors
JPH08271667A (ja) 支持格子移動防止用突起およびその形成方法
JPS6247115Y2 (ja)
KR840002246Y1 (ko) 원자로 연료 집합체용 제어봉 안내관
JPH01148996A (ja) 原子炉用制御棒
JPH057597Y2 (ja)