JPS6114594A - 核燃料集合体の反応度制御装置 - Google Patents

核燃料集合体の反応度制御装置

Info

Publication number
JPS6114594A
JPS6114594A JP60134474A JP13447485A JPS6114594A JP S6114594 A JPS6114594 A JP S6114594A JP 60134474 A JP60134474 A JP 60134474A JP 13447485 A JP13447485 A JP 13447485A JP S6114594 A JPS6114594 A JP S6114594A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
rods
coolant
fuel assembly
rod
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.)
Granted
Application number
JP60134474A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0545154B2 (ja
Inventor
デイル・バークハム・ランカスター
エドマンド・エモリー・デマリオ
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPS6114594A publication Critical patent/JPS6114594A/ja
Publication of JPH0545154B2 publication Critical patent/JPH0545154B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/26Control of nuclear reaction by displacement of the moderator or parts thereof by changing the moderator concentration
    • G21C7/27Spectral shift control
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/02Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • G21C7/04Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/33Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • YGENERAL 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
    • 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
    • YGENERAL 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T137/00Fluid handling
    • Y10T137/8593Systems
    • Y10T137/86493Multi-way valve unit
    • Y10T137/86501Sequential distributor or collector type
    • YGENERAL 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T137/00Fluid handling
    • Y10T137/8593Systems
    • Y10T137/86493Multi-way valve unit
    • Y10T137/86863Rotary valve unit
    • Y10T137/86871Plug

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (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。

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は概して原子炉に関し、特に燃料集合体と共に
用いられ、該燃料集合体の燃料棒と関連する減速冷却材
の体積を変えることによって核反応度を制御すると共に
、同時に、可燃性毒物ガスを内部に加えることにより燃
料利用率を改善し、低い燃料濃縮度を許容する装置に関
するものである。
多くの原子炉において、炉心部は、燃料集合体と呼ばれ
る骨格構造内に集合され該骨格構造により支持された、
多数の細長い燃料棒から構成されている。燃料集合体は
概して細長く、横方向に伸びた上部及び下部炉心支持板
により支持と整列とを受けている。これら燃料集合体の
従来の構造は、複数の燃料棒及び中空管即ち案内シンプ
ルを含み、これらは、燃料集合体の縦方向に離間され且
つ案内シンプルに取り付けられたグリッドにより、組織
的配列を持って保持されている。又、案内シンプルは、
原子炉の反応度を制御する構造物としての中性子吸収棒
、可燃性毒物棒又は中性子源集合体用の通路を提供する
構造部材でもある。その両端上の上部及び下部ノズルは
案内シンプルに固定され、且つそれと共に、完全な燃料
集合体を形成している。一般に、多くの原子炉において
、水などの減速冷却材は、下部炉心支持板内の穴を通っ
て上に向かい、多数の燃料集合体に沿って進み、そこか
ら熱エネルギを受は取る。そのような燃料集合体の構造
の一例は、米国特許第4,326,419号明細書に示
されている。
原子力産業が始まって以来、炉心部品の設計の改善は、
条例の要件の変化、製造上の考慮、及び発電コストに応
じて進められてきた。更に益々、電力事業体及び燃料供
給事業体の関心は、中性子経済及び発電コスト削減に対
し、常に強く集中してきている。これらの結果は、燃料
コスト及び燃料濃縮コストの増大により誘発されてきた
。これらの要求に対応して、設計者たちは、原子炉にお
ける安全性の余裕を増やすのと同様に、燃料の利用状態
を改善するため、新しい構造の開発及び現存の構造の修
正に多くの労力を費やしてきた。
PWR(加圧水型原子炉〉においては、減少されたH/
U(水素/ウラン)比で初期運転し、それから炉心サイ
クル中のいくらか後にその比を通常に戻すことにより、
燃料経済が改善できることは知られている。初期のH/
U減少は、熱部分の犠牲において中性子スペクトルの熱
外部分を増加させる効果がある。このことは、増殖率を
増やすと共に、核分裂及び燃料減損率を減らず結果とな
る。
原子炉燃料は過剰反応度で始動するので、このスペクト
ルシフトは、炉心寿命の初期において何ら問題を起こさ
ない。しかし、H/Uの減少が全部の炉心サイクルにわ
たって維持されたとすると、増大された増殖及び低い燃
焼度からの利得を平衡させるよりも、親物質吸収が高く
且つ核分裂率が低いなめ、何も得られないだろう。結局
、増大された増殖及び低い燃焼度の有益性を適度に得る
ためには、H/U比をその通常値に戻すことが必要であ
る。最終結果として、原子炉を、減少された初期ウラン
濃縮度で全炉心サイクルにわたり運転することができる
。今まで研究されてきたH/U比変比変決方法つは、排
除棒の使用を必要としている。その名前が意味するよう
に、これらの棒は炉心内に位置されて、最初にいくらか
の減速水を押しのけることによって、H/U比を減少さ
せる。
その後、炉心サイクル中のある時点で、これらの棒と関
係する排除状態は取り除かれる。
この排除状態を取り除くために考えられる1つの解決策
は、制御棒に結合されたものと似た可動機構を使用する
ことである。しかし、この解決策はある欠点を有してお
り、その1つは、可動制御機構が高価なことである。
排除状態を取り除くために更に考えられるもう1つの解
決策は、排除棒の端部に膜を配設し、その膜がある時点
で浸透されて、棒を水で満たせるようにすることである
。基本的に考えると、特に中空排除棒のへこんだ端栓の
まわりを囲む、小さな加熱要素を利用することになる6
適切な時間において、その加熱器が作動し、端栓のへこ
み部分は、外部の水圧が端栓を開放して棒を水で満たず
程度まで弱められる。基本的な考えは、各燃料棒集合体
用のマニホルドを含む程度まで広げられ、そのマニホル
ドは、現在原子炉で使われているスパイダ状の制御棒ク
ラスタと非常に良く似た構造となる。クラスフ内の全て
の棒は、クラスタヘッド内の単一の端栓によって制御さ
れる。各クラスタ上の端栓は、加熱器の内側に接続され
た外部プラグを持つ。原子炉サイクルの間にH/U比を
変えるための手順は、以下の通りとなる。まず、原子炉
は低い出力に減衰、即ち温態運転停止状態に置かれる。
全ての排除棒クラスタ内の加熱器は、全ての端栓が貫通
するまで、加熱器型カケープルを介して作動される。そ
の後、原子炉は運転を再開する。高いH/U比の結果と
して増加された反応変では、高い濃度のホウ素を用いた
粗調整が一次冷却水中に再び導入されねばならないやこ
のような解決策において予想されるいくつかの問題とし
ては、原子炉冷却水の圧力と腐食能力とにさらされたと
きのコネクタ及び配線の信頼性と、棒自体の破損可能性
と、使用後の破損排除棒は汚染されて移送や廃棄に不便
且つ実際的でないので、該破損排除棒をどうするかとい
うことと、そして最後に、この技術分野ではLOCA(
冷却材アクティビティ喪失事故)と呼ばれる問題、又は
その他の原子炉諸問題の場合において、かかる排除棒シ
ステムにどんなことが起こるかに関することとがある。
この発明の主な目的は、燃料利用率を改善することによ
り、燃料サイクルコストを減少し、上述した周知の解決
策の欠点を無くした反応度制御装置を提供することであ
る。
従って、この発明は、燃料棒の配列を含み、該燃料棒が
使用時に、該燃料棒に沿って流れる減速冷却材によって
冷却されるようになっている、核燃料集合体の反応度制
御装置において、前記反応度制御装置が、(a)前記燃
料棒間に挿入されるようになっている中空排除棒であっ
て、該排除棒に関係する所定の体積の減速冷却材を排除
することにより、既定の水準から水素/燃料比を減少さ
せるようにする複数の前記中空排除棒と、(b)前記燃
料集合体上に支持されるように適合されると共に、複数
の入口孔及び複数の出口孔を有し、各入口孔が少なくと
も1つの出口孔と流体連通し、各出口孔が前記中空排除
棒の1つと流体連通したマニホルドと、(c)前記マニ
ホルドの入口孔と協働して、前記排除棒内に減速冷却材
を流すか流さないかを制御する弁手段であって、該弁手
段は、減速冷却材が前記入口孔及び出口孔を1通って前
記関係した排除棒内に流てるのを許容することにより、
減速冷却材の体積を増加すると共に、水素/燃料比を既
定の水準に戻すように作動可能である前記弁手段と、を
備えることを特徴とする核燃料集合体の反応度制御装置
にある。
この発明を具体化した装置は、使用時には減速冷却材の
一部を排除することにより、原子炉の初期始動時での水
素/燃料即ちH/U比を減少し、そしてその後は、H/
U比を通常に戻すことによってエネルギスペクトルがシ
フトできるように、排除を次第に取り除ける構造となっ
ている。排除棒は好ましくは、最初にガス質の可燃性毒
物で満たされ、大きい正の減速材温度係数を防ぐと共に
、負の減速材温度係数を確保して出力を整形するように
なっている。サイクルの終わり近くでは、減速冷却材を
再び入れることにより、残されたどの可燃性毒物ガスも
系内に放出されて排ガス系に移される。このような設計
であるため、減速冷却材の排除を取り除くことが、可燃
性毒物ガスの放出と同様に、ゆっくりと且つ独立に制御
される方式で遂行されるようになっている。これにより
、どんな単一の事態又は過渡状態中の、事故による放出
又は反応度の大きな変化に対しても安全を確保する。又
、運転サイクル中の、予期せぬ出力の傾斜を軽減する際
の作業者の柔軟性も増大させる。
スペクトルシフト及び可燃性毒物の使用を可能にする装
置は、現在過剰反応度を抑えるために使われている使用
済可燃性毒物の廃棄に関する電力会社の問題を付加的に
軽減する。更に、その装置の設計は、毒物ガスがプラン
ト基地て装入できるため、間際の出力分布調整を可能に
している。従って、その装置が炉心内に置かれるときま
で、毒物の装荷を変えることができる。このような柔軟
性は、運転停止後に、以前に装入が計画された燃料集合
体を使用しないと電力会社が決定したときに、受は入れ
可能な装入パターンを見つける際に大きな助けとなる。
更に又、その設計は、使用済燃料ピット内で、保守及び
修理を容易にできるようになっている。この発明のもう
1つの大きな特長は、制御装置が、毒物ガスの単なる再
充満によって、再使用可能ということである。この再充
満操作は、現場で簡単に行うことができる。こうして、
棒の汚染状態により、それらの廃棄費用又はそれらをプ
ラント基地外に輸送する不便さ及び高いコストを取り除
く。
以下、図面に従って、この発明の好適な実施例について
説明する。
以下の説明において、いくつかの図面を通し、同様の参
照符号は同様又は同一の部分を示す。又、r前へ」、「
後へ」、「左」、「右」、「上に」、「下に」、及びそ
れらと似たような用語は、便宜上の単語として用いられ
たものであり、制限的な用語として解釈されるものでは
無い。
図面、特に第1図について説明すると、概して符号10
で示される燃料集合体は、加圧水型原子炉(PWR,)
に用いられる型式のものである。そして、燃料集合体1
0は基本的に、原子炉(図示せず)の炉心領域内で該燃
料集合体10を下部炉心板(図示せず)上に支持するた
めの下端構造即ち下部ノズル12と、下部ノズル12か
ら長手方向上方に伸びた多数の制御棒案内管即ち案内シ
ンプル14と、案内シンプル14に沿って軸方向に隔置
された複数の横方向グリッド16と、横方向に離間して
グリッド16により支持された細長い燃料棒18の組織
的な配列と、燃料集合体10の中央に配置された計装管
20と、燃料集合体の諸要素を損なうことな〈従来通り
に取り扱うことが可能な完全な燃料集合体を形成するよ
うに、案内シンプル14の上端に取り付けられ、概して
符号22で示された上端構造即ち上部ノズルとからなっ
ている。
上部ノズル22は、その外周縁から伸びて囲い体又はハ
ウジングを画成する直立側壁26(前壁は一部取り除い
て示されている)を有して横、方向に伸びたアダプタ板
24を含んでいる。側壁26はその上部に環状フランジ
28を有しており、この環状フランジ28には、従来の
態様で上部炉心板(図示せず)と協働する板ばね(図示
せず)が適切に留められ、炉心が引き起こす熱膨張等に
よる燃料集合体10の長さの変化を許容する一方、上昇
冷却材の流れにより引き起こされる燃料集合体10の水
力上昇を防ぐようになっている。環状フランジ28によ
り画成された開口内には、概して符号30で示され、こ
の発明を具体化した減速材制御装置が配設されている。
この減速材制御装W30を以下詳細に説明するが、燃料
集合体10自体のこれ以上の説明は不必要と考える。な
ぜなら、後者はこの発明特有の部分を構成していないか
らである。
第2.3.4図について特に述べると、又、第2図から
最も良く分かるように、減速材制御装置3゜は、燃料棒
18の間に挿入されるように適合された、複数の中空の
細長い排除棒32を含んでいる。想像されるように必ず
しも必要でないが、これを燃料集合体10の制御棒案内
シンプル14(第1図)の空のものに挿入して、燃料棒
18と協働する減速冷却材の所定の体積を排除すること
により、H/U(水素/ウラン)比を、規定の通常水準
から減少させる。
排除棒32は、第1図に示すように、減速材制御装置3
0が運転位置にあるときに、燃料集合体10の上部に位
置すると共に、上部ノズル22内且つアダプタ板24上
に配設されるマニホルド34により相互に連結されてい
る。好適な実施例においては、マニホルド34は、中央
開口38(第3図、第4図参照)を画成する中央ハブ3
6と、排除棒32の上端を中央ハブ36に接続する、複
数の径方向に伸びた中空筒状のベーンもしくは羽根40
とがらなっている。中央ハブ36は、羽根40の数と一
致した多数の穴即ち入口孔42を備えている。羽根4o
の内端は、中央ハブ36に固定されるのに適しており、
第2図から最も分かるように、入口孔42が羽根4oの
単一水路延長部として役立つようになっている。そして
、入口孔42の配列は、中央ハブ36<第3図、第4図
参照)により画成された中央開口38に近接して、該中
央開口38の回りに円周方向に隔置されるようになって
いる。以下の記載から容易に明白となる理由のため、各
入口孔42は、他の入口孔42と径方向に対向するよう
に配設されている方が良い。各羽根4゜はその中に形成
された少なくとも1つの出口孔44を有している。羽根
4oのいくっがは、そのような出口孔44を1つ有し、
該羽根に近接した羽根4oは2つの出口孔44を有して
いる。出口孔44の数及び位置は、排除棒32の数及び
設計位置に対応している。排除棒32は適宜の態様で羽
根4oに接続されても良い。しがし、好ましくは、組立
及び分解を容易にするため、それらは互いにねじ接続さ
れた方が良い。いずれにしても、又、図示された詳細な
構造的細部及び形状に必ずしも限定されること無く、マ
ニホルド34は、それぞれの羽根40の出口孔44と流
体連通された入口孔42を有している。これに対し7て
、出口孔44は、それぞれの排除棒32と流体連通され
ている。
再び第2図について述べると、制御装置30は更に、入
口孔42と協働して、排除棒32内への冷却材の流通又
は非流通を制御するための弁手段を含んでいる。更に詳
細には、入口孔42を選択的に開閉し、それぞれ、冷却
材の流れがそこを通るのを禁止するか、又は入口孔42
、羽根40及び出口孔44を通って排除棒32内に冷却
材が流通するようにするためのものである。こうして、
入口孔42を開放することにより、冷却材の初期の排除
は、排除棒32が冷却材で満たされるにつれて取り除か
れ、それにより、H/U比を増大即ち通常の規定水準に
戻す(エネルギスペクトルのシフト)。好適な実施例に
おいては、弁手段は、所定の順序で全ての入口孔42を
開閉するように作用する、回転自在の中空の弁棒46の
形態をとっている。しかし、別個の弁が各入口孔42と
協働することも考えられるだろう。
弁棒46は筒状即ち断面が円であり、下部に少なくとも
1つの流通穴即ちオリフィス48を有し、好ましくは径
方向に互いに対向して2つ有している。
弁棒46は、その下端が中央ハブ36と一体に形成され
た環状リップ50上に載置するように装着されている。
又、弁棒46は、その中に形成され、オリフィス48の
上方に位置すると共に、環状リップ50の上方の中央ハ
ブ36に形成された環状フランジ52と係合する、円周
状の溝を有している。この載置配列は、弁棒46をマニ
ホルド34の中央開口38内で回転できるようにし、弁
棒46の下部を中央開口38内にきちんと適合できる寸
法にすると共に、弁棒46の下部外周面が入口孔42を
封止できるようにして、弁棒46が弁閉成位置にあると
きに、そこを通る冷却材の流れを防いでいる。入口孔4
2を介した排除132内への冷却材の流れは、弁棒46
が弁開成位置に回転されたときのみに起こる。その位置
では、第4図に示したようにオリフィス48が入口孔4
2と一線に並び、図示された実施例での弁操作は、2つ
の入口孔42(及び最大4本の排除棒32)のみが、そ
こを通る冷却材の流れに対しいつでも開かれるようにな
っている。それによって、事故による開放、又は単一の
事態又は過渡状態中に起こる反応度の大きな変化に対す
る安全が確保できる。更に、このような弁操作は、作業
者に対し、運転サイクルの間の予期せぬ出力の傾斜を緩
和することができる大きな柔軟性を与える。
弁棒46上には、上部炉心板(図示せず)が燃料集合体
10上に下降するにつれて、ばね56を圧縮する穴あき
抑え板54が摺動自在に設けられている。ばね56は、
弁棒46に巻かれ、且つ抑え板54とマニホルド34の
中央ハブ36との間に介在されており、制御装置30が
、上昇して流れる冷却材の力によって燃料集合体10か
ら離れないようにする。第2図に略示したように、抑え
板54上には、上述したような入口孔42を開閉する方
向に弁棒46を回転するための従来手段をあられした、
モータ58、バッテリ60及び送受信器62が支持され
ている6モータ58は、弁棒46に固定されたリング歯
車66とかみ合ったスブロゲット車64を駆動する。外
部がち作業者は送受信器62に信号〈電磁、ラジオ又は
超短波)を送る。
引き続いて送受信器62は、モータ58を駆動すること
により弁棒46を回転させる。あるいは、モータ58は
、計装管20(第1図)を介して燃料集合体1oの中央
に近づくことのできる炉内ボタン68によっても作動さ
れることができる。
案内シンプル14内の“冷却材の排除が、負の減速材温
度係数を確保するのに十分でなく、冷却材の選択的排除
が、出力を整形制御するのに不十分であるかも知れない
という程度まで、この発明は更に、可燃性毒物の利用を
考えている。更に明確には、各排除棒32は好ましくは
初期に可燃性毒物ガス、好ましくはHe’で満たされて
おり、そのガスは、入口孔42が開放して排除棒32内
に冷却材を流すにつれて、放出される。以上述べたよう
な明確な弁操作により、ガスは2つの入口孔42(最大
束本の排除棒32)のみを介していっでも抜は出すこと
がてき、こうして安全性の諸問題を軽減する。
制御装置30をサイクル終了後に再利用できるようにす
るため、好適な実施例では、各排除棒32がその下端に
位置した補充弁70を備えている。排除棒32を廃棄す
るよりむしろ再利用できるということに起因するコスト
救済に加えて、再充満用補充弁70は最後の出力分布調
整を可能にする。排除棒32が現場で再充満可能なため
、独特の毒物装入を、制御装置30が燃料集合体10上
に位置されるときまで遅らすことができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の燃料集合体並びにその上に支持されたこ
の発明による減速材制御装置及び燃料集合体の案内シン
プルに挿入される排除棒を示す正面図であり、後者は垂
直方向に短縮した形で示されると共に、その上部ノズル
の一部は減速材制御装置を明示するため取り除いて示さ
れている。第2図は燃料集合体から取り除かれた減速材
制御装置を一部断面で示す拡大正面図、第3図は第2図
の減速材制御装置の3−3線による断面図、第4図は第
2図の減速材制御装置の4−4線による断面図である。 10・・・燃料集合体    18・・・燃料棒30・
・・減速材制御装置  32・・・排除棒34・・・マ
ニホルド    42・・・入口孔44・・・出口孔 
     46・・・弁棒(弁手段)特許出願人 ウェ
スチングハウス・エレクトリック・コーポレーション

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 燃料棒の配列を含み、該燃料棒が使用時に、該燃料棒に
    沿って流れる減速冷却材によって冷却されるようになっ
    ている、核燃料集合体の反応度制御装置において、前記
    反応度制御装置が、 (a)前記燃料棒間に挿入されるようになっている中空
    排除棒であって、該排除棒に関係する所定の体積の減速
    冷却材を排除することにより、既定の水準から水素/燃
    料比を減少させるようにする複数の前記中空排除棒と、 (b)前記燃料集合体上に支持されるように適合される
    と共に、複数の入口孔及び複数の出口孔を有し、各入口
    孔が少なくとも1つの出口孔と流体連通し、各出口孔が
    前記中空排除棒の1つと流体連通したマニホルドと、 (c)前記マニホルドの入口孔と協働して、前記排除棒
    内に減速冷却材を流すか流さないかを制御する弁手段で
    あって、該弁手段は、減速冷却材が前記入口孔及び出口
    孔を通って前記関係した排除棒内に流てるのを許容する
    ことにより、減速冷却材の体積を増加すると共に、水素
    /燃料比を既定の水準に戻すように作動可能である前記
    弁手段と、を備えることを特徴とする核燃料集合体の反
    応度制御装置。
JP60134474A 1984-06-22 1985-06-21 核燃料集合体の反応度制御装置 Granted JPS6114594A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US623744 1984-06-22
US06/623,744 US4657726A (en) 1984-06-22 1984-06-22 Moderator control apparatus for a nuclear reactor fuel assembly

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6114594A true JPS6114594A (ja) 1986-01-22
JPH0545154B2 JPH0545154B2 (ja) 1993-07-08

Family

ID=24499245

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP60134474A Granted JPS6114594A (ja) 1984-06-22 1985-06-21 核燃料集合体の反応度制御装置

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4657726A (ja)
JP (1) JPS6114594A (ja)
DE (1) DE3522317A1 (ja)
GB (1) GB2160698B (ja)
IT (1) IT1184241B (ja)

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4728480A (en) * 1985-02-12 1988-03-01 Westinghouse Electric Corp. Apparatus and method for refurbishing a spectral shift mechanism for a nuclear reactor fuel assembly
US4683103A (en) * 1985-02-12 1987-07-28 Westinghouse Electric Corp. Spectral shift apparatus and method for a nuclear reactor fuel assembly
EP0300745A3 (en) * 1987-07-23 1990-02-07 Mitsubishi Atomic Power Industries, Inc Reactivity control method of light-water cooled, lightwater moderated nuclear reactor core and apparatus therefor
US5167906A (en) * 1990-10-01 1992-12-01 Energy Control And Development Co. Apparatus for increasing fuel efficiency in nuclear reactors
US5075069A (en) * 1990-10-01 1991-12-24 Energy Control Development, Inc. Method and apparatus for increasing fuel efficiency in nuclear reactors
US5200138A (en) * 1991-08-05 1993-04-06 Westinghouse Electric Corp. Spectral shift-producing subassembly for use in a nuclear fuel assembly
DE19812112C2 (de) * 1998-03-19 2002-11-28 Framatome Anp Gmbh Steuerelement für einen Druckwasserreaktor
US20050207524A1 (en) * 2002-07-18 2005-09-22 Framatome Anp Gmbh Method for preparing a built-in part of a fuel element of a pressurized water nuclear reactor for disposal, and corresponding conditioned built-in part
US7995701B2 (en) * 2008-05-21 2011-08-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear core component hold-down assembly
CN103956191B (zh) * 2014-03-17 2017-04-26 中广核研究院有限公司 核堆芯部件压制组件及核反应堆燃料组件

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS58171695A (ja) * 1982-03-11 1983-10-08 ウエスチングハウス エレクトリツク コ−ポレ−シヨン スペクトルシフト原子炉装置

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB916324A (en) * 1958-04-25 1963-01-23 Rolls Royce Improvements in or relating to nuclear reactors
GB929838A (en) * 1959-12-07 1963-06-26 Nuclear Power Plant Co Ltd Improvements in and relating to nuclear reactors
GB954101A (en) * 1961-11-28 1964-04-02 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
US3206926A (en) * 1962-04-19 1965-09-21 Hiller Aircraft Company Inc Development and augmentation of intermittent thrust producing fluid flows
GB1112346A (en) * 1963-12-02 1968-05-01 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
GB1029712A (en) * 1964-02-11 1966-05-18 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
US3508582A (en) * 1968-03-11 1970-04-28 Sun Oil Co Selective coupling apparatus
LU56354A1 (ja) * 1968-04-05 1968-10-04
US3629068A (en) * 1968-08-08 1971-12-21 Nasa Gaseous control system for nuclear reactors
GB1233832A (ja) * 1969-05-09 1971-06-03
DE1926344C3 (de) * 1969-05-23 1975-12-11 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Einrichtung zur Reaktivitätsregelung von leicht wassergekühlten Atomreaktoren
US3624241A (en) * 1970-02-10 1971-11-30 Nasa Method and apparatus for controlling thermal nuclear reactors
GB1358984A (en) * 1970-06-12 1974-07-03 British Nuclear Design Constr Nuclear reactors
DE2434226A1 (de) * 1971-11-30 1976-02-05 Kraftwerk Union Ag Vorrichtung zur reaktivitaetsregelung von kernreaktoren
DE2159196A1 (de) * 1971-11-30 1973-06-07 Siemens Ag Verfahren zur reaktivitaetsregelung von kernreaktoren und vorrichtung zur durchfuehrung des verfahrens
GB1511494A (en) * 1974-08-20 1978-05-17 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel elements
US4058960A (en) * 1976-08-17 1977-11-22 Pavel Mikhailovich Movshovich Distributing device for supplying compressed air to chambers of apparatus for making self-twisted product

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS58171695A (ja) * 1982-03-11 1983-10-08 ウエスチングハウス エレクトリツク コ−ポレ−シヨン スペクトルシフト原子炉装置

Also Published As

Publication number Publication date
US4657726A (en) 1987-04-14
GB2160698B (en) 1988-03-16
IT8521222A0 (it) 1985-06-20
DE3522317A1 (de) 1986-01-02
GB8514092D0 (en) 1985-07-10
IT1184241B (it) 1987-10-22
GB2160698A (en) 1985-12-24
JPH0545154B2 (ja) 1993-07-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4285769A (en) Control cell nuclear reactor core
US10839965B2 (en) Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system
US8009791B2 (en) Fuel supports for nuclear reactors
EP3622535B1 (en) Annular nuclear fuel pellets with discrete burnable absorber pins
EP2820652B1 (en) Control rod drive mechanism ("crdm") assembly for a nuclear reactor
US20100054389A1 (en) Mixed oxide fuel assembly
JP3055820B2 (ja) 燃料集合体と炉心
TW201337947A (zh) 具有提供壓力及流量控制之上容器段之壓水式反應器
JPS6114594A (ja) 核燃料集合体の反応度制御装置
US3219535A (en) Nuclear reactor control means
US20100266086A1 (en) Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system
US20040096026A1 (en) Apparatus and methods for optimizing reactor core coolant flow distributions
US3475272A (en) Gas-cooled fast reactor
US4717527A (en) Fuel assembly
JPS62184389A (ja) 原子炉燃料集合体の燃料棒
US4683103A (en) Spectral shift apparatus and method for a nuclear reactor fuel assembly
US5143690A (en) Fuel-assembly inversion for dual-phase nuclear reactors
US4728480A (en) Apparatus and method for refurbishing a spectral shift mechanism for a nuclear reactor fuel assembly
Sienicki et al. Status of development of the small secure transportable autonomous reactor (SSTAR) for worldwide sustainable nuclear energy supply
JPS5857718B2 (ja) 複合燃料集合体
US3703437A (en) Means for supporting fissile material in a nuclear reactor
Melese-d'Hospital et al. Status of gas-cooled fast breeder reactor programs
Ellis System Definition Document: Reactor Data Necessary for Modeling Plutonium Disposition in Catawba Nuclear Station Units 1 and 2
Pham et al. The current status of DALAT nuclear research reactor and proposed core conversion studies
JPH0210195A (ja) 炉心の燃料サイクル寿命を延ばす方法