JPS61294394A - 燃料集合体 - Google Patents

燃料集合体

Info

Publication number
JPS61294394A
JPS61294394A JP61141542A JP14154286A JPS61294394A JP S61294394 A JPS61294394 A JP S61294394A JP 61141542 A JP61141542 A JP 61141542A JP 14154286 A JP14154286 A JP 14154286A JP S61294394 A JPS61294394 A JP S61294394A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
flow
fuel rod
water
bundle
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
JP61141542A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0631745B2 (ja
Inventor
ルシ・ペシ・タレヤルカン
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 JPS61294394A publication Critical patent/JPS61294394A/ja
Publication of JPH0631745B2 publication Critical patent/JPH0631745B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • 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
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Liquid Carbonaceous Fuels (AREA)
  • Details Of Rigid Or Semi-Rigid Containers (AREA)
  • Inert Electrodes (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】 本兜明は原子炉の燃料集合体に関し、特に、燃料棒束及
びウォータ・クロスへの入口に下部流れ混合室を備えて
いて、この下部流れ混合室により、前記燃料棒束を構成
する別個の小燃料棒束に入る流れの不均一な配分を可及
的に軽減する沸緩水型原子炉(BWR)用燃料集金体に
関するものである。
先上J」し1凰墨− 原子炉内の核分裂によって大量のエネルギが放出され、
このエネルギは、原子fの長い燃料要素、即ち燃料棒内
で熱として放散されるのが典型的である。有用な仕事を
行うため、この熱を冷却材から取り出すように、燃料棒
に対して熱交換関係で冷却材を流すことによってこの熱
を除去するのが普通である。
原子炉内では、一般に、複数の燃料棒が一緒に群別され
1つの燃fi集合体を形成している。?X数のこれ等の
燃料気合体は、通常、自己持続性の核分裂反応を行うこ
とができる原子炉炉心を形成するように、マトリックス
に配置されている。炉心は、軽水のような流れる液体中
に浸漬されている。
この軽水は、燃料棒から熱を除去する冷却材として、ま
た、中性子減速材として作用する。より詳細には、BW
Rの場合、燃料集合体は、4つ1組のクラスタに通常組
分けされ、4つずつの燃料集合体に1つの@御棒が組み
合わされている。制御棒は、炉心の反応度を制御するた
め燃料気合体に挿入することができる。1つの制御棒を
囲む4つの燃料集合体の各クラスタは、通常、原子炉炉
心の燃料セルと呼ばれている。
クラスタ中の典型的なりWR燃燃料会合体、N列XN列
の長い燃料棒の配列によって通常形成される。燃料棒束
は、横方向に離隔された関係に支持され、一般に矩形断
面の外側管状チャンネルにより囲まれている。このよう
な燃fll集合体の例は、米国特許願S、N、368,
555号、 S、N、60Z、0894、S、14゜6
42.844号及びS、N、672,042号明細書の
他に、米国特許第3,689,358号、米国特許第3
,802,995号及びカナダ特許第1,150,42
3号明mmに開示されている。
この形式の燃料気合体においては、燃料棒束の中心領域
の燃料棒が減速不足且つ濃縮過剰となる場合があり、燃
料^合体の該領域を通る減速材の流量を増してかかる状
態を救済するため2種々の構成が提案されてきた。米国
特許第3,802,995号明細書によれば、1つ以上
の長い空ロッドが燃η気合体の中心領域における燃料棒
の代りに用いられている。前記米国特許願S、N、64
2.844号明細書においては、水の管が、燃料気合体
の燃料棒間に十字状のパターンで配列されている。前記
カナダ特許第1,150,423号においては、垂直の
水通路を有して中心に配置された長い補til!装置が
、燃料A合体中において使用されている。前記米国特許
願S、N、368,555号、S、)4.602,08
9号及びS、N、672.042号明細書によれば、中
心配置の長いウォータ・クロスが燃r4鳳合体に用いら
れている。
中央のウォータ・クロスは、これ等の3つの米国特許願
に開示されているように、協働して十字形の水流れチャ
ンネルを形成する4つの半径方向パネルを有し、該十字
形の水流れチャンネルが。
4つの別々の長い隔室に燃fIIA合体を区画し、燃料
棒束は、それぞれの隔室中に配設された小燃料棒束に区
画される。従って、ウォータ・クロスは、その小燃料棒
束中の隣接した燃料棒の長さに沿って水流れチャンネル
内にサブクールされた減速材が流れるための中心位置の
十字形の流路を形成している (減速材流はこの隣接し
た燃料棒がら隔てられている)。
各小燃料棒束の燃FIfIは、上部タイプレート及び下
部タイルレート問を横方向に層間した関係で延びると共
に、これ等のタイプレートに一緒に結合されて、チャン
ネルの各隔室内に別個の燃f:4棒サブアセンブリを構
成する。各燃料棒サブアセンブリの燃料棒に沿って軸方
向に隔置された複数の格子は、燃料棒を横方向に離間し
た関係に保持する。
最初に述べたように、冷却材は燃料棒から熱を除去する
ため燃fl棒に沿って流れる。米国の沸騰水型原子炉構
造の場合、サブクールされた水は側方の入口から燃料集
合体の下部ノズルに入る。その後、水は4つの小燃料棒
束及びウォータ・クロスへと上方に配分される。典型的
には、ウォータ・クロスを通る流量は燃料棒束を通る流
lの約9〜10%である。これ等の沸騰水型原子炉にお
ける側方か4の流入という特徴のため、流れの配分が相
当に不均一になることが分かった。即ちi大及び最小、
の質量流量を示す燃料棒京間の差は約15%である。
流れの不均一な配分は幾つかの問題を引き起こし得る。
第1に、燃料棒束の限界出力比(CPrt)マージンの
総合的な劣化が生じる可能性がある。小燃料棒束を流れ
る水は燃料棒の加熱された表面に沿って流れながら燃料
棒を冷却するので、各小燃料棒束に入る水の量が小燃料
棒束のCPR特性を決定する。しかし、小燃料棒束の全
CPRマージンは最も制限的な不燃f1欅束のCPRマ
ージン1こよって決定される。既知の関係が示すところ
によると、1つの小燃料棒束における貿量流亘の15%
の減少は約7%のCPRマージンの劣化になり、これは
非常な間離を秘めている。
第2に、ウォータ・クロスのパネルの外側垂直縁には、
幾つかの軸方向位置で放出孔又は流れ連通開口が設けら
れていたので、小燃料棒束間の流れの15%の不均一配
分により横方向に圧力勾配が発生して、横方向への水の
噴流を生じさせる。このような勾配次第で、噴流が構造
的な振動を生じさせることが考えられる。かかる状況で
の熱的。
水力的、v1緘的衝撃を評価するための適切な解析コン
ピュータ装置が現在得られないので、小燃料棒束のCP
Rマージンの予測が更に不確実なものとなり、その結果
、運転上及び許認可上の問題が生じてくる。
第3に、流れの沸騰は、沸騰水型原子炉の燃料棒束にお
ける加熱された長さの最初の数フィートの後で始まるの
が典型的であるが、上述したような大きさの流れの不均
一配分が存在すると、各小燃料棒束において異なった軸
方向位置で沸騰過程を起こさせる、即ち開始させようと
する。この沸騰位置の相違は各小燃料棒束について発生
されるボイド量に正味の不均衡を生じさせる。これは中
性子の不適切な利用、即ち不適切な減速を示している。
従って、小燃料棒束入口流の不均一な配分を無くすか、
相当に少なくして、上述したような状態を伴う望ましく
ない影響を回避するように、BWR燃料集合体を更に改
良する必要性がある。
先iへ11 本発明は、前記の必要性を満たすように設計された変更
を提案している9本発明の基礎となっているのは、ウォ
ータ・クロス構造のない燃flt合体においては、入口
流の不均一な配分は最初の約6〜12in(約15〜3
0cm )以内で低い値に指数的に弱まるというL!識
にある。
この認識のため、不均一な配分問題に対する本発明によ
って提供される解決策は、ウォータ・クロスによる燃料
棒束の物理的な分離を無くすことによって燃料棒束への
入口での自由な混合を許容するという比較的に簡単なも
のになる。ウォータ・クロスは、従来のように下部タイ
プレートで始まる代わりに、下部タイプレートの上方に
、6〜121(約15〜30es)というような短い距
離で離間した位置で始まる。この簡単な変更によって燃
料棒束の入口領域において流れの自由な混合室が形成さ
れ、そのため、流れのいかなる不均一配分も、それに関
連した望ましくない影響も大幅に排除もしくは可及的に
軽減される。熱的、水力的、中性子的、構造的及びLO
C^マージンの特性に対する上述した簡単な精造の変更
の相対的効果は実際に非常に明確であることが示された
従って、本発明はBWR燃料燃料体合体ける改良構造を
提供するものである。燃料集合体は、IIt問燃料棒の
配列を形成するように並置関係に配設された複数の長い
燃料棒の束と、該燃料棒に沿って冷却・減速材流体の流
れを導くように前記燃料棒を囲む外側管状流れチャンネ
ルと、該外側管状流れチャンネルを複数の別個の隔室に
区画すると共に、前記燃料棒の束を前記別個の隔室内に
それぞれ配置される複数の小燃料棒束に区画するように
、前記外側管状流れチャンネルに相互に接続され且つ前
記外側管状流れチャンネル内を通って延びる中空のウォ
ータ・クロスとを有する。この燃料集合体の改良構造は
、前記ウォータ・クロスの下方において前と小燃料棒束
の下端部間に流れ混合室を画成し、前記小燃料棒束間で
の流れの不均一な配分を可及的に軽減する流れ混合室画
成手段からなっている。混合室は、外側管状流れチャン
ネルの下方部分のほぼ中央に配置されており、はぼ十字
形の横断面形状を有する。
より具体的には、混合室画成手段はウォータ・クロスの
流入端と各小燃料棒束の下端部とであり、ウォータ・ク
ロスの流入端は小燃料棒束の下端部間でそれ等の上方に
離間して配置されている。軸方向に隔置された複数の格
子と使用して、各小燃料棒束の複数の燃料棒を並置関係
に保持している。
下方の流れ混合室は、各小燃料棒束の下端部から各小燃
料棒束の軸方向に隔置された格子のうちの最も下方のも
のまでの軸方向の距離よりも小さい軸方向の高さを有す
る。
本発明のこれ等の利点及びその他の利点は、本発明の実
施例を例示し記載した図面に関する以下の詳細な説明を
読むことにより当業者にとって一層明らかとなろう。
の   t−蕗 以下の説明において、同一の符号は、各図を通じ同−又
は同種の部材を表すように用いられている。また、以下
の説明において、「前方ハ「後方」、「左側ハ「右側」
、「上方」又は「下方」等の用語は、説明の都合上用い
られており、本発明を限定するように解釈すべきではな
い。
二1江r11 図面、特に第10〜第3図には、本発明による改良が組
み込まれた沸騰水型原子炉<BWR)用の核燃料集合体
10が示されている。該燃料集合体10は、管状の長い
外側チャンネル12を有し、外側チャンネル12は、燃
料集合体10のほぼ全長に亘って延び、上部支持取付精
造、即ち上部ノズル14を下部基体。
即ち下部ノズル16に相互に連結している。燃料気合体
10の外側チャンネル12内への冷却材の入口となる下
部ノズル16は、該下部ノズル16及び燃料気合体10
を炉心支持板(図示せず)内へ又は例えば使用済み燃料
プール中の燃料貯蔵ラック内へ案内するための複数の脚
部1日を備えている。
はぼ矩形断面の外側チャンネル12(第4図及び第5図
参照〉は、互いに連結された4つの直立壁部20から成
っており、各壁部は、次の壁部から約90”隔たってい
る。複数の構造リブ22は、外側・チャンネル12の各
壁部20の内面に、互いに隔てられた関係に形成され、
該内面に沿った中心位置で垂直列になって延びている。
外側チャンネル12(従って、このチャンネルに形成さ
れた構造リブ22)は1例えばジルカロイとして通常知
られるジルコニウム合金のような金属材料から好ましく
は形成される。外側チャンネル12の壁部20上に固定
された複数の上方に延びる取付ボルト24は、上部ノズ
ル14をチャンネル12に連結するために精造リプ22
の上端部の上方で使用されている。
第1図、第2図及び第4図に全体として符号26によっ
て示した中空ウォータ・クロスは、中性子経済及び減速
を改善するために、燃料気合体1oを通るサブクールさ
れた減速材流のための開放された内側チャンネル28を
遺ると共に、燃料気合体10を4つの別々の長い隔室3
0に区画するように、外側チャンネル12を通り軸方向
に延びて1する。ウォータ・クロス26は、4つの半径
方向中空パネル32を有し、これ等のパネルは、4つの
金属製の長いほぼL字形のアングル材即ち板部材34に
よって形成され、これ等の板部材は、後述する本発明の
改良精造を除いて、外側チャンネル12のほぼ全長に亘
り延びている。各パネル32のこれ等の板部材34は、
そこに形成され両方の間に延在するディンプル36の形
態の一連の要素によって、相互に連結され且つ相互から
隔てられている。ディンプル36は、板部材34の軸方
向の長さに沿って垂直の柱状(図示せず)に形成され配
設されている。好ましくは、各板部材34に設けられた
ディンプル36は、板部材34の向かい合った部分を週
切な離間関係に保持するために板部材34の長さに沿っ
て互いに接触する向かい合うディンプル対を形成するよ
うに、隣接した板部材34の対応したディンプル36に
対し横方向及び垂直方向に整列されている。互いに接触
したディンプル36の対は、中心部のウォータ・クロス
26のパネル32を形成する板部材34間の間隔が正確
に保たれるように、例えば溶接により結合されている。
中空のウォータ・クロス26は、外側チャンネル12の
角度的に変位された壁部2oに取り付けられている。好
ましくは、ウォータ・クロス乏6のパネル32の長い外
端は、燃料集合体10中の所望の中心位置にウォータ・
クロス26を確実に保持するために、精造リプ22にそ
の全長に沿って例えば溶接により結合されている。更に
、パネル32の内端は、その外端と共に、中空のウォー
タ・クロス26の軸方向の全長に延びる十字形の内側チ
ャンネル2Bを画定している。また、ウォータ・クロス
26は下方の流入端3Bと1反対側の上方の流出439
とを有し、これ等は、サブクールされた流れが内側チャ
ンネル28を貫流できるように、内側チャンネル28と
それぞれ連通している。
チャンネル12内には燃料棒4oの束が配置されており
、図示の実施例では64本の燃帽1oがあり、8×8配
列を形成している。燃f1s束はウォータ・クロス26
ニよって4つの小燃料棒束に分離されている。各小燃料
棒束の燃料棒40 (18本あり、4×4配列を有する
)は、上部タイプレート42と下部タイプレート44と
の間を横方向に離間した関係で延びている。各小燃料棒
束の燃料棒は、上部及び下部タイプレート42.44に
接続され、それ等と一緒になって、チャンネル12の各
隔室30内に別個の燃料棒サブアセンブリ46を構成す
る。各燃料棒サブアセンブリ4Bの燃料棒40に沿って
軸方向に隔てられた複数の格子48は、燃料棒40を横
方向に隔てられた関係に保持している。それぞれの燃料
棒サブアセンブリ46の下部及び上部タイプレート44
.42はそれ等を貫通するように画成された開口5oを
有しており、減速・冷却流体が燃料棒サブアセンブリに
流入したり該燃料棒サブアセンブリがら流出するのを許
容している。また、冷却材の流路が。
各々の構造す122間にその長さに沿って形成された複
数の開口52によって、燃fIs、合体10の別個の隔
N30中における燃料棒サブアセンブリ46間に流れの
連通を与えている。開口52を通る冷却材流は、4つの
別々の隔室30間の水圧を平衡させ、それによって、燃
料棒サブアセンブリ46間の熱的・水力的不安定の可能
性を最小とする作用をする。
BWRの燃料集合体10の前述した基本的な構成要素は
、特に、前述した米国特許fis、N、602,089
号明細書によって当該技術分野で既知であり、この米国
特許顧に、本発明の後述する改良を当業者が十分に哩解
しうる程度に、十分に説明されている。
BWR燃F)8合体の構造の一層詳細な説明については
、米国特許1[s、N、602,089号及びS、8.
368,555号も参照されたい。
の   の   −八 第1図及び第5図を参照すると、別個の燃料棒サブアセ
ンブリ46のそれぞれの小燃料棒束の下端部54間の流
体の自由な横行流を許容して、小燃料棒束間の流れの不
均一な配分を最小限にする、沸騰水型原子炉(BWR)
の燃料集合体10に組み込まれた改良構造が開示されて
いる。改良構造は総括的に符号56で示された下方の十
字形流れ混合室の形層であって、該混合室56は、ウォ
ータ・クロス26の流入端38と、小燃料棒束のそれぞ
れの下端部54と、そこに接続された下部タイプレート
44とから構成される混合室N成手段によって画成され
ている。ウォータ・クロスの流入端38は下部タイプレ
ート44の上方に離間した関係で配置されるように変更
されている。
更に具体的には、流れ混合室5Bは小燃料棒束の下部タ
イプレート44とウォータ・クロス26の流入端38と
の間に配置され、下部タイプレート44から上方に延び
、流入端38から下方に延びている。第5図に示すよう
に、iれ混合室56は外側流れチャンネル12の下方部
分において中央に配置されると共に、はぼ十字形の横断
面形状を有している。また、第1図に示すように、下方
の流れ混合室56の軸方向の高さは、下部タイプレート
44から、それぞれの燃料棒サブアセンブリ46の軸方
向に1m間した格子48のうち最下方のものまでの軸方
向距離よりも小さい。
本発明及びその付随的利点は前述した説明から理解され
ると思われる。また、本発明の精神及び範囲を逸脱した
り、本発明の重要な利点を犠牲にすることなく、本発明
の形態、構造及び配列に変更を加えることができ、前述
した形態は単なる好適な又は例示的な実施例に過ぎない
【図面の簡単な説明】
第1図は1本発明の改良構造を組み込んだBWR燃料集
合体を、一部は切欠き、一部は断面によって表した側面
図、第2図は、第1図の2−2線に沿って矢印の方向に
見た平面図、第3図は、第1図の3−31iに沿って矢
印の方向に見た底面図、第4図は、第1図の4−4線に
沿い切断して示した断面図であり、燃料集合体の燃料棒
束がウォータ・クロスによって別々の不燃is束に分離
されることを示し、1つの小燃料棒束を囲む格子は実線
で示し、他の3つの小燃料棒束を囲む格子は輪郭線で示
した図、第5図は、燃f1ps束の入口にある不燃Fl
棒束間の自由な流れ混合室を示すため。 第1図の5−511に沿い切断して示した第4図と同様
の断面図である。 10・・・燃料集合体  26・・・ウォータ・クロス
12・・・外側チャンネル(外側管状流れチャンネル)
30・・・隔室     40・・・燃料棒56・・・
流れ混合室 混合室画成手段 38・・・ウォータ・クロス26の流入端44・・・下
部タイプレート 54・・・小燃料棒束の下端部 出願人 ウェスチングハウス・エレクトリック・FIG
、 1

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 離間燃料棒の配列を形成するように並置関係に配設され
    た複数の長い燃料棒の束と、該燃料棒に沿って冷却・減
    速材流体の流れを導くように前記燃料棒を囲む外側管状
    流れチャンネルと、該外側管状流れチャンネルを複数の
    別個の隔室に区画すると共に、前記燃料棒の束を前記別
    個の隔室内にそれぞれ配置される複数の小燃料棒束に区
    画するように、前記外側管状流れチャンネルに相互に接
    続され且つ前記外側管状流れチャンネル内を通って延び
    る中空のウォータ・クロスと、を有する燃料集合体であ
    って、 前記ウォータ・クロスの下方において前記小燃料棒束の
    下端部間に流れ混合室を画成し、前記小燃料棒束間の流
    れの不均一な配分を可及的に軽減する流れ混合室画成手
    段を備える、 ように改良した燃料集合体。
JP61141542A 1985-06-19 1986-06-19 燃料集合体 Expired - Lifetime JPH0631745B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/746,619 US4649021A (en) 1985-06-19 1985-06-19 BWR fuel assembly with water flow mixing chamber at fuel bundle/water cross entrance
US746619 1985-06-19

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61294394A true JPS61294394A (ja) 1986-12-25
JPH0631745B2 JPH0631745B2 (ja) 1994-04-27

Family

ID=25001623

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61141542A Expired - Lifetime JPH0631745B2 (ja) 1985-06-19 1986-06-19 燃料集合体

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4649021A (ja)
EP (1) EP0206163B1 (ja)
JP (1) JPH0631745B2 (ja)
KR (1) KR870000714A (ja)
DE (1) DE3674646D1 (ja)
ES (1) ES8802266A1 (ja)

Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4738819A (en) * 1986-07-18 1988-04-19 Westinghouse Electric Corp. Boiling water nuclear reactor fuel assembly with cross-flow elimination at upper spacer locations
US4740350A (en) * 1986-07-22 1988-04-26 Westinghouse Electric Corp. BWR fuel assembly having fuel rod spacers axially positioned by exterior springs
US4728490A (en) * 1986-09-17 1988-03-01 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod spacer with perimeter scoops for diverting liquid coolant flow
US4698204A (en) * 1986-09-17 1987-10-06 Westinghouse Electric Corp. Intermediate flow mixing nonsupport grid for BWR 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
US5640435A (en) * 1988-01-14 1997-06-17 Hitachi, Ltd. Fuel assembly and nuclear reactor
US7215729B1 (en) * 1988-01-14 2007-05-08 Hitachi, Ltd. Fuel assembly and nuclear reactor
JPH02112795A (ja) * 1988-10-21 1990-04-25 Hitachi Ltd 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
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
US6934350B1 (en) * 1998-02-17 2005-08-23 General Electric Company Core configuration for a nuclear reactor

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3235463A (en) * 1958-01-31 1966-02-15 Babcock & Wilcox Co Nuclear reactor
US3389056A (en) * 1964-07-09 1968-06-18 Westinghouse Electric Corp Fuel assemblies
US3349004A (en) * 1966-01-17 1967-10-24 Gen Electric Nuclear reactor fuel bundle
BE789401A (fr) * 1971-09-30 1973-01-15 Gen Electric Assemblage de barres de combustible pour reacteurs nucleaires
US3878870A (en) * 1974-04-16 1975-04-22 Atomic Energy Commission Orifice design for the control of coupled region flow
FR2326764A1 (fr) * 1975-10-02 1977-04-29 Commissariat Energie Atomique Structure de coeur pour reacteur nucleaire
SE420545B (sv) * 1979-07-03 1981-10-12 Asea Atom Ab Brenslepatron for en kokarreaktor
SE421969B (sv) * 1980-03-17 1982-02-08 Asea Atom Ab Brenslepatron for en kokarreaktor
SE424237B (sv) * 1980-10-29 1982-07-05 Asea Atom Ab Brensleelement for en kokarreaktor
US4560532A (en) * 1982-04-15 1985-12-24 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly
SE431691B (sv) * 1982-07-12 1984-02-20 Asea Atom Ab Kernbrenslepatron
DE3400901A1 (de) * 1984-01-12 1985-07-25 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Gespaltenes brennelement fuer einen kernreaktor, insbesondere siedewasserreaktor

Also Published As

Publication number Publication date
ES8802266A1 (es) 1988-04-16
EP0206163A2 (en) 1986-12-30
DE3674646D1 (de) 1990-11-08
US4649021A (en) 1987-03-10
EP0206163B1 (en) 1990-10-03
JPH0631745B2 (ja) 1994-04-27
ES556183A0 (es) 1988-04-16
EP0206163A3 (en) 1987-09-23
KR870000714A (ko) 1987-02-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0260602B1 (en) Intermediate flow mixing nonsupport grid for boiling water reactor fuel assembly
CN110603602B (zh) 具有离散可燃吸收剂销的环形核燃料芯块
US4708845A (en) BWR fuel assembly with improved spacer and fuel bundle design for enhanced thermal-hydraulic performance
JPS61294394A (ja) 燃料集合体
US5278883A (en) Low pressure drop spacer for nuclear fuel assemblies
JPS6333696A (ja) 核燃料集合体
US4728490A (en) Fuel rod spacer with perimeter scoops for diverting liquid coolant flow
US4759912A (en) BWR fuel assembly having hybrid fuel design
EP0751527B1 (en) BWR fuel assembly having fuel rods with variable fuel rod pitches
EP0319744B1 (en) Fuel-rod mini-bundle for use in a bwr fuel assembly
US6035011A (en) Reactor core
US4687629A (en) Fuel rod with annular nuclear fuel pellets having same U-235 enrichment and different annulus sizes for graduated enrichment loading
US3158549A (en) Fuel assembly for neutronic reactor
US4738819A (en) Boiling water nuclear reactor fuel assembly with cross-flow elimination at upper spacer locations
US4753774A (en) Orificing of water cross inlet in BWR fuel assembly
EP0200111B1 (en) Improved boiling water nuclear reactor fuel assembly
JPH05215878A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料束
US5329571A (en) Reactor core for a boiling water nuclear reactor
JPS59217189A (ja) 燃料集合体
JPS6118888A (ja) 燃料集合体及び原子炉の炉心構造
JPS63168590A (ja) 原子炉燃料集合体
JPS63168587A (ja) 原子炉燃料集合体