JPS6296891A - 燃料集合体 - Google Patents
燃料集合体Info
- Publication number
- JPS6296891A JPS6296891A JP60238237A JP23823785A JPS6296891A JP S6296891 A JPS6296891 A JP S6296891A JP 60238237 A JP60238237 A JP 60238237A JP 23823785 A JP23823785 A JP 23823785A JP S6296891 A JPS6296891 A JP S6296891A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- fuel assembly
- tie plate
- cooling water
- foreign matter
- 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
- 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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
この発明は、沸騰水型原子炉に適用される燃料集合体に
係り、特に燃料被覆管を破損から防止するようにした燃
料集合体に関する。
係り、特に燃料被覆管を破損から防止するようにした燃
料集合体に関する。
沸騰水型原子炉等の軽水炉には、多数の燃料集合体が装
荷されて原子炉炉心が構成される。燃料集合体は第７図
に示すように、角筒状のブレンネルボックス１内に多数
の燃料棒２がスペーサ３によって所定の間隔に保持され
、収容されたものＣある。各燃料棒２の上下両端部は、
上部タイプレート４および下部タイプレート５によって
それぞれ拘束され固定される。
荷されて原子炉炉心が構成される。燃料集合体は第７図
に示すように、角筒状のブレンネルボックス１内に多数
の燃料棒２がスペーサ３によって所定の間隔に保持され
、収容されたものＣある。各燃料棒２の上下両端部は、
上部タイプレート４および下部タイプレート５によって
それぞれ拘束され固定される。
このうち、下部タイブレー１〜５は、タイプレート本体
６と燃料棒支持部７とが一体成形されて構成される。各
燃料棒２の下部端栓８は、燃料棒支持部７の孔９に嵌合
または螺合されて拘束される。
６と燃料棒支持部７とが一体成形されて構成される。各
燃料棒２の下部端栓８は、燃料棒支持部７の孔９に嵌合
または螺合されて拘束される。
さらに、燃料棒支持部７には、冷ＩＡ水流路１ｏが形成
される。また、タイブレー１一本体６の下端部にｔ、Ｌ
冷１お水流人口１１が間口され、この冷却水流入口１１
から流入した冷却水が冷却水流路１０を通過してデセン
ネルボックス１内に案内される。
される。また、タイブレー１一本体６の下端部にｔ、Ｌ
冷１お水流人口１１が間口され、この冷却水流入口１１
から流入した冷却水が冷却水流路１０を通過してデセン
ネルボックス１内に案内される。
ところで、Ｌｔ子炉の定朋虚構中には、原子炉圧万古２
；の上部の藍を開けて燃料集合体の交換を行なっている
。この虚構作業中には、作業に使用したはりがね等の金
属片が原子炉圧力容器内に落下することがある。また、
１止子か構造物が酸化または他の原因で一部剥離し、こ
の剥離片が原子炉圧力容器内に同様に落下することもあ
る。これら金属片や剥１ｉｌｌ八等の異物は通常型１，
１が小さいために、原子炉運転中に冷ｕ１水の流動に伴
って炉心へ導かれ、その一部が冷ｕ１水とともに燃料集
合体内に流入する。燃料集合体内−［・部タイプレート
５に流入した冷７ＪＩ水Ｊヌよび巽糎は、燃料棒支持部
７の冷却水流路１０を通過り−る。この冷７ＪＩ水流路
１０は流路面積が広いので人さくＫ７ｒｄ ｖＩＪＬｌ
外は引１１Ｆらず、流路面積の最も狭いスベーリ３部に
小さな異物が引１卦ることになる。
；の上部の藍を開けて燃料集合体の交換を行なっている
。この虚構作業中には、作業に使用したはりがね等の金
属片が原子炉圧力容器内に落下することがある。また、
１止子か構造物が酸化または他の原因で一部剥離し、こ
の剥離片が原子炉圧力容器内に同様に落下することもあ
る。これら金属片や剥１ｉｌｌ八等の異物は通常型１，
１が小さいために、原子炉運転中に冷ｕ１水の流動に伴
って炉心へ導かれ、その一部が冷ｕ１水とともに燃料集
合体内に流入する。燃料集合体内−［・部タイプレート
５に流入した冷７ＪＩ水Ｊヌよび巽糎は、燃料棒支持部
７の冷却水流路１０を通過り−る。この冷７ＪＩ水流路
１０は流路面積が広いので人さくＫ７ｒｄ ｖＩＪＬｌ
外は引１１Ｆらず、流路面積の最も狭いスベーリ３部に
小さな異物が引１卦ることになる。
タイプレート５やスペー１）３等で流れが乱されたり、
燃料集合体の上部でボイドが発生り−る等のために局所
的に流速が変化する。この流速の変化等の影響によ・）
で、燃料棒２が微小振動している。
燃料集合体の上部でボイドが発生り−る等のために局所
的に流速が変化する。この流速の変化等の影響によ・）
で、燃料棒２が微小振動している。
万一、この振動する燃料棒２に、スベー１ノ３に引１１
トっだ金属片等の異物が当接づると、フレッティング現
象が発生ずる虞れがある。このフレッティング現象は、
金属片等の異物が、振動づる燃料棒２の被覆管に当接し
てこの被覆管にｆＪ着した腐食被膜を剥離させ、この剥
離部が新たに腐食され、これらの剥離と腐食との相乗作
用により被覆管の侵食が進行する現象である。このフレ
ッティング現象が進むと、燃料棒２の被Ｎ管に孔が開き
、この孔から燃料棒２内に冷却水が侵入する。この侵入
した冷却水と被覆管内面等が反応して水素化物が生成さ
れ、被覆管が破損づる。このような被覆管の破損により
、燃料棒２内の放射能が冷却水中に多聞に拡散し、原子
炉の安全性が損われる虞れがある。
トっだ金属片等の異物が当接づると、フレッティング現
象が発生ずる虞れがある。このフレッティング現象は、
金属片等の異物が、振動づる燃料棒２の被覆管に当接し
てこの被覆管にｆＪ着した腐食被膜を剥離させ、この剥
離部が新たに腐食され、これらの剥離と腐食との相乗作
用により被覆管の侵食が進行する現象である。このフレ
ッティング現象が進むと、燃料棒２の被Ｎ管に孔が開き
、この孔から燃料棒２内に冷却水が侵入する。この侵入
した冷却水と被覆管内面等が反応して水素化物が生成さ
れ、被覆管が破損づる。このような被覆管の破損により
、燃料棒２内の放射能が冷却水中に多聞に拡散し、原子
炉の安全性が損われる虞れがある。
（発明の目的）
この発明は、上記事実を考慮してなされたものであり、
燃料棒の健全性を維持して原子炉の安全性を向上さＵる
ことができる燃料集合体を提供することを［１的とづる
。
燃料棒の健全性を維持して原子炉の安全性を向上さＵる
ことができる燃料集合体を提供することを［１的とづる
。
上記１］１的を達成づるために、この発明に係る燃料集
合体は、沸騰水型原子炉の炉心を構成づるものにおいて
、燃料集合体の下部タイプレートに異物捕獲部材が取り
付（）られ、この貸物捕獲部材が燃料集合体内へ流入力
る冷却水の流れ方向に対し直角位置に配置されたもので
あり、炉水中の異物を上記）？物捕穫部材で捕食して、
燃料集合体内に異物が流入しないようにしたものである
。
合体は、沸騰水型原子炉の炉心を構成づるものにおいて
、燃料集合体の下部タイプレートに異物捕獲部材が取り
付（）られ、この貸物捕獲部材が燃料集合体内へ流入力
る冷却水の流れ方向に対し直角位置に配置されたもので
あり、炉水中の異物を上記）？物捕穫部材で捕食して、
燃料集合体内に異物が流入しないようにしたものである
。
以下、この発明の実施例を図面に基いて説明する。
第２図に示づように、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器
２１内には、炉心２２が収容されるとともに、冷却月が
充填される。炉心２２は、環状シュラウド２３内に装荷
された多数の燃料集合体２４により構成される。これら
の燃料集合体２４は、上部および下部炉心支持格子板２
５Ａ、２５Ｂにより支持される。
２１内には、炉心２２が収容されるとともに、冷却月が
充填される。炉心２２は、環状シュラウド２３内に装荷
された多数の燃料集合体２４により構成される。これら
の燃料集合体２４は、上部および下部炉心支持格子板２
５Ａ、２５Ｂにより支持される。
冷却水は原子炉圧力容器２１内の下部ブレナム２６から
炉心２２へ導かれ、燃料集合体２４内を上方に向って強
制流動される間に、燃料棒により加熱されて蒸気に変化
する。この蒸気は、炉心２２の上方に設（）られた気水
分ｌ！！を器２７を軽出しここで水滴が除去された後、
タービン２８へ供給される。蒸気は、タービンで仕事を
した後、コンデンサにおいて復水となり、ポンプ３０に
より原子炉圧力容器２１に戻される。この間の炉心２２
の反応度は、燃料集合体２４間に配置された制御棒３１
Ａの挿抜により制御される。
炉心２２へ導かれ、燃料集合体２４内を上方に向って強
制流動される間に、燃料棒により加熱されて蒸気に変化
する。この蒸気は、炉心２２の上方に設（）られた気水
分ｌ！！を器２７を軽出しここで水滴が除去された後、
タービン２８へ供給される。蒸気は、タービンで仕事を
した後、コンデンサにおいて復水となり、ポンプ３０に
より原子炉圧力容器２１に戻される。この間の炉心２２
の反応度は、燃料集合体２４間に配置された制御棒３１
Ａの挿抜により制御される。
さて、燃料集合体２４は第３図に承りように、横断面が
ほぼ正方形をなづ角筒状のブレンネルボックス３１内に
多数の燃料棒３２がスベーリ゛３２Ａによって所定の間
隔に保持され、収容されたものである。燃料棒３２は、
例えば縦横各７列あるいは８列づつ整列配置される。さ
らに、各燃料棒３２の上下両端部は、上部タイプレート
３３および下部タイプレート３４によりそれぞれ拘束さ
れ固定される。ここで、各燃料棒３２はジルカロイ製の
燃料被覆管３５内にＵＯ２等の燃料ペレット３６が多数
装填され、その上下端が上部端栓３７および下部端栓３
８でそれぞれ閉塞されたものである。
ほぼ正方形をなづ角筒状のブレンネルボックス３１内に
多数の燃料棒３２がスベーリ゛３２Ａによって所定の間
隔に保持され、収容されたものである。燃料棒３２は、
例えば縦横各７列あるいは８列づつ整列配置される。さ
らに、各燃料棒３２の上下両端部は、上部タイプレート
３３および下部タイプレート３４によりそれぞれ拘束さ
れ固定される。ここで、各燃料棒３２はジルカロイ製の
燃料被覆管３５内にＵＯ２等の燃料ペレット３６が多数
装填され、その上下端が上部端栓３７および下部端栓３
８でそれぞれ閉塞されたものである。
上記−り部タイプレート３３はチャンネルボックス３１
に取り付けられるが、下部タイプレート３４は固定され
ず下端フリーな構造となっている。
に取り付けられるが、下部タイプレート３４は固定され
ず下端フリーな構造となっている。
このうち、上部タイプレート３３には、上部端栓３７を
挿通する図示しない孔や冷却水流路４０が多数設けられ
るとともに、燃料集合体２４を取り扱う操作ハンドル４
１が固定されている。
挿通する図示しない孔や冷却水流路４０が多数設けられ
るとともに、燃料集合体２４を取り扱う操作ハンドル４
１が固定されている。
一方、下部タイプレート３４は、第１図に一部を切り欠
き拡大して示すように、タイプレート本体４２と燃料棒
支持部４３とが一体成形されて構成される。タイプレー
ト本体４２の下端部には冷却水流入口４４が開口される
とともに、エントラ支持部４３は、円筒形状の多数の支
持部ピース４６をブリッジ４７を介して互いに連結して
構成される。これら支持部ピース４６は燃料棒３２と同
数段けられ、各支持部ピース４６に燃料棒３２の下部端
栓３８が嵌合または螺合されて、燃料棒３２の下部が拘
束される。さらに、ブリッジ４７にて連結された支持部
ピース４６間が冷却水流路４８として構成される。した
がって、タイプレート本体４２の冷却水流入口４４から
流入した冷却水は、冷却水流路４８を介してチャンネル
ボックス３１内へ案内されるようになっている。
き拡大して示すように、タイプレート本体４２と燃料棒
支持部４３とが一体成形されて構成される。タイプレー
ト本体４２の下端部には冷却水流入口４４が開口される
とともに、エントラ支持部４３は、円筒形状の多数の支
持部ピース４６をブリッジ４７を介して互いに連結して
構成される。これら支持部ピース４６は燃料棒３２と同
数段けられ、各支持部ピース４６に燃料棒３２の下部端
栓３８が嵌合または螺合されて、燃料棒３２の下部が拘
束される。さらに、ブリッジ４７にて連結された支持部
ピース４６間が冷却水流路４８として構成される。した
がって、タイプレート本体４２の冷却水流入口４４から
流入した冷却水は、冷却水流路４８を介してチャンネル
ボックス３１内へ案内されるようになっている。
さて、下部タイプレート３４の燃料棒支持部４３上には
、異物捕獲部材としての金網４９が冷却水の流れ方向に
対し直角位置に載置される。この金網４９は燃料棒支持
部４３の支持部ピース４６に対応する位置に多数の開口
５０が設けられる。
、異物捕獲部材としての金網４９が冷却水の流れ方向に
対し直角位置に載置される。この金網４９は燃料棒支持
部４３の支持部ピース４６に対応する位置に多数の開口
５０が設けられる。
したがって、金網４９は、燃料棒３２の下部端栓３８が
この開口５０を貫通して支持部ピース４Ｇ内に挿入され
ることにより、燃料棒支持部４３および下部端栓３８間
に支持され、浮上り等が防止される。
この開口５０を貫通して支持部ピース４Ｇ内に挿入され
ることにより、燃料棒支持部４３および下部端栓３８間
に支持され、浮上り等が防止される。
このような金網４９が下部タイプレート３４に配設され
たことにより、冷却水中の金属片や剥離片等の異物が冷
却水とともに冷却水流入口４４から燃料集合体２４内へ
流入しても、大ぎな異物は冷却水流路４８を構成する燃
料棒支持部４３の下部に引掛り、小さな異物は金網４９
に引掛り捕獲されることになる。その結果、原子炉運転
中に燃料棒３２の存在するチャンネルボックス３１内へ
異物が流入することがなく、燃料棒３２の７レツテイン
グ現象による破損が防止される。そのため、燃料棒３２
の健全性を維持することができるとともに、原子炉の安
全性を向上させることができる。
たことにより、冷却水中の金属片や剥離片等の異物が冷
却水とともに冷却水流入口４４から燃料集合体２４内へ
流入しても、大ぎな異物は冷却水流路４８を構成する燃
料棒支持部４３の下部に引掛り、小さな異物は金網４９
に引掛り捕獲されることになる。その結果、原子炉運転
中に燃料棒３２の存在するチャンネルボックス３１内へ
異物が流入することがなく、燃料棒３２の７レツテイン
グ現象による破損が防止される。そのため、燃料棒３２
の健全性を維持することができるとともに、原子炉の安
全性を向上させることができる。
また、上記実施例では、既存の下部タイプレート３４に
金網４９を取り付けたもので、下部タイプレート３４を
設計変更する必要がないことから、燃料集合体２４のコ
ストの上昇を招くこともない。
金網４９を取り付けたもので、下部タイプレート３４を
設計変更する必要がないことから、燃料集合体２４のコ
ストの上昇を招くこともない。
第４図（Ａ）、（Ｂ）および第５図〈Ａ）。
（Ｂ）はこの発明に係る燃料集合体の第２、第３実施例
をそれぞれ示す。この両実施例において、前記実施例と
同様な部分は同一の符号を付すことにより説明を省略す
る。
をそれぞれ示す。この両実施例において、前記実施例と
同様な部分は同一の符号を付すことにより説明を省略す
る。
第２実施例が第１実施例と異なる点は、第４図に示すよ
うに、金網５１が下部タイプレート３４の燃料棒支持部
４３における支持部ピース４６間に配設され、したがっ
て、冷却水流路４８内に設けられたことである。また、
第３実施例が第１実施例と異なる点は、第５図に承り”
ように、金網５３が下部タイプレート３４の燃料棒支持
部４３下部に取り付けられたことである。この金網５３
にも、支持部ピース４６に対応した位置に開口５４が形
成される。第２実施例においては、冷却水中の大きな異
物が燃料棒支持部４３の下部に、小さな買物が金網５１
によって捕獲されることによって、また第３実施例にお
いては大小の異物が金網５３に捕獲されることによって
、イれぞれ燃料集合体２４内への異物の流入が防止され
、燃Ｉｔ捧３２の健全性を確保することができる。
うに、金網５１が下部タイプレート３４の燃料棒支持部
４３における支持部ピース４６間に配設され、したがっ
て、冷却水流路４８内に設けられたことである。また、
第３実施例が第１実施例と異なる点は、第５図に承り”
ように、金網５３が下部タイプレート３４の燃料棒支持
部４３下部に取り付けられたことである。この金網５３
にも、支持部ピース４６に対応した位置に開口５４が形
成される。第２実施例においては、冷却水中の大きな異
物が燃料棒支持部４３の下部に、小さな買物が金網５１
によって捕獲されることによって、また第３実施例にお
いては大小の異物が金網５３に捕獲されることによって
、イれぞれ燃料集合体２４内への異物の流入が防止され
、燃Ｉｔ捧３２の健全性を確保することができる。
さらに、第６図（Ａ）、（Ｂ）は、この発明に係る燃料
集合体の第４実施例を示す。この実施例においても、第
１実施例と同様な部分は同一の符号を付すことにより説
明を省略する。
集合体の第４実施例を示す。この実施例においても、第
１実施例と同様な部分は同一の符号を付すことにより説
明を省略する。
この実施例では異物捕獲部材としての金網５５が下部タ
イプレート３４の下端部に冷却水流入口４４を覆うよう
にして設けられる。この場合にも、冷却水中の異物が金
網５５により捕獲され、燃料棒３２の健全性を確保する
ことができる。
イプレート３４の下端部に冷却水流入口４４を覆うよう
にして設けられる。この場合にも、冷却水中の異物が金
網５５により捕獲され、燃料棒３２の健全性を確保する
ことができる。
以−トのように、この発明に係る燃料集合体によれば、
燃料集合体の下部タイプレートに異物捕獲部材が取り付
けられ、この異物捕獲部材が燃料集合体内へ流入づる冷
却水の流れ方向に対し直角位首に配置されたことから、
燃料集合体内への異物の流入が防止されて燃料棒の健全
性を維持することがでさ、その結果、原子炉の安全性を
向上させることができるという効果を奏する。
燃料集合体の下部タイプレートに異物捕獲部材が取り付
けられ、この異物捕獲部材が燃料集合体内へ流入づる冷
却水の流れ方向に対し直角位首に配置されたことから、
燃料集合体内への異物の流入が防止されて燃料棒の健全
性を維持することがでさ、その結果、原子炉の安全性を
向上させることができるという効果を奏する。
第１図（Ａ＞はこの発明に係る燃料集合体の一部を切欠
いて示す要部断面図、第１図（Ｂ）は第１図（Δ）のＩ
ｌ、３−ＩＢ線に沿う矢視図、第２図は第１図の燃料集
合体を装荷した沸騰水型原子炉を示す管路図、第３図は
第１図の燃料集合体内全体を示す断面図、第４図（Ａ）
、第５図（Ａ）、第６図（△）はこの発明に係る燃料集
合体のそれぞれ第２、第３、第４実施例を示す部分的拡
大断面図、第４図（Ｂ）、第５図（Ｂ）、第６図（Ｂ）
はイれぞれ第４図（Ａ）、第５図（Ａ）、第６図（Ａ
） ｋ： オケルＩＶ Ｂ−ＩＶ Ｂ線、ＶＢ−ＶＢ線
、■Ｂ−ＶＩＢ線に沿う矢視図、第７図は従来の燃料集
合体を示す断面図である。 ２２・・・炉心、２４・・・燃料集合体、３２・・・燃
料棒、３４・・・下部タイプレート、４２・・・タイプ
レート本体、４３・・・燃料棒支持部、４４・・・冷却
水流入口、４９・・・金網。 第１図（Ａ） 第２図 第３図 第４図（Ａ） 第５図（Ａ） 第５図（Ｂ） 第６図（Ａ）
いて示す要部断面図、第１図（Ｂ）は第１図（Δ）のＩ
ｌ、３−ＩＢ線に沿う矢視図、第２図は第１図の燃料集
合体を装荷した沸騰水型原子炉を示す管路図、第３図は
第１図の燃料集合体内全体を示す断面図、第４図（Ａ）
、第５図（Ａ）、第６図（△）はこの発明に係る燃料集
合体のそれぞれ第２、第３、第４実施例を示す部分的拡
大断面図、第４図（Ｂ）、第５図（Ｂ）、第６図（Ｂ）
はイれぞれ第４図（Ａ）、第５図（Ａ）、第６図（Ａ
） ｋ： オケルＩＶ Ｂ−ＩＶ Ｂ線、ＶＢ−ＶＢ線
、■Ｂ−ＶＩＢ線に沿う矢視図、第７図は従来の燃料集
合体を示す断面図である。 ２２・・・炉心、２４・・・燃料集合体、３２・・・燃
料棒、３４・・・下部タイプレート、４２・・・タイプ
レート本体、４３・・・燃料棒支持部、４４・・・冷却
水流入口、４９・・・金網。 第１図（Ａ） 第２図 第３図 第４図（Ａ） 第５図（Ａ） 第５図（Ｂ） 第６図（Ａ）
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、沸騰水型原子炉の炉心を構成する燃料集合体におい
て、燃料集合体の下部タイプレートに異物捕獲部材が取
り付けられ、この異物捕獲部材は燃料集合体内へ流入す
る冷却水の流れ方向に対し直角位置に配置されたことを
特徴とする燃料集合体。 ２、異物捕獲部材は金網から構成された特許請求の範囲
第１項記載の燃料集合体。 ３、異物捕獲部材は、下部タイプレートの燃料棒支持部
に取り付けられた特許請求の範囲第１項または第２項記
載の燃料集合体。 ４、異物捕獲部材は、下部タイプレートの下端部に取り
付けられた特許請求の範囲第１項または第２項記載の燃
料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60238237A JPS6296891A (ja) | 1985-10-24 | 1985-10-24 | 燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60238237A JPS6296891A (ja) | 1985-10-24 | 1985-10-24 | 燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6296891A true JPS6296891A (ja) | 1987-05-06 |
Family
ID=17027180
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60238237A Pending JPS6296891A (ja) | 1985-10-24 | 1985-10-24 | 燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6296891A (ja) |
Cited By (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6438691A (en) * | 1987-08-05 | 1989-02-08 | Nippon Atomic Ind Group Co | Support metal fitting of center part |
| US5037605A (en) * | 1989-10-13 | 1991-08-06 | B&W Fuel Company | Nuclear fuel assembly debris filter |
| US5345483A (en) * | 1993-12-02 | 1994-09-06 | General Electric Company | Lower tie plate strainers having double plate with offset holes for boiling water reactors |
| US5390220A (en) * | 1993-11-29 | 1995-02-14 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including helical spring strainers for boiling water reactors |
| EP0640987A1 (en) * | 1993-08-23 | 1995-03-01 | General Electric Company | Debris filters with flow bypass for boiling water reactors |
| US5406604A (en) * | 1993-11-18 | 1995-04-11 | General Electric Company | Two part tie plate adapted to D & C lattice |
| JPH07306284A (ja) * | 1994-02-10 | 1995-11-21 | General Electric Co <Ge> | 核燃料集合体における一体の下部タイプレート格子、核燃料集合体における燃料棒支持構造体、並びに核燃料バンドル及びその支持装置 |
| US5473650A (en) * | 1994-04-15 | 1995-12-05 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5483564A (en) * | 1993-04-12 | 1996-01-09 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including double corrugated strainers for boiling water reactors |
| US5519745A (en) * | 1994-11-03 | 1996-05-21 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5528640A (en) * | 1994-11-07 | 1996-06-18 | General Electric Company | Low pressure double offset plate catcher for a nuclear reactor |
| US5539793A (en) * | 1994-10-27 | 1996-07-23 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5748694A (en) * | 1996-03-26 | 1998-05-05 | General Electric Company | Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly |
| JP2002156482A (ja) * | 2000-08-01 | 2002-05-31 | General Electric Co <Ge> | 核燃料組立体用の多孔デブリキャッチャ |
-
1985
- 1985-10-24 JP JP60238237A patent/JPS6296891A/ja active Pending
Cited By (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH057679B2 (ja) * | 1987-08-05 | 1993-01-29 | Tokyo Shibaura Electric Co | |
| JPS6438691A (en) * | 1987-08-05 | 1989-02-08 | Nippon Atomic Ind Group Co | Support metal fitting of center part |
| US5037605A (en) * | 1989-10-13 | 1991-08-06 | B&W Fuel Company | Nuclear fuel assembly debris filter |
| US5483564A (en) * | 1993-04-12 | 1996-01-09 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including double corrugated strainers for boiling water reactors |
| EP0640987A1 (en) * | 1993-08-23 | 1995-03-01 | General Electric Company | Debris filters with flow bypass for boiling water reactors |
| US5406604A (en) * | 1993-11-18 | 1995-04-11 | General Electric Company | Two part tie plate adapted to D & C lattice |
| US5390220A (en) * | 1993-11-29 | 1995-02-14 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including helical spring strainers for boiling water reactors |
| US5345483A (en) * | 1993-12-02 | 1994-09-06 | General Electric Company | Lower tie plate strainers having double plate with offset holes for boiling water reactors |
| US5488634A (en) * | 1994-02-10 | 1996-01-30 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| JPH07306284A (ja) * | 1994-02-10 | 1995-11-21 | General Electric Co <Ge> | 核燃料集合体における一体の下部タイプレート格子、核燃料集合体における燃料棒支持構造体、並びに核燃料バンドル及びその支持装置 |
| US5473650A (en) * | 1994-04-15 | 1995-12-05 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5539793A (en) * | 1994-10-27 | 1996-07-23 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5519745A (en) * | 1994-11-03 | 1996-05-21 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5528640A (en) * | 1994-11-07 | 1996-06-18 | General Electric Company | Low pressure double offset plate catcher for a nuclear reactor |
| US5748694A (en) * | 1996-03-26 | 1998-05-05 | General Electric Company | Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly |
| JP2002156482A (ja) * | 2000-08-01 | 2002-05-31 | General Electric Co <Ge> | 核燃料組立体用の多孔デブリキャッチャ |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS6296891A (ja) | 燃料集合体 | |
| US4900507A (en) | Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle | |
| JPS63285490A (ja) | 燃料集合体における破片フィルタ下部ノズル | |
| US9767927B2 (en) | Particulate removal system | |
| US4980121A (en) | Protective device for lower end portion of a nuclear fuel rod cladding | |
| JPH07253490A (ja) | コイルばねフィルタを含んだ沸騰水型原子炉用の下部タイプレートフィルタ装置 | |
| JPS60162985A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH03111795A (ja) | 核燃料集合体 | |
| JP2006201107A (ja) | 異物捕捉装置および沸騰水型原子炉とその運転方法 | |
| JPH03274491A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JP2505813B2 (ja) | 制御棒案内管 | |
| Faulkner et al. | Fuel failures recent experience and their mitigation: a US perspective | |
| JPH057679B2 (ja) | ||
| EP1012851B1 (en) | Nuclear fuel assembly | |
| JPS59114488A (ja) | 核燃料集合体 | |
| Sandberg et al. | On the Regulatory Review of the TVO I/II Low Power and Shutdown Risk Assessment | |
| Choia et al. | A Study on Hydrogen Explosion Possibility in the Containment Filtered Venting System During Severe Accident | |
| JPS5892986A (ja) | 核燃料棒 | |
| JPS61223583A (ja) | ベント管 | |
| JPS6166985A (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料集合体 | |
| Nishimoto et al. | Development of a hybrid safety system: Actuation of the secondary automatic depressurization system at an early stage | |
| JPH0769445B2 (ja) | 高速炉用核燃料集合体 | |
| JPH0551115B2 (ja) | ||
| Hodge | Thermalhydraulic processes in the reactor coolant system of a BWR (boiling water reactor) under severe accident conditions | |
| Slagle et al. | Radioactive gaseous effluent source terms for postulated accident conditions in light-water-cooled nuclear power plants |