JPS63293492A - 原子炉燃料集合体 - Google Patents
原子炉燃料集合体Info
- Publication number
- JPS63293492A JPS63293492A JP63112701A JP11270188A JPS63293492A JP S63293492 A JPS63293492 A JP S63293492A JP 63112701 A JP63112701 A JP 63112701A JP 11270188 A JP11270188 A JP 11270188A JP S63293492 A JPS63293492 A JP S63293492A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- vibration
- fuel rods
- cells
- core
- 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
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 9
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 150
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 31
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 29
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 47
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 47
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 4
- 230000009471 action Effects 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 3
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 3
- 230000002238 attenuated effect Effects 0.000 description 2
- 230000008859 change Effects 0.000 description 2
- 241000237509 Patinopecten sp. Species 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000703 anti-shock Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 1
- 230000002939 deleterious effect Effects 0.000 description 1
- 230000001627 detrimental effect Effects 0.000 description 1
- 239000002737 fuel gas Substances 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 235000020637 scallop Nutrition 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/34—Spacer grids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/34—Spacer grids
- G21C3/356—Spacer grids being provided with fuel element supporting members
- G21C3/3563—Supporting members formed only by deformations in the strips
-
- 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)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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】
本発明は原子炉の燃料集合体に関し、特に、原子炉の炉
心の周辺にあるバックル構造物の近くに配置されて、環
状の耐振格子を使用する燃料集合体に関するものである
。
心の周辺にあるバックル構造物の近くに配置されて、環
状の耐振格子を使用する燃料集合体に関するものである
。
運i伎歪11泗
典型的な原子炉は炉心を収容した原子炉容器を含んでい
る。この原子炉容器から半径方向の内側に離間してほぼ
円筒形の炉心槽が配設されており、炉心槽の内部には、
この明細書ではバッフル構造物とこれから呼ぶフォーマ
−及びバッフル装置があって1.同バッフル構造物が、
円筒形の炉心槽から、その中に配列された燃料集合体に
よって形成される炉心の正方形ではない周辺への形状の
変化に対応している。
る。この原子炉容器から半径方向の内側に離間してほぼ
円筒形の炉心槽が配設されており、炉心槽の内部には、
この明細書ではバッフル構造物とこれから呼ぶフォーマ
−及びバッフル装置があって1.同バッフル構造物が、
円筒形の炉心槽から、その中に配列された燃料集合体に
よって形成される炉心の正方形ではない周辺への形状の
変化に対応している。
炉心は多数の細長い燃料集合体から構成されている。各
燃料集合体は反応して熱を発生する核分裂物質を収容し
た複数の燃料棒を含んでいる。各燃料集合体の燃料棒は
、燃料集合体の長さに軸方向に沿って隔置され同燃料集
合体の複数の細長い制御棒案内シンプルに取着された複
数の格子によって、列状に保持される。
燃料集合体は反応して熱を発生する核分裂物質を収容し
た複数の燃料棒を含んでいる。各燃料集合体の燃料棒は
、燃料集合体の長さに軸方向に沿って隔置され同燃料集
合体の複数の細長い制御棒案内シンプルに取着された複
数の格子によって、列状に保持される。
原子炉の運転中、典型的には、水のような冷却材流体が
複数の入口ノズルを介して原子炉容器内にポンプにより
導入される。冷却材流体は、原子炉容器と炉心槽との間
に画成された環状領域を下方−に流れ、原子炉容器内に
画成された下部プレナムで転向してから、炉心の燃料集
合体を上方に通り抜け、炉心槽を貫いて延びる複数の出
口ノズルを経て原子炉容器から外部に出る。燃料集合体
の燃料棒が冷却材流体に与えな熱エネルギは、この冷却
材流体により原子炉容器から運び去られる。
複数の入口ノズルを介して原子炉容器内にポンプにより
導入される。冷却材流体は、原子炉容器と炉心槽との間
に画成された環状領域を下方−に流れ、原子炉容器内に
画成された下部プレナムで転向してから、炉心の燃料集
合体を上方に通り抜け、炉心槽を貫いて延びる複数の出
口ノズルを経て原子炉容器から外部に出る。燃料集合体
の燃料棒が冷却材流体に与えな熱エネルギは、この冷却
材流体により原子炉容器から運び去られる。
炉心槽には穴があるために、炉心槽とバックル構造物と
の間にも、炉心内よりも高い圧力で冷却材流体が存在す
る。しかし、冷却材流体が原子炉容器と炉心槽との間の
環状領域を下方に流下する時に、バッフル構造物は炉心
槽と協働して冷却材流体を燃料集合体から分けている。
の間にも、炉心内よりも高い圧力で冷却材流体が存在す
る。しかし、冷却材流体が原子炉容器と炉心槽との間の
環状領域を下方に流下する時に、バッフル構造物は炉心
槽と協働して冷却材流体を燃料集合体から分けている。
上述したように、バッフル構造物は炉心の燃料集合体を
取り囲んでいる。典型的には、バッフル構造物はボルト
で互いに結合された複数のプレートで形成されている。
取り囲んでいる。典型的には、バッフル構造物はボルト
で互いに結合された複数のプレートで形成されている。
これ等のボルトが時々緩むことがあり、バッフル構造物
のプレート間に小さな隙間を生じさせる。このような状
態が起こると、炉心内よりも大きな流体圧力がバッフル
構造物の外側に存在するために、バッフル構造物の外側
から内側に向かう半径方向内方への冷却材流体のジェッ
ト流が起こる。このジェット流は、炉心の周辺にある燃
料集合体の外側の列に当たると、同燃料集合体の外側の
燃料棒に振動を生じさせ、最終的には同燃料棒を損傷さ
せることになる。
のプレート間に小さな隙間を生じさせる。このような状
態が起こると、炉心内よりも大きな流体圧力がバッフル
構造物の外側に存在するために、バッフル構造物の外側
から内側に向かう半径方向内方への冷却材流体のジェッ
ト流が起こる。このジェット流は、炉心の周辺にある燃
料集合体の外側の列に当たると、同燃料集合体の外側の
燃料棒に振動を生じさせ、最終的には同燃料棒を損傷さ
せることになる。
従って、バッフル構造物の緩んだ部分を通るジェット流
が同バッフル構造物に隣接して位置する燃料集合体の燃
料棒に対して及ぼす有害な影響を回避するように、ジェ
ット流の問題を効果的に処理する対策の必要性が存在す
る。
が同バッフル構造物に隣接して位置する燃料集合体の燃
料棒に対して及ぼす有害な影響を回避するように、ジェ
ット流の問題を効果的に処理する対策の必要性が存在す
る。
l帆立型1
本発明は、上述した必要性を満たすように設計された環
状の耐振格子を備えた燃料集合体を提供する。特に、炉
心の周辺を取り巻くバックル構造物に隣接して位置する
燃料集合体は、通常の格子間に挿入され、これ等の通常
の格子と同様に案内シンプルに取着された環状の耐振格
子を使用している。耐振格子は、炉心周辺に位置する燃
料集合体において外側3列の燃料棒を取り巻くスペース
を占めるに過ぎず、これ等の外1113列の燃料棒の振
動を阻止もしくは減幅する。特に、耐振格子が存在する
ことによって、通常の格子間の支持されていない燃料棒
のスパンの長さが減少するので、バッフル構造物を貫く
冷却材のジェット流の作用により生じる振動のために従
来発生していた燃料棒の損傷が防止される。このように
して、バッフル構造物を通るジェット流の有害な影響が
実質的に回避される。
状の耐振格子を備えた燃料集合体を提供する。特に、炉
心の周辺を取り巻くバックル構造物に隣接して位置する
燃料集合体は、通常の格子間に挿入され、これ等の通常
の格子と同様に案内シンプルに取着された環状の耐振格
子を使用している。耐振格子は、炉心周辺に位置する燃
料集合体において外側3列の燃料棒を取り巻くスペース
を占めるに過ぎず、これ等の外1113列の燃料棒の振
動を阻止もしくは減幅する。特に、耐振格子が存在する
ことによって、通常の格子間の支持されていない燃料棒
のスパンの長さが減少するので、バッフル構造物を貫く
冷却材のジェット流の作用により生じる振動のために従
来発生していた燃料棒の損傷が防止される。このように
して、バッフル構造物を通るジェット流の有害な影響が
実質的に回避される。
耐振格子を有する燃料集合体は、バッフル構造物を通る
冷却材のジェット流の作用を危も受けやすい炉心位置に
のみ配置される。かかる燃料集合体の数は少数であるか
ら、炉心における全圧力降下に対して耐振格子の存在が
与える影響は軽微である。また、これ等の外側周辺位置
の燃料集合体は相対的に出力が低いので、これ等の耐振
格子を使用する燃料集合体は核沸騰限界に至らない。
冷却材のジェット流の作用を危も受けやすい炉心位置に
のみ配置される。かかる燃料集合体の数は少数であるか
ら、炉心における全圧力降下に対して耐振格子の存在が
与える影響は軽微である。また、これ等の外側周辺位置
の燃料集合体は相対的に出力が低いので、これ等の耐振
格子を使用する燃料集合体は核沸騰限界に至らない。
本出願人の米国特許願連番第567.450号に開示さ
れたように中間の流れ混合格子が燃料集合体の上半部に
おける通常の格子間に既に存在する場合には、燃料集合
体の下半部だけに耐振格子を使用する。
れたように中間の流れ混合格子が燃料集合体の上半部に
おける通常の格子間に既に存在する場合には、燃料集合
体の下半部だけに耐振格子を使用する。
従って、本発明は原子炉燃料集合体の改良に向けられて
いる。燃料集合体は、上部ノズルと、下部ノズルと、該
上部ノズル及び該下部ノズル間に長手方向に延在し、両
端で前記上部ノズル及び前記下部ノズルに結合された複
数の案内シンプルとを備えている。また、燃料集合体は
、多数の細長い燃料棒と、前記案内シンプルに沿って軸
方向に離間して、前記案内シンプルによって支持された
複数の支持格子とを含んでいる。各支持格子が画成する
多数のセルは少なくとも前記燃料棒の数に等しく、該セ
ルを貫いて延びる前記燃料棒を受け入れると共に、前記
燃料棒を互いに且つ前記案内シンプルに対して並置され
た配列で支持している。
いる。燃料集合体は、上部ノズルと、下部ノズルと、該
上部ノズル及び該下部ノズル間に長手方向に延在し、両
端で前記上部ノズル及び前記下部ノズルに結合された複
数の案内シンプルとを備えている。また、燃料集合体は
、多数の細長い燃料棒と、前記案内シンプルに沿って軸
方向に離間して、前記案内シンプルによって支持された
複数の支持格子とを含んでいる。各支持格子が画成する
多数のセルは少なくとも前記燃料棒の数に等しく、該セ
ルを貫いて延びる前記燃料棒を受け入れると共に、前記
燃料棒を互いに且つ前記案内シンプルに対して並置され
た配列で支持している。
本発明によると、前記複数の支持格子の少なくとも幾つ
かの間で、前記複数の案内シンプルに沿って軸方向に隔
置されて、該複数の案内シンプルの少なくとも幾つかに
結合された複数の環状の耐振格子が設けられている。前
記耐振格子は前記支持格子とは病体であって、前記支持
格子には結合されていない、前記耐振格子の各々は、前
記燃料棒の数よりは少ないが、前記燃料棒の周辺にある
複数の燃料棒の数に少なくとも等しい複数のセルを画成
しており、前記複数の燃料棒が前記耐振格子の該セルを
貫いて延びるように該セルに受け入れられると共に該セ
ルに係合して、冷却材流体の横行流により前記燃料棒に
招来される振動を減幅するようになっている。
かの間で、前記複数の案内シンプルに沿って軸方向に隔
置されて、該複数の案内シンプルの少なくとも幾つかに
結合された複数の環状の耐振格子が設けられている。前
記耐振格子は前記支持格子とは病体であって、前記支持
格子には結合されていない、前記耐振格子の各々は、前
記燃料棒の数よりは少ないが、前記燃料棒の周辺にある
複数の燃料棒の数に少なくとも等しい複数のセルを画成
しており、前記複数の燃料棒が前記耐振格子の該セルを
貫いて延びるように該セルに受け入れられると共に該セ
ルに係合して、冷却材流体の横行流により前記燃料棒に
招来される振動を減幅するようになっている。
更に、各耐振格子は、相互に差し込んで卵詰め枠状に配
列された複数の部材からなっていて、複数のセルと、多
数の燃料棒のうち残りのものを受け入れる大きさの中央
空間領域とを画成している。
列された複数の部材からなっていて、複数のセルと、多
数の燃料棒のうち残りのものを受け入れる大きさの中央
空間領域とを画成している。
各耐振格子は、前記部材に形成された複数の突起部を有
する。これ等の突起部は、各セルに受け入れられた燃料
棒の両側に接触するのに十分な距離だけ、複数のセルの
各々に延入している。また、前記部材には多数の案内シ
ンプルを受け入れるようになっている多数のスリーブが
結合されている。
する。これ等の突起部は、各セルに受け入れられた燃料
棒の両側に接触するのに十分な距離だけ、複数のセルの
各々に延入している。また、前記部材には多数の案内シ
ンプルを受け入れるようになっている多数のスリーブが
結合されている。
案内シンプルの数は前記セルの複数の数より少ない、こ
れ等のスリーブは、各耐振格子の近くに配設された支持
格子の各々とは結合されておらず、また、支持格子間の
距離よりも長さが短い。
れ等のスリーブは、各耐振格子の近くに配設された支持
格子の各々とは結合されておらず、また、支持格子間の
距離よりも長さが短い。
本発明は原子炉における次の組み合わせにも向けられて
いる。即ち、この組み合わせは、(a)離間して並置さ
れた関係にある複数の燃料集合体から構成されており、
該燃料集合体の第1のグループが周辺にあり、該燃料集
合体の第2のグループが前記第1のグループの内側に配
置されている炉心と、(b)各燃料集合体が複数の細長
い案内シンプルと、多数の細長い燃料棒と、前記案内シ
ンプルに沿って軸方向に離間すると共に、該案内シンプ
ルによって支持された複数の支持格子とを有し、該支持
格子の各々が前記多数の燃料棒をそれぞれ受け入れて、
互いに且つ案内シンプルに対して並置された列状に支持
するため、少なくとも前記多数の燃料棒の数に等しい多
数のセルを画成することと、(e)第1のグループの燃
料集合体の近くで前記炉心を取り巻くように延在するバ
ッフル構造物であって、互いに関して予知できない緩み
を生じ、冷却材流体のジェット流が前記バッフル構造物
の外側から内側に流れて第1のグループの燃料集合体に
おける燃料棒に当たって該燃料棒に振動を生じさせやす
い複数の構成要素を有するバッフル構造物と、(d)第
1のグループの燃料集合体における前記複数の支持格子
の少なくとも幾つかの間で、第1のグループの燃料集合
体の前記複数の案内シンプルに沿って軸方向に隔置され
て、該複数の案内シンプルの少なくとも幾つかに結合さ
れ、前記支持格子とは病体であって、前記支持格子には
結合されていない複数の環状の耐振格子と、からなる、
前記耐振格子の各々は、第1のグループの各燃料集合体
における前記燃料棒の数よりは少ないが、第1のグルー
プの各燃料集合体の周辺に沿って位置する複数の燃料棒
の数に少なくとも等しい複数のセルを画成しており、前
記複数の燃料棒が前記耐振格子の該セルを貫いて延びる
ように該セルに受け入れられると共に該セルに係合して
、前記バッフル構造物からの冷却材流体のジェット流の
衝突による前記燃料棒の振動を減幅するようになってい
る。
いる。即ち、この組み合わせは、(a)離間して並置さ
れた関係にある複数の燃料集合体から構成されており、
該燃料集合体の第1のグループが周辺にあり、該燃料集
合体の第2のグループが前記第1のグループの内側に配
置されている炉心と、(b)各燃料集合体が複数の細長
い案内シンプルと、多数の細長い燃料棒と、前記案内シ
ンプルに沿って軸方向に離間すると共に、該案内シンプ
ルによって支持された複数の支持格子とを有し、該支持
格子の各々が前記多数の燃料棒をそれぞれ受け入れて、
互いに且つ案内シンプルに対して並置された列状に支持
するため、少なくとも前記多数の燃料棒の数に等しい多
数のセルを画成することと、(e)第1のグループの燃
料集合体の近くで前記炉心を取り巻くように延在するバ
ッフル構造物であって、互いに関して予知できない緩み
を生じ、冷却材流体のジェット流が前記バッフル構造物
の外側から内側に流れて第1のグループの燃料集合体に
おける燃料棒に当たって該燃料棒に振動を生じさせやす
い複数の構成要素を有するバッフル構造物と、(d)第
1のグループの燃料集合体における前記複数の支持格子
の少なくとも幾つかの間で、第1のグループの燃料集合
体の前記複数の案内シンプルに沿って軸方向に隔置され
て、該複数の案内シンプルの少なくとも幾つかに結合さ
れ、前記支持格子とは病体であって、前記支持格子には
結合されていない複数の環状の耐振格子と、からなる、
前記耐振格子の各々は、第1のグループの各燃料集合体
における前記燃料棒の数よりは少ないが、第1のグルー
プの各燃料集合体の周辺に沿って位置する複数の燃料棒
の数に少なくとも等しい複数のセルを画成しており、前
記複数の燃料棒が前記耐振格子の該セルを貫いて延びる
ように該セルに受け入れられると共に該セルに係合して
、前記バッフル構造物からの冷却材流体のジェット流の
衝突による前記燃料棒の振動を減幅するようになってい
る。
本発明のこれ等の利点や効果及びその他の利点や効果は
、本発明の例示的な実施例を示す添付図面に関連して以
下の詳細な説明を読むこト&、:、にす。
、本発明の例示的な実施例を示す添付図面に関連して以
下の詳細な説明を読むこト&、:、にす。
当業者にとって明らかとなろう。
Uα毘員lユ泗
以下の説明において、全図面を通し同一参照数字は、同
一部分もしくは対応部分を指すものとし、そして「前方
」、「後方」、「左方」、「右方」、「上方向もしくは
上向き」、「下方向もしくは下向き」その他の同様の術
語は、説明の便宜上の表現として用いたまでであって、
制限的な意味に解釈されてはならない。
一部分もしくは対応部分を指すものとし、そして「前方
」、「後方」、「左方」、「右方」、「上方向もしくは
上向き」、「下方向もしくは下向き」その他の同様の術
語は、説明の便宜上の表現として用いたまでであって、
制限的な意味に解釈されてはならない。
図面、特に第1図及び第2図を参照すると、加圧水型原
子炉(PIIIR)が符号1oで総括的に表示され示さ
れている。pH1R10は、複数の細長い燃料集合体1
6からなる炉心14を収容した原子炉容器12を含んで
いる。第1図には、簡単にするためだけの目的で、比較
的に少数の燃料集合体16が示されている。実際には、
第2図に概略的に示すように、炉心14は多数の燃料集
合体16から構成されている。
子炉(PIIIR)が符号1oで総括的に表示され示さ
れている。pH1R10は、複数の細長い燃料集合体1
6からなる炉心14を収容した原子炉容器12を含んで
いる。第1図には、簡単にするためだけの目的で、比較
的に少数の燃料集合体16が示されている。実際には、
第2図に概略的に示すように、炉心14は多数の燃料集
合体16から構成されている。
原子炉容器12から半径方向の内側に離間しているのは
ほぼ円筒形の炉心槽18であって、該炉心槽18内に、
この明細書ではバッフル構造物20と呼ぶフォーマ−及
びバックル装置があって、同バッフル構造物20が、円
筒形の炉心槽18から、その中に配列された燃料集合体
16によって形成される炉心14の正方形ではない周辺
への形状の変化に対応している。バッフル構造物20は
炉心14の燃料集合体16を取り囲んでいる。典型的に
は、バッフル構造物20はボルト(図示せず)によって
互いに結合される複数のプレート22から形成されてい
る。炉心14及びバッフル構造物20は、炉心槽18に
よって支持された上部炉心板24と下部炉心板26との
間に配設されている。
ほぼ円筒形の炉心槽18であって、該炉心槽18内に、
この明細書ではバッフル構造物20と呼ぶフォーマ−及
びバックル装置があって、同バッフル構造物20が、円
筒形の炉心槽18から、その中に配列された燃料集合体
16によって形成される炉心14の正方形ではない周辺
への形状の変化に対応している。バッフル構造物20は
炉心14の燃料集合体16を取り囲んでいる。典型的に
は、バッフル構造物20はボルト(図示せず)によって
互いに結合される複数のプレート22から形成されてい
る。炉心14及びバッフル構造物20は、炉心槽18に
よって支持された上部炉心板24と下部炉心板26との
間に配設されている。
一原子炉容器12の上端は取り外し自在の密閉頭部28
によって気密に封止されており、また、頭部28上には
複数の制御棒駆動機tII30が装着されている。
によって気密に封止されており、また、頭部28上には
複数の制御棒駆動機tII30が装着されている。
簡単にするため、制御棒駆動機lll30も少数のみが
図示されている。各駆動機構30は制御棒クラスタ32
を燃料集合体16のあるものの上方や内部に選択的に位
置付ける。
図示されている。各駆動機構30は制御棒クラスタ32
を燃料集合体16のあるものの上方や内部に選択的に位
置付ける。
炉心14の燃料気合体16における核分裂過程で発生し
た熱は、軽水のような冷却材流体を炉心14に循環させ
ることによって、IIIR10の運転中に除去される。
た熱は、軽水のような冷却材流体を炉心14に循環させ
ることによって、IIIR10の運転中に除去される。
即ち、冷却材流体は、複数(第1図には1つのみが図示
されている)の入口ノズル34を経て原子炉容器12内
にポンプによって送り込まれる。
されている)の入口ノズル34を経て原子炉容器12内
にポンプによって送り込まれる。
冷却材流体は、原子炉容器12と炉心槽18(及び炉心
槽に設けられた熱遮蔽38)との間に画成された環状領
域36を下方に流れ、原子炉容器12の底部に達すると
、そこで180°流れの方向を変えてから、下部炉心板
26、次いで炉心14を通って上方に流れる。炉心14
の燃料集合体16を上方へ流れる際、燃料集合体16か
らの熱エネルギの伝達により、冷却材流体は原子炉運転
温度まで加熱される。その後、高温の冷却材流体は、炉
心槽18を貫いて延びる複数(第1図には1つのみが図
示されている)の出口ノズル40を経て原子炉容器12
外に出る。このようにして、燃料集合体16が冷却材流
体に与えた熱エネルギは、冷却材流体によって原子炉容
器12から運び去られる。
槽に設けられた熱遮蔽38)との間に画成された環状領
域36を下方に流れ、原子炉容器12の底部に達すると
、そこで180°流れの方向を変えてから、下部炉心板
26、次いで炉心14を通って上方に流れる。炉心14
の燃料集合体16を上方へ流れる際、燃料集合体16か
らの熱エネルギの伝達により、冷却材流体は原子炉運転
温度まで加熱される。その後、高温の冷却材流体は、炉
心槽18を貫いて延びる複数(第1図には1つのみが図
示されている)の出口ノズル40を経て原子炉容器12
外に出る。このようにして、燃料集合体16が冷却材流
体に与えた熱エネルギは、冷却材流体によって原子炉容
器12から運び去られる。
炉心槽18には穴(図示せず)が存在するため、炉心槽
18とバッフル構造物20との間にも、炉心14内より
も高圧で冷却材流体が存在する。しかし、冷却材流体が
原子炉容器12と炉心槽18との間の環状領域36を下
方に流下する時に、バッフル構造物20は炉心槽18と
協働して冷却材流体を燃料集合体16から分けている。
18とバッフル構造物20との間にも、炉心14内より
も高圧で冷却材流体が存在する。しかし、冷却材流体が
原子炉容器12と炉心槽18との間の環状領域36を下
方に流下する時に、バッフル構造物20は炉心槽18と
協働して冷却材流体を燃料集合体16から分けている。
簡単に上述したように、炉心14は多数の細長い燃料集
合体16から構成されている。第3図を参照すると、P
WR10において使用される形式のものである各燃料集
合体16は、基本的に、下部炉心板26上に燃料集合体
を支持する下端構造即ち下部ノズル42と、同下部ノズ
ル42から上方へ縦方向に突き出る多数の案内筒即ち案
内シンプル44とを含む。
合体16から構成されている。第3図を参照すると、P
WR10において使用される形式のものである各燃料集
合体16は、基本的に、下部炉心板26上に燃料集合体
を支持する下端構造即ち下部ノズル42と、同下部ノズ
ル42から上方へ縦方向に突き出る多数の案内筒即ち案
内シンプル44とを含む。
燃料集合体16は、更に、案内シンプル44の長さに沿
って軸方向に離間して同案内シンプル44に取着された
複数の通常の支持格子46を含んでいる。支持格子46
は、複数の細長い燃料棒48を列状にして横方向に離間
させ支持している。また、燃料集合体16は、その中央
に位置する計装管50と、案内シンブル44の上端に取
着された上端構造即ち上部ノズル52とを有する。各部
をこのように配列して、燃料集合体16はその各部を損
傷することなく通常のように取り扱うことのできる一体
のユニットを形成している。
って軸方向に離間して同案内シンプル44に取着された
複数の通常の支持格子46を含んでいる。支持格子46
は、複数の細長い燃料棒48を列状にして横方向に離間
させ支持している。また、燃料集合体16は、その中央
に位置する計装管50と、案内シンブル44の上端に取
着された上端構造即ち上部ノズル52とを有する。各部
をこのように配列して、燃料集合体16はその各部を損
傷することなく通常のように取り扱うことのできる一体
のユニットを形成している。
燃料集合体16の各燃料棒48は核燃料ペレット54を
含んでおり、同燃料棒の両端は燃料棒を気密に封止する
ため上部端栓56及び下部端栓58により閉止されてい
る6通常、プレナムばね60が上部端栓56と下部端栓
58との間に配設されていて、核燃料ペレットを燃料棒
48内で密に詰まった関係に保持している。核燃料物質
からなる核燃料ペレット54が反応出力の発生を担って
おり、この反応出力によりPWR10の炉心10内に熱
が発生する。上述のように、炉心14の燃料集合体16
において発生した熱を有用な仕事を行わせるように取り
出すため、冷却材流体は各燃料集合体16を上方に流れ
るようポンプで送られる。
含んでおり、同燃料棒の両端は燃料棒を気密に封止する
ため上部端栓56及び下部端栓58により閉止されてい
る6通常、プレナムばね60が上部端栓56と下部端栓
58との間に配設されていて、核燃料ペレットを燃料棒
48内で密に詰まった関係に保持している。核燃料物質
からなる核燃料ペレット54が反応出力の発生を担って
おり、この反応出力によりPWR10の炉心10内に熱
が発生する。上述のように、炉心14の燃料集合体16
において発生した熱を有用な仕事を行わせるように取り
出すため、冷却材流体は各燃料集合体16を上方に流れ
るようポンプで送られる。
核分裂過程を制御するため、各制御棒クラスタ32の多
数の制御棒62は、燃料集合体16内の所定位置に配置
された案内シンプル44の中を往復動可能である(燃料
集合体16の全てが制御棒クラスタ32を有するわけで
はなく、従って、制御棒62を有するわけではない、実
際には、少数の燃料集合体のみが有する)、具体的には
、各制御棒クラスタ32は燃料集合体16の上部ノズル
52に関連している。
数の制御棒62は、燃料集合体16内の所定位置に配置
された案内シンプル44の中を往復動可能である(燃料
集合体16の全てが制御棒クラスタ32を有するわけで
はなく、従って、制御棒62を有するわけではない、実
際には、少数の燃料集合体のみが有する)、具体的には
、各制御棒クラスタ32は燃料集合体16の上部ノズル
52に関連している。
制御棒クラスタ32は、半径方向に延びる複数のアーム
66を備えると共に内部にねじが切られた円筒形部材6
4を有する。各アーム66が1本以上の制御棒62に相
互に結合されているので、制御棒クラスタ32は、案内
シンプル44内で垂直方向に制御棒66を移動させて、
燃料集合体16における核分裂過程を全て周知の態様で
制御することができる。
66を備えると共に内部にねじが切られた円筒形部材6
4を有する。各アーム66が1本以上の制御棒62に相
互に結合されているので、制御棒クラスタ32は、案内
シンプル44内で垂直方向に制御棒66を移動させて、
燃料集合体16における核分裂過程を全て周知の態様で
制御することができる。
炉心14における燃料集合体16の全ては上述したよう
な通常の構造を有する。しかし、16^と符号が付けら
れると共に、第2図において正方形の囲いの中に“X″
と表示された外側のグループの燃料集合体、即ちバッフ
ル構造物20の近傍で炉心14の周辺に沿って配置され
た燃料集合体は、環状の耐振格子68を用いており、そ
の実施例は第3区〜第6図に示されている。炉心14に
おける燃料集合体の大部分を構成し、外側のグループの
燃料集合体の内側にあって取り囲まれている、残りの内
側のグループの燃料集合体16Bは、耐振格子68の必
要がないので使用していない。
な通常の構造を有する。しかし、16^と符号が付けら
れると共に、第2図において正方形の囲いの中に“X″
と表示された外側のグループの燃料集合体、即ちバッフ
ル構造物20の近傍で炉心14の周辺に沿って配置され
た燃料集合体は、環状の耐振格子68を用いており、そ
の実施例は第3区〜第6図に示されている。炉心14に
おける燃料集合体の大部分を構成し、外側のグループの
燃料集合体の内側にあって取り囲まれている、残りの内
側のグループの燃料集合体16Bは、耐振格子68の必
要がないので使用していない。
前に述べたように、炉心14の燃料集合体16を取り囲
むバッフル構造物20は、ボルト(図示せず)によって
互いに結合された複数のプレート22から形成されてい
る。これ等のボルトは時々緩むことがあり、そのためバ
ッフル構造物のプレート22間に小さな隙間が生ずる。
むバッフル構造物20は、ボルト(図示せず)によって
互いに結合された複数のプレート22から形成されてい
る。これ等のボルトは時々緩むことがあり、そのためバ
ッフル構造物のプレート22間に小さな隙間が生ずる。
隙間が生ずると、炉心14内よりもバッフル構造物20
の外側に大きな流体圧力が存在するために、バッフル構
造物20の外部から内部へ半径方向の内方に向かうよう
にバッフル構造物20を通る冷却材流体のジェット流が
起こる。
の外側に大きな流体圧力が存在するために、バッフル構
造物20の外部から内部へ半径方向の内方に向かうよう
にバッフル構造物20を通る冷却材流体のジェット流が
起こる。
炉心14の周辺もしくは外側グループの燃料集合体16
^に1つもしくはそれ以上の耐振格子68がない場合、
同燃料集合体に衝突するジェット流は、その外側燃料棒
4日を振動させ、最終的に同燃料棒48を損傷させる。
^に1つもしくはそれ以上の耐振格子68がない場合、
同燃料集合体に衝突するジェット流は、その外側燃料棒
4日を振動させ、最終的に同燃料棒48を損傷させる。
第4図〜第6図を参照すると、耐振格子68の好適な実
施例は、基本的に、両端が開放した複数の中空セルフ4
と中央にあるほぼ正方形の大きな空間領域76とを画成
するように、溶接のような手段により卵詰め枠の形状に
配列され相互に結合された、複数の差し込み式の内側ス
トラップ70及び外側ストラップ72を有する0通常の
支持格子46の各々は、当該技術分野で良く知られてい
るように、多数の燃料棒48を受け入れて同燃料棒48
を互いに且つ案内シンプル44に対して並置された関係
で列状に支持するために、燃料棒48の少なくとも全数
に等しい多数のセルを画成しているが、耐振格子68の
複数のセルフ4は、各燃料集合体16^における燃料棒
48の全数よりも数が少なく、同燃料棒48のうち周辺
にある複数の燃料棒の数に少なくとも等しい。
施例は、基本的に、両端が開放した複数の中空セルフ4
と中央にあるほぼ正方形の大きな空間領域76とを画成
するように、溶接のような手段により卵詰め枠の形状に
配列され相互に結合された、複数の差し込み式の内側ス
トラップ70及び外側ストラップ72を有する0通常の
支持格子46の各々は、当該技術分野で良く知られてい
るように、多数の燃料棒48を受け入れて同燃料棒48
を互いに且つ案内シンプル44に対して並置された関係
で列状に支持するために、燃料棒48の少なくとも全数
に等しい多数のセルを画成しているが、耐振格子68の
複数のセルフ4は、各燃料集合体16^における燃料棒
48の全数よりも数が少なく、同燃料棒48のうち周辺
にある複数の燃料棒の数に少なくとも等しい。
好ましいのは、セルフ4の数が、正方形に配列された燃
料棒のうち外側の連続した3列にある燃料棒48^の数
に等しいことである。耐振格子のセルフ4は、冷却材流
体のジェット流もしくは横行流により招来される振動を
減幅するように、複数の燃料棒48^のそれぞれを受け
入れて同燃料棒に係合する大きさに形成されている。他
方、耐振格子68の空間領域76は、多数の燃料棒48
のうち残りのも、の、即ち3列の燃料棒48^によって
囲まれた正方形の配列中にある燃料棒48B(燃料棒4
8^よりも少数)を受け入れるような大きさのものであ
る。
料棒のうち外側の連続した3列にある燃料棒48^の数
に等しいことである。耐振格子のセルフ4は、冷却材流
体のジェット流もしくは横行流により招来される振動を
減幅するように、複数の燃料棒48^のそれぞれを受け
入れて同燃料棒に係合する大きさに形成されている。他
方、耐振格子68の空間領域76は、多数の燃料棒48
のうち残りのも、の、即ち3列の燃料棒48^によって
囲まれた正方形の配列中にある燃料棒48B(燃料棒4
8^よりも少数)を受け入れるような大きさのものであ
る。
また、第4図〜第6図に示した耐振格子68の好適な実
施例は、内側ストラップ70及び外側ストラップ72に
それぞれ画成されたディンプルもしくは突起物78.8
0の形態の手段を含んでおり、該手段は、セルフ4を貫
いて延びる燃料棒48^のそれぞれと係合するように各
ストラップの面から延びて該セルフ4に延入している。
施例は、内側ストラップ70及び外側ストラップ72に
それぞれ画成されたディンプルもしくは突起物78.8
0の形態の手段を含んでおり、該手段は、セルフ4を貫
いて延びる燃料棒48^のそれぞれと係合するように各
ストラップの面から延びて該セルフ4に延入している。
多数のセルフ4を形成する内側ストラップ70の突起物
78の代わりに、好適な耐振格子68のある特定の数の
セルは同様の数の円筒形の中空スリーブ82を受け入れ
ている。これ等のスリーブ82は、溶接等により各内側
ストラップ70に取着されると共に、同数の案内シンプ
ル44を受け入れる大きさに形成されていて、該案内シ
ンプル44を耐振格子68に取着可能である。スリーブ
82は、膨出もしくは溶接のような通常の方法により同
数の案内シンプル44(例えば、17列×17列の燃料
集合体構造では12本の案内シンプル)に取着すること
ができ、この方法は、通常の支持格子46にある類似の
スリーブ(図示せず)が案内シンプル46に取着される
のと同じ方法である。
78の代わりに、好適な耐振格子68のある特定の数の
セルは同様の数の円筒形の中空スリーブ82を受け入れ
ている。これ等のスリーブ82は、溶接等により各内側
ストラップ70に取着されると共に、同数の案内シンプ
ル44を受け入れる大きさに形成されていて、該案内シ
ンプル44を耐振格子68に取着可能である。スリーブ
82は、膨出もしくは溶接のような通常の方法により同
数の案内シンプル44(例えば、17列×17列の燃料
集合体構造では12本の案内シンプル)に取着すること
ができ、この方法は、通常の支持格子46にある類似の
スリーブ(図示せず)が案内シンプル46に取着される
のと同じ方法である。
第7図〜第13図に示した耐振格子68^の別の実施例
は、好適な耐振格子68と同じ突起物フ8.80及びス
リーブ82を有する。突起物78.80及びスリーブ8
2に関する以下の説明に際しては、第8図〜第13図も
参照されたい、耐振格子68.68^の間の唯一の違い
は、内側ストラップ78及び外側ストラップ80から上
方に各セルフ4の中央の縦方向軸線に向かって内方に延
びるように、該内側ストラップ及び外側ストラップ80
に形成された傾斜付きの混合羽根84の形態の冷却材流
偏向手段を含んでいること驚ある。(第7図〜第13図
の別の耐振格子68^の諸構成要素に言及する際、第4
図〜第6図の好適な耐振格子68の諸構成要素を同定す
るのに用いたのと同じ参照符号が使用されている。)内
側ストラップ70にある突起物78は、格子による圧力
降下の作用を最小にするように、耐振格子68を通る通
常の縦方向の冷却材流に対して開放した台形状の橋形構
造を有するが、外側ストラップ72にある突起物80は
、バッフル構造物20からのジェット流に交叉して遮断
するように、耐振格子68を通る通常の縦方向の冷却材
流に平行な台形状の橋形構造を有する。突起物78.8
0は両方とも、はぼ剛であり、且つ通常の打ち抜き加工
によりストラップ70.72に形成されている。内側ス
トラップ70にある突起物78がセルフ4内に延入する
距離は外側ストラップ72にある突起物80よりも大き
いが、各突起物フ8.80の組がセルフ4内に延入する
距離は、各セルを通るように受け入れられた各燃料棒4
8^に、同燃料棒の各対向側にある4つの円周方向にM
間した点において接触し、同燃料棒を保持するのに十分
である。これ等の4つの突起物の関係は、それ等の2つ
が水平に延在する第1の面にあり、他の2つが第1の面
の軸方向下方に離間して平行に延在する第2の面にある
ようになっている。これ等の図から分かるように、各内
側ストラップフ0には各セルフ4毎に2つの突起物78
が形成されており、その内の1つの突起物はセルの1つ
に延入し、他の1つは最初のセルから反対側に延びて隣
接するセルに延入している。
は、好適な耐振格子68と同じ突起物フ8.80及びス
リーブ82を有する。突起物78.80及びスリーブ8
2に関する以下の説明に際しては、第8図〜第13図も
参照されたい、耐振格子68.68^の間の唯一の違い
は、内側ストラップ78及び外側ストラップ80から上
方に各セルフ4の中央の縦方向軸線に向かって内方に延
びるように、該内側ストラップ及び外側ストラップ80
に形成された傾斜付きの混合羽根84の形態の冷却材流
偏向手段を含んでいること驚ある。(第7図〜第13図
の別の耐振格子68^の諸構成要素に言及する際、第4
図〜第6図の好適な耐振格子68の諸構成要素を同定す
るのに用いたのと同じ参照符号が使用されている。)内
側ストラップ70にある突起物78は、格子による圧力
降下の作用を最小にするように、耐振格子68を通る通
常の縦方向の冷却材流に対して開放した台形状の橋形構
造を有するが、外側ストラップ72にある突起物80は
、バッフル構造物20からのジェット流に交叉して遮断
するように、耐振格子68を通る通常の縦方向の冷却材
流に平行な台形状の橋形構造を有する。突起物78.8
0は両方とも、はぼ剛であり、且つ通常の打ち抜き加工
によりストラップ70.72に形成されている。内側ス
トラップ70にある突起物78がセルフ4内に延入する
距離は外側ストラップ72にある突起物80よりも大き
いが、各突起物フ8.80の組がセルフ4内に延入する
距離は、各セルを通るように受け入れられた各燃料棒4
8^に、同燃料棒の各対向側にある4つの円周方向にM
間した点において接触し、同燃料棒を保持するのに十分
である。これ等の4つの突起物の関係は、それ等の2つ
が水平に延在する第1の面にあり、他の2つが第1の面
の軸方向下方に離間して平行に延在する第2の面にある
ようになっている。これ等の図から分かるように、各内
側ストラップフ0には各セルフ4毎に2つの突起物78
が形成されており、その内の1つの突起物はセルの1つ
に延入し、他の1つは最初のセルから反対側に延びて隣
接するセルに延入している。
また、耐振格子68を燃料集合体16^における全案内
シンプルの数よりも少ない幾つかの案内シンプル44に
取着するスリーブ82は、耐振格子68に隣接してその
上方及び下方に配設された通常の支持格子46に結合さ
れておらず、しかもそれ等の支持格子46間の距離より
も長さが実質的に短いことに注目することは重要である
。第10図及び第11図を比較すると、スリーブ82は
耐振格子68の外側ストラップ72よりも下方に実質的
に延びていないことを示している。このように、通常の
支持格子46の少なくとも幾つかの間で案内シンプル4
4のうちの選択されたものに結合されると共に軸方向に
沿って離間した複数の耐振格子68は、通常の支持格子
には結合されておらず完全に分離している。
シンプルの数よりも少ない幾つかの案内シンプル44に
取着するスリーブ82は、耐振格子68に隣接してその
上方及び下方に配設された通常の支持格子46に結合さ
れておらず、しかもそれ等の支持格子46間の距離より
も長さが実質的に短いことに注目することは重要である
。第10図及び第11図を比較すると、スリーブ82は
耐振格子68の外側ストラップ72よりも下方に実質的
に延びていないことを示している。このように、通常の
支持格子46の少なくとも幾つかの間で案内シンプル4
4のうちの選択されたものに結合されると共に軸方向に
沿って離間した複数の耐振格子68は、通常の支持格子
には結合されておらず完全に分離している。
本出願人の米国特許願連番第567.450号明MAs
に開示されているように、中間の流れ混合格子が燃料集
合体16^の上半部に通常の支持格子46間に既に存在
する場合、耐振格子68は、第3図のように、上部ノズ
ル44というよりも下部ノズル42の近くに、即ち燃料
集合体の下半部に位置付けられるように支持格子46間
に配設されるだけである。
に開示されているように、中間の流れ混合格子が燃料集
合体16^の上半部に通常の支持格子46間に既に存在
する場合、耐振格子68は、第3図のように、上部ノズ
ル44というよりも下部ノズル42の近くに、即ち燃料
集合体の下半部に位置付けられるように支持格子46間
に配設されるだけである。
耐振格子68を備えた燃料集合体16^は、バッフル構
造物20を通流する冷却材流体のジェット作用を最も受
け易い炉心の周辺位置にのみ配設されることが理解され
よう。耐振格子68を備えた燃料集合体の数は少ないの
で、炉心の全圧力降下に対するその影響も少ないであろ
う、また、これ等の炉心周辺位置は比較的に出力が低い
ので、これ等の燃料集合体は核沸騰限界に達しないであ
ろう、燃料棒48^の外側3列における環状の耐振格子
68の存在によって、より多量の冷却材流体が格子の空
間領域76及び燃料集合体の中央を長手方向に通って流
れることになり、格子は燃料集合体の核沸騰限界特性に
影響を持つ、しかし、燃料集合体は相対的に小さな出力
を有するので、同燃f1m合体は核沸騰限界にならない
。
造物20を通流する冷却材流体のジェット作用を最も受
け易い炉心の周辺位置にのみ配設されることが理解され
よう。耐振格子68を備えた燃料集合体の数は少ないの
で、炉心の全圧力降下に対するその影響も少ないであろ
う、また、これ等の炉心周辺位置は比較的に出力が低い
ので、これ等の燃料集合体は核沸騰限界に達しないであ
ろう、燃料棒48^の外側3列における環状の耐振格子
68の存在によって、より多量の冷却材流体が格子の空
間領域76及び燃料集合体の中央を長手方向に通って流
れることになり、格子は燃料集合体の核沸騰限界特性に
影響を持つ、しかし、燃料集合体は相対的に小さな出力
を有するので、同燃f1m合体は核沸騰限界にならない
。
耐振格子68はジルカロイ(登録商標)製であるので、
また、少数の燃料集合体のみがこれ等の耐振格子を有す
るので、耐振格子の存在による燃料サイクルの炉心ペナ
ルティ−は小さいであろう、これ等の燃料集合体の数を
限定することが好ましいので、幾つかの燃料サイクルに
渡って、これ等の燃料集合体は同一の炉心周辺位置に保
持される。
また、少数の燃料集合体のみがこれ等の耐振格子を有す
るので、耐振格子の存在による燃料サイクルの炉心ペナ
ルティ−は小さいであろう、これ等の燃料集合体の数を
限定することが好ましいので、幾つかの燃料サイクルに
渡って、これ等の燃料集合体は同一の炉心周辺位置に保
持される。
しかし、燃焼度勾配及びピーキング係数をできるだけ小
さくするためには、これ等の燃料集合体を炉心の対角線
方向に移動させるのが有利である。
さくするためには、これ等の燃料集合体を炉心の対角線
方向に移動させるのが有利である。
いわゆる耐振クリップを備えた燃料集合体と違って、耐
振格子を備えた燃料集合体は、必要ならば、他の低出力
位置に内方に移動させうる。
振格子を備えた燃料集合体は、必要ならば、他の低出力
位置に内方に移動させうる。
機械的観点及び取り扱い上の観点からは、いわゆる耐振
クリップと異なりこの耐振格子は取り除く必要がないの
で、同耐振格子を使用することが好ましい、耐振格子を
使用することにより特別な取り扱い工具の必要がなくな
り、また、燃料交換のための重要な通路が阻害されない
。
クリップと異なりこの耐振格子は取り除く必要がないの
で、同耐振格子を使用することが好ましい、耐振格子を
使用することにより特別な取り扱い工具の必要がなくな
り、また、燃料交換のための重要な通路が阻害されない
。
本発明とその効果とは上述の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から逸脱したり、本
発明の重要な効果を犠牲にすることなく、その形態、構
造及び配列について種々の変形が可能であり、上述の形
態は本発明の単なる好適なもしくは例示的な実施例に過
ぎない。
れる。また、本発明の精神及び範囲から逸脱したり、本
発明の重要な効果を犠牲にすることなく、その形態、構
造及び配列について種々の変形が可能であり、上述の形
態は本発明の単なる好適なもしくは例示的な実施例に過
ぎない。
第1図は、本発明が実施される原子炉を一部断面で示す
立面図、第2図は、第1図の2−2線に沿って前記原子
炉を簡単に示す拡大断面図、第3図は、環状の耐振格子
を有して第2図に示された炉心周辺位置に装荷される燃
料集合体を一部断面で示す立面図、第4図は、耐振格子
の頂部平面図を示す、第3図の4−4線に沿った燃料集
合体の拡大断面図、第5図は、燃料集合体から取り出し
な耐振格子の頂部平面図、第6図は、第5図の耐振格子
の下方部分の頂部平面図、第7図は、流れ混合羽根が格
子に付加されている点を除いて第5図の耐振格子と実質
的に同一である別の耐振格子の下方部分を拡大して示す
頂部平面図、第8図及び第9図は、第7図の線8−8及
び9−9にそれぞれ沿って耐振格子の外側ストラップを
その下部右側コーナーにおいて見た立面図、第10図は
、耐振格子を貫く案内シンプル受入れセルと、格子を燃
料集合体の案内シンプルに装着するためそこに設けられ
たスリーブとを示す、第7図の線10−10における断
面図、第11図は、耐振格子の外側ストラップに対する
内側ストラップの1つの端部の相互結合の状態を示す、
第7図の線11−11における断面図、第12図及び第
13図は、耐振格子を貫く案内シンプル受入れセルの1
つの内側ストラップに関連したディンプルの関係を示す
、第7図の線12−12及び13−13における断面図
である。 16.16^・・・原子炉燃料集合体 42・・・下部ノズル 44・・・案内シンプル4
6・・・支持格子 48.48^・・・燃料棒5
2・・・上部ノズル 68・・・耐振格子74・・
・セル FIG + FIG 2 FIG、4 68A FIG 8 FIG、 9FIG、
Il
立面図、第2図は、第1図の2−2線に沿って前記原子
炉を簡単に示す拡大断面図、第3図は、環状の耐振格子
を有して第2図に示された炉心周辺位置に装荷される燃
料集合体を一部断面で示す立面図、第4図は、耐振格子
の頂部平面図を示す、第3図の4−4線に沿った燃料集
合体の拡大断面図、第5図は、燃料集合体から取り出し
な耐振格子の頂部平面図、第6図は、第5図の耐振格子
の下方部分の頂部平面図、第7図は、流れ混合羽根が格
子に付加されている点を除いて第5図の耐振格子と実質
的に同一である別の耐振格子の下方部分を拡大して示す
頂部平面図、第8図及び第9図は、第7図の線8−8及
び9−9にそれぞれ沿って耐振格子の外側ストラップを
その下部右側コーナーにおいて見た立面図、第10図は
、耐振格子を貫く案内シンプル受入れセルと、格子を燃
料集合体の案内シンプルに装着するためそこに設けられ
たスリーブとを示す、第7図の線10−10における断
面図、第11図は、耐振格子の外側ストラップに対する
内側ストラップの1つの端部の相互結合の状態を示す、
第7図の線11−11における断面図、第12図及び第
13図は、耐振格子を貫く案内シンプル受入れセルの1
つの内側ストラップに関連したディンプルの関係を示す
、第7図の線12−12及び13−13における断面図
である。 16.16^・・・原子炉燃料集合体 42・・・下部ノズル 44・・・案内シンプル4
6・・・支持格子 48.48^・・・燃料棒5
2・・・上部ノズル 68・・・耐振格子74・・
・セル FIG + FIG 2 FIG、4 68A FIG 8 FIG、 9FIG、
Il
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 上部ノズルと、下部ノズルと、該上部ノズル及び該下部
ノズル間に長手方向に延在し、両端で前記上部ノズル及
び前記下部ノズルに結合された複数の案内シンプルと、
多数の細長い燃料棒と、前記案内シンプルに沿って軸方
向に離間して、前記案内シンプルによって支持された複
数の支持格子とを含み、各支持格子が画成する多数のセ
ルは少なくとも前記燃料棒の数に等しく、該セルを貫い
て延びる前記燃料棒を受け入れると共に、前記燃料棒を
互いに且つ前記案内シンプルに対して並置された配列で
支持している原子炉燃料集合体において、 (a)前記複数の支持格子の少なくとも幾つかの間で、
前記複数の案内シンプルに沿って軸方向に隔置されて、
該複数の案内シンプルの少なくとも幾つかに結合された
複数の環状の耐振格子を備え、(b)前記耐振格子は前
記支持格子とは病体であって、前記支持格子には結合さ
れておらず、(c)前記耐振格子の各々は、前記燃料棒
の数よりは少ないが、前記燃料棒の周辺にある複数の燃
料棒の数に少なくとも等しい複数のセルを画成しており
、前記複数の燃料棒が前記耐振格子の該セルを貫いて延
びるように該セルに受け入れられると共に該セルに係合
して、冷却材流体の横行流により前記燃料棒に招来され
る振動を減幅するようになっている、 原子炉燃料集合体。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US050,833 | 1979-06-21 | ||
US07/050,833 US4762669A (en) | 1987-05-13 | 1987-05-13 | Nuclear reactor core containing fuel assemblies positioned adjacent core baffle structure having annular anti-vibration grids |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS63293492A true JPS63293492A (ja) | 1988-11-30 |
Family
ID=21967737
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP63112701A Pending JPS63293492A (ja) | 1987-05-13 | 1988-05-11 | 原子炉燃料集合体 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4762669A (ja) |
EP (1) | EP0290865B1 (ja) |
JP (1) | JPS63293492A (ja) |
KR (1) | KR970003782B1 (ja) |
DE (1) | DE3882799D1 (ja) |
ES (1) | ES2043713T3 (ja) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2005084050A (ja) * | 2003-09-05 | 2005-03-31 | Westinghouse Electric Co Llc | 原子炉燃料集合体 |
JP2005214838A (ja) * | 2004-01-30 | 2005-08-11 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 加圧水型原子炉用燃料集合体上部ノズル |
JP2012508871A (ja) * | 2008-11-13 | 2012-04-12 | アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング | 加圧水形原子炉の燃料集合体 |
Families Citing this family (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2510561B2 (ja) * | 1987-03-25 | 1996-06-26 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
SE467899B (sv) * | 1991-02-05 | 1992-09-28 | Asea Atom Ab | Braenslepatron foer en kaernreaktor av tryckvattentyp |
US5251243A (en) * | 1992-08-21 | 1993-10-05 | Westinghouse Electric Corp. | Automatic fuel assembly loader |
US5526387A (en) * | 1994-08-12 | 1996-06-11 | General Electric Company | Flow tabs for a fuel rod bundle spacer |
DE19916893C1 (de) * | 1999-04-14 | 2000-10-12 | Siemens Ag | Abstandhalter für ein Leichtwasserreaktor-Brennelement |
US8369475B2 (en) * | 2009-07-01 | 2013-02-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assembly support grid |
US9378853B2 (en) | 2010-10-21 | 2016-06-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor |
US9721681B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-08-01 | Bwxt Mpower, Inc. | Integral pressurized water reactor with compact upper internals assembly |
US9530526B2 (en) | 2012-04-17 | 2016-12-27 | Bwxt Mpower, Inc. | Riser transition element for compact nuclear reactor |
WO2013158491A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate |
WO2013165669A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-11-07 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor |
US10102932B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-10-16 | Bwxt Mpower, Inc. | Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units |
US9754688B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-09-05 | Bwx Technologies, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate |
US20130301774A1 (en) * | 2012-04-18 | 2013-11-14 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Lateral support for control rod drive mechanism |
WO2014200599A1 (en) | 2013-03-15 | 2014-12-18 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Extruded guide frame and manufacturing methods thereof |
CN103578579B (zh) * | 2013-10-16 | 2016-12-07 | 中国核电工程有限公司 | 一种先进的聚变-裂变次临界能源堆堆芯 |
CN115862902B (zh) * | 2022-09-22 | 2024-05-14 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆 |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3481832A (en) * | 1967-04-14 | 1969-12-02 | Combustion Eng | Nuclear reactor core and control element arrangement |
US3940311A (en) * | 1972-01-21 | 1976-02-24 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor internals construction and failed fuel rod detection system |
UST921019I4 (en) * | 1973-01-05 | 1974-04-16 | Core for a nuclear reactor | |
CA1032668A (en) * | 1974-05-20 | 1978-06-06 | John M. Shallenberger | Modular in-core flow filter for a nuclear reactor |
US4155807A (en) * | 1976-09-22 | 1979-05-22 | Westinghouse Electric Corp. | Core and transition fuel assembly for a nuclear reactor |
US4326919A (en) * | 1977-09-01 | 1982-04-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear core arrangement |
GB2010567B (en) * | 1977-12-19 | 1982-04-15 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear fuel subassemblies |
US4325786A (en) * | 1979-11-29 | 1982-04-20 | Combustion Engineering, Inc. | Spacer grid for reducing bowing in a nuclear fuel assembly |
US4521374A (en) * | 1982-09-01 | 1985-06-04 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel grid with sleeves welded in notched grid straps |
KR910007952B1 (ko) * | 1983-01-26 | 1991-10-04 | 지멘스 악티엔게젤샤프트 | 핵 연료봉들의 진동으로 인한 손상을 배제 또는 감소시키는 방법 및 장치 |
FR2556913B1 (fr) * | 1983-12-15 | 1989-06-30 | Cit Alcatel | Dispositif de terminaux semaphores pour le systeme de signalisation no 7 |
US4576786A (en) * | 1983-12-21 | 1986-03-18 | Westinghouse Electric Corp. | Partial grid for a nuclear reactor fuel assembly |
US4692302A (en) * | 1983-12-30 | 1987-09-08 | Westinghouse Electric Corp. | Coolant flow mixer grid for a nuclear reactor fuel assembly |
-
1987
- 1987-05-13 US US07/050,833 patent/US4762669A/en not_active Expired - Fee Related
-
1988
- 1988-04-27 DE DE8888106731T patent/DE3882799D1/de not_active Expired - Lifetime
- 1988-04-27 ES ES88106731T patent/ES2043713T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1988-04-27 EP EP88106731A patent/EP0290865B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1988-05-11 JP JP63112701A patent/JPS63293492A/ja active Pending
- 1988-05-13 KR KR1019880005587A patent/KR970003782B1/ko active IP Right Grant
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2005084050A (ja) * | 2003-09-05 | 2005-03-31 | Westinghouse Electric Co Llc | 原子炉燃料集合体 |
JP2005214838A (ja) * | 2004-01-30 | 2005-08-11 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 加圧水型原子炉用燃料集合体上部ノズル |
JP4532127B2 (ja) * | 2004-01-30 | 2010-08-25 | 原子燃料工業株式会社 | 加圧水型原子炉用燃料集合体上部ノズル |
JP2012508871A (ja) * | 2008-11-13 | 2012-04-12 | アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング | 加圧水形原子炉の燃料集合体 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0290865A3 (en) | 1989-10-25 |
KR880014579A (ko) | 1988-12-24 |
US4762669A (en) | 1988-08-09 |
KR970003782B1 (ko) | 1997-03-21 |
EP0290865B1 (en) | 1993-08-04 |
DE3882799D1 (de) | 1993-09-09 |
EP0290865A2 (en) | 1988-11-17 |
ES2043713T3 (es) | 1994-01-01 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JPS63293492A (ja) | 原子炉燃料集合体 | |
US7085340B2 (en) | Nuclear reactor fuel assemblies | |
US3481832A (en) | Nuclear reactor core and control element arrangement | |
US4061536A (en) | Fuel assembly for nuclear reactors | |
EP0146896B1 (en) | A partial grid for a nuclear reactor fuel assembly | |
US3368945A (en) | Fuel assembly for a neutronic reactor | |
US4740350A (en) | BWR fuel assembly having fuel rod spacers axially positioned by exterior springs | |
JPS63285490A (ja) | 燃料集合体における破片フィルタ下部ノズル | |
US3719560A (en) | Fuel assembly for a nuclear reactor using zirconium alloy clad fuel rods | |
JPH08179070A (ja) | 加圧水型原子炉用燃料集合体 | |
EP3596735B1 (en) | Nuclear fuel assembly debris filtering bottom nozzle | |
KR100285032B1 (ko) | 핵연료 집합체에 사용되는 저압 강하 스페이서 | |
US4728490A (en) | Fuel rod spacer with perimeter scoops for diverting liquid coolant flow | |
US4738819A (en) | Boiling water nuclear reactor fuel assembly with cross-flow elimination at upper spacer locations | |
EP0319744B1 (en) | Fuel-rod mini-bundle for use in a bwr fuel assembly | |
JPH06207995A (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
SE510279C2 (sv) | Avlägsningsbara deflektorer för bränsle för kokarvattenreaktorer med ångluftning och dellängdsstavar | |
EP0200111B1 (en) | Improved boiling water nuclear reactor fuel assembly | |
JPS6239957B2 (ja) | ||
JPH11118969A (ja) | 原子炉燃料集合体の下部ノズル | |
JPS61102586A (ja) | ブランケツト燃料集合体 | |
KR20130133232A (ko) | 핵 연료봉 플레넘 스프링 조립체 | |
US5329571A (en) | Reactor core for a boiling water nuclear reactor | |
JP2005274555A (ja) | 原子炉燃料集合体における軸方向に長さを変えた部分長燃料ロッド | |
JPH0566553B2 (ja) |