SE443893B - Brensleaggregat for en kernreaktor - Google Patents
Brensleaggregat for en kernreaktorInfo
- Publication number
- SE443893B SE443893B SE8105967A SE8105967A SE443893B SE 443893 B SE443893 B SE 443893B SE 8105967 A SE8105967 A SE 8105967A SE 8105967 A SE8105967 A SE 8105967A SE 443893 B SE443893 B SE 443893B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- spacer elements
- fuel
- fuel assembly
- spacer
- elements
- Prior art date
Links
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
- G21C3/356—Spacer grids being provided with fuel element supporting members
- G21C3/3566—Supporting members formed only of elements fixed on the strips
-
- 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
-
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
8105967-7 va» av kontaktareorna mellan distanselement och bränslestnvar, vidmakthållande av konstruktionsintegriteten för distansele- mentet under normala och icke normala (exempelvis sersmiska) belastningar, minimering av distorsion och insk:änkningar vad gäller reaktorns kylmedelsflöde, maximering av termiska grän- ser, minimering av parasitisk neutronabsorption, minimering av š š 2 i att på enkelt sätt sätta samman bränsleknippena, minimering x tillverkningskostnader, inklusive anpassning till automatise- rad produktion. Sålunda ger behovet av att anordna sådana bränslestavdistanselement upphov till flera betydande problem, tre av vilka utgöres av parasitisk neutronabsorption, termis- ka gränser och inskränkningar i kylmedelsflödet eller tryck- fall.
Varje material, som förutom kärnbränslet måste begag- nas vid konstruktionen av reaktorhärden, absorberar på icke produktivt sätt neutroner och minskar sålunda reaktiviteten med följd, att en extra, kompenserande mängd bränsle måste anordnas. Beloppet av den parasitiska neutronabsorptionen är en funktion av mängden material, som icke utgör bränsle, av dess neutronabsorptionsegenskaper, dvs. dess neutronabsorp- tionstvärsnitt, samt den neutronflödesdensitet, för vilket det exponeras.
För avlägsnande av värmet från kärnbränslet, tvingas under tryck varande kylmedel genom reaktorhärdens bränsleagg- regat. Bränslestavdistanselementen i aggregaten verkar såsom _ hämmare av kylmedelsflödet och förorsakar ett icke önskvärt men oundvikligt kylmedelsflödestryckfall. För vidmakthållande av korrekt kylning av bränslestavarna längs deras längd och för minimering av den erforderliga kylmedelspumpningskraften är det önskvärt, att distanselementens kylmedelsflödeshämning göres så liten som möjligt. Ett distanselements hämning av flö- det är i hög grad en funktion av dess projicerade eller "skugg”-area. Sålunda kan ett distanselements hämning av flö- det minimeras genom minimering av den projicerade arean av distanselementkonstruktionen. Prov har visat, att distansele- ment, som uppvisar minimerad projicerad area, även har de högsta termiska gränserna.
I praktiken medför önskan att minimera såväl den para- -e%%%w@ww®wt~ å . q ' å, r» UIU-J/Ulll sitiska neutronabsorptionen som hämningen av kylmedelsflödet en konflikt vad gäller konstruktionen av bränslestavdistans- elementen.
För minimering av hämningen av kylmedelsflödet måste elementen vara tunna och ha minsta möjliga tvärsnittsarea.
Emellertid måste sådana tunna element formas av material av hög styrka och med lämpliga elasticitetsegenskaper. Det har befunnits, att lämpliga sådana material har relativt höga neutronabsorptionsegenskaper.
A andra sidan befinnes material av önskvärt låga neu- tronabsorptionsegenskaper ha relativt låg styrka, vara svåra att forma och saknar den elasticitet, som önskas för distans- elementens fjäderelementdelar.
Den ovannämnda konstruktionskonfliken har medfört två särskiljbart olika sätt att konstruera distanselement. Ett första konstruktionsförslag utgöres av ett "sammansatt" di- stanselement, som formas av relativt stora byggelement av ett material av ett lågt neutronabsorptionstvärsnitt och försedda med separat formade fjäderelement av lämpligt elastiskt mate- rial, varigenom mängden material av stort neutronabsorptions- tvärsnitt minimeras. Denna första typ av distanselement ger sålunda minimal neutronabsorption men relativt stort kylmedels- flödesmotstånd.
Ett andra konstruktionsförslag utgöres av ett distans- element med en i hög grad skelettartad uppbyggnad, varvid ett minimum av material av stor styrka och lämplig elasticitet men av ett större neutronabsorptionstvärsnitt begagnas. Denna andra typ av distanselement ger sålunda minimalt kylmedels- flödesmotstånd men på bekostnad av större neutronabsorption.
Den sammansatta typen av distanselement exemplifieras av bl.a. den amerikanska patentskriften 3.654.077. Den ske- lettartade typen av distanselement exemplifieras bl.a. av den brittiska patentskriften 1.480.649 och den aerikanska patentskriften 4.190.494. uppfinningen syftar till att förbättra kärnreaktorpres- tanda genom ett distanselementarrangemang, vilket ger en fördelaktig kompromiss mellan en reducering av parasitisk neu- tronabsorption och en minimering av kylmedelsflödeshämningen, .flfläšâsffif fisëæääšäššššëššåšëssæfiägfl?fß:fl sår-sa.. .- røwišan* I f G OULJYC)/"l varigenom prestanda vad gäller både de termiska gränserna och tryckfallet maximeras. ß Uppfinningen syftar även till att erbjuda ett distans- elementarrangemang, som drager fördel av en kokarvattenkärn- reaktors områden av olika neutronflödesdensitet.
Vid en vattenkyld och -modererad reaktor är den ter- miska neutronflödesdensiteten mindre i det övre omradet än 1 det nedre området av härden på grund av vattnets ökade den- sitet, då det upphettas vid dess passage genom härden. Vid en kokarvattenreaktor är denna effekt uttalad på grund av kokningen i härdens övre område. vid hränsleaqqrogat enligt uppfinningen begagnas sammansatta distanselement nodrelativt låg neutron- absorption i härdens område med hög neutronflödesdensitet (dvs. i den nedre delen) medan skelettartat uppbyggda distans- element, som ger relativt litet kylmedelsflödesmotstånd, be- gagnas i härdens område med lägre neutronflödesdensitet (dvs. i den övre delen), där deras högre neutronabsorptions- tvärsnitt är av mindre betydelse.
Uppfinningen förklaras närmare i det följande med hän- visning till bífogade ritningar.
Pig. 1 visar schematiskt en kokarvattenkärnreaktor, fig. 2 är ett längdsnitt genom ett bränsleaggregat. fig. 3 visar en kurva, som belyser den typiska axiella termiska neutronflödesvariationen i en kokarvattenkärnreak- torhärd, även med avseende på typiska axiella lägen för bränsleaggregatens distanselement, fig. 4 är en planvy av ett distanselement av samman- satt typ, fig. SA är en planvy av ett lågt tryckfall uppvisande, på skelettartat sätt uppbyggt distanselement, och fig. SB är en isometrisk vy av de celler, som bildar distanselementet enligt fig. SA. uppfinningen beskrives här såsom tillämpad på en vat- tenkyld och -modererad kärnreaktor av kokarvattentyp, som schematiskt exemplifieras i fig. 1. En sådan reaktoranordning innefattar ett tryckkärl 10, som innehåller en kärnreaktor- härd 11, vilken är nedsänkt 1 en kylnedel-moderator, exemel- ÜCUJJUI°'I vis lätt vatten. Hàrden 11, som omges av ett ringformigt hölje 12, innefattar ett flertal utbytbara bränsleaggregat 13, vilka är anordnade skilda från varandra mellan ett övre härdgaller 14 och en nedre härdplatta 16.
Ett flertal rör 17 hyser reglerstavdrivanordningar, med vilka ett flertal reglerstavar 18 enligt val kan införas bland ä .å ï? bränsleaqqreqaten 13 för reglering av härdens reaktivitet.
Vart och ett av husrören 17 är försett med ett bränsleaggre- É gatstödelement 19, vart och ett av vilka är utformade med É hylsor för nosdelarna 21 hos fyra intill varandra varande å bränsleaggregat. Nosdelarna 21 och stödelementen 19 är utfor- made med kylmedelspassager eller -öppningar för förbindelse _ med en kylmedelsförrådskammare 22. En kylmedelscirkulations- Ä pump 23 försätter kylmedlet i kammaren 22 under tryck, från É vilken kammare kylmedlet sålunda tvingas genom öppningarna i § stödelementen 19 och bränsleaggregatnosdelarna uppåt genom J bränsleaggregaten. En del av kylmedlet omvandlas därigenom till ånga, som genom ett separator-torkararrangemang 24 passe- rar till en belastning, exempelvis en turbin 26. Kcndensat som bildas i en kondensor 27, återföres såsom matarvatten till kärlet 10 medelst en pump 28.
Ett bränsleaggregat 13 visas i sidovy i fig. 2. Bräns- leaggregatet 13 innefattar ett flertal bränsleelement eller stavar 31, som bäres mellan en skelettartad övre förankrings- platta 32 och en skelettartad nedre förankringsplatta 33.
Bränslestavarna 31 passerar genom ett flertal bränslestav- distanselement 34(l) - 34(n), som erbjuder mellanliggande stöd för att hålla de långsträckta stavarna åtskilda och hindra dem från att vibrera i sidled. var och en av bränaleatavarna 3% är bildad av ett lång- sträckt rör, som innehåller klyvbart bränsle och andra mate- rial, exempelvis fertilt bränsle, brännbart gift, inert mate- rial eller liknande, som är inneslutna i röret medelst övre och nedre ändpluggar 36 och 37. De nedre ändpluggarna 37 är försedda med förlängningar för passning med och stöd i stöd- hålrum 38 i den nedre förankringsplattan 33. De övre änd- 5 pluggarna 36 är försedda med förlängningar 39, som passar i É stödhålrum 44 i den övre förankringsplattan 32. å Flera av stödhålrummen 38 (exempelvis valda sådana vid kanten eller periferiella hålrum) i den nedre förankringsplat- tan 33 är försedda med gängor för bränslestavar med gängade , förlängningar 37' på de nedre ändpluggarna. Förlängningar 39' på sama bränslestavars övre ändpluggar är långsträckta för att gå genom hålrummen i den övre förankringsplattan 32 och är försedda med gängor för kvarhållande muttrar 42. På detta sätt bildar de övre och nedre förankringsplattorna och bräns- lestavarna en enhetlig konstruktion.
Bränsleaggregatet 13 innefattar vidare en tunnväggig, rörformig strömningskanal 43 av i huvudsak kvadratiskt tvär- snitt och dimensionerad för att ge glidpassning över den övre och den nedre förankringsplattan 32, 33 och distansele- menten 34(l) - 34(n), så att kanalen 43 lätt kan monteras och É avlägsnas. En skoning 44, medelst vilken kanalen fästes vid 3 en ståndare 46 hos den övre förankringsplattan 32 medelst en skruv 47, är fäst vid strömningskanalens 43 övre ände. _ Den nedre förankringsplattan 33 är utformad med en nos- É* del 21, som är anordnad att stödja bränsleaggregatet 13 i en hylsa hos stödelementet 19, såsom visas i fig. 1.
Kurvan 48 i fig. 3 visar den typiska axiella termiska neu- tronflödesfördelningen i en kokarvattenreaktorhärd i förhål- lande till den aktiva härdens höjd, dvs. 1 förhållande till den bränsle innehållande delen av bränsleaggregatens bränsle- stavar. _ Om vattnets-moderatorns densitet vore axiellt likfor- V mig, skulle den axiella, termiska neutronflödesfördelningen ha en kosinusform, dvs. ha ett maximum vid centret och öka uppåt och nedåt i härden.
Under faktiska reaktordriftsbetingelser upphettas emel- lertid vattnet-moderatorn och får mindre densitet (och blir därmed mindre effektiv såsom moderator), medan den strömar si, uppåt genom bränsleaggregaten. I en kokarvattenreaktor alstrar kokningen en tvåfas-ång-vattenblandning i den övre delen av bränsleaggregaten, vilket ytterligare minskar densiteten och modereringseffekten. Resultatet är en termisk neutronflödes- fördelning, som har ett maximum mot härdens nedre del, såsom framgår av kurvan 48. š O|dD30/'/ Pig. 3 visar även de relativa axiella lägena Sp(1)-Sp(7) för de sju bränslestavdistanselement, som begagnas 1 det bely- sande exemplets bränsleaggregat 13. Det torde observeras, att lägena för distanselementen framgår av de lokala 'sänkorna' i flödesdensitetskurvan 48, som förorsakas av neutronabsorptio- nen genom distanselementen.
Enligt uppfinningen begagnas distanselement av låg neutronabsorption (sammansatta distanselement) i de nedre tre eller fyra distanselementpositionerna, medan distanselement med lågt strömningsmotstånd (skelettartade distanselement) be- gagnas i de övre tre eller fyra distanselementpositionerna.
Ett lämpligt bränslestavdistanselement av den samman- satta typen, visat i fig. 4 såsom distanselement 34(l), inne- fattar ett periferiellt band 50, som bär ett flertal korsflä- tade delarelement, inklusive delarelement 51 och fjäderstöds- delarelement 52, vilka är fördelade, så att de bildar ett flertal bränslestavpassager eller celler 53. Fyrsidiga box- fjäderaggregat 54 bäres vid skärningarna mellan delarelemn- ten 52 och har utåt förlöpande, V-formade fjäderelement 55, som sträcker sig in i passagerna 53, varigenom bränslestavar- na tvingas till beröring med motsatt placerade, relativt sty- va utskott 56, som är utformade på delarelementen 51.
Distanselementets 34(l) konstruktionselement är fram- ställt av ett material av litet neutronabsorptionstvärsnitt, exempelvis en zirkoniumlegering såsom "zirkaloy-4".
Fjäderelementen 54 är framställda av ett material av lämplig styrka och med lämpliga elasticitetsegenskaper, exempelvis en nickellegering såsom 'Inconel'.
Ett samansatt distanselement av den i fig. 4 visade typen beskrives utförligare i ovannämnda amerikanska patent- skrift 3.654.077, till vilken hänvisas.
Ett lämpligt bränslestavdistanselement av lågt flödes- motstånd och av skelettyp visas såsom ett distanselement 34(n) i fig. SA. Distanselementet 34(n) är framställt av ett fler- tal celler 61 (var och en för mottagande av en genomgående bränslestav), vilka sättes samman till en uppsättning och svetsa; ihop. En av de celler 61, som bildar distanselementet 13(n) visas 1 fig. SB. oiuoybfrl Cellen 61 framställes exempelvis genom stansning av metallplåt, som därefter bockaa till den visade formen. Den på detta sätt formade cellen 61 innefattar ett par axlellt 1 linje med varandra varande polygonala hylsor 62(1) och 62(2) av 1 huvudsak w-form och vilka sträcker sig in i cellens bränslestavpassage.
Vid sina spetsar har fjäderelementen 63(1) och 63(2) knoppar eller utskott 64 för begränsning av kontaktarean för 3 bränslestavon i cellen. Fjäderelementensfšflïi och 63(2) sido- ' fjflderkraft pi bränslestaven belastar denna till beröring med relativt styva utskott 66 hos hylsorna 62(1) och 62(2) i cellens sidor mitt emot fjädrarna.
Det genom aammnnsvetsning av celler 61 bildade distans- elementet x4(n) kan förstärkas genom komplettering med ake- lettartade periferiella plattor 67, som svetsas vid de peri- feriella cellernas hylsor.
Eftersom fjäderelementen 63(1) och 63(2) är utformade i ett stycke, är hela distanselementkonstruktionen utformad av ett material av lämpliga elasticitetsegenskaper. Ett lämp- ligt sådant material är en nicknlleqerxnq, uxwmpelviø 'In- conel".
Ett distanselement av den akelettartade typen enligt fig. SA och 58 beskrives utförligare i ovannämnda brittiska patentskrift 1.480.649 och ovannämnda amerikanska patent- skrift 4.190.494, till vilka hänvisas.
Enligt en föredragen utföringsform av uppfinningen tillämpad på en kokarvattenreaktor begagnas distanselement av den sammansatta typ, som uppvisar liten neutronabsorption (fig. 4), i härdens område med stort neutronflöde, dvs. i distanselementlägena Sp(1). Sp(2) och Sp(3), medan skelett- artade distanselement av litet kylmedelsströmningsmotstånd (fiq. SA), beqagnas i området med lägre neutronflöde, dvs. 1 disranselomentläqena Sp(S|. Sp(6) och Sp(7|. vardera typen av distanselement kan begagnaa i det centrala diatannelement- läget Sp(4), eftersom begagnandet av den ena eller den andra typen inte har någon övervägande fördel i mellanneutronflödes- T. densiteten vid detta läge.
Studium av praktiska exempel på skelettartade och sam- ölUbWH-'l mansatta distanselement anger, att det skelettartade distans- elementet har ett relativt neutronabsorptionstvärsnitt, som är ungefär 10 gånger större än de sammansatta distanselementen.
Följden härav ar att reaktivitetsförlusten till följd av an- vändandet av sammansatta distanselement vid alla sju distans- elementlägena skulle bli ungefär 50% av den reaktivitetsför- lust, som skulle förorsakas, om de skelettartade distansele- menten skulle begagnas i alla lägena.
A andra sidan avger strömningstest, att kylmedelsström- níngstryckfallet genom bränsleaggregatet minskas med ungefär % och de termiska gränserna ökas så mycket som 19% genom Ä begagnandet av skelettartade distanselement vid alla lägen i 44 jämförelse med det tryckfall och de termiska gränser, som skulle erhållas vid begagnande av sammansatta distanselement vid alla lägen.
Med bränsleaggregatet enligt uppfinningen minskas kyl- medelsstrómningstryckfallet med storleksordningen 15% och de termiska gränserna med storleksordningen 10%, medan reak- tivitetsförlusten ökas med endast ungefär 20% (i jämförelse med om alla dístanselement skulle vara av den sammansattaa typen). a _ ..,_r-. ¿- _ surr. f* ss...:r,.-;f~\,1~ _
Claims (8)
1. oiua30/-/ PATBNTKRAV l. Bränsleaggregat för en kärnreaktor genom vilket det passerar ett neutron-modererande kylmedel och i sdlken neutronflödestätheten varierar från låga värden vid härdens ändar till höga värden i härdens inre vilket bränsleaggregat innefattar ett flertal långsträckta bränsleelement (31), övre (32) och undre (33) förankringsplattor samt ett antal där- emellan anordnade första (34(l)) och andra (34(n)) distans- element fördelade axiellt utmed bränsleaggregatet (13), varvid de första distanselementen (34 (1)) har ett relativt litet neutronabso"ptionstvärsnitt och erbjuder ett relativt stort strömningsmotstånd för kylmedlet medan de andra distans- elementen (34(n)) har ett relativt stort neutronabsorptions- tvärsnitt och erbjuder ett relativt lågt strömningsmotstånd för kylmedlet, k ä n n e t e c k n a t av att de första distanselementen (34(l)) är förlagda i det axiella område av bränsleaggregatet som har hög neutronflödestäthet och att de andra distanselementen (34(n)) är förlagda i det axiella område av bränsleaggregatet som har låg neucronflödestäthet.
2. Bränsleaggregat enligt krav l för en kokarvattenreaktor, varvid kylmedlet under reaktorne drift bildar en tvåfasig ång/vätskeblandning i härdens övre kokande område och består enbart av en vätskefas i härdens undre område, k ä n n e - t e<:k n a t av att de första distanselementen (34(l)) till övervägande delen är förlagda i härdens ej kokande område och att de andra distanselementen (34(n)) till övervägande delen är förlagda i härdens kokande område.
3. Bränsleaggregat enligt krav l, varvid bränsleelementen sträcker sig genom distanselementens celler (53), k ä n n e - t e c k n a t av att varje bränsleelement (31) är i ingrepp med en fjädrande anordning (54. 55: 63(1). 63(2)) och att 1 det andra distanselementet (34(n)L vilket eftersom detta har den minsta utstående arean åstadkommer ett minsta möjliga 8105967-7 11 tryckfall i kylmedel/moderatorflödet, den fjädrande anord- ningen (63(l), 63(2)) är utförd i ett sammanhängande stycke med sina övriga komponenter.
4. Bränsleaggregat enligt krav l eller 2, k ä n n e - t e<:k n a t av att de första distanselementen (34(1)) till övervägande delen består av en zirkoniumlegering och att de andra distanselementen (34(n)) till övervägande delen består av en nickellegering.
5. Bränsleaggregat enligt krav 4 k ä n n e t e c k n a t av att de fjädrande anordningarna (S4, S5) av de första distanselementen (34(1)) består av en nickellegering.
6. Bränsleaggregat enligt krav 4, k ä n n e t e c k n a t av att de fjädrande anordningarna (63(1)), 63(2)) av de andra distanselementen (34(n)) består av en nickellegering.
7. Bränsleaggregat enligt krav 1 eller 2. vilket uppvisar sju olika lägen för distanselementen, k ä n n e t e c k n a t av att i de fyra understa lägena för distanselementen finns distanselement av det första slaget (34(l)) ooh att i de övre tre lägena finns distanselement av den andra typen (34(n)L
8. Bränsleaggregat enligt krav l eller 2, varvid detta upp- visar sju olika lägen för distanselement, k ä n n e t e c k - n a t av att i de tre understa lägena är anordnade distans- element av den första typen (34(l)) och att i de fyra översta lägena är distanselement av den andra typen (34(n)) anord- nade.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US06/195,877 US4357298A (en) | 1980-10-10 | 1980-10-10 | Nuclear fuel assembly space arrangement |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE8105967L SE8105967L (sv) | 1982-04-11 |
SE443893B true SE443893B (sv) | 1986-03-10 |
Family
ID=22723189
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE8105967A SE443893B (sv) | 1980-10-10 | 1981-10-08 | Brensleaggregat for en kernreaktor |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4357298A (sv) |
JP (1) | JPS5793287A (sv) |
KR (1) | KR830008331A (sv) |
BE (1) | BE890688A (sv) |
DE (1) | DE3139823C2 (sv) |
ES (1) | ES506178A0 (sv) |
IT (1) | IT1139642B (sv) |
SE (1) | SE443893B (sv) |
Families Citing this family (24)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4666657A (en) * | 1984-06-22 | 1987-05-19 | Westinghouse Electric Corp. | Remotely adjustable intermediate seismic support |
DE3663598D1 (en) * | 1985-07-24 | 1989-06-29 | Siemens Ag | Nuclear-fuel assembly |
US4744942A (en) * | 1986-06-11 | 1988-05-17 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor spacer grid loading |
US4873051A (en) * | 1988-04-06 | 1989-10-10 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel grid outer strap |
US5002724A (en) * | 1989-08-28 | 1991-03-26 | General Electric Company | Upper tie plate for boiling water nuclear reactor |
US5164155A (en) * | 1991-05-06 | 1992-11-17 | General Electric Company | Fuel bundle with short and intermediate part length rods minimized for flow induced vibration risk and rod bow |
US5229068A (en) * | 1991-05-17 | 1993-07-20 | General Electric Company | Optimized critical power in a fuel bundle with part length rods |
ES2078398T3 (es) * | 1991-08-05 | 1995-12-16 | Siemens Ag | Distanciador para elementos combustibles con resortes sobrepuestos, curvados. |
US5307393A (en) * | 1992-06-29 | 1994-04-26 | Combustion Engineering, Inc. | Split vane alternating swirl mixing grid |
US5361288A (en) * | 1993-08-16 | 1994-11-01 | General Electric Company | Spacer with integral zircaloy springs |
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 |
US5490191A (en) * | 1994-09-29 | 1996-02-06 | Siemens Power Corporation | BWR nuclear fuel assembly |
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 |
US5608768A (en) * | 1995-01-17 | 1997-03-04 | General Electric Company | Threaded fuel rod end plugs and related method |
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 |
DE10205202A1 (de) * | 2002-02-08 | 2003-08-28 | Framatome Anp Gmbh | Brennelement für einen Siedewasserreaktor |
US20050220261A1 (en) * | 2002-02-08 | 2005-10-06 | Framatome Anp Gmbh | Fuel assembly for a boiling water reactor |
US7085340B2 (en) * | 2003-09-05 | 2006-08-01 | Westinghouse Electric Co, Llc | Nuclear reactor fuel assemblies |
DE102006007591A1 (de) * | 2006-02-18 | 2007-08-30 | Areva Np Gmbh | Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor |
US8509377B2 (en) * | 2009-10-02 | 2013-08-13 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Fuel bundle designs using mixed spacer types |
US9620250B2 (en) * | 2012-02-02 | 2017-04-11 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Spacer grid |
US11848112B2 (en) * | 2020-02-14 | 2023-12-19 | BWXT Advanced Technologies LLC | Reactor design with controlled thermal neutron flux for enhanced neutron activation potential |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3654077A (en) * | 1967-06-26 | 1972-04-04 | Gen Electric | Nuclear reactor fuel element spacer |
BE789401A (fr) * | 1971-09-30 | 1973-01-15 | Gen Electric | Assemblage de barres de combustible pour reacteurs nucleaires |
SE409258B (sv) * | 1977-12-21 | 1979-08-06 | Asea Atom Ab | Spridare foer ett flertal i en kaernreaktor vertikalt anordnade braenslestavar |
US4059483A (en) * | 1975-12-05 | 1977-11-22 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel assembly seismic amplitude limiter |
JPS52147388A (en) * | 1976-06-03 | 1977-12-07 | Nippon Kokan Kk <Nkk> | Underwater cutter for steel-tube sheet pile |
US4190495A (en) * | 1976-09-27 | 1980-02-26 | Research Corporation | Modified microorganisms and method of preparing and using same |
-
1980
- 1980-10-10 US US06/195,877 patent/US4357298A/en not_active Expired - Lifetime
-
1981
- 1981-10-07 DE DE3139823A patent/DE3139823C2/de not_active Expired
- 1981-10-08 IT IT24395/81A patent/IT1139642B/it active
- 1981-10-08 SE SE8105967A patent/SE443893B/sv not_active IP Right Cessation
- 1981-10-09 BE BE0/206209A patent/BE890688A/fr not_active IP Right Cessation
- 1981-10-09 ES ES506178A patent/ES506178A0/es active Granted
- 1981-10-10 KR KR1019810003826A patent/KR830008331A/ko unknown
- 1981-10-12 JP JP56161093A patent/JPS5793287A/ja active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
SE8105967L (sv) | 1982-04-11 |
ES8500498A1 (es) | 1984-10-01 |
IT8124395A0 (it) | 1981-10-08 |
US4357298A (en) | 1982-11-02 |
KR830008331A (ko) | 1983-11-18 |
DE3139823C2 (de) | 1986-05-15 |
BE890688A (fr) | 1982-04-09 |
JPS5793287A (en) | 1982-06-10 |
DE3139823A1 (de) | 1982-05-27 |
ES506178A0 (es) | 1984-10-01 |
IT1139642B (it) | 1986-09-24 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SE443893B (sv) | Brensleaggregat for en kernreaktor | |
US4957697A (en) | Nuclear fuel rod support grid with generally S-shaped spring structures | |
JP2524014B2 (ja) | スペ―サを製造する方法及びスペ―サ | |
US5533078A (en) | Nuclear fuel assembly for a pressurized water reactor | |
US4652426A (en) | Water tubes arranged in cross-like pattern in a fuel assembly | |
US5444748A (en) | Grid structure for supporting fuel rods in a nuclear reactor | |
JPH0335640B2 (sv) | ||
US4740350A (en) | BWR fuel assembly having fuel rod spacers axially positioned by exterior springs | |
US5625657A (en) | Method of repairing a nuclear fuel rod assembly with damaged fuel rod and a damaged spacer | |
JP3328364B2 (ja) | 核燃料集合体のための低圧力損スペーサ | |
US4659543A (en) | Cross brace for stiffening a water cross in a fuel assembly | |
US4297170A (en) | Devices for transversely holding the fuel rods of a nuclear reactor assembly | |
JPH0573194B2 (sv) | ||
US4314884A (en) | Nuclear fuel assembly | |
SE450177B (sv) | Kernbrenslepatron | |
CA2078809A1 (en) | Spacer sleeve for nuclear fuel assembly | |
US6519309B1 (en) | Pressurized water reactor fuel assembly spacer grid | |
US4571324A (en) | Nuclear fuel assembly spacer | |
RU2573598C2 (ru) | Прижимная пружина тепловыделяющей сборки ядерного реактора | |
EP0906628B1 (en) | Nuclear fuel assembly | |
US4684501A (en) | Compliant inserts mounted in upper tie plate of BWR fuel assembly | |
US4818479A (en) | Nuclear reactor spacer grid and ductless core component | |
EP0319744B1 (en) | Fuel-rod mini-bundle for use in a bwr fuel assembly | |
US4738819A (en) | Boiling water nuclear reactor fuel assembly with cross-flow elimination at upper spacer locations | |
EP0200111B1 (en) | Improved boiling water nuclear reactor fuel assembly |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NAL | Patent in force |
Ref document number: 8105967-7 Format of ref document f/p: F |
|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 8105967-7 Format of ref document f/p: F |