TW440877B - A nuclear fuel assembly grid with diagonal fuel retaining springs - Google Patents
A nuclear fuel assembly grid with diagonal fuel retaining springs Download PDFInfo
- Publication number
- TW440877B TW440877B TW087109944A TW87109944A TW440877B TW 440877 B TW440877 B TW 440877B TW 087109944 A TW087109944 A TW 087109944A TW 87109944 A TW87109944 A TW 87109944A TW 440877 B TW440877 B TW 440877B
- Authority
- TW
- Taiwan
- Prior art keywords
- grid
- spring
- wall
- long
- fuel
- 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
- G21C3/3563—Supporting members formed only by deformations in 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
- G21C3/356—Spacer grids being provided with fuel element supporting members
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Fuel Cell (AREA)
Description
4 4 〇8 7 7 A-7 B7 經沪部中决#準局Ή工消贽合竹社印" 五、發明説明( 發明背景 對照之相關申請案。本申請案係關於美國專利申請案、 序號-(備思錄號碼No. ARF96-003),在此一併提 出。 發明領域 本發明係關於一般核能反應器燃料元件支撑格,旦特別 關於包含對角止動彈簧之支撑格。 背景資料 核fife反應器所用之燃料總成,通常以一系列藉由一骨架 支撑結構維持於一横向間隔關係之長形燃料元件或燃料棒 所構成,該支撑結構包含複數縱向有間隔之支撑格、一下 端配件、以及一上端配件。燃料總成骨架亦包含導管及儀 器套管,此二者均爲管狀構件、對稱配置於骨架内且與燃 科元件共用空間。導管與儀器套管均固定地與支撑格連結 ,以在其他骨架構件間提供結構性偶接。每一支撑格定義 —列燃料棒之隔間或巢室,且有一依據反應器爐心設計所 指定幾何形狀其中之一而規劃之周邊。商業用加壓水反應 器所用、利用正方形燃料總成之核能燃料格每面具有之巢 室數通常介於十四至十七之間。亦有利用其他多邊形列設 計,例如1994年4月12日頒布之美國專利5,303,276號之 六角形列。 - 一典型燃料元件支撑格設計包含一大致爲多角形之周邊 環繞一内部柵格列。周邊内之複數燃料元件隔間或巢室係 由相當數量之均勻間隔、開有長缝、相互連鎖柵格構件或 -4- 本紙張尺度通用中图國家標準(CNS ) M規格(2【〇·〆297公釐) --------d------訂------你 (請先閱讀背面之注意事項再填寫本頁) 〇8 7 7 Μ Β7 經浐部中央標準局·,3;工消贽合作.社印?4 五、發明説明( 板定義,該成形構件或板係焊接於該周邊、且沿開縫位置 於其截線末端以點焊相互接合。 每一内部栅格成形構件沿與該列其他格成形構件之交叉 線開缝超過其寬度之-半。該構件於其交叉線處'將一構 件之長縫以-”雞蛋筐"模< 塞入交叉構件之相對長缝而完 成组裝及相互連鎖。此種雞蛋筐式設計提供一良好之強度 與重量比率,不至嚴重阻礙一運作中核能反應器内之冷卻 劑流過該格。該柵格成形構件通常包含突出之彈簧及:座 以嚙合並支撑某些格隔間内之燃料元件。該彈簧在反庳器 運作時處於冷卻劑流力下、受到地震影響、或是受到外來 衝擊時,提供軸向、橫向及轉動之限制以對抗燃料棒之動 作。此種間隔格在燃料總成插入及拔出反應器時亦有側向 導引作用。 現行反應器運作限制之一係源於燃料元件表面上膜沸騰 之徵兆。此種現象通常歸因於核子沸騰偏差⑺NB),且受 燃料元件間隔、系統壓力、熱通量、冷卻劑焓及冷卻劑速 度等因素影響。在遭遇DNB時,會因部份燃料元件表面上 形成之氣體膜、最終歸咎於連續燃料元件之失效、降低熱 傳導’使該燃料元件之溫度急遽升高。因此,爲維持一安 全係數,核能反應器必須在一略低於發生DNB之熱通量層 級下運作。此限度通常稱爲"熱—限度”。 核能反應器通常在爐心中會有較其他區域有一較大中子 通量及輸出密度之區域。通量及輸出密度上之差異可由數 種因素所造成,其中之一係在爐心中有控制棒管道存在。 -5- 本紙法尺度適用中國國家榡準(CNS ) Λ4規格(210X297公釐) ---------¾衣------1T------線 (请先閱讀背面之注意事項再填寫本頁〕 赶米部中央榡準局月工消介合作社印^4 44〇8 7 7 1 A-7 ρ-,____ — B7 五、發明説明(3 ) 在控制棒拔出時,其管道内充滿著冷卻劑、一種缓和劑, 能增加局邵調節能力、從而增加鄰近燃料所產生之能量。 在習知爲熱管之高輸出密度區域中,會有較其他管道爲高 之焓値上升率。該熱管設定反應器之最大運作條件且限制 反應器所能產生之能量,因爲在那些管道中會首先達到關 鍵性之熱限度。 習知技藝試圖降低橫越爐心之輸出密度之差異,從而藉 t提供冷卻劑液流轉向輪葉作爲燃料支撑格一體之零件而 提昇其DNB性能。該輪葉藉由增加燃料棒與位於輪葉位置 下=處之冷卻劑二者間之熱傳遞而其效能。該輪葉在鄰近 熱g t區域中、鄰接控制棒導管所在之燃料元件位置特別 有利。 爲發揮輪葉^最大效益,在此亦需要將其餘格組件、亦 即柵格帶設計爲流線型,其中包含彈簧、凹座及焊接點, 以減少自輪葉上游處產生之擾流。其他最佳化燃料格設計 =目標包含最小化格壓力落差及最大化格負荷承載強度。 =供維持燃料料定位力量之彈簧通“伸人燃料棒支撑 =間= < 柵格成形構件之切除部份構成。該彈簧所施力量 、:°十使其成爲將燃料元件維持S定位所需提供之抽 二:橫:及轉動限制力量之均衡値,且在此同時將會在燃 右:件穿入總成之製造過程中對燃科元件表面產生刮痕或 =知爲同時防止對燃料元件造成損傷,以及提供其 :〈取大止動力量以最大化彈簧與燃料棒之接觸區域及 叫堯西度一種達到最大接觸區域之較佳 ( CNS] 1¾衣-- (請先閱讀背面之注意事項再填符本頁) 線--- - II I -- I — If — I—1 440877 Α·7 __ _ Β7 五、發明説明(4 ) ~~ 一種對角彈簧,該彈簧自燃料支撑隔間之壁體之一之下部 向對角反向、如圖2所繪習知技藝所設計相同壁體之上部 延伸。圖2顯示一格栅格板110連同~對角彈簧112之單— 壁體斷面。切除部份114伸入一鄰接燃料元件支撑隔間内 ’且形成凹座以提供一鄰接燃料棒、其受一自該鄰接隔間 對面壁體以類似方式向内延伸之彈簧壓抵該凹座 '之點接 觸支律。典型上一燃料棒支撑隔間於至少兩壁體上具有彈 簧、且在相對壁體上具有凹座,以將該燃料棒對準中心且 環繞其表面提供最大之冷卻劑液流。習知技藝亦提供切除 部份1 16、如圖2所示,以減少環繞彈簧之壁體材料量、 從而增加其可燒性a 如專利申請序號_(備忘綠號碼ARF96-003)所示 ,其需要將混合輪葉1 20定位於支撑燃料元件之格隔間上 方以提高熱傳遞。然而經發現輪葉會增加燃料支撑隔間内 之壓力落差。其對鄰近控制棒導管與儀器套管位置之燃料 支撑隔間與不具有混合輪葉之導管與套管位置間產生一壓 力差。因此在運作時,流過鄰近導管及套管位置之格隔間 之冷卻劑會傾向尋找最小阻力之通道,流出對角彈簧112 任一側上之窗口 1 I 6且向上流過套管及導管所在位置。其 結果會降低最需要熱傳遞區域内之熱傳遞,同時較少有效 運用輪葉。 . 因此,需要一種提昇DNB效能之改良格結構。本發明主 題之一係在保有彈簧可撓性之同時,藉由最小化格彈簧周. 圍之滲漏通道而達到該成果。本發明更進一步之主題係在 -7- 本紙乐尺度適用中國國家標準(CNS ) Μ規格(2丨0X297公釐) i------IT------m {讀先閏讀背面之注意事項再填寫本頁) 經老部中决標if-局..J!n消资合作社卬?i 44 08 7; Α-7 B7 五、發明説明(5 ) 不降低該格之可擠壓強度下’提昇對角彈簧設計之可繞性a 發明概述_ 本發明之結構藉由減少燃料支撑巢室内開向橫向液流之 區域、同時維持格彈簧之可撓性,克服某些習知技藝格彈 簧設計中之缺點。依據本發明之彈簧係由柵格壁内之狹窄 、對角、平行長縫構成。於較佳實施例中,藉由將柵格板 中之垂直長缝延伸超過該板寬度之—半、達到與正交板交 叉點處,達到增加彈簧之可撓性。除此之外,於—對角彈 簧之型態中’構成彈簧之柵格壁中之長縫延伸至其終點、 以一平行於鄱接壁體交叉線之方向且遠離彈簧。從而以減 少橫向液流可用壁體開口區域增加彈簧之可撓性。 本發明之上述及其他主題、特色、以及優點對習於此技 藝者而言,在閲讀以下説明並連帶參考顯示且圖解式描述 本發明實施例之圖式後即會變得明確。 圖式簡述 儘官以申請專利範圍爲終結之本説明書明確指出、且清 楚訴請本發明之主題内容’吾等相信本發明在以下説明中 、連同所附圖式能得到更佳瞭解,圖式之中: 圖1爲本發明格支撑總成具體化型態之頂部正視圖; 圖2爲一習知技藝核能燃料總成格柵格板、自交叉搞格 構件解除接合之一壁體部份之部份側向正視圖;以及 圖3爲一結合本發明特色之核能燃料總成格柵格板、自 交又柵格構件解除接合之一壁體部份之部份側向正視 - —裝 訂--I---線 (請先閲讀背面之注意事項再填寫本頁) A-7 B7 4 ^ 08 7 7 —*—-———— —— 五、發明説明(6 較佳實施例説明 1¾衣-- (請先閱讀背面之注意事項再填寫本頁} 於一典型核能反應器中,熱能因核分裂而產生於反應器 壓力外殼之爐心内s該熱能用以產生蒸氣,再用蒸氣驅動 渦輪發電機以產生電力。於一加壓水核能反應器中,爐心 内之熱能係傳遞至一冷卻緩和劑、通常爲棚酸水,其經加 壓傳送至一蒸氣發生器、將冷卻劑與一第二流體進行熱傳 遞。該第二流體汽化爲蒸氣以驅動渦輪發電機。 壚心内之核能燃料通常封入一習稱燃料元件之圓柱形長 條棒内。該燃料元件維持於一多邊形列内,且在一較佳實 施例中縱向延伸至約爲十四英呎之長度。該列通常稱爲一 燃料總成,其由一上部及一下部噴嘴封閉並維持於定位, 且由沿該總成縱向長度間隔位置固定之燃料元件支撑格適 切地隔開。 散置於總成内燃料元件間者係爲控制棒導管及儀器套管 ’其對稱地排列取代燃料元件之位置,用以導引控制棒及 作爲伸入爐心儀器之導管。控制棒藉由吸收爐心内之中予 、否則會與核燃料發生反應、控制核分裂過程。控制棒可 通過導管移入及移出爐心以控制核反應層級。 經济部中央榡準局ΆΧ消费合作.社印^ 爐心内之冷卻劑自燃料下方之區域向上流過每個燃料總 成並流出其噴嘴。該冷卻劑係爲—種減緩中子速度之緩和 劑,用以增進核分裂過程之效能。在控制棒自爐心移出時 ,對應之儀器套管會充滿該冷卻緩和劑,其增加環繞該導 管之巢室内燃料中之分裂反應。—加壓水核能反應器之詳 盡運作内容可參考1994年4月12曰頌佈之美國專利案No. -9- 木紙張尺度適用中國國家標车(CNS ) Λ4規格(210X297公釐) A-7 B7 44 08 7 7 五、發明説明(7 )
5,303,276 ,標題爲”FUEL ASSEMBLY INCLUDING
DEFLECTIVE VANES FOR DEFLECTING A COMPONENT OF THE FLUID STREAM FLOWING PAST SUCH A FUEL ASSEMBLY" 〇 圖1爲本發明具體化型態之一燃料總成支撑格10之頂視 平面圖,且其具有一形成爲一方形之周圍i2。然而在此應 瞭解本發明之概念可應用於利用不同周園形狀之燃料元件 支撑格,例如前述參考之美國專利案Ν〇· 5,303,276中所繪 ττ角形燃料總成。圖1所缯之格總成係由一均勻間隔且平 行列之柵格板14與一相似之正交均勾間隔且乎行列之柵 格板16交又建構而成。該柵格列焊接至構成格周圍之一周 邊板20。與相對應正交板交叉處中間之板壁體定義巢室, 燃料總成 '導管及儀器套管均由此通過。 圖1顯示一十七乘十七列之巢室,然而在此應瞭解本發 明之申請原則並不因一總成内燃料元件之數量而有所影響 。圖1中所示構成正交構件丨4和丨6之柵格板設計大致相同 =由於柵格板14和16大致相同,在此應瞭解某些柵格板 16 I設計會與其他栅格板16有所不同、一如某些柵格板 I4會與其他柵格板I4有所不同,以配合導管及儀器套管之 位置。圖1中參考用個體42確認支撑燃料元件之巢室’而 參考用個體34顯示用以附加導-管及儀器套管之巢室。如圖 J所不,多數配合燃料元件之巢室壁體具有相當數量之壓 印突出部份,其可如習知運用於工業上之適當模具加工成 形。上部及下部壓印部份26以—方向凸出’且形成—凹座 ______ -10- 本纸張尺度適用中g家標準{ CNS ) A4規格八拽; ------- --------i—— (請先閱讀背面之注意事項再填转本頁) 訂 線 經消部中央標if局只工消贫合作社印絮 44 A7 B7 五、發明説明(8 以支撑靠著自對面巢室壁突出之並列對角彈簧之燃料元件 。其他與前述凹座位於相同壁體上之中央位置壓印部份28 以相反方向凸入鄰接巢室,且形成一對角彈簧以將燃料元 件壓抵自其對面壁體伸入該鄱接巢室之凹座26。 圖3福缯構成一單—巢室壁體之栅格板之一部分,且正 好延伸過其將接合之對應鄰接正交柵格板之交叉位置。依 據本發明、如圖3所示’對角彈簧28係由巢室壁體内兩狹 窄平行、以對角大致延伸跨過該壁體寬度之切除處構成。 構成彈簧之狹窄長缝終止於其任一端,是以鄰接長縫末端 間速成之一虛線2 7會平行於巢室壁體之交叉線。如此冷卻 劑液流沿彈簧上任一點僅有阻礙之會限制在彈簧材料之厚 度。對角彈簧之建構方式在最小化任何冷卻劑液流阻礙之 同時最大化與燃料元件之接觸區域。該彈簧較佳於接觸燃 料元件之邊緣29經過截角,以減少燃料棒插入内時對燃料 棒表面產生損害之潛在危險。爲增加彈簧之撓曲度並緩和 其衝擊力,構成該彈簧之長縫於每一端以一平行於與鄰接 壁體交叉線之方向延伸、且如參考個體3 1所繪遠離彈簧。 .混合輪葉32自某些構成巢室42壁體之部份處之柵格板 上部邊緣延伸,其中燃料總成通過該巢室42 =依據本發明 ,混合輪葉以一預定模式排列,其可參照在此一併提出之 專利申請案序號No,_^(備忘錄號碼ARF9.6-0〇3)而 更爲明確。 如圖1所示,巢室34支撑穿入控制棒及瀘心内儀器之導 管及儀器套管。巢室34與燃料元件支撑巢室42之不同處 -11 - 本紙張尺度適用中國國家榇準(CNS ) A4規格(210X297公釐) -^------ΐτ------0 {請先閱讀背面之注意事項再填寫本頁) ο8 7 ( A7 B7 五、發明説明(9 在於其不具有支撑構件26或28伸入其内部,或是自其壁 體伸出混合輪葉32 ^混合輪葉會導致—跨越支撑燃料元件 巢室之蜃力落差,然後造成支撑導管或儀器套管之鄰接巢 1:間I壓力差=本發明藉由減少巢室間之開口而最小化壓 力差之影響。 本發明藉由減少巢室壁體上之開口而增加壁體中支撐彈 簧之材料量、超越圖1所示習知技藝型態,添加壁體之剛 性並提昇格整體之強度。該増加質量亦對彈簧添加剛性。 因此,較佳對彈簧進一步添加撓性以減少燃料元件於組裝 中有所損傷之可能。於一傳統燃料總成柵格結構中、如圖2 所示’該板具有自板底部延伸至板高度—半以上、與以一 正父方向經過之板父又處之長縫118。與其交叉之板具有 相似之長縫1 18、自板頂面延伸至該板一半以下。然後該 板以長缝自每一交又處滑入其他長缝以構成—雞蛋筐模式 、鎖i父又處並足義巢1;。依據本發明、如圖3所示,長 縫4 4延伸超過咸板之一半,以在該板於其交又線上焊接時 添加較大之撓曲度。 依據前言’本發明提出一結合一支撑格彈簧設計之改良 燃料總成’以增進DNB效能、降低壓力落差且增進格抗擠 壓強度之方式最佳化反應器運作中之冷卻劑液流。 -12 私紙張尺度適用中國國家標準(CNS ) A4規格(2IOX297公釐) ά------IT------0 {請先聞讀背面之注意事項年填寫本頁j
Claims (1)
- 經濟部中央標準局I工消費合作社印I έΙ CS ____ D8 , 六、申請專利範圍 1. 一種核能燃料總成,其具有一支撑格以維持複數之長條 核能燃料元件於-平行、間隔列,該格具有一柵格,心 以定義複數個分別支撑燃料元件之巢室,每一巢室^有 複數壁體於角落交又且環繞位於支撑位置之對應燃料元 件,於支撑燃料元件之巢室壁體中至少有—包含—對角 彈簧,係自靠近最接近壁體一角之格下部之一點延伸進 入巢室至靠近最接近壁體另一角之格上部之一點,且其 中彈簧係由巢室壁體之一切除部份構成’狹窄且大致平 行之長縫係於壁體中沿該彈簧之對角以一原則構成,在 反應器運作期間將冷卻劑介於巢室間彈簧位置之交又流 最小化。 2. 如申請專利範圍第1項之核能燃料總成,其中巢室之壁 體係由柵格板之一交又構成,交又板其中之—者具有一 自其上端沿父叉線延伸之長缝’且另一交又柵格板具有 一自其下端沿交又線延伸之長缝,其中該長縫以—難蛋 筐型態相互交又並套入,且每一長縫延伸超過對應柵格 板高度之一半,以緩和彈簧施於燃料元件之力量B 3. 如申請專利範圍第2項之核能燃料總成,其中該板係於 其又叉線焊接在一起,使其對應鄰近邊緣大致成一直線。 4. 如申請專利範圍第2項之核能燃料總成,其中交又板之 鄰接長缝末端係爲互相隔開 5. 如申請專利範圍第1項之核能燃料總成,其中支撑格彈 簧係沿一平行於巢室壁交叉處之垂直線附加至巢室壁體 ,其中沿該彈簧上任一點對冷卻劑液流之阻礙係限制於 -13- 本纸張尺度適用中國國家標準(CNS ) A4規潘(2I0X297公釐) 丨|------^------^ (請先閲讀背面之注意事項再填寫本頁) 8 ο ABCD 六、申請專利範圍 彈簧材料厚度。 6_如申請專利範園第丨項之核能燃料總成,其中巢室壁體 内構成彈簧之對角長縫終止於巢室内長縫任一端,大2 平行於鄰接壁體沿一遠離彈勞之方向延伸。 7. 如申請專利範圍第丨項之核能燃料總成,其中對角彈簧 至少沿一邊緣之一部分具有一截角處。 8. —種核能燃料總成,其具有一支撑格以維持複數之長條 核能燃料元件於一平行 '間隔列,該格具有一柵格結構 以定義複數個分別支撑燃料元件之巢室’,每一巢室具有 複數壁體於角落交叉且環繞位於支撑位置之對應燃料元 件,於支撑燃料元件之巢室壁體中至少有一包含一彈簧 支撑著燃料元件,其中巢室之壁體係由柵格板之一交又 構成,父又板其中之一者具有一自其上端沿交叉線延伸 之長縫,且另一交又栅格板具有一自其下端沿交又線延 伸 < 長縫,其中該長縫以一雞蛋筐型態相互交叉並套入 ’且每一長缝延伸超過對應柵格板高度之一半, 彈簧施於燃料元件之力量。 緩和 9. 一種核能燃料總成,其具有一支撑格以維持複數之長條 經濟部中央榇準扃員工消費合作社印裳 核祕燃料几件於一平行、間隔列,該格具有一柵格結構 以疋義複數個分別支撑燃料元件之巢室,每一巢室具有 複數壁體於角落交又且環繞位於支撑位置之對應燃料元 件三該彈簧係由巢室壁體之兩平行長缝構成,該長缝與 巢室壁I父叉線成—角度延伸,且終止於以_遠離彈簧 方向平行於交又線之長缝每一端, 、 __ 14· 本紙張尺度適用8! X mu 1 nq A8 BS' CS D8 、申請專利範圍10.如申請專利範圍第9項之核能燃料總成,其中構成彈簧 之平行長缝係與巢室壁交叉線成四十五度角。 1装------1T------^ (請先閱讀背面之注·意事項•再填寫本頁) 經濟部中央標準局員工消費合作社印製 -15 本紙張尺度適用中國國家標準(CNS )八4規格(210X297公釐)
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US08/887,016 US6144716A (en) | 1997-07-02 | 1997-07-02 | Nuclear fuel assembly grid with diagonal fuel retaining springs |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
TW440877B true TW440877B (en) | 2001-06-16 |
Family
ID=25390278
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
TW087109944A TW440877B (en) | 1997-07-02 | 1998-06-20 | A nuclear fuel assembly grid with diagonal fuel retaining springs |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US6144716A (zh) |
EP (1) | EP0992038B1 (zh) |
JP (1) | JP3986096B2 (zh) |
KR (1) | KR100627544B1 (zh) |
CN (1) | CN1127736C (zh) |
DE (1) | DE69826280T2 (zh) |
ES (1) | ES2227854T3 (zh) |
TW (1) | TW440877B (zh) |
WO (1) | WO1999001872A2 (zh) |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP3872598B2 (ja) * | 1998-07-08 | 2007-01-24 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉燃料集合体の支持格子 |
US6310932B1 (en) * | 2000-10-23 | 2001-10-30 | Westinghouse Electric Company Llc | Fretting resistant spring design |
DE102004014499B3 (de) * | 2004-03-25 | 2005-09-01 | Framatome Anp Gmbh | Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor |
US7149273B2 (en) * | 2004-11-16 | 2006-12-12 | Westinghouse Electric Co Llc | Method of fabricating a nuclear reactor fuel assembly grid |
US20060251205A1 (en) * | 2005-05-02 | 2006-11-09 | Westinghouse Electric Co. Llc | In-core fuel restraint assembly |
US7623612B2 (en) * | 2006-03-27 | 2009-11-24 | Westinghouse Electric Co. Llc | Bi-alloy spacer grid and associated methods |
KR100932436B1 (ko) * | 2007-08-27 | 2009-12-17 | 한전원자력연료 주식회사 | 연료봉 프레팅 마모방지를 위한 카누 모양의 스프링을 가진지지격자 |
KR101017318B1 (ko) * | 2008-12-26 | 2011-02-28 | 한전원자력연료 주식회사 | 수력적 균형을 이루는 혼합날개 패턴을 가진 지지격자 |
US10176899B2 (en) * | 2012-09-04 | 2019-01-08 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Spacers with deflection-limited rod contacts for nuclear fuel assemblies and methods of making the same |
US10128004B2 (en) * | 2013-10-04 | 2018-11-13 | Westinghouse Electric Company Llc | High temperature strength, corrosion resistant, accident tolerant nuclear fuel assembly grid |
CN111524616B (zh) * | 2020-05-14 | 2023-09-01 | 吉林农业大学 | 一种基于增材制造工艺的整体式定位格架 |
CN114220558B (zh) | 2021-11-18 | 2023-06-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种燃料组件格架、燃料组件及压水堆堆芯 |
Family Cites Families (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3928131A (en) * | 1969-08-14 | 1975-12-23 | William J Wachter | Grid structure for nuclear reactor fuel assembly |
FR2520149B1 (fr) * | 1982-01-20 | 1987-03-20 | Commissariat Energie Atomique | Grille d'espacement pour assemblage combustible de reacteur nucleaire comportant des points d'appui opposes deux a deux pratiques sur des lamelles deformables elastiquement |
US4900508A (en) * | 1984-12-24 | 1990-02-13 | Combustion Engineering, Inc. | High strength nuclear fuel grid |
US4725402A (en) * | 1986-04-28 | 1988-02-16 | Combustion Engineering, Inc. | Welded nuclear fuel grid and method |
JPH0311757Y2 (zh) * | 1986-11-15 | 1991-03-20 | ||
US4803043A (en) * | 1987-05-22 | 1989-02-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod grid spring and dimple structures |
EP0291736B1 (en) * | 1987-05-22 | 1993-06-23 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear-fuel-rod supporting grid |
US4879090A (en) * | 1987-08-24 | 1989-11-07 | Combustion Engineering, Inc. | Split vaned nuclear fuel assembly grid |
US4895698A (en) * | 1988-03-14 | 1990-01-23 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod grip with modified diagonal spring structures |
US4923669A (en) * | 1989-02-21 | 1990-05-08 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod grid spring and dimple structures having chamfered edges for reduced pressure drop |
DE4006264A1 (de) * | 1990-02-28 | 1991-08-29 | Siemens Ag | Siedewasserkernreaktor und kernreaktorbrennelement fuer diesen siedewasserkernreaktor |
US5188797A (en) * | 1991-04-03 | 1993-02-23 | Combustion Engineering, Inc. | Extended weld tab for fuel assembly grid |
US5139736A (en) * | 1991-04-03 | 1992-08-18 | Combustion Engineering, Inc. | Fuel assembly support grid |
JP3089073B2 (ja) * | 1991-12-20 | 2000-09-18 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉用燃料集合体の支持格子 |
US5265140A (en) * | 1992-06-29 | 1993-11-23 | Combustion Engineering, Inc. | Inverted vane mixing grid |
US5303276A (en) * | 1992-10-29 | 1994-04-12 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly including deflector vanes for deflecting a component of a fluid stream flowing past such fuel assembly |
US5444748A (en) * | 1994-04-04 | 1995-08-22 | Westinghouse Electric Corporation | Grid structure for supporting fuel rods in a nuclear reactor |
-
1997
- 1997-07-02 US US08/887,016 patent/US6144716A/en not_active Expired - Lifetime
-
1998
- 1998-06-20 TW TW087109944A patent/TW440877B/zh not_active IP Right Cessation
- 1998-06-25 KR KR1019997012555A patent/KR100627544B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1998-06-25 EP EP98931584A patent/EP0992038B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1998-06-25 ES ES98931584T patent/ES2227854T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1998-06-25 JP JP50724299A patent/JP3986096B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1998-06-25 WO PCT/US1998/013211 patent/WO1999001872A2/en active IP Right Grant
- 1998-06-25 DE DE69826280T patent/DE69826280T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1998-06-25 CN CN98806803A patent/CN1127736C/zh not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO1999001872A2 (en) | 1999-01-14 |
DE69826280T2 (de) | 2005-11-17 |
ES2227854T3 (es) | 2005-04-01 |
EP0992038B1 (en) | 2004-09-15 |
KR100627544B1 (ko) | 2006-09-22 |
CN1261976A (zh) | 2000-08-02 |
JP2002508075A (ja) | 2002-03-12 |
WO1999001872A3 (en) | 1999-03-25 |
EP0992038A2 (en) | 2000-04-12 |
JP3986096B2 (ja) | 2007-10-03 |
US6144716A (en) | 2000-11-07 |
KR20010020587A (ko) | 2001-03-15 |
CN1127736C (zh) | 2003-11-12 |
DE69826280D1 (de) | 2004-10-21 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
TW440877B (en) | A nuclear fuel assembly grid with diagonal fuel retaining springs | |
US7085340B2 (en) | Nuclear reactor fuel assemblies | |
TW432394B (en) | A nuclear fuel assembly with hydraulically balanced mixing vanes | |
US20210098140A1 (en) | Spacer grid using tubular cells with mixing vanes | |
US3104218A (en) | Pressure tube structure | |
US6606369B1 (en) | Nuclear reactor with improved grid | |
JP2009058392A (ja) | 原子炉 | |
US3679547A (en) | Elastic support grid for nuclear fuel elements | |
WO1995034898A1 (en) | Control of coolant flow in a nuclear reactor | |
US3809610A (en) | Nuclear fuel assembly with bypass coolant control | |
US20120087458A1 (en) | Nuclear fuel assembly hold down spring | |
US9536628B2 (en) | Nuclear fuel assembly support grid | |
JPS6316680B2 (zh) | ||
US20110002435A1 (en) | Nuclear fuel assembly support grid | |
US20150357053A1 (en) | Crush resistant nuclear fuel assembly support grid | |
US8335293B1 (en) | Nuclear fuel grid assembly with hydraulically balanced mixing vane pattern | |
WO2017149864A1 (ja) | 燃料集合体及びそれを装荷する炉心 | |
JP7365297B2 (ja) | 燃料集合体及び沸騰水型原子炉 | |
US20170032853A1 (en) | Nuclear fuel assembly with seismic/loca tolerance grid | |
KR20130133232A (ko) | 핵 연료봉 플레넘 스프링 조립체 | |
KR20140063733A (ko) | 홈이 있는 핵연료 조립체 구성요소 삽입체 | |
JP2018072053A (ja) | 軽水炉用制御棒 | |
US20130272482A1 (en) | Pressurized water reactor fuel assembly grid | |
JP2018004445A (ja) | 高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する高速炉の炉心 | |
JPH03249593A (ja) | 加圧水形原子炉の燃料集合体 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
GD4A | Issue of patent certificate for granted invention patent | ||
MK4A | Expiration of patent term of an invention patent |