JPS59163590A - 冷却される案内管を備えた原子炉用燃料集合体 - Google Patents
冷却される案内管を備えた原子炉用燃料集合体Info
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- JPS59163590A JPS59163590A JP59034119A JP3411984A JPS59163590A JP S59163590 A JPS59163590 A JP S59163590A JP 59034119 A JP59034119 A JP 59034119A JP 3411984 A JP3411984 A JP 3411984A JP S59163590 A JPS59163590 A JP S59163590A
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- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
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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、原子炉特に加圧水型原子炉用燃料集合体に関
する。
する。
このような燃料集合体は互いに平行な燃料要素の束によ
って形成され、これら燃料機素は枠組中に保持され、こ
れにより燃料集合の剛性が保証される。この枠組は、燃
料要素の軸線方向に対応する燃料集合体の長さに従って
隔郡された、燃料機素を横方向に支持するための支持格
子(スペーサーの役目をする)と、燃料要素の束のいく
つかの燃料要素に代わる案内管と、いくつかの案内管に
少くとも固定された端ピースとから成っている。
って形成され、これら燃料機素は枠組中に保持され、こ
れにより燃料集合の剛性が保証される。この枠組は、燃
料要素の軸線方向に対応する燃料集合体の長さに従って
隔郡された、燃料機素を横方向に支持するための支持格
子(スペーサーの役目をする)と、燃料要素の束のいく
つかの燃料要素に代わる案内管と、いくつかの案内管に
少くとも固定された端ピースとから成っている。
案内管は、中性子吸収材料製の棒(制御棒)を燃料集合
体の内部に案内する11両端が各々の端ピースに連結さ
れた成る案内管は、燃料集合体の剛性を保証する働らき
もしている。一方の六ピースのみに固定された、その他
の案内管は、案内機能のほかに、支持格子を支持する機
能も逐行する。
体の内部に案内する11両端が各々の端ピースに連結さ
れた成る案内管は、燃料集合体の剛性を保証する働らき
もしている。一方の六ピースのみに固定された、その他
の案内管は、案内機能のほかに、支持格子を支持する機
能も逐行する。
燃料集合体は一般に原子炉の炉心部内に垂直に配される
ため、一方の端ピースは下部端ピースを形成し、他の端
ピースは上部端ピースを形成する。。
ため、一方の端ピースは下部端ピースを形成し、他の端
ピースは上部端ピースを形成する。。
原子炉の冷却用流体即ち加圧水は、下方から上方に炉心
部を貫流し、燃料要素と接触して燃料集合体の内部に循
環され、燃料要素の熱を奪う、。
部を貫流し、燃料要素と接触して燃料集合体の内部に循
環され、燃料要素の熱を奪う、。
案内管に挿入される中性子吸収材料製の棒は、1つの束
の形に結合されており、この束は、原子炉の出力を制御
するために、燃料集合体の内部において全体として移動
させることができる13円筒状のこれらの棒は非常にわ
ずかな遊びをもって案内管中に係合しているため、冷却
水ハ二、これらの案内管の内部にはほとんど循環されな
い。中性子吸収棒はほとんど力ロ熱されず、案内管の外
面からの冷却で充分なため、このことは実際上不都合で
はない。
の形に結合されており、この束は、原子炉の出力を制御
するために、燃料集合体の内部において全体として移動
させることができる13円筒状のこれらの棒は非常にわ
ずかな遊びをもって案内管中に係合しているため、冷却
水ハ二、これらの案内管の内部にはほとんど循環されな
い。中性子吸収棒はほとんど力ロ熱されず、案内管の外
面からの冷却で充分なため、このことは実際上不都合で
はない。
フラマトーム社のフランス国特許願82718012号
に記載された新しい形式の効率が改善された原子炉にお
いては、弱いエネルギーの中性子の吸収と案内管内の水
の容積の減少とによってスペクトルを変化させるような
新しい形式の中性子吸収材料製の棒を燃料集合体に挿入
することによって、炉心部の中性子スペクトルの変化が
得られる、1スペクトルを変化させるこれらの棒は、奸
才しくけ、親物質例えばウラン255の含有率の小さな
減損ウランからできている。
に記載された新しい形式の効率が改善された原子炉にお
いては、弱いエネルギーの中性子の吸収と案内管内の水
の容積の減少とによってスペクトルを変化させるような
新しい形式の中性子吸収材料製の棒を燃料集合体に挿入
することによって、炉心部の中性子スペクトルの変化が
得られる、1スペクトルを変化させるこれらの棒は、奸
才しくけ、親物質例えばウラン255の含有率の小さな
減損ウランからできている。
この場合、中性子反応(例えば、親物質から核***性物
質を生じさせる)の場となる、減損ウランから出来てい
る棒の受ける加熱は、中性子吸収材料製の棒の場合に比
べて相当に太きい、。
質を生じさせる)の場となる、減損ウランから出来てい
る棒の受ける加熱は、中性子吸収材料製の棒の場合に比
べて相当に太きい、。
親、物質製の棒のための案内管の内部への水の循環を生
じさせることが%9になる。
じさせることが%9になる。
案内管と親物質製の棒との間の遊隙な大きくすることも
検討されたが、この場合、前記棒は、案内管内において
1細心位置になる。その場合、スペクトルを変える棒の
冷却は非対称になるため、接触線の近辺の領域において
冷却水が蒸発する危険性を生じ、それによって棒温度の
上昇と抜根管材料の劣化ないしは変形が生しること罠な
る、。
検討されたが、この場合、前記棒は、案内管内において
1細心位置になる。その場合、スペクトルを変える棒の
冷却は非対称になるため、接触線の近辺の領域において
冷却水が蒸発する危険性を生じ、それによって棒温度の
上昇と抜根管材料の劣化ないしは変形が生しること罠な
る、。
一般に、燃料集合体の案内管についての現在の構造は、
案内管中に挿入される中性子吸収材料製の棹を有効に冷
却し得ない。この棒が例えば放熱性の中性子反応の場と
なり、加熱された場合、中性子吸収材料製の棒と案内管
゛内面との間にある薄い水膜が沸騰することがあり、そ
れによって棒の冷却を可能にする熱交換が更に減少する
。1棒の加熱は燃焼損及び腐食の危険性を生ずるだけで
なく、棒を変形させ、後に案内管内において枠を移mJ
】させることが困難になシ、時には不可能になる。
案内管中に挿入される中性子吸収材料製の棹を有効に冷
却し得ない。この棒が例えば放熱性の中性子反応の場と
なり、加熱された場合、中性子吸収材料製の棒と案内管
゛内面との間にある薄い水膜が沸騰することがあり、そ
れによって棒の冷却を可能にする熱交換が更に減少する
。1棒の加熱は燃焼損及び腐食の危険性を生ずるだけで
なく、棒を変形させ、後に案内管内において枠を移mJ
】させることが困難になシ、時には不可能になる。
従って、本発明の目的は、冷却される案内管を備えた原
子炉用燃料集合体であって、燃料集合体が、互に平行な
燃料要素の束によって形成され、この束は、燃料要素を
横方向に支持するだめのスペーサーともなる支持格子と
、前記束の燃料要素の成るものに代わると共に中性子吸
収材料製の棒を燃料集合体内で案内するための案内管と
、該案内管のうち少くとも成るものの先端に固定された
端ピースとから成る枠組内に保持されたものにおいて、
従来技術による燃料集合体に比べて燃料集合体の構造と
製造並びに取付けを著しく複雑にすることなく、中性子
吸収材料製の棒を有効に冷却し得るようにすることにあ
る。
子炉用燃料集合体であって、燃料集合体が、互に平行な
燃料要素の束によって形成され、この束は、燃料要素を
横方向に支持するだめのスペーサーともなる支持格子と
、前記束の燃料要素の成るものに代わると共に中性子吸
収材料製の棒を燃料集合体内で案内するための案内管と
、該案内管のうち少くとも成るものの先端に固定された
端ピースとから成る枠組内に保持されたものにおいて、
従来技術による燃料集合体に比べて燃料集合体の構造と
製造並びに取付けを著しく複雑にすることなく、中性子
吸収材料製の棒を有効に冷却し得るようにすることにあ
る。
この目的のため、案内管の少くとも一部分は、1組の案
内−6立て面を有し、これらの案内−6立て面は、案内
管の内方に向って突出し、案内管の全長に亘って連続し
、案内管の対応する壁部分の押し曲げによって各々形成
され、棒の案内及び6立てを許容すると共に、案内管と
中性子吸収材料製の棒との間に冷却用流体を循環させる
ための空所を形成する。。
内−6立て面を有し、これらの案内−6立て面は、案内
管の内方に向って突出し、案内管の全長に亘って連続し
、案内管の対応する壁部分の押し曲げによって各々形成
され、棒の案内及び6立てを許容すると共に、案内管と
中性子吸収材料製の棒との間に冷却用流体を循環させる
ための空所を形成する。。
本発明がよりよく理解されるように、フラマトーム社の
フランス国特許願82’−18012号に記載されたよ
うな効率が改善された原子炉に本発明による燃料集合体
を使用する例について以下に詳細に説明する。
フランス国特許願82’−18012号に記載されたよ
うな効率が改善された原子炉に本発明による燃料集合体
を使用する例について以下に詳細に説明する。
第1図には、−例として、フラマトーム社のフランス国
特許願82/180I2号に記載されているような効率
の改善された原子炉に使用されるようになった燃料集合
体が図示されている。この燃料集合体は、親物質の燃料
要素を含むスペクトル変更用を移動させるための案内管
と、原子炉の出力を制御する制御棒を移動させるための
案内管とを備えている。
特許願82/180I2号に記載されているような効率
の改善された原子炉に使用されるようになった燃料集合
体が図示されている。この燃料集合体は、親物質の燃料
要素を含むスペクトル変更用を移動させるための案内管
と、原子炉の出力を制御する制御棒を移動させるための
案内管とを備えている。
燃料集合体は、燃料要素10束を有し、この束は、燃料
集合体の高さに対応する長さに借って相互から隔だてら
れたスペーサーともなる支持格子2、下部端ピース4、
土部端ピース5及び全部が上部端ピース5に連結された
1組の案内管6によって、横断方向に支持されている。
集合体の高さに対応する長さに借って相互から隔だてら
れたスペーサーともなる支持格子2、下部端ピース4、
土部端ピース5及び全部が上部端ピース5に連結された
1組の案内管6によって、横断方向に支持されている。
上部端ピース5I″i、構造物7と一体になっておシ、
この構造物は、中性子吸収要素束に対する止め部ないし
は支持部として用いられると共に、スペクトルを変更す
る親物質の燃料俊素束のヤドル9の行程端液圧緩衝器と
して役立つ円筒体8を同定させている1、下部端ピース
4は燃料集合体の6立て用のピース3と一体になってお
り、この6立て用のピースは、炉心部の支持底部上に燃
料集合体を係留する係留装置を保護するためにも用いら
れている。
この構造物は、中性子吸収要素束に対する止め部ないし
は支持部として用いられると共に、スペクトルを変更す
る親物質の燃料俊素束のヤドル9の行程端液圧緩衝器と
して役立つ円筒体8を同定させている1、下部端ピース
4は燃料集合体の6立て用のピース3と一体になってお
り、この6立て用のピースは、炉心部の支持底部上に燃
料集合体を係留する係留装置を保護するためにも用いら
れている。
第2図に燃料集合体の全断面に亘る燃料要素1の格子配
列を示す。燃料要素1のうち成るものの位置は、2種の
異なった形式の案内管6によって占有され、そのうちの
1種即ち案内管11は、周知の円形断面をもち、原子炉
制御用の中性子吸収材料の制御棒を案内するために用い
られる。燃料集合体全体は、中性子吸収材斜動制御棒束
を案内するための16本の案内管11を備えている。
列を示す。燃料要素1のうち成るものの位置は、2種の
異なった形式の案内管6によって占有され、そのうちの
1種即ち案内管11は、周知の円形断面をもち、原子炉
制御用の中性子吸収材料の制御棒を案内するために用い
られる。燃料集合体全体は、中性子吸収材斜動制御棒束
を案内するための16本の案内管11を備えている。
他の種類の案内管1oは四葉形状の横断面を持ち、U2
55の含有量の少いスペクトル変更用の親物質の燃料棒
束を案内するために用いられる。
55の含有量の少いスペクトル変更用の親物質の燃料棒
束を案内するために用いられる。
燃料集合体全体は、スペクトル変史棒束を案内するため
の40本の案内管1oを備えている。
の40本の案内管1oを備えている。
前出のフランス国特峰願82/1”8012号に記載さ
れたように、制御棒束とスペクトル変更棒束とは、同軸
的に取付けられている。1第2a図に示した四葉形状の
横断面の案内管10内には、被覆管13と、ウラン23
5の含有量を少くしたウラン充填物14とを収納したス
ペクトル変更棒12が保合している。被綴管13とウラ
ン充填物14との間には、ウラン充填物14の膨張を許
容するための、厚みの非常に少い遊隙15が形成されて
いる。
れたように、制御棒束とスペクトル変更棒束とは、同軸
的に取付けられている。1第2a図に示した四葉形状の
横断面の案内管10内には、被覆管13と、ウラン23
5の含有量を少くしたウラン充填物14とを収納したス
ペクトル変更棒12が保合している。被綴管13とウラ
ン充填物14との間には、ウラン充填物14の膨張を許
容するための、厚みの非常に少い遊隙15が形成されて
いる。
案内管10の1葉形状は、す(面でみると、案内管10
の全長に亘ってその内方に突出した4つの案内面16a
、16b、16c、16dを備えている。これらの案内
面は案内管10の壁を例えば成形ローラ又はダイ型に通
すことなどにより4つの母線に従って内方に押面げるこ
とにより形成する。スペクトル変史棒12は、案内管1
0内において移動する際に案内面16によって案内され
る。
の全長に亘ってその内方に突出した4つの案内面16a
、16b、16c、16dを備えている。これらの案内
面は案内管10の壁を例えば成形ローラ又はダイ型に通
すことなどにより4つの母線に従って内方に押面げるこ
とにより形成する。スペクトル変史棒12は、案内管1
0内において移動する際に案内面16によって案内され
る。
冷却水を循環させるための4つの空所17a、17−b
、17c、17dは、2つの)小銃しだ案内面168〜
16dの間において、スペクトル俊ニ棒の被覆管13の
外面と案内管10の内面との間に形成されている1、冷
却水を循環させる空所17a〜17dの内部には、冷却
水を循環させ、スペクトル変更棒12の外面を冷却させ
ることができる。
、17c、17dは、2つの)小銃しだ案内面168〜
16dの間において、スペクトル俊ニ棒の被覆管13の
外面と案内管10の内面との間に形成されている1、冷
却水を循環させる空所17a〜17dの内部には、冷却
水を循環させ、スペクトル変更棒12の外面を冷却させ
ることができる。
第6図には、案内管6a、6bと向い合いに孔20.2
1を穿設した燃料集合体の下部端ピース4が図示されて
いる。
1を穿設した燃料集合体の下部端ピース4が図示されて
いる。
この孔20によって、案内管6aの先端23の内部にね
−じ込才れる着脱自在の中空ねじプツノユ22を介し案
内管6aの先端を端部ピース4に固定することができる
。
−じ込才れる着脱自在の中空ねじプツノユ22を介し案
内管6aの先端を端部ピース4に固定することができる
。
案内管6bの先端は下部端ピース4に固定されてなく、
孔21は単に燃料集合体の内部に冷却水を通すために用
いられる。
孔21は単に燃料集合体の内部に冷却水を通すために用
いられる。
全部の案内管6上には金属線24がらせん状に巻回され
ており、これらの金Ailにより、冷却水が循環される
間に案内管6の回りに形成される傾向をもった冷たい境
界層を破壊して、案内管6の外面による案内管6の冷却
作用を改善する。即ち、全部の案内管6上にらせん状に
巻回されてその上端及び下端に固定されたこれらの金机
線によって、燃料集合体内に循罰される冷却水の温度が
均等化される。
ており、これらの金Ailにより、冷却水が循環される
間に案内管6の回りに形成される傾向をもった冷たい境
界層を破壊して、案内管6の外面による案内管6の冷却
作用を改善する。即ち、全部の案内管6上にらせん状に
巻回されてその上端及び下端に固定されたこれらの金机
線によって、燃料集合体内に循罰される冷却水の温度が
均等化される。
第2図を参照すると、案内管6aのような2,4本の案
内管が用いられており、これらの案内管は、上部及び下
部の端ピース5.4に連結され、燃料部合体の枠組の補
強に寄与する。これらの案内管6aは、制御棒を案内す
るための案内管11とスペクトル変史棒12の案内管1
0の成るものとの全体によって形成される。
内管が用いられており、これらの案内管は、上部及び下
部の端ピース5.4に連結され、燃料部合体の枠組の補
強に寄与する。これらの案内管6aは、制御棒を案内す
るための案内管11とスペクトル変史棒12の案内管1
0の成るものとの全体によって形成される。
スペクトル変史棒12の他の案内管10け全て案内管6
bであシ、これらの案内管6bは、支持帽子2を固定す
る以外に、主にスペクトル変更束12を案内する役目も
している。
bであシ、これらの案内管6bは、支持帽子2を固定す
る以外に、主にスペクトル変更束12を案内する役目も
している。
第4.48図に、スペクトル変更棉を案内するための案
内管10の第2実施例を示し、この案内管は6つの案内
面26を有し、案内面26は、案内管10の120°づ
つの5本の一母線に従って配向され、これらの母線に沿
って管壁を押し曲げることによシ形成される。第4a図
から5棒27の案内面によって冷却水の6つの循環空所
が形成されることがわかる。
内管10の第2実施例を示し、この案内管は6つの案内
面26を有し、案内面26は、案内管10の120°づ
つの5本の一母線に従って配向され、これらの母線に沿
って管壁を押し曲げることによシ形成される。第4a図
から5棒27の案内面によって冷却水の6つの循環空所
が形成されることがわかる。
第5.58図に示した本発明の第6実施例による案内管
10の壁部には、案内管1oの軸線を軸線とするつる巻
線に従って配向された一連の案内面46が案内管10の
内方に突出するように形1戊されている。この案内面に
よって、スペクトル変史棒47の回シに冷却水の一連の
循環空所が残されるようにしながら、スペクトル変更棒
47を案内することが可能になる、。
10の壁部には、案内管1oの軸線を軸線とするつる巻
線に従って配向された一連の案内面46が案内管10の
内方に突出するように形1戊されている。この案内面に
よって、スペクトル変史棒47の回シに冷却水の一連の
循環空所が残されるようにしながら、スペクトル変更棒
47を案内することが可能になる、。
案内管10の内方に突出した案内面46は、案内管10
の壁部の押し曲げにより形成する。この操作は、案内管
10を回転させると共に、案内管10をその輔紗に従っ
て成形ローラの下方に並進運動させ、又はらせん状に変
形させるだめのダイ型に通すことによって逐行される。
の壁部の押し曲げにより形成する。この操作は、案内管
10を回転させると共に、案内管10をその輔紗に従っ
て成形ローラの下方に並進運動させ、又はらせん状に変
形させるだめのダイ型に通すことによって逐行される。
本発明による燃料集合体の主な利点は、案内管の成形及
び燃料集合体内へのその取付けを複雑にすることすく、
案内管内において移犯1する中注子吸収相料製の棒を効
率的に冷却し得ることにある。
び燃料集合体内へのその取付けを複雑にすることすく、
案内管内において移犯1する中注子吸収相料製の棒を効
率的に冷却し得ることにある。
本発明は、前述した実施例のみに限定されず、そのいろ
いろの可能な変形を包含する。
いろの可能な変形を包含する。
例えば案内管の壁に内方に突出するように形成される案
内面は、前述した例と異なった構成としてもよい。
内面は、前述した例と異なった構成としてもよい。
また燃料集合体の補強に寄与する案内管の分布も、前述
した例と異なっていてもよい。
した例と異なっていてもよい。
また本発明による燃料集合体は、スペクトル変更束を含
む効率が改善されプζ原子炉だけでなく、燃料集合体内
において移動される制御棒の加熱及び変形が起こシ得る
他の全ての形式の原子炉にも使用することができる。
む効率が改善されプζ原子炉だけでなく、燃料集合体内
において移動される制御棒の加熱及び変形が起こシ得る
他の全ての形式の原子炉にも使用することができる。
第1図は燃料集合体の立面図、第2図は第1図の八−A
@断面図、第2a図は第1.2図に示した燃料集合体の
案内管を示す横断面図、第6図は2本の案内管の下部の
垂直断面図、第4図は本発明による燃料集合体の案内管
の変形例を示す立面図、第4a図は第4図に示した案内
管の横断面図、第5図は本発明による燃料集合体の案内
管の第2変形例を示す立面図、第5a図は第5図に示し
た案内管の横断面図である。 符号の説明 1・・・燃料捜索、2・・支持格子、4.5・・端ビー
ズ、6.10・・案内管、12・・・中性子1倣収材料
製の棒、1
@断面図、第2a図は第1.2図に示した燃料集合体の
案内管を示す横断面図、第6図は2本の案内管の下部の
垂直断面図、第4図は本発明による燃料集合体の案内管
の変形例を示す立面図、第4a図は第4図に示した案内
管の横断面図、第5図は本発明による燃料集合体の案内
管の第2変形例を示す立面図、第5a図は第5図に示し
た案内管の横断面図である。 符号の説明 1・・・燃料捜索、2・・支持格子、4.5・・端ビー
ズ、6.10・・案内管、12・・・中性子1倣収材料
製の棒、1
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 (1) 冷却される案内管を備えた原子炉用燃料集合
体であって、燃料集合体が、互に平行な燃料要素の束に
よって形成され、この束が、燃料要素(1)を横方向に
支持するためのスペーサーともなる支持格子(2)と、
前記束の燃料扱素(1)の成るものに代わると共に中性
子吸収材料製の棒(12)を燃料集合体内で案内するた
めの案内管(6)と、該案内管(6)のうち少くとも成
るものの先端に固定されたj:A1ピース(4,5)と
から成る枠組内に保持されたものにおいて、案内管(6
)の少くとも一部分が1組の案内−6立て面(16)を
有し、こnらの案内−6立て面は、案内管(10)の内
方に向って突出し、案内管(10)の全長に亘って連続
し、案内管(10)の対応する壁部分の押し曲げによっ
て各々形成され、棒(12)の案内及び6立てを許容す
ると共に、案内管(10)と中性子吸収材料製の棒(1
2)との間に冷却用流体を循環させるだめの空所(17
)を形成することを特徴とする原子炉用燃料集合体。 (匂 突出した案内面(26)を管(10)の少くとも
6本の母線の集合に従って指向させたことを特徴とする
特許請求の範囲第1項に記載の原子炉用燃料集合体6゜ (3)突出した案内面(16)を管(10)の90゜お
きの4本の母線に恢って指向させたことを特徴とする特
許請求の範囲第2項に記載の原子炉用燃料集合体。 (4) 一連の案内面(46)を案内管の軸線を軸紗
とするつる巻線に従って指向させたことを特徴とする特
許請求の範囲第1項に記載の原子炉用燃料集合体1 (5) スペクトル変更を含む原子炉の場合において
の特許請求の範囲第1〜4項のいずれかに記載の原子炉
用燃料集合体であって、中性子吸収材料製の棒が親物質
の充てん物(14)によって形成され、光てん物(14
)が被覆管(13)の内部に配設され、被覆管(13)
の外面が全部の案内−6立て而(16)と接触すること
を%徴とする原子炉用燃料集合体、。 (6) 原子炉の制御棒を案内するだめの案内管(1
1)の一部分が一様な円形断面を有することを特徴とす
る特許請求の範囲第5項に記載の原子炉用燃料集合体。 (7) 各々の案内管(6)の全長に亘りその外面上
に金属線(24)をらせん状に巻回したことを特徴とす
る特許請求の範囲脇1〜6項のいずれかに記載の原子炉
用燃料集合体。
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS61170694A (ja) * | 1985-01-24 | 1986-08-01 | 株式会社日立製作所 | 原子炉およびその運転方法 |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4606611A (en) * | 1981-09-16 | 1986-08-19 | Manchester R & D Partnership | Enhanced scattering in voltage sensitive encapsulated liquid crystal |
FR2583204A1 (fr) * | 1985-06-05 | 1986-12-12 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a variation de spectre et a eau sous pression |
FR2592517B1 (fr) * | 1985-12-31 | 1988-03-25 | Framatome Sa | Dispositif de protection anti-vibratoire d'un doigt de gant mobile dans les structures internes et dans un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
FR2627321B1 (fr) * | 1988-02-11 | 1992-08-14 | Framatome Sa | Equipements internes superieurs de reacteur nucleaire muni d'un dispositif de separation des debits |
SE506576C3 (sv) * | 1996-05-06 | 1998-02-05 | Asea Atom Ab | Braenslepatron foer en kokarvattenreaktor |
FR2837975B1 (fr) * | 2002-03-29 | 2005-08-26 | Framatome Anp | Grille entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere |
KR100775576B1 (ko) | 2006-08-14 | 2007-11-12 | 한전원자력연료 주식회사 | 균일한 반경의 튜브에 충격흡수관을 가공한 일체형핵연료집합체의 안내관 튜브 |
KR100844473B1 (ko) | 2006-12-27 | 2008-07-07 | 한전원자력연료 주식회사 | 블리드 홀 개폐식 스위치를 내장한 균일한 안내관 |
KR101409570B1 (ko) * | 2012-12-18 | 2014-06-19 | 한국수력원자력 주식회사 | 핵연료봉 와이어 스페이서 설치장치 |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS55125479A (en) * | 1979-03-20 | 1980-09-27 | Genshi Nenryo Kogyo | Nuclear fuel assembly |
Family Cites Families (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE620146A (ja) * | 1961-08-01 | 1900-01-01 | ||
US3261756A (en) * | 1965-01-28 | 1966-07-19 | Charles C Ripley | Embossed cladding fuel element and manufacturing process therefor |
SE310915B (ja) * | 1967-09-04 | 1969-05-19 | Asea Ab | |
SE324019B (ja) * | 1968-12-02 | 1970-05-19 | Asea Ab | |
DE2044303C3 (de) * | 1970-09-08 | 1974-06-06 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Doppelsteuerelement für Druckwasserreaktoren |
FR2115003B1 (ja) * | 1970-11-20 | 1973-11-30 | Commissariat Energie Atomique | |
US3930938A (en) * | 1971-10-11 | 1976-01-06 | Asea-Atom | Attachment and locking of finger control rods in a nuclear reactor of bwr type |
US4175004A (en) * | 1977-08-29 | 1979-11-20 | The Babcock & Wilcox Company | Fuel assembly guide tube |
US4229259A (en) * | 1977-09-08 | 1980-10-21 | Westinghouse Electric Corp. | Grid sleeve bulge tool |
US4229256A (en) * | 1977-12-28 | 1980-10-21 | Uop Inc. | Corrugated thimble tube for controlling control rod descent in nuclear reactor |
US4313797A (en) * | 1979-09-19 | 1982-02-02 | The Babcock & Wilcox Company | Guide tube sleeve |
DE3008442A1 (de) * | 1980-03-05 | 1981-09-10 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Brennelement fuer einen kernreaktor |
US4326921A (en) * | 1980-05-16 | 1982-04-27 | Westinghouse Electric Corp. | Control rod guide thimble for nuclear reactor fuel assemblies |
DE3128652A1 (de) * | 1981-07-20 | 1983-02-03 | Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach | Huellkasten mit distanzhaltern fuer schnelle brutreaktoren |
-
1983
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Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS55125479A (en) * | 1979-03-20 | 1980-09-27 | Genshi Nenryo Kogyo | Nuclear fuel assembly |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS61170694A (ja) * | 1985-01-24 | 1986-08-01 | 株式会社日立製作所 | 原子炉およびその運転方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
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