JPH02171690A - 加圧水型原子炉用燃料集合体 - Google Patents

加圧水型原子炉用燃料集合体

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Publication number
JPH02171690A
JPH02171690A JP63327038A JP32703888A JPH02171690A JP H02171690 A JPH02171690 A JP H02171690A JP 63327038 A JP63327038 A JP 63327038A JP 32703888 A JP32703888 A JP 32703888A JP H02171690 A JPH02171690 A JP H02171690A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel assembly
upper nozzle
control rod
rod guide
guide thimble
Prior art date
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Pending
Application number
JP63327038A
Other languages
English (en)
Inventor
Kazuma Mori
森 一麻
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuclear Fuel Industries Ltd
Original Assignee
Nuclear Fuel Industries Ltd
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Filing date
Publication date
Application filed by Nuclear Fuel Industries Ltd filed Critical Nuclear Fuel Industries Ltd
Priority to JP63327038A priority Critical patent/JPH02171690A/ja
Publication of JPH02171690A publication Critical patent/JPH02171690A/ja
Pending legal-status Critical Current

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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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。

Description

【発明の詳細な説明】 [産業上の利用分野] 本発明は、加圧水型原子炉用燃料集合体の改良に関する
ものである。
[従来の技術] 従来の加圧水型原子炉用燃料集合体は第6図に示す通り
で、20は燃料集合体、21はホールドダウンスプリン
グ、22は上部ノズル、23は制御棒案内シンブル、2
4は支持格子、25は燃料棒、26は下部ノズルの構成
である。上部ノズルと制御棒案内シンブルの結合は、上
部ノズルから下方へ延伸する延伸部材27の中へ制御棒
案内シンブルの上端部を挿入し、二重管状層となった所
を内側から拡管加工して拡管部28を作ることによりな
されている。
このような燃料集合体では、燃料を高燃焼度化すると照
射成長により、燃料集合体の全長が伸びる。これが過大
となると上部炉心板(図示省略)と燃料集合体とが干渉
することになる。従って燃料集合体の照射による伸びは
、燃焼度を制限する一因となる。
[発明が解決しようとする課題] 上述のように、燃料集合体は高燃焼度では大きく伸びる
ため、これを補償するには燃料集合体の全長を初めから
短くしておくことが考えられる。
しかし、燃料集合体を短くすると、これに組み込まれて
いる部材(上、下部ノズル)を短くするか、燃料集合体
を構成する燃料棒自身を短くする必要がある。
部材を短くすることは、高強度材料を使用する必要が生
じる。また、燃料棒を短くすると原子炉に装荷されるウ
ラン量が少なくなり、原子炉の効率を低下させることに
なる。更に燃料集合体の浮き上がりを防ぐホールドダウ
ンスプリングの再設計が必要となる。
上述のように従来の技術で考えられていることでは、最
終的には燃料の設計変更が多くなったり、原子炉の効率
を低下させることになる。
本発明は、上記のような原子炉の効率低下を来さない新
しい構成の燃料集合体を提供しようとするのがその目的
である。
[課題を解決するための手段] 上記の目的を達成するために、上部ノズルから延伸する
延伸部材(いわゆるスリーブ)と制御棒案内シンブルと
の結合部をネジ結合とする。ここをネジ結合とした点が
本発明の最も特徴とするところで、この部分は回転防止
機構は不要である。
他方、燃料集合体の上部ノズルと延伸部材との結合は、
従来同様にネジまたは溶接とする。ただし延伸部材の頂
部には、それを回転させるための溝を設けることとし、
溶接の場合はその溶接を解離する場合のことを考えて、
スポット溶接とする。
ネジであれば回り止めが必要である。
[作用] 原子炉の定検中に下記の手段で本発明の燃料集合体の全
長を調整することができる。
(1)上部ノズルと延伸部材との結合部のネジまたは溶
接を解離する。
(2)上部ノズルをはずす。
(3)延伸部材をその頂部の回転用溝を利用して回転さ
せ押し込めることによって燃料集合体の長さを調整する
(4)上部ノズルを取り付ける。
(5)ネジおよび回り止めをする。または溶接する。
[実施例] 実施例1 第1図は上部ノズル1と延伸部材2とを上部ノズルの上
面側でスポット溶接4して結合した例で、(イ)は上面
図、(ロ)は断面図である。延伸部材2と制御棒案内シ
ンブル3とは本発明の特徴であるネジ結合となっていて
、互いに回転して延伸部材2の位置を上下できるように
なっている。しかしこの例では、延伸部材2の位置を変
えるために上部ノズル1をはずす際、スポット溶接4の
箇所を解離しなければならない。
実施例2 第2図は第1図の実施例1において延伸部材の位置を変
えるためにはスポット溶接部を解離しなければならない
のを改良した例で、延伸部材2と制御棒案内シンブル3
との結合は第1図と同様にネジ結合であるが、延伸部材
と上部ノズルの結合はネジ結合として解離し易い構造と
した((イ)は上面図、(ロ)は断面図)。即ち、延伸
部材2の上端にはネジ部を設け、上部ノズル1に挿入し
たのち、上部ノズルの上からロッキングカップ5(第3
図)をはめ込み、その上から内側にネジ部を有するリン
グナツト6(第4図)を搬合し、該ナツトの回転用溝7
にロッキングカップ5の上端をかしめ込んでリングナツ
ト6の回転を防止する。
ロッキングカップ5の下端には回転止め突起8(第3図
)があり、上部ノズルの所定凹所にかみ合うようになっ
ているため、リングナツト6の回転は完全に防止される
とともに、延伸部材2の位置調整のために上部ノズル1
をはずすには、単にロッキングカップ5のかしめ部9(
第2図)のかしめを戻すだけでよい。なお、第1図、第
2図で延伸部材2の中央部の内周にある溝はネジの逃げ
11で、制御棒案内シンブルの上端に対して空域を設け
ておくものである。また、10は延伸部材の回転用溝で
ある。
実施例1および実施例2の変形案としては、下記のこと
が考えられる。
(1)制御棒などの内挿物が、制御棒案内シンブルと延
伸部材との結合部の段差で引っかかりを起こすことが懸
念される場合には、第5図のような形の結合部とする。
即ち、延伸部材の内径r。
より制御棒案内シンブルの内径rえ を大きくする。
(2)上部ノズルと延伸部材の結合部はネジとすると、
この部分のネジの径が溶接結合の場合より大きくなって
、上部ノズルのプレート部の強度が低下して問題となる
場合がある。これを防ぐには、延伸部材2は制御棒案内
シンブルとの結合部から上をテーパー状に細くシ、上部
ノズル位置での内径は制御棒案内シンブル内径と同一程
度とすれば良い。
[発明の効果] 本発明の加圧水型原子炉用燃料集合体は上述の通りの構
成であるので、下記のような効果を奏する。
(1)燃料集合体の全長は従来のままとすることができ
るので、高燃焼度化を行っても他の部分の設計変更は不
要である。
(2)延伸部材の位置を定検時に下げることによって、
燃料集合体全長の燃料寿命にわたっての変化が小さくで
きるので、高燃焼度化を行っても。
ホールドダウンスプリング(燃料集合体の浮上りを防ぐ
ためのバネ)の設計変更が不要である。
(3)ネジ結合であるため、全長の設定が正確にできる
(回転数で全長を計算できる)。
【図面の簡単な説明】
第1図、第2図は本発明の実施例で、それぞれ上部ノズ
ルと延伸部材の結合がスポット溶接結合。 ネジ結合の説明図、第3図、第4図は第2図の上部ノズ
ルと延伸部材のネジ結合に用いられているそれぞれロッ
キングカップとリングナツトの斜視図、第5図は制御棒
案内シンブルと延伸部材との結合部の段差で内挿物が引
っかかりを起こす懸念がある場合の変形案説明図、第6
図は従来の燃料集合体の説明図である。 1・・上部ノズル、2・・延伸部材、3・・制御棒案内
シンブル、4・・スポット溶接、5・・ロッキングカッ
プ、6・・リングナツト、7・・リングナツトの回転用
溝、8・・ロッキングカップ回転止め突起、9・・ロッ
キングカップかしめ部、10・・延伸部材の回転用溝、
P ・・延伸部材の内径、r ・・制御棒案内シンブル
の内径、20・・燃料集合体、21・・ホールドダウン
スプリング、22・・上部ノズル、23・・制御棒案内
シンブル。 埠1図 婆2図 第3図 悌5図 答4図 第6図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、加圧水型原子炉用燃料集合体の骨格となる上部ノズ
    ルと制御棒案内シンブルとの結合部において、上部ノズ
    ルから延伸した延伸部材と制御棒案内シンブルに新たに
    ネジ結合部を設け、このネジ結合部に長さ調整機能を持
    たせたことを特徴とする加圧水型原子炉用燃料集合体。 2、上部ノズルから延伸した延伸部材の頂部に回転用溝
    を設けたことを特徴とする請求項1記載の加圧水型原子
    炉用燃料集合体。
JP63327038A 1988-12-24 1988-12-24 加圧水型原子炉用燃料集合体 Pending JPH02171690A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63327038A JPH02171690A (ja) 1988-12-24 1988-12-24 加圧水型原子炉用燃料集合体

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Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63327038A JPH02171690A (ja) 1988-12-24 1988-12-24 加圧水型原子炉用燃料集合体

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH02171690A true JPH02171690A (ja) 1990-07-03

Family

ID=18194614

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Application Number Title Priority Date Filing Date
JP63327038A Pending JPH02171690A (ja) 1988-12-24 1988-12-24 加圧水型原子炉用燃料集合体

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JP (1) JPH02171690A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2024020705A (ja) * 2022-08-02 2024-02-15 三菱重工業株式会社 制御棒案内シンブル固定装置、固定方法、並びに燃料集合体用上部ノズル

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2024020705A (ja) * 2022-08-02 2024-02-15 三菱重工業株式会社 制御棒案内シンブル固定装置、固定方法、並びに燃料集合体用上部ノズル

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