JPH0556834B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0556834B2
JPH0556834B2 JP8645507A JP4550786A JPH0556834B2 JP H0556834 B2 JPH0556834 B2 JP H0556834B2 JP 8645507 A JP8645507 A JP 8645507A JP 4550786 A JP4550786 A JP 4550786A JP H0556834 B2 JPH0556834 B2 JP H0556834B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
end structure
assembly
cluster
rods
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP8645507A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS61258191A (ja
Inventor
Robaato Setsukaa Jefurii
Emorii Demario Edomando
Riroi Baaman Denisu
Aderubaato Oruson Kaaru
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.)
Westinghouse Electric Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPS61258191A publication Critical patent/JPS61258191A/ja
Publication of JPH0556834B2 publication Critical patent/JPH0556834B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326Bundles 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
    • G21C3/328Relative disposition of the elements in the bundle lattice
    • 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

  • 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)
  • Catalysts (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は一般に原子炉に関し、得にこの原子炉
の燃料集合体に関するものである。
代表的な加圧水型原子炉はその炉心中に多数の
燃料集合体を含んでいる。これ等の燃料集合体は
燃料濃縮度を除いて互いに実質的に同一である。
燃料の燃焼を最適化すると共に炉心における半径
方向の中性子束プロフイールを平坦にするため
に、炉心の周辺に近い領域にある燃料集合体に含
まれた燃料を炉心の中央に近い燃料集合体に含ま
れた燃料よりも幾分濃縮しておくことを意味す
る、領域分けした濃縮度パターンを採用するのが
慣行になつていた。例えば1年のような所定の炉
心サイクルの後、高濃縮度の炉心領域にあつた燃
料集合体の位置を替えて低濃縮度の炉心領域に入
れ、新燃料集合体を高濃縮度の炉心領域に加え、
そして減損した又は燃焼し尽くした燃料集合体を
最も低い濃縮度の領域から取り出す。
燃料濃縮度の差は別として、原子炉炉心内の全
ての燃料集合体は同一構造を有しており、基本的
に、下部ノズルと、上部ノズルと、計装管と、複
数の制御棒案内シンブルと、複数の燃料棒と、複
数の格子とから構成されている。例えば、代表的
な燃料集合体においては、燃料棒は、各辺につき
17の棒位置がある正方形の配列で並べられてい
る。燃料集合体1体当り総計289箇所の棒位置の
うち、264箇所の棒位置が燃料棒を含んでいる。
燃料集合体の骨格構造は、上部ノズル及び下部
ノズルと、該上部ノズル及び下部ノズルの間に垂
直方向に延びてそれ等を互いに剛に結合する案内
シンブルとから構成されている。これ等の構成要
素の各々は、剛な骨格構造を形成するという機能
の他に、他の機能もある。即ち、下部ノズルは上
方へ流れる原子炉冷却材を燃料集合体の内部へ指
向させ、案内シンブルはその中へ制御棒を挿入す
るために燃料集合体を貫いて延びるチヤンネルを
形成し、上部ノズルは制御棒を支持するスパイダ
組立体の台を形成する。また、上部ノズルは冷却
材が通り抜けることのできる開口を有し、下部ノ
ズル及び上部ノズルは協働して、燃料集合体から
燃料棒が下方及び上方に抜け出すことを防止して
いる。
通常の燃料集合体においては、格子及び燃料棒
は、燃料集合体の骨格構造の構造上の部品ではな
く、むしろ案内シンブルによつてそれぞれ直接的
及び間接的に支持されている。即ち、格子は、軸
方向に隔置された位置で案内シンブルに取着さ
れ、燃料棒は、当該技術分野で周知のように、横
方向の格子によつて組織化された配列に側面から
支持されている。
燃料集合体の案内シンブルは、燃料棒よりも直
径が大きく、また、前述したように、核燃料の反
応度を制御するのに使用されるような種々の形式
の制御棒を受け入れるように適応したチヤンネル
を形成する。しかし、制御棒が何もない炉心位置
において使用すべき燃料集合体の案内シンブル
は、通常、燃料棒を収容するのに利用することは
できない。何故なら、かかる案内シンブル内に置
かれた燃料棒は、燃料棒の過熱を防止するに足る
冷却材を流すことのできる十分なスペースを残さ
ないからである。
従つて、通常の燃料集合体は、燃料用のために
ではなく割り当てられた相当な数の棒位置(上述
の例では約10%)を有している。更に、原子炉炉
心においては全ての燃料集合体が制御棒を必要と
するわけではないので、(典型的な炉心において
は燃料集合体の約2/3が必要としない)、炉心の多
数を領域にある燃料のない棒位置は未使用のまま
であり、これが、出力の低下、燃料サイクルコス
トの上昇、燃料集合体寿命の短縮、燃料装荷形態
の非適切化等になつている。上部ノズル及び下部
ノズルを相互に結合したり、構造的健全性の高い
剛な骨格構造を形成したりするために案内シンブ
ルに頼つている通常の燃料集合体は、燃料集合体
を再構成すべき時に必要になるような上部ノズル
の取い外し及び再装着が多数の案内シンブルがあ
るために一層困難になるという付加的な欠点も持
つている。
本発明の主な目的は、構造的な健全性を犠牲に
することなく上述した問題を軽減すると共に、燃
料集合体が原子炉炉心で使用されるべき特定位置
に対して燃料集合体内の燃料量を適合させる際の
融通性を増す、燃料集合体の改良構造を提供する
ことである。
従つて本発明は、上端構造と、下端構造と、該
上端構造及び下端構造を互いに接続すると共に、
該上端構造及び下端構造と一緒に構造的に剛な骨
格構造体を形成する相互接続手段と、前記上端構
造及び下端構造の間の長手方向に隔置された位置
で前記骨格構造体に支持された複数の横方向グリ
ツドと、該格子を貫いて延びると共に、該格子に
よつて互いに関して平行に隔置された関係で支持
された複数の燃料棒とを備える核燃料集合体にお
いて:(a) 前記相互接続手段は、前記上端構造及
び下端構造を間に延在し両端部で該上端構造及び
下端構造に接続された長い部材から構成されてお
り;(b) 前記燃料棒は、前記上端構造及び下端構
造の間に延在すると共に該燃料棒間に所定のパタ
ーンで散在する所定数の長手方向チヤンネルが残
るように配列されており;(c) 前記燃料集合体
は、支持部材と、それぞれ一端で該支持部材に結
合され該支持部材から互いに平行に隔置された関
係で延びる複数の長い要素とから構成されたクラ
スタ組立体を含んでおり、前記長い要素は、それ
ぞれの前記チヤンネル内に嵌合するような横断面
寸法を有すると共に、該チヤンネルの前記所定の
パターンに対応すパターンで配列されており、前
記支持部材は、前記長い要素の各々が前記チヤン
ネルの1つに延入し該チヤンネルの中で前記下端
構造に向かつて長手方向に延びるような態様で前
記クラスタ組立体を取り外し可能に支持するよう
に、前記上端構造の一部と協働している;ことを
特徴とするものである。
燃料集合体が制御棒を使用する炉心位置で用い
るものなら、クラスタ組立体の少なくとも幾つか
の長い要素、即ち制御棒を収容するのに必要な数
の長い要素は制御棒案内シンブルである。他方、
燃料集合体が制御棒のない炉心位置で使用するも
のなら、クラスタ組立体の長い要素は、さもなけ
れば制御棒が存在しない空のままのチヤンネルに
おいて使用される燃料棒とすることができる。
従つて、骨格構造の構造的健全性のために制御
棒案内シンブルに依存する代わりに本発明を実施
する燃料集合体は、案内管として機能することを
必要としない長い部材、即ち中空の柱体を採用し
ている。また、本発明を実施する燃料集合体は、
該燃料集合体が使用されるべき炉心位置に応じ
て、制御棒案内シンブル及び/又は燃料棒を含む
と共に、容易に組み付け及び取り外しができるよ
うに上端構造から着脱自在に垂下されるクラスタ
組立体を採用している。このような構成によつ
て、燃料集合体が原子炉炉心内で使用されるべき
特定位置に対して該燃料集合体の燃料量を適合さ
せる際に相当な融通性が与えられることは明らか
である。また、主な構造的支持は、上部ノズル及
び下部ノズルから取り外し可能な長い部材、即ち
好適には4本の隅角部の柱体によつて行なわれる
ので、燃料集合体の骨格構造を構成する諸部材は
容易に組み立て及び分解ができる。そのため破損
した燃料棒及び格子を交換することが可能になる
ので、燃料集合体を早期に廃棄する必要がなくな
る。燃料集合体の燃料が最終的に費消された時に
は、燃料集合体を完全に解体しコンパクトな状態
で使用済み燃料ピツトに貯蔵することができる。
更に、案内シンブルはもはや構造部材ではないの
で、制御棒を案内する必要がなければ、簡単に取
り外して燃料棒等と交換することができる。この
ような交換によつて、燃料サイクルコストを低減
し、燃焼した燃料集合体の寿命を延ばし、装荷パ
ターンを最適化してピーキング係数を小さくし、
解析の終期における燃料サイクルの長さを調節
し、一層長い燃料サイクルの可能性を増すことが
できる。
次に、本発明の好適な実施例について添付図面
を参照して詳細に説明する。
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」、「

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
て用いたまでであつて、制限的な意味に解釈され
てはならない。
図面、特に第1図を参照して、垂直方向に短縮
した形態で符号20により総括的に示された燃料
集合体は、加圧水型原子炉(PWR)で使用する
ように設計されている。この燃料集合体20は、
基本的に、上部ノズル22の形態の上端構造と、
下部ノズル24の形態の下端構造と、該上部ノズ
ル22及び下部ノズル24の間を長手方向に延び
てそれ等を相互に剛に接続する管状柱体(相互接
続手段)26の形態の複数の長い部材から構成さ
れている。
第2図及び第7図を参照すると、好適には4本
である管状柱体26は、内部にねじが切られてい
る上端部分及び下端部分を有し、該上端部分及び
下端部分がボルト28のような適当なねじ式締結
具によつて上部ノズル22及び下部ノズル24の
各隅角部ないしはコーナー領域に着脱自在に結合
されている。このような相互接続の構造において
は、上部ノズル22及び下部ノズル24が隅角部
の長い管状柱体と共に燃料集合体20の剛な骨格
構造を形成し、燃料集合体20が一体のユニツト
として加圧水型原子炉(図示せず)の炉心30
(第16図)に組み込まれたり炉心30から取り
出されたりすることを許容する。他方、この相互
接続の構造は、燃料集合体20のこれ等の構造的
構成要素だけでなく非構造的構成要素の総合的な
補修可能性を与えるために、上部ノズル22、下
部ノズル24及び管状柱体26の容易な分解を可
能にする。
燃料集合体20の非構造的構成要素には、複数
の横方向格子32と、複数の燃料棒34と、クラ
スタ組立体36(第1図及び第8図)又は38
(第9図)とがある。2種のクラスタ組立体のみ
が開示されているが、他のクラスタ組立体も可能
であることを諒解されたい。横方向の格子32
は、隅角部の長い管状柱体26に後述する態様
で、該管状柱体26に沿つて上部ノズル22及び
下部ノズル24間の軸方向に隔置された位置にお
いて支持されている。燃料棒34は格子34を貫
いて延びると共に、該格子34によつて互いに関
し及び隅角部の管状柱体26に関して実質的に平
行な関係で支持されている。
各燃料棒34は核分裂物質からなる核燃料ペレ
ツト(図示せず)を含んでおり、その両端は端栓
40及び42によつて閉止されている。水、又は
水含有ほう素のような液体減速材・冷却材は、炉
心30が運転している時、該炉心30から有効な
仕事を生産する熱を取り出すために、燃料集合体
20を上方へポンプ送りされる。
第3図から分かるように、本発明によつて改良
された燃料集合体20における燃料棒34の配列
内の特定位置に、上部ノズル22及び下部ノズル
24間に延びる多数の長いチヤンネル44を画成
するように、あるグループの燃料棒34は、残り
の燃料棒34よりも大きな距離、互いに離れてい
る(実際には、これ等の各グループ内において、
中央の燃料棒34は省かれている)。各クラスタ
組立体36又は38はクラスタ板(支持部材)4
6又は48と、上端でそれぞれクラスタ板に結合
された種々の型式の長い要素ないしは棒54及び
50又は52とから構成されており、長い棒は燃
料集合体20の格子32及びチヤンネル44を通
して挿入可能である。
具体的には、長い棒50は案内管、即ち案内シ
ンブルであり、長い棒52は燃料棒であり、長い
棒54は計装管である。クラスタ組立体38(第
9図)の燃料棒52の各々は、格子32によつて
支持されたどの燃料棒34よりも寸法(直径及び
長さの双方)が大きい。各クラスタ板46,48
には、チヤンネル44に一致するパターンで配列
された複数の開口56又は58がそれぞれ形成さ
れている。各クラスタ板46又は48にある開口
56又は58の中央の1つに計装管54の上端部
分が配設され、該計装管54に形成されたフラン
ジ60はクラスタ板に例えば溶接により固定され
ている。クラスタ板46にある残りの開口56の
各々は、その壁部に環状溝62が形成されてお
り、また、各開口56内には、溝62に組み合う
ように膨出部を形成することによつてクラスタ板
46にしつかり結合された関連の案内シンブル5
0の上端部分が挿入されている。クラスタ板48
にある残りの開口58を大きい寸法の燃料棒52
の上端部分が貫いて延びて、締結具64によつて
クラスタ48に取着されている。
前述したように、各クラスタ組立体36,38
は燃料集合体20内への挿入に適合するようにな
つている。もつと具体的には、上部ノズル22
は、長い棒54及び50又は52が上部ノズル2
2から長いチヤンネルを通つて下部ノズル24に
向かつて延びるような態様で、各クラスタ組立体
36又は38のクラスタ板46又は48を取り外
し可能に支持するようになつており、下部ノズル
24はクラスタ組立体36又は38の棒の下端を
取り外し可能に支持するようになつている。
クラスタ組立体36,38のどちらかを支持す
るために、上部ノズル22は、燃料集合体の長い
チヤンネルのパターン及び各クラスタ組立体の長
い棒のパターンに一致したパターンで形成された
複数の穴68を有する横方向の下側アダプタ板
(上端構造の一部)66を含んでいる。また、上
部ノズル22はこのアダプタ板の周辺から上方に
延びる直立側壁70を有する。クラスタ組立体3
6又は38のクラスタ板46又は48が、第1図
及び第7図に示すように、また、第7a図及び第
7b図に実線で示すような組み付け位置でアダプ
タ板66に支持されているとき、その長い棒54
及び50又は52はアダプタ板66にある穴68
を下方に貫き、チヤンネル44を経て下部ノズル
24に向かつて延びる。また、第1図から分かる
ように、下部ノズル24の横方向に延びる板74
にある穴72は対応するパターンで配列されてい
て、クラスタ組立体36又は38の長い棒54及
び50又は52の下端を取り外し可能に受け入れ
支持する。
上部ノズル22の側壁70にある内向きの上側
フランジ78に、上部ノズル22の対角線方向の
2つの隅角部に隣接して設けられているのは、1
対の板ばね76の形態のラツチ手段であつて、該
ラツチ手段は、クラスタ組立体36又は38のク
ラスタ板46又は48をアダプタ板66上の組み
付け位置に保持すべく、クラスタ板46又は48
と協働するようになつている。例えば、第1図、
第7図および第7a図において、板ばね76の1
つはその通常のロツク位置に示されており、該ロ
ツク位置において、板ばね76はクラスタ板46
の上面に向かつて下方に延び該上面に係合してい
る。適当な工具(図示せず)を使用することによ
つて、板ばね76を横方向に変形させ、第7a図
に仮想線で示すような非ロツク位置にすることが
できる。この非ロツク位置においては、板ばね7
6は、最早クラスタ板46の上面と係合せず、従
つて、フツク80を有する適当な工具(第7b
図)によつてクラスタ組立体の取り外しを行うこ
とが可能になる。即ち、該フツク80は、クラス
タ板46の対角線方向の隅角部近くで該クラスタ
板46に形成されたアンダーカツトの切欠き82
に係合し、その後、第7b図に仮想線で示したよ
うに、クラスタ板46をアダプタ板66上の組み
付け位置から持ち上げるように使用することがで
きる。
第2図及び第7図から分かるように、ボルト2
8によつて表されている柱体26の上端は、組み
付けられたとき、アダプタ板66の隅角部領域に
おいて、クラスタ板46の周辺をちようど超える
ように位置している。また、第2図及び第7図は
アダプタ板66及びクラスタ板46に形成された
冷却材流の開口も示している。
第3図〜第6図を参照すると、全ての格子を代
表してこれ等の図に示されている格子32は、複
数の開放セル86を画成するように、相互に差し
込まれて卵詰め枠形状に配列された複数のストラ
ツプ84から構成されている。図示の実施例にお
いては格子のの各縁に沿つて17のセルがあり、総
計289のセルがあるが、その他の配列を燃料集合
体で使用してもよく、セル86における柱体26
及び長い棒50,52の配置は変更しうる。燃料
棒34が貫通して延びている各セル86は、この
セルの1対の隣接する壁90にそれぞれ画成され
た1対の変形可能のばね88と、他の1対の隣接
する壁94にそれぞれ画成された1対の凹部ない
しはデインプル92とを含んでいる。しかし、隅
角部の柱体26或は長い棒50,52,54を有
するどのセル86もこのようなばね88及びデイ
ンプル92を含んでいない。総計24個の後者のセ
ル86は燃料集合体20の長いチヤンネル44と
整列しており、そして燃料棒34よりも直径の大
きい管状要素を入れている。
各クラスタ組立体と関連した多種の棒、即ち案
内シンブル50、寸法の大きい燃料棒34、及び
計装管54は、それ等を支持する何の手段も格子
セル86内に必要としないが、格子自体はそれ等
の支持について隅角部の柱体26に依存している
ので、この機能を果たすために何らかの手段が設
けられていなければならない。第4図〜第6図に
示すように、隅角部の柱体26の各々は、柱体か
ら半径方向外方に突き出る4対の突出部96の形
態の相互嵌合手段を有しており、該突出部96
は、柱体26を収容する各セル86の壁90,9
4にあるデインプル92(第4図参照)後方の開
口の形態か、或は該壁90,94にある穴98の
形態の補完的な相互嵌合手段に整列して係合でき
るように、配列されている。
格子32を隅角部の柱体26に取り付けるため
に、柱体26は、先ずその長手方向軸線回りに、
突出部96が第4図に仮想線で示すようにセル8
6の隅角部と整列する位置まで、回転される。こ
の位置においては、突出部96は、格子32が柱
体26上を該柱体に沿つて滑動して希望の位置に
移動するとき、どんな構造とも干渉しない。次
に、格子32が、デインプル92及び穴98が柱
体26上の突出部96と同一の面上にある、よう
に位置決めされるときに、、柱体26の突出部9
6は最初の位置から45゜回転され、それにより突
出部96は、第4図に実線で示すように、また、
第5図及び第6図にも示すように、デインプル9
2の後方にある開口と格子の壁部にある穴98と
にそれぞれ係合して、格子32をその適正な位置
に保持する。
上述した記載から容易に明らかなように、上部
ノズル22及び下部ノズル24に対する隅角部の
柱体26の上端及び下端の着脱自在な取り付け
と、柱体26が取り外し可能に格子32を支持す
る態様と、上部ノズル22のアダプタ板66に対
する各クラスタ組立体36又は38の着脱自在な
支持とのため、燃料集合体20を修理その他の目
的でどのようにして簡単に分解しうるかが分か
る。
燃料棒クラスタの交換 上述したように、本発明を実施する燃料集合体
は、異なる燃料集合体において別々のクラスタ組
立体を使用することを容易にする。図示の実施例
においては、2つの異なるクラスタ組立体、即ち
制御棒案内シンブル50を含んでおり、従つて、
原子炉炉心内にあるときに、案内シンブルに収容
されるべき制御棒が存在する場所に位置付けられ
る燃料集合体において使用するのに適するクラス
タ組立体36(第8図)と、特大型の燃料棒52
を含んでおり、従つて、原子炉炉心内にあるとき
に、制御棒が存在ぜす燃料集合体におけるチヤン
ネル44のようなチヤンネルが燃料棒52を受け
入れ可能の状態となつている燃料集合体において
使用するのに適するクラスタ組立体38(第9
図)とが示されている。
クラスタ組立体38のようなクラスタ組立体は
燃料棒を受け入れる空のチヤンネル44がある場
所に燃料棒を追加するのに使用できるだけでな
く、第11図に示すように、該クラスタ組立体
は、あるクラスタ組立体38における燃料の濃縮
度を別のクラスタ組立体における濃縮度と異なる
ものに容易にすることができる。従つて、第11
図には、第1図における燃料棒34のような新燃
料を含む通常の燃料棒の配列からなる第1の複数
の燃料集合体100が示されている。また、燃焼
した燃料を有する燃料棒の通常の配列からなる第
2の複数の燃料集合体102もある。各燃料集合
体100及び102が前述したような本発明によ
る構造を有するものと仮定すると、クラスタ組立
体38のような、燃料集合体の上部ノズルから容
易に取り外し可能な燃料棒クラスタ組立体に使用
によつて、原子炉炉心30の燃料交換中における
クラスタ組立体の再シヤフリングが非常に容易に
なる。従つて、燃焼した燃料を含むクラスタ組立
体104は、同様に燃焼した燃料を含む燃料集合
体102から新燃料を有する燃料集合体100へ
再配置することができる。同様に、新燃料を有す
るクラスタ組立体106は燃焼した燃料を含む燃
料集合体102に組み込むことができる。
従つて、新燃料棒のみ又は燃焼した燃料棒のみ
を含む燃料集合体を原子炉の炉心内に装荷する代
わりに、この明細書に開示された構造は、燃焼し
た燃料集合体において新燃料を有するクラスタ組
立体を使用し、新燃料集合体において燃焼燃料を
有するクラスタ組立体を使用する、新燃料装荷計
画を実行可能にする。この新燃料装荷計画は、低
燃料サイクルコスト、燃焼燃料集合体の長寿命、
長いサイクルにわたるキヤパシテイの増大等のた
めに、生産性の向上になる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明を実施する原子炉燃料集合体
と、通常の制御棒スパイダ組立体(仮想線)とを
一部断面で示す立面図、第2図は、第1図の2−
2線に沿つて燃料集合体の上部ノズルを拡大して
示す断面図、第3図は、第1図の3−3線の矢印
方向から見た、燃料集合体の燃料棒と最上部の格
子との拡大平面図、第4図は、右側下部の隅角部
柱体を含む、第3図の格子のセルの拡大部分平面
図、第5図は、第4図の5−5線に沿つて隅角部
の柱体と関連の格子セルとを示す部分断面図、第
6図は、第4図の6−6線に沿つた第5図と同様
の図、第7図は、第1図の7−7線における矢印
方向から見たときの燃料集合体の上部ノズル及び
クラスタ板の拡大平面図、第7a図は、第7図の
7a−7a線に沿つて示すクラスタ板及び上部ノ
ズルの拡大部分断面図、第7b図は、第7図の7
b−7b線に沿つて示すクラスタ板及び上部ノズ
ルの別の拡大部分断面図、第8図は、第7図の8
−8線におけるクラスタ組立体の断面図、第9図
は、複数の燃料棒と計装管とを支持するクラスタ
板を有する別のクラスタ組立体の断面図、第10
図は、燃料棒、案内シンブル、及び隅角部の柱体
を省いて第1図の10−10線に沿い燃料集合体
の最下方の格子を示す拡大部分平面図、第11図
は、燃焼燃料集合体に装填された新燃料を有する
クラスタ組立体と、新燃料集合体に装填された燃
焼燃料を有するクラスタ組立体とを示す、原子炉
炉心の1/4の概要図である。 20……燃料集合体、22……上端構造(上部
ノズル)、24……下端構造(下部ノズル)、26
……相互接続手段(長い部材ないしは管状柱体)、
32……格子、34……燃料棒、36……クラス
タ組立体、38……クラスタ組立体、44……チ
ヤンネル、46……支持部材(クラスタ板)、4
8……支持部材(クラスタ板)、50……長い要
素(棒ないしは案内シンブル)、52……長い要
素(棒ないしは燃料棒)、54……長い要素(棒
ないしは計装管)、66……上端構造の一部(下
側アダプタ板)、100,102……燃料集合体、
104,106……クラスタ組立体。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 上端構造と、下端構造と、該上端構造及び下
    端構造を互いに接続すると共に、該上端構造及び
    下端構造と一緒に構造的に剛な骨格構造体を形成
    する相互接続手段と、前記上端構造及び下端構造
    の間の長手方向に隔置された位置で前記骨格構造
    体に支持された複数の横方向格子と、該格子を貫
    いて延びると共に、該格子によつて互いに関して
    平行に隔置された関係で支持された複数の燃料棒
    とを備える該燃料集合体において、 (a) 前記相互接続手段は、前記上端構造22及び
    下端構造24の間に延在し両端部で該上端構造
    22及び下端構造24に接続された長い部材2
    6から構成されており、 (b) 前記燃料棒34は、前記上端構造22及び下
    端構造24の間に延在すると共に該燃料棒34
    間に所定のパターンで散在する所定数の長手方
    向チヤンネル44が残るように配列されてお
    り、 (c) 前記燃料集合体は、支持部材46,48と、
    それぞれ一端で該支持部材46,48に結合さ
    れ該支持部材46,48から互いに平行に隔置
    された関係で延びる複数の長い要素50,5
    4;52,54とから構成されたクラスタ組立
    体36,38を含んでおり、前記長い要素5
    0,54;52,54は、それぞれの前記チヤ
    ンネル44内に嵌合するような横断面寸法を有
    すると共に、該チヤンネル44の前記所定のパ
    ターンに対応するパターンで配列されており、
    前記支持部材46,48は、前記長い要素の
    各々が前記チヤンネル44の1つに延入し該チ
    ヤンネルの中で前記下端構造24に向かつて長
    手方向に延びるような態様で前記クラスタ組立
    体36,38を取り外し可能に支持するよう
    に、前記上端構造22の一部66と協働してい
    る、 ことを特徴とする該燃料集合体。
JP61045507A 1985-03-04 1986-03-04 核燃料集合体 Granted JPS61258191A (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/708,190 US4716016A (en) 1985-03-04 1985-03-04 Universal fuel assembly construction for a nuclear reactor
US716282 1985-03-26
US708190 1991-05-31

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61258191A JPS61258191A (ja) 1986-11-15
JPH0556834B2 true JPH0556834B2 (ja) 1993-08-20

Family

ID=24844750

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61045507A Granted JPS61258191A (ja) 1985-03-04 1986-03-04 核燃料集合体

Country Status (3)

Country Link
US (1) US4716016A (ja)
JP (1) JPS61258191A (ja)
KR (1) KR940003705B1 (ja)

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2620557B1 (fr) * 1987-09-11 1990-01-12 Framatome Sa Assemblage combustible nucleaire a fractionnement de debit
US5133926A (en) * 1991-04-18 1992-07-28 Westinghouse Electric Corp. Extended burnup top nozzle for a nuclear fuel assembly
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
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
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
US7694493B2 (en) * 2001-05-02 2010-04-13 Playtex Products, Inc. Waste disposal device including a geared rotating cartridge
KR100446704B1 (ko) * 2001-12-17 2004-09-01 한전기공주식회사 핵연료집합체의 상부측 장전보조장치
JP2007218802A (ja) * 2006-02-17 2007-08-30 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Pwr原子炉用燃料集合体
US8731133B2 (en) * 2006-02-22 2014-05-20 University of Florida Research Institute Foundation, Inc. Nuclear reactor having efficient and highly stable thermal transfer fluid
US8369475B2 (en) * 2009-07-01 2013-02-05 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly support grid
CN103247352A (zh) * 2013-04-24 2013-08-14 中国核动力研究设计院 燃料组件上管座
CN105938074B (zh) * 2016-05-17 2018-07-03 西安交通大学 核反应堆燃料组件下管座水力冲刷试验系统及其试验方法
CN111477357B (zh) * 2020-05-25 2025-01-03 中国原子能科学研究院 一种上端限位的燃料组件

Family Cites Families (35)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US30065A (en) * 1860-09-18 Improved apparatus for heating apartments by hot water
DE1074168B (de) * 1958-03-17 1960-01-28 Westinghouse Electric Corporation, East Pittsburgh, Pa. (V. St. A.) Spaltstoffelemcnt für heterogene Kernreaktoren, insbesondere für Druckwasserreaktoren
US3377254A (en) * 1961-12-01 1968-04-09 Westinghouse Electric Corp Fuel arrangement for a nuclear reactor
US3149043A (en) * 1962-12-26 1964-09-15 Atomic Energy Commission Nuclear reactor
US3389056A (en) * 1964-07-09 1968-06-18 Westinghouse Electric Corp Fuel assemblies
SE304793B (ja) * 1965-05-04 1968-10-07 Asea Ab
GB1148881A (en) * 1965-05-13 1969-04-16 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to fuel assemblies for nuclear reactors
GB1112946A (en) * 1965-08-10 1968-05-08 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
US3423287A (en) * 1965-09-21 1969-01-21 Combustion Eng Nuclear reactor fuel element support
US3407115A (en) * 1965-11-24 1968-10-22 Babcock & Wilcox Co Fuel element-control rod assembly
US3366546A (en) 1965-12-02 1968-01-30 Combustion Eng Nuclear reactor
DE1294574B (de) * 1965-12-03 1969-05-08 Westinghouse Electric Corp Auswechselbares Kernreaktor-Brennelement, bestehend aus mehreren Brennstaeben
US3861999A (en) * 1967-04-14 1975-01-21 Combustion Eng Nuclear reactor arrangement and method of operating safe effective to increase the thermal amargin in high power density regions
US3475273A (en) * 1967-12-05 1969-10-28 Combustion Eng Nuclear reactor fuel assembly
US3791466A (en) * 1969-05-19 1974-02-12 Westinghouse Electric Corp Low parasitic capture fuel assembly structure
DE1926344C3 (de) * 1969-05-23 1975-12-11 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Einrichtung zur Reaktivitätsregelung von leicht wassergekühlten Atomreaktoren
US3828868A (en) * 1969-11-26 1974-08-13 Babcock & Wilcox Co Fuel assembly for a nuclear reactor
US3954560A (en) * 1970-05-06 1976-05-04 Commissariat A L'energie Atomique Nuclear fuel assembly
BE789401A (fr) * 1971-09-30 1973-01-15 Gen Electric Assemblage de barres de combustible pour reacteurs nucleaires
NL7205288A (ja) * 1972-04-20 1973-10-23
US4030975A (en) * 1973-06-25 1977-06-21 Combustion Engineering, Inc. Fuel assembly for a nuclear reactor
US4038137A (en) * 1973-09-26 1977-07-26 Exxon Nuclear Company, Inc. Locking means for fuel bundles
DE2445984C3 (de) * 1974-09-26 1980-02-07 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Brennelement fur einen Kernreaktor
US4059484A (en) * 1975-05-02 1977-11-22 Exxon Nuclear Company, Inc. Hybrid nuclear fuel assembly with reduced linear heat generation rates
JPS5240293A (en) * 1975-09-25 1977-03-29 Hitachi Ltd Nuclear fuel aggregate
JPS5322633A (en) * 1976-08-16 1978-03-02 Toshiba Corp Ma nufacturing process of sheath heater
US4155808A (en) * 1976-11-15 1979-05-22 The Babcock & Wilcox Company Nuclear fuel rod inspection structure
FR2426310A1 (fr) * 1978-05-19 1979-12-14 Framatome Sa Assemblage combustible aisement demontable pour reacteur nucleaire
US4304631A (en) * 1979-07-02 1981-12-08 The Babcock & Wilcox Company Control component retainer
SE420545B (sv) * 1979-07-03 1981-10-12 Asea Atom Ab Brenslepatron for en kokarreaktor
FR2491668B1 (fr) * 1980-10-08 1985-10-11 Framatome Sa Assemblage combustible de reacteur nucleaire
US4432934A (en) * 1980-12-16 1984-02-21 Westinghouse Electric Corp. Displacer rod for use in a mechanical spectral shift reactor
SE429271B (sv) * 1981-12-29 1983-08-22 Asea Atom Ab Brenslepatron med absorbatorstavar
US4481164A (en) * 1982-03-17 1984-11-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Reactivity control assembly for nuclear reactor
US4534933A (en) * 1983-10-17 1985-08-13 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor fuel assembly with improved top nozzle and hold-down means

Also Published As

Publication number Publication date
US4716016A (en) 1987-12-29
JPS61258191A (ja) 1986-11-15
KR940003705B1 (ko) 1994-04-27
KR860007672A (ko) 1986-10-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2947485B2 (ja) モジュール式燃料集合体
US4651403A (en) Apparatus and method for loading fuel rods into grids of a fuel assembly
JPH0556834B2 (ja)
US3802995A (en) Nuclear fuel assembly
EP0260602B1 (en) Intermediate flow mixing nonsupport grid for boiling water reactor fuel assembly
EP0184134B1 (en) Method of operating of a light water moderated and cooled nuclear reactor
US4576786A (en) Partial grid for a nuclear reactor fuel assembly
US4716015A (en) Modular nuclear fuel assembly design
US5519746A (en) Large BWR fuel channel design
US3212979A (en) Core support structure
EP0206163B1 (en) Nuclear fuel assembly
US4762676A (en) Top nozzle adapter plate with fuel rod capture grid having pressure drop adjusting means
US6118838A (en) Frame-held neutron-absorbing fuel rod assembly storage rack
US4683117A (en) Nuclear fuel assembly incorporating primary and secondary structural support members
EP0193923B1 (en) Universal fuel assembly construction for a nuclear reactor
US4687629A (en) Fuel rod with annular nuclear fuel pellets having same U-235 enrichment and different annulus sizes for graduated enrichment loading
US4702883A (en) Reconstitutable fuel assembly having removable upper stops on guide thimbles
EP0168670B1 (en) Fuel assembly
EP0319744B1 (en) Fuel-rod mini-bundle for use in a bwr fuel assembly
US4793963A (en) Fuel rod cluster interchange system and method for nuclear fuel assemblies
US4728487A (en) Standardized reduced length burnable absorber rods for a nuclear reactor
JP2002181977A (ja) 沸騰水型原子炉のf−格子炉心用の炉心支持体
JPH11505926A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体
JPH05215878A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料束
US5209897A (en) BWR core assembly