JPH1039068A - 原子炉燃料集合体のスペーサ - Google Patents
原子炉燃料集合体のスペーサInfo
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- JPH1039068A JPH1039068A JP9114044A JP11404497A JPH1039068A JP H1039068 A JPH1039068 A JP H1039068A JP 9114044 A JP9114044 A JP 9114044A JP 11404497 A JP11404497 A JP 11404497A JP H1039068 A JPH1039068 A JP H1039068A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- sleeve
- edge
- spacer
- fuel assembly
- coolant
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-
- 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
- G21C3/344—Spacer grids formed of assembled tubular elements
-
- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Fuel-Injection Apparatus (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】 部品数を増やすことなく、異物が燃料棒回り
の冷却剤内に混入することを防止し、しかも、冷却剤に
対する流れ抵抗を増加させない装置を提供する。 【解決手段】 スペーサ７は、細長い要素３を原子炉燃
料集合体内に、１個または複数個のレベルにおいて保持
し、位置決めしている。スペーサは、格子構造の互いに
接合されたスリーブ状セル９を有している。冷却剤が燃
料集合体１を通り上方へ流される。大多数のスリーブ状
セル９は波状の上流端縁を設けられている。上流端縁
は、上方へ流れる冷却剤が先ず、スリーブ９の接合部の
間に位置する縁部分９ｂに当たり、次に、スリーブの接
合部に位置する縁部分９ａに当たるように波状に形成さ
れている。これら縁部分９ａ、９ｂの間に、傾斜縁９ｃ
が形成されている。
の冷却剤内に混入することを防止し、しかも、冷却剤に
対する流れ抵抗を増加させない装置を提供する。 【解決手段】 スペーサ７は、細長い要素３を原子炉燃
料集合体内に、１個または複数個のレベルにおいて保持
し、位置決めしている。スペーサは、格子構造の互いに
接合されたスリーブ状セル９を有している。冷却剤が燃
料集合体１を通り上方へ流される。大多数のスリーブ状
セル９は波状の上流端縁を設けられている。上流端縁
は、上方へ流れる冷却剤が先ず、スリーブ９の接合部の
間に位置する縁部分９ｂに当たり、次に、スリーブの接
合部に位置する縁部分９ａに当たるように波状に形成さ
れている。これら縁部分９ａ、９ｂの間に、傾斜縁９ｃ
が形成されている。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、軽水原子炉の燃料
集合体内に、細長い要素を保持するためのスペーサの設
計に関する。特に、かかるスペーサのスペーサスリーブ
の設計に関する。
集合体内に、細長い要素を保持するためのスペーサの設
計に関する。特に、かかるスペーサのスペーサスリーブ
の設計に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉の燃料集合体は、多くの
場合長方形または正方形断面を有し、原子炉の冷却剤を
通すため両端が開放された連続の流路を形成する長い管
状の容器を有している。燃料集合体は、所定の通常対称
的なパターンをなして平行に配置された、同じ長さの多
数の管状燃料棒を有している。燃料棒は、頂部を頂部控
え板により、底部を底部控え板により保持されている。
冷却剤を所望の態様で燃料棒を通って流すためには、燃
料棒が互いに隔置され、原子炉運転中、屈曲や振動の発
生を防止されていることが重要である。本目的のため、
複数個のスペーサが、長手方向に燃料集合体に沿って配
置され使用されている。
場合長方形または正方形断面を有し、原子炉の冷却剤を
通すため両端が開放された連続の流路を形成する長い管
状の容器を有している。燃料集合体は、所定の通常対称
的なパターンをなして平行に配置された、同じ長さの多
数の管状燃料棒を有している。燃料棒は、頂部を頂部控
え板により、底部を底部控え板により保持されている。
冷却剤を所望の態様で燃料棒を通って流すためには、燃
料棒が互いに隔置され、原子炉運転中、屈曲や振動の発
生を防止されていることが重要である。本目的のため、
複数個のスペーサが、長手方向に燃料集合体に沿って配
置され使用されている。
【０００３】加圧水型原子炉の燃料集合体は、燃料棒が
管状容器により閉鎖されておらず、燃料棒の数が一層大
きいことを除いては、沸騰水型原子炉の燃料集合体と原
則として同じ構造を有している。
管状容器により閉鎖されておらず、燃料棒の数が一層大
きいことを除いては、沸騰水型原子炉の燃料集合体と原
則として同じ構造を有している。
【０００４】原子炉の修理、サービスに関連して、異物
が冷却剤内に混入することがあろう。異物は混入後、炉
心内を循環する冷却剤と共に移動する。異物は、金属片
または金属ワイヤの断片などを含む。かかる場合、異物
が燃料集合体内のスペーサまたは他の場所に付着する
と、細長い要素に疲労損傷を与え兼ねない。かかる疲労
損傷は、特に、燃料棒のような特に脆弱な部分に起こっ
た場合、重大な結果を生じさせる。これは、破片がスペ
ーサに付着し、スペーサにより位置決めされた１本また
は数本の燃料棒に、上方へ流れる冷却剤に起因する振動
を起こさせ疲労させるような場合である。
が冷却剤内に混入することがあろう。異物は混入後、炉
心内を循環する冷却剤と共に移動する。異物は、金属片
または金属ワイヤの断片などを含む。かかる場合、異物
が燃料集合体内のスペーサまたは他の場所に付着する
と、細長い要素に疲労損傷を与え兼ねない。かかる疲労
損傷は、特に、燃料棒のような特に脆弱な部分に起こっ
た場合、重大な結果を生じさせる。これは、破片がスペ
ーサに付着し、スペーサにより位置決めされた１本また
は数本の燃料棒に、上方へ流れる冷却剤に起因する振動
を起こさせ疲労させるような場合である。
【０００５】上記種類の損傷を回避するため、燃料集合
体の下方に配置され、冷却剤が燃料集合体へ通される前
に、通過しなければならない種々の形態の破片捕獲装置
が設計されている。このような破片分離装置を設置する
ことにより、異物の大部分は燃料集合体内に進入するこ
とを阻止される。燃料集合体に追加の部品を導入するこ
とに伴う欠点は、殆ど常に、燃料集合体を横切る時の圧
力低下を増大させることである。
体の下方に配置され、冷却剤が燃料集合体へ通される前
に、通過しなければならない種々の形態の破片捕獲装置
が設計されている。このような破片分離装置を設置する
ことにより、異物の大部分は燃料集合体内に進入するこ
とを阻止される。燃料集合体に追加の部品を導入するこ
とに伴う欠点は、殆ど常に、燃料集合体を横切る時の圧
力低下を増大させることである。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】本発明は、スペーサの
上流端縁に付着する異物により起こる燃料棒の疲労の危
険を減少させるため代替原理に関する。
上流端縁に付着する異物により起こる燃料棒の疲労の危
険を減少させるため代替原理に関する。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明の一面に従えば、
異物による燃料棒の疲労の減少は、既知のスペーサに設
計変更を加えることにより達成される。本発明は、格子
構造のスリーブをもつタイプの既知のスペーサに対し適
用可能である。かかるスペーサの上流端縁を波状を形成
するように設計することにより、スペーサの上流端縁に
向かって捕獲された異物が、スペーサにより位置決めさ
れた細長い燃料棒に接触することがない方向へ向けられ
る。
異物による燃料棒の疲労の減少は、既知のスペーサに設
計変更を加えることにより達成される。本発明は、格子
構造のスリーブをもつタイプの既知のスペーサに対し適
用可能である。かかるスペーサの上流端縁を波状を形成
するように設計することにより、スペーサの上流端縁に
向かって捕獲された異物が、スペーサにより位置決めさ
れた細長い燃料棒に接触することがない方向へ向けられ
る。
【０００８】波状の縁は、上方へ流れる冷却剤が先ず、
スペーサの格子構造内の隣接したスリーブの接合部の間
に位置する端縁に当たり、ついで、格子構造内の当該ス
リーブと結合される別のスリーブと隣接した位置の上流
端縁部分に当たるように適切に形成されている。かくし
て、異物が捕獲されると、その全ては細長い要素の間に
流れの方向に対し横方向になるように向けられる。捕獲
された異物は、格子構造内で互いに隣接するスリーブの
接合部に位置する波状縁の部分に、直交格子構造内のス
リーブの間に形成された流れチャンネルを斜めに横切っ
て接触し、かくて、燃料棒の表面から出来る限り離れて
位置することになる。
スペーサの格子構造内の隣接したスリーブの接合部の間
に位置する端縁に当たり、ついで、格子構造内の当該ス
リーブと結合される別のスリーブと隣接した位置の上流
端縁部分に当たるように適切に形成されている。かくし
て、異物が捕獲されると、その全ては細長い要素の間に
流れの方向に対し横方向になるように向けられる。捕獲
された異物は、格子構造内で互いに隣接するスリーブの
接合部に位置する波状縁の部分に、直交格子構造内のス
リーブの間に形成された流れチャンネルを斜めに横切っ
て接触し、かくて、燃料棒の表面から出来る限り離れて
位置することになる。
【０００９】本発明の特に好適な実施例においては、ス
リーブが、接合部の間に位置する端縁の部分と一致する
細長い隆起部を備えている。細長い隆起部は燃料棒に実
質的に接触するようにされている。
リーブが、接合部の間に位置する端縁の部分と一致する
細長い隆起部を備えている。細長い隆起部は燃料棒に実
質的に接触するようにされている。
【００１０】スペーサに波状縁を形成することにより、
低い流れ抵抗が得られ、同時に、スペーサの上流端縁に
付着した異物が効率良く捕獲され、細長い要素と接触し
て該要素を疲労させることがないような方向に向けられ
る。低い流れ抵抗は、波状縁を設けられたスペーサの部
分の断面の横方向面積を、ほぼ直線状のスペーサにおけ
るものよりも小さくすることにより達成される。
低い流れ抵抗が得られ、同時に、スペーサの上流端縁に
付着した異物が効率良く捕獲され、細長い要素と接触し
て該要素を疲労させることがないような方向に向けられ
る。低い流れ抵抗は、波状縁を設けられたスペーサの部
分の断面の横方向面積を、ほぼ直線状のスペーサにおけ
るものよりも小さくすることにより達成される。
【００１１】
【発明の実施の形態】本発明は、付図を参照して最も容
易に理解されよう。図１（ａ）は、燃料チャンネル２と
呼称される四角形断面の長い管状容器を有する沸騰水型
燃料集合体１を示す。燃料チャンネル２は両端を開放さ
れ、原子炉の冷却剤を通す連続流路を形成している。燃
料集合体１は、束をなして平行に配置された、同じ長さ
の多数の管状燃料棒３を有し、束の中に原子炉燃料ペレ
ット（ｐｅｌｌｅｔ）が置かれている。燃料棒３は、十
字形支持装置８（図１（ｂ）をも参照）を用いた４個の
直交副束内に互いに隔置されて配置されている。燃料棒
３の各副束は、頂部において頂部控え板５により、底部
において底部控え板６により保持されている。各副束内
の燃料棒３は、スペーサ７により互いに隔置され、原子
炉運転中、屈曲や振動の発生を阻止されている。本発明
のスペーサは、十字形支持装置８の代わりに、例えば、
１個または数個の水管を備えた沸騰水型原子炉に対して
も勿論使用可能である。
易に理解されよう。図１（ａ）は、燃料チャンネル２と
呼称される四角形断面の長い管状容器を有する沸騰水型
燃料集合体１を示す。燃料チャンネル２は両端を開放さ
れ、原子炉の冷却剤を通す連続流路を形成している。燃
料集合体１は、束をなして平行に配置された、同じ長さ
の多数の管状燃料棒３を有し、束の中に原子炉燃料ペレ
ット（ｐｅｌｌｅｔ）が置かれている。燃料棒３は、十
字形支持装置８（図１（ｂ）をも参照）を用いた４個の
直交副束内に互いに隔置されて配置されている。燃料棒
３の各副束は、頂部において頂部控え板５により、底部
において底部控え板６により保持されている。各副束内
の燃料棒３は、スペーサ７により互いに隔置され、原子
炉運転中、屈曲や振動の発生を阻止されている。本発明
のスペーサは、十字形支持装置８の代わりに、例えば、
１個または数個の水管を備えた沸騰水型原子炉に対して
も勿論使用可能である。
【００１２】図２は、多数の細長い管状燃料棒３と、平
行に配置された制御棒案内管３ａとを有する加圧水型原
子炉燃料集合体１を示す。燃料棒３内に核燃料のペレッ
ト４が配置されている。制御棒案内管３ａは、頂部にお
いて頂部ノズル５により、底部において底部ノズル６に
より保持されている。燃料棒３は、スペーサ７により互
いに隔置されている。図３は、直交格子構造のスリーブ
９を有するスペーサ７を示す。各スリーブ９は、内部に
細長い要素３を位置決めするためのものである。細長い
要素３は、例えば、燃料棒または制御棒案内管である。
行に配置された制御棒案内管３ａとを有する加圧水型原
子炉燃料集合体１を示す。燃料棒３内に核燃料のペレッ
ト４が配置されている。制御棒案内管３ａは、頂部にお
いて頂部ノズル５により、底部において底部ノズル６に
より保持されている。燃料棒３は、スペーサ７により互
いに隔置されている。図３は、直交格子構造のスリーブ
９を有するスペーサ７を示す。各スリーブ９は、内部に
細長い要素３を位置決めするためのものである。細長い
要素３は、例えば、燃料棒または制御棒案内管である。
【００１３】かくて、スリーブ９は同類の他のスリーブ
と接合され、好適には直交格子構造を構成する。少なく
ともスリーブの大多数は内部に４個の支持部１０を備え
ている。支持部１０は、スリーブ９の中心に向かう細長
い隆起部を有している。細長い隆起部は、スリーブ内を
通り延びる細長い要素３を全ての側面において位置決め
している。支持部１０はスリーブ９の周辺に均等に分布
されている。支持部１０はスリーブの全長にわたり延び
ている。図４には、図２のスペーサの一部が上方から見
て示されている。本図は、支持部１０がスリーブ内を通
り延びる細長い要素３を位置決めしていることを示して
いる。
と接合され、好適には直交格子構造を構成する。少なく
ともスリーブの大多数は内部に４個の支持部１０を備え
ている。支持部１０は、スリーブ９の中心に向かう細長
い隆起部を有している。細長い隆起部は、スリーブ内を
通り延びる細長い要素３を全ての側面において位置決め
している。支持部１０はスリーブ９の周辺に均等に分布
されている。支持部１０はスリーブの全長にわたり延び
ている。図４には、図２のスペーサの一部が上方から見
て示されている。本図は、支持部１０がスリーブ内を通
り延びる細長い要素３を位置決めしていることを示して
いる。
【００１４】図５は、図４に示した一部を側方から見た
図である。スリーブ９の上流端縁は、燃料集合体を通る
冷却剤の流れに対して波状に形成されている。スリーブ
９の波状縁は、上方へ流れる冷却剤が先ず、スペーサの
格子構造内の隣接したスリーブの接合部９ａの間に位置
する上流端縁９ｂに当たり、ついで、スリーブの接合部
に位置する上流端縁９ａに当たるように適切に形成され
ている。かくして、スペーサの上流端縁に付着した異物
は、流れの方向に対し横方向に、細長い要素３の間に向
けられる、すなわち、細長い要素３の表面から出来るだ
け遠く離される。図４には、ワイヤ切片の形態の異物が
示されている。かくて、捕獲された異物１１は、格子構
造内の隣接するスリーブ９の間の接合部に置かれた波状
縁部分９ａと接触し、直交格子構造内のスリーブの間に
形成された流れチャンネル１２をほぼ対角線方向に横切
るように向けられる。
図である。スリーブ９の上流端縁は、燃料集合体を通る
冷却剤の流れに対して波状に形成されている。スリーブ
９の波状縁は、上方へ流れる冷却剤が先ず、スペーサの
格子構造内の隣接したスリーブの接合部９ａの間に位置
する上流端縁９ｂに当たり、ついで、スリーブの接合部
に位置する上流端縁９ａに当たるように適切に形成され
ている。かくして、スペーサの上流端縁に付着した異物
は、流れの方向に対し横方向に、細長い要素３の間に向
けられる、すなわち、細長い要素３の表面から出来るだ
け遠く離される。図４には、ワイヤ切片の形態の異物が
示されている。かくて、捕獲された異物１１は、格子構
造内の隣接するスリーブ９の間の接合部に置かれた波状
縁部分９ａと接触し、直交格子構造内のスリーブの間に
形成された流れチャンネル１２をほぼ対角線方向に横切
るように向けられる。
【００１５】支持部１０が細長く内側に向いているため
に、スリーブ９の第１上流端縁９ｂが細長い要素３と接
触するようになっている。このようにして、異物がスリ
ーブ９と細長い要素３との間に入ることが防止されてい
る。傾斜縁９ｃ、すなわち、スペーサの軸方向に対し角
度ｖを形成する縁が、縁部分９ａ、９ｂの間に形成され
ている。傾斜縁９ｃが異物を縁部分９ａと接触するよう
に案内し、方向付ける。かくして、スペーサの上流端縁
に対し停止された異物が、細長い要素３の表面から離れ
て位置される。
に、スリーブ９の第１上流端縁９ｂが細長い要素３と接
触するようになっている。このようにして、異物がスリ
ーブ９と細長い要素３との間に入ることが防止されてい
る。傾斜縁９ｃ、すなわち、スペーサの軸方向に対し角
度ｖを形成する縁が、縁部分９ａ、９ｂの間に形成され
ている。傾斜縁９ｃが異物を縁部分９ａと接触するよう
に案内し、方向付ける。かくして、スペーサの上流端縁
に対し停止された異物が、細長い要素３の表面から離れ
て位置される。
【図１】図１（ａ）はスペーサを備えた沸騰水型燃料集
合体の、図１（ｂ）の線Ａ−Ａに沿う断面図。図１
（ｂ）は同じ燃料集合体の、図１（ａ）の線Ｂ−Ｂに沿
う断面図。
合体の、図１（ｂ）の線Ａ−Ａに沿う断面図。図１
（ｂ）は同じ燃料集合体の、図１（ａ）の線Ｂ−Ｂに沿
う断面図。
【図２】本発明に従うスペーサを備えた加圧水型原子炉
燃料集合体を示す図。
燃料集合体を示す図。
【図３】本発明に従うスペーサの透視図。
【図４】本発明に従うスペーサの一部を上方から見た
図。
図。
【図５】図４に示した一部を側面から見た図。
１ 燃料集合体 ２ 燃料チャンネル ３ 燃料棒 ４ ペレット ５、６ 控え板 ７ スペーサ ９ スリーブ ９ａ，９ｂ，９ｃ 上流端縁 １０ 支持部
Claims (3)
- 【請求項１】 原子炉の燃料集合体（１）内において、
細長い要素（３）を１個または複数個のレベルにおいて
保持し位置決めするためのスペーサ（７）にして、冷却
剤を、燃料集合体（１）内を通り上方へ流す格子構造の
互いに接合されたスリーブ状セル（９）を有するスペー
サ（７）において、前記スリーブ状セル（９）の大多数
が、上流端縁を波状に形成され、それにより、上方に流
れる冷却剤が先ず、スリーブ（９）の接合部の間に位置
する端縁部（９ｂ）に、次に、スリーブの接合部に位置
する端縁部（９ａ）に当たるようになっており、これら
端縁部（９ａ，９ｂ）の間に傾斜縁部（９ｃ）が形成さ
れていることを特徴とするスペーサ。 - 【請求項２】 請求項１に記載のスペーサにおいて、少
なくとも前記スリーブ（９）の大多数が、スリーブ
（９）の中心に向かい、スリーブ状セルの周辺に均等に
配分された細長い隆起部状の４個の固定支持部を備え、
該支持部（１０）の上流端縁が、スリーブの接合部の間
に位置する端縁部（９ｂ）に対応するように構成されて
いることを特徴とするスペーサ。 - 【請求項３】 冷却剤が燃料集合体を通り上方へ流れる
ようにされた原子炉の燃料集合体にして、請求項１また
は２に記載のスペーサを有することを特徴とする燃料集
合体。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SE9601673-8 | 1996-05-02 | ||
| SE9601673A SE506149C2 (sv) | 1996-05-02 | 1996-05-02 | Spridare för en kärnbränslepatron och en kärnbränslepatron |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH1039068A true JPH1039068A (ja) | 1998-02-13 |
Family
ID=20402426
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9114044A Pending JPH1039068A (ja) | 1996-05-02 | 1997-05-01 | 原子炉燃料集合体のスペーサ |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5875223A (ja) |
| EP (1) | EP0805461A1 (ja) |
| JP (1) | JPH1039068A (ja) |
| SE (1) | SE506149C2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007518100A (ja) * | 2004-01-15 | 2007-07-05 | ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー | 原子力発電所用スペーサ及び燃料ユニット |
| JP2013536935A (ja) * | 2010-08-30 | 2013-09-26 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 最適化されたフラワー管及び最適化された新型グリッド構成 |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SE526381C2 (sv) * | 2004-01-15 | 2005-09-06 | Westinghouse Electric Sweden | Spridare och bränsleenhet för en nukleär anläggning |
| RU2290707C1 (ru) | 2005-07-08 | 2006-12-27 | Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" | Дистанционирующая решетка |
| US7561654B2 (en) * | 2006-06-16 | 2009-07-14 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Nuclear fuel spacer assembly with debris guide |
| RU2331119C1 (ru) * | 2006-12-22 | 2008-08-10 | Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" | Тепловыделяющая сборка и вставной дистанционирующий элемент |
| US20110054912A1 (en) * | 2009-09-01 | 2011-03-03 | Christopher Anthony Silva | System and method of storing telephone conversations |
| US8428559B2 (en) | 2009-09-29 | 2013-04-23 | Christopher Anthony Silva | Method for recording mobile phone calls |
| US20110076990A1 (en) * | 2009-09-29 | 2011-03-31 | Christopher Anthony Silva | Method for recording mobile phone calls |
| CN102270511A (zh) * | 2011-07-18 | 2011-12-07 | 中国原子能科学研究院 | 一种压水堆双面冷却燃料棒的管形定位格架 |
| EP4769433A1 (en) * | 2024-12-31 | 2026-07-01 | Framatome | NUCLEAR FUEL SPACING GRID AND ASSEMBLY |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| US4900508A (en) * | 1984-12-24 | 1990-02-13 | Combustion Engineering, Inc. | High strength nuclear fuel grid |
| JP3038266B2 (ja) * | 1991-12-09 | 2000-05-08 | 株式会社東芝 | 燃料スペーサ |
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| US5434898A (en) * | 1994-03-14 | 1995-07-18 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel assembly |
| SE502881C2 (sv) * | 1994-06-13 | 1996-02-12 | Asea Atom Ab | Spridare med förstärkningsdel för en kärnreaktor |
-
1996
- 1996-05-02 SE SE9601673A patent/SE506149C2/sv not_active IP Right Cessation
-
1997
- 1997-04-22 EP EP97201175A patent/EP0805461A1/en not_active Withdrawn
- 1997-04-30 US US08/841,400 patent/US5875223A/en not_active Expired - Fee Related
- 1997-05-01 JP JP9114044A patent/JPH1039068A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007518100A (ja) * | 2004-01-15 | 2007-07-05 | ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー | 原子力発電所用スペーサ及び燃料ユニット |
| JP4746563B2 (ja) * | 2004-01-15 | 2011-08-10 | ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー | 原子力発電所用スペーサ及び燃料ユニット |
| JP2013536935A (ja) * | 2010-08-30 | 2013-09-26 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 最適化されたフラワー管及び最適化された新型グリッド構成 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| SE9601673L (sv) | 1997-11-03 |
| SE9601673D0 (sv) | 1996-05-02 |
| US5875223A (en) | 1999-02-23 |
| EP0805461A1 (en) | 1997-11-05 |
| SE506149C2 (sv) | 1997-11-17 |
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