JPS582630B2 - 原子炉 - Google Patents

原子炉

Info

Publication number
JPS582630B2
JPS582630B2 JP53093712A JP9371278A JPS582630B2 JP S582630 B2 JPS582630 B2 JP S582630B2 JP 53093712 A JP53093712 A JP 53093712A JP 9371278 A JP9371278 A JP 9371278A JP S582630 B2 JPS582630 B2 JP S582630B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core plate
guide tube
control
reactor vessel
coolant
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
Application number
JP53093712A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5427700A (en
Inventor
ドナルド・レスリー・マイロン
ロバート・トマス・ベリンジヤー
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 JPS5427700A publication Critical patent/JPS5427700A/ja
Publication of JPS582630B2 publication Critical patent/JPS582630B2/ja
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control 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
    • G21C7/10Construction of control elements
    • G21C7/117Clusters of control rods; Spider construction
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は原子炉に関し、特に、制御棒の案内装置に関
するものである。
当該技術で良く知られた原子炉構造では、原子炉容器は
入口及び出口を有し、その頂部に密閉頭部を載置させて
いる。
この原子炉容器内に置いた炉心は燃料集合体と制御用集
合体の列から成っており、これ等が普通に知られた方法
で熱を発生する。
燃料集合体は、核燃料を入れて両端を封止した金属円筒
である複数の燃料要素の列で構成されており、一方、制
御用集合体は、燃料要素さ、原子炉の反応変レベルを制
御するための制御棒を収容できる案内シンプルとで構成
され、そして制御用集合体は燃料集合体と燃料集合体の
間に散在している。
これ等の燃料集合体及び制御用集合体はその下端及び上
端をそれぞれ下部炉心板及び上部炉心板によって支持さ
れており、一方、これ等の燃料集合体及び制御用集合体
の列を炉心バレルとして知られている頂部及び底部開放
の金属円筒部材が囲んでいる。
炉心バレルの外面は原子炉容器の内面と共にそれ等の間
に環状通路を形成する。
下部炉心板は、炉心を原子炉容器内で支持するように同
原子炉容器の内壁に取り付けられた支持構造によって炉
心内;こ支持されているが、上部炉心板は、密閉頭部に
取り付けた上部支持板から下方へ延びる支持柱によって
炉心の上方に懸架されている。
上部支持板及び上部炉心板はそれ等の間に出口フルナム
を造る。
制御棒案内筒は炉心中の制御用集合体の位置に対応する
位置で上部炉心板に取り付けてあるので、制御棒を案内
筒により制御用集合体内へ案内できる。
原子炉運転中、冷却材は原子炉容器を循環し、燃料集合
体及び制飢用集合体と熱伝達関係で通過することにより
、これ等の集合体が出した熱を除くと共に、当該技術で
良く知られたような発電設備へ熱を運ぶ。
冷却材は入口ノズルを通って原子炉容器に入り、炉心バ
レルと原子炉容器の間の環状通路を下方へ流れて、炉心
下方にあるプレナムに入る。
その後、冷却材は炉心の中で燃料集合体及び制御用集合
体の内部及び周囲を上方へ流れる。
燃料集合体を貫流する冷却材の一部は上方へ流れ続けて
出口プレナムに入るが制御用集合体を貫流する冷却材の
一部は上方へ流れて案内筒に入り、そしてこれ等の案内
筒の側かに在る開口から半径方向に流れ出て、出口プレ
ナムに入る。
しかる後、冷却材は出口ノズルを通って圧力容器から出
る。
案内筒の側方に在る開口は冷却材が案内筒から出れるよ
うにするものであるが、冷却材の半径方向への流れは乱
流となり、これが制御棒の運動を抑制する。
従って、この発明の主な目的は、制御棒が出口プレナム
を通って移動する間に、制御棒の運動を妨害するであろ
うかかる乱流の発生を避けるのに必要な制御棒の案内装
置を提供することである。
上記目的から、この発明は、密閉頭部が載置された原子
炉容器と、下部炉心板及び上部炉心板の間で前記原子炉
容器内に設けられる燃料集合体及び制御用集合体の列と
、冷却材を前記燃料集合体及び制御用集合体に関し熱伝
達関係で循環させるため前記原子炉容器に設けた入口及
び出口と、前記上部炉心板より上方で原子炉容器に取り
付けられて前記上部炉心板との間に上部プレナムを形成
する上部支持板と、前記上部支持板により支持され且つ
前記下部炉心板まで下方へ延びてこの下部炉心板を支持
する複数の支持柱と、中に配置された制御棒を案内する
ため前記上部支持板から上部炉心板へ延びる案内筒と、
前記案内筒内にその長さに沿って種々の間隔で置かれた
スペーサと、前記制薗棒の案内を行なうため前記スペー
サに取り付けた切れ目付き管状案内体とを備え、前記案
内筒はそこから冷却材が出れるように側方に開口を有す
る原子炉において、前記案内筒の下端に在って、冷却材
の上向きの流れを前記案内筒の外側の周りに向ける流れ
拡散手段を備え、拡散によって前記開口を通る冷却材の
流れを減じて前記制御棒の案内を良好にし、また、前記
上部炉心板は前記流れ拡散手段に取り付けられているこ
とを特徴としている。
原子炉上部内部構造の案内筒が有する流れ拡散手段はそ
の下端と一体である。
案内筒は上部支持板から下方へ上部炉心板まで延びる囲
いから構成されている。
冷却材が出れるように側方に開口を有するこの囲いは、
制御棒が原子炉の出口プレナムを通って移動する間の同
制御棒の案内をする制御棒案内体を囲んでいる。
流れ拡散手段は囲いの底端近くでこの囲いと一体となっ
ており、冷却材の上向きの流れを囲いの外側を取り囲む
ように反らせ、それによって囲いを貫流し側方の開口か
ら出る冷却材量を減じる。
囲いの側方開口を通って出る冷却材流を制限することに
よって、制御棒案内体近辺での囲いにおける乱流が減じ
且つ制御棒及び案内筒にかかる半径方向の力が減じ、制
御棒の運動が容易となる。
この発明は、添付図面に関連した以下の記載から一層容
易に明らかとなろう。
第1図を参照すると、原子炉容器10はその壁面に入口
ノズル14及び出口ノズル16を有して、頂部に密閉頭
部12を配設させている。
実質的に円筒形の炉心バレル18は密閉頭部12近くに
ある圧力容器10のたなに吊り下げられており、その内
側にバツフル20を取り付けている。
燃料集合体24の下端を収容するための穴を有する下部
炉心板22はこの炉心バレル18の下端に取り付けられ
、そして同炉心バレルにより支持されている。
また、燃料集合体24の頂端を収容するための穴を有す
る上部炉心板26は複数の支持柱30によって、太い梁
のある上部支持板28から支持される。
上部支持板28と上部炉心板26との間には複数の案内
筒31を燃料集合体24と整列して配列してある。
従って、燃料集合体24は上部炉心板22と上部炉心板
26との間で原子炉容器10内に支持されて炉心32を
形成する。
更に第1図を参照すると、原子炉は流体圧力で作動され
る制御棒駆動機構34を備えている。
この機構は米国特許第3,607,629号明細書に記
載のような型のものでよい。
制御棒は流体圧力により上昇され、この上昇位置に、制
御棒駆動機構に設けた電磁石36によって保持される。
制御棒駆動機構34はアダプタ管40の上部フランジ3
8にボルト(図示しない)によって取り付けられており
、一方、アダプタ管は密閉頭部12を貫通すると共にそ
こに溶接で取り付けられている。
制御棒駆動機構34は、当該技術に習熟した者が良く知
っている方法で炉心32の反応度を制御するように、制
御棒を特に収容するようになっている燃料集合体24の
内外へ、制御棒を運動させる働きをする。
これ等の特別の燃料集合体は一般に制御用集合体42と
言われていて、そして案内筒31と同一直線上に炉心3
2全体に配列されているので、制御棒(図示しない)を
案内筒31から簡単に動かして制御用集合体42に挿入
することができる。
原子炉運転中、冷却材は人口ノズル14を通って原子炉
容器10に入り、原子炉容器10と炉心バレル18との
間に形成された環状通路44を下方へ流れて、下部炉心
板22の下方に形成された下部プレナム46に流入する
次に冷却材はこの下部プレナム46から下部炉心板22
を上方へ通過し、燃料集合体24及び制御用集合体42
の内部及び周囲を上方へ流れ、これ等の集合体で冷却材
の加熱が炉心32の出した熱によって行なわれる。
冷却材の一部は上部炉心板26にある穴を通って流れる
が、残りの部分は上方へ流れて案内筒31に入る。
一般に、制御用集合体42は案内筒31と同一直線上に
あるので、制御用集合体42を貫通する冷却材は引き続
き上方へ流れて案内筒31に入る。
冷却材が出れるようにするため案内筒31の側方には開
口48が設けられている。
上部炉心板26を通って上方へ流れる冷却材と開口48
を通って外へ流れる冷却材とは、上部炉心板26及び上
部支持板28の間に形成された上部プレナム50内で互
いに混じり合う。
この上部プレナム50からの冷却材は出口ノズル16を
通って原子炉容器10外へ出て、原子炉から離れた位置
にある蒸気発生設備に運ばれる。
第2図を参照すると、制御用集合体42は燃料要素52
、格子54、下部ノズル56、上部ノズル58及び第1
案内シンプル60を備えている。
燃料安素52は、核燃料ペレットを収容して両端を端栓
で封止した細長い金属円筒管である。
燃料要素52の下端は下部ノズル56の中に入っており
、上端は上部ノズル58の中にある。
16本の第1案内シンプル60は燃料要素52と燃料要
素52の間に散在しており、これは制御棒62の挿入に
適応できる中空の金属円筒でよい。
格子54は制御用集合体42の長さに沿った種々の位置
に置かれていて、燃料要素52及び第1案内シンプル6
0を互いに適当な距離に隔置すると共に原子炉冷却材を
燃料要素52と熱伝達関係で循環させうる働きをしてい
る。
この種の格子については米国特許第3,379,617
号及び第3,379,619号明細書にもつと詳しい説
明を見い出すことができる。
第2図に見られるように、制御棒62は細長い円筒棒で
あって、炭化ホウ素その他の中性子吸収材を使って製造
できる。
制御棒62は第1案内シンプル60と同一直線上にある
ように配列されているので、炉心32の反応度を減少さ
せたい時にこの第1案内シンプル62中に挿入しうる。
制御棒62はスパイダ64としで知られている普通の取
付具に支持される。
スパイダ64は半径方向に延びる支持部材68を有した
本体66から構成されており、各支持部材68に制御棒
62が別別に取り付けられていて、当該技術で良く知ら
れている通りの列を形成している。
スパイダ64は駆動軸70に取り付けられ、駆動軸は制
御棒駆動機構34に接続される。
制御棒駆動機構34を作動することによって駆動軸70
が上昇又は下降し、それにより制御棒62が炉心32に
出入りする。
第3図及び第4図において、アダプタ管40及び案内筒
31は、駆動軸70とスパイダ64とが制御棒62と共
にその中を容易に動けるように構成されている。
第4図に示すように、案内筒31の長さに沿って種々の
位置にスペーサ72が設けられていて、制御棒62の適
正な整列を維持する。
スペーサ72は、支持部材68の形状に合致する切欠き
14と、全体66に合致する中央部の開口76とを有す
る金属板である。
切れ目付きの管状案内体78は支持部材68に適応する
切れ目を側方に有した細長い金属製管状部材であって、
同管状案内体78は、制御棒62が案内筒31の中を通
って進む時の同制御棒62の案内をするように切欠き7
4の端に配置されている。
従って、スペーサ72は、制御棒62及び支持部材68
と一致する適正な整列状態に、管状案内体78を案内筒
31内で支持するので、制御棒62を連続的に案内する
ことができる。
第3図、第5図及び第6図において、案内筒31はその
下端と一体の流れ拡散千段80を有する。
流れ拡散千段80は、流体の流れを反らせるように形成
された台形状又はテーパ付きの角錐形状又は円錐形状の
ような部材82で構成されており、この部材82に二本
の脚84が取り付けられている。
脚84に入っているピン86は上部炉心板26にも適応
しうるので、ピン86を上部炉心板26にある吋応した
穴に通した場合、案内筒31は上部炉心板26を燃料集
合体24の上方で吊り下げる。
更に、そのように配置した場合、案内筒31は炉心32
の制御用集合体42と整列状態にある。
図から分かるように、スペーサ72の中央部開口76及
び切欠き74は部材82にもあるので、この部材82も
案内筒31の全長にわたって制御棒62を連続的に案内
することができる。
同様に、管状案内体γ8は案内筒31の長さに沿つで上
部炉心板26の頂部近くまで下方に延びる。
制御棒62が管状案内体78を通って第1案内シンプル
60の中に案内されて所望の通りに炉心32に入るよう
にするために重要なことは、管状案内体78を第1案内
シンプル60に整列させることである。
管状案内体78と第1案内シンプル60との間の大きな
不整合は運転上の見地から許容しえない。
従って、案内筒31の重要な目的の一つは、制御棒62
を第1案内シンプル60中に適正に挿入しうるように制
御棒62の案内となる、ことである。
管状案内体78と第1案内シンプル60とが単一の管状
案内体に造られていないので、案内筒31及び上部炉心
板26を取外して炉心32を露出させ、当該技術で良く
知られた方法による原子炉の燃料交換を容易にしうるこ
とに注目されたい。
案内筒31は制御用集合体42の直上に配置されている
ので、同制御用集合体42の内部及び周囲を上方へ流れ
る原子炉冷却材は上部炉心板26にある穴を通過し、流
れ拡散千段80に接触する。
部材82が台形状であるから、同部材の角度の付いた側
辺が上方へ流れる冷却材を反らせ且つ拡散させ、それに
よって冷却材を案内筒31の周囲に流れさせる。
しかし、部材82は冷却材流の全てを反らすわけではな
い。
部材82に接触する冷却材流の約10%は駆動軸70を
囲む中央部の開口76と、支持部材68及び制御棒62
をそれぞれ囲む切欠き74及び管状案内体78とを通過
する。
そしてこの冷却材部分は側方にある開口48から案内筒
31を出る。
案内筒31に入るのは接触する冷却材流のうち約10%
だけであるから、案内筒31内の乱れは非常に減少する
更に、開口48から案内筒31を出る冷却材流も非常に
減少し、延いては、管状案内体78、駆動軸70、支持
部材68及び制御棒62に働く半径方向の力が激減する
このように乱れと半径方向の力とを減じることによって
、制御棒62の案内及び運転が相当に容易となる。
従って、下端と一体に流れ拡散手段を有して原子炉の出
口プレナムに配置されるこの発明の案内筒は、冷却材流
を同案内筒の周囲に反らせて、以て案内管内の制御棒に
働く半径方向の力を弱めて制御棒の案内を向上させる。
【図面の簡単な説明】
第1図は原子炉の立面断面図、第2図は原子炉の制御用
集合体の斜視図、第3図は案内筒の立面図、第4図は第
3図の■−■線断面図、第5図は第3図の■−v線断面
図、第6図は案内筒用流れ拡散手段の斜視図である。 図中、10は原子炉容器、12は密閉頭部、14は入口
ノズル、16は出口ノズル、22は下部炉心板、24は
燃料集合体、26は上部炉心板、28は上部支持板、3
0は支持柱、31は案内筒、42は制御用集合体、48
は開口、50は上部プレナム、62は制御棒、72はス
ペーサ、78は管状案内体、80は流れ拡散手段である

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 密閉頭部が載置された原子炉容器と、下部炉心板及
    び上部炉心板の間で前記原子炉容器内に設けられる燃料
    集合体及び制御用集合体の列と、冷却材を前記燃料集合
    体及び制御用集合体に関し熱伝達関係で循環させるため
    前記原子炉容器に設けた入口及び出口と、前記上部炉心
    板より上方で原子炉容器に取り付けられて前記上部炉心
    板との間に上部プレナムを形成する上部支持板と、前記
    上部支持板により支持され且つ前記下部炉心板まで下方
    へ延びてこの下部炉心板を支持する複数の支持柱と、中
    に配置された制御棒を案内するため前記上部支持板から
    上部炉心板へ延びる案内筒と、前記案内筒内にその長さ
    に沿って種々の間隔て置かれたスペーサと、前記制御棒
    の案内を行なうため前記スペーザに取り付けた切れ目付
    き管状案内体とを備え、前記案内筒はそこから冷却材が
    出れるように側方に開口を有する原子炉において、前記
    案内筒の下端に在って、冷却材の上向きの流れを前記案
    内筒の外側の周りに向ける流れ拡散手段を備え、拡散に
    よって前記開口を通る冷却材の流れを減じて前記制御棒
    の案内を良好にし、また、前記上部炉心板は前記流れ拡
    散手段に取り付けられていることを特徴とする原子炉。
JP53093712A 1977-08-02 1978-08-02 原子炉 Expired JPS582630B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US05/821,101 US4231843A (en) 1977-08-02 1977-08-02 Guide tube flow diffuser

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5427700A JPS5427700A (en) 1979-03-01
JPS582630B2 true JPS582630B2 (ja) 1983-01-18

Family

ID=25232512

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP53093712A Expired JPS582630B2 (ja) 1977-08-02 1978-08-02 原子炉

Country Status (4)

Country Link
US (1) US4231843A (ja)
JP (1) JPS582630B2 (ja)
BE (1) BE869430A (ja)
FR (1) FR2399715A1 (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6451827U (ja) * 1987-09-29 1989-03-30

Families Citing this family (32)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4692296A (en) * 1980-12-16 1987-09-08 Westinghouse Electric Corp. Mechanical spectral shift reactor
CA1175164A (en) * 1980-12-16 1984-09-25 John F. Wilson Mechanical spectral shift reactor
JPS57127872A (en) * 1981-02-02 1982-08-09 Hitachi Ltd Bwr type reactor
FR2501892B1 (fr) * 1981-03-13 1985-10-25 Framatome Sa Reacteur nucleaire a dispositif de guidage des grappes de controle
FR2516691A1 (fr) * 1981-11-13 1983-05-20 Framatome Sa Dispositif de guidage d'une grappe de controle de reacteur nucleaire
FR2517870A1 (fr) * 1981-12-04 1983-06-10 Framatome Sa Equipements internes superieurs d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
US4793966A (en) * 1983-04-29 1988-12-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor
FR2547100B1 (fr) * 1983-06-03 1985-08-30 Framatome Sa Dispositif de guidage des grappes de controle de reacteurs nucleaires
US4584168A (en) * 1983-11-14 1986-04-22 Combustion Engineering, Inc. System for controlling destructive vibration of a nuclear control rod
US4770846A (en) * 1984-02-03 1988-09-13 Westinghouse Electric Corp. Replacement support pin for guide tubes in operating plants
US4681728A (en) * 1985-03-22 1987-07-21 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor
US4772448A (en) * 1986-01-07 1988-09-20 Westinghouse Electric Corp. Support pin system and locking nut retainer
DE3601747A1 (de) * 1986-01-22 1987-07-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Abschalten eines hochtemperaturreaktors
DE3601750A1 (de) * 1986-01-22 1987-07-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Keramische einbauten
FR2593958B1 (fr) * 1986-01-24 1991-01-11 Framatome Sa Bague de guidage amovible et verrouillable dans une ouverture traversant une plaque et son application a un tube de guidage de reacteur nucleaire
FR2620557B1 (fr) * 1987-09-11 1990-01-12 Framatome Sa Assemblage combustible nucleaire a fractionnement de debit
US4902468A (en) * 1987-10-21 1990-02-20 Westinghouse Electric Corp. Control rod support having planar wear surfaces
US4882123A (en) * 1988-03-01 1989-11-21 General Electric Company Hafnium control rod for nuclear reactors
US4937039A (en) * 1989-01-17 1990-06-26 Westinghouse Electric Corp. Four pin mounting system for nuclear reactor control rod guide tubes
US5237595A (en) * 1990-02-26 1993-08-17 Westinghouse Electric Corp. Guide plate for guide tubes used in nuclear reactors
US5132077A (en) * 1990-09-14 1992-07-21 Combustion Engineering, Inc. Lower end fitting
FR2667194B1 (fr) * 1990-09-20 1993-08-06 Framatome Sa Dispositif de guidage de grappe de controle de reacteur nucleaire.
US5282231A (en) * 1992-09-23 1994-01-25 Siemens Power Corporation Lower tie plate cast frame
US9378853B2 (en) 2010-10-21 2016-06-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
CN104488035A (zh) 2012-04-17 2015-04-01 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 带有紧凑上部堆内构件组件的一体式压水反应堆
US9767930B2 (en) 2012-04-17 2017-09-19 Bwxt Mpower, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate
US9754688B2 (en) 2012-04-17 2017-09-05 Bwx Technologies, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate
EP2839471B1 (en) 2012-04-17 2017-11-08 Babcock & Wilcox MPower Inc. Riser transition element for compact nuclear reactor
US9887015B2 (en) 2012-04-17 2018-02-06 Bwxt Mpower, Inc. Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor
US10102932B2 (en) 2012-04-17 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units
WO2014200599A1 (en) 2013-03-15 2014-12-18 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Extruded guide frame and manufacturing methods thereof
EP3542371B1 (en) * 2016-11-15 2021-03-03 TerraPower, LLC Thermal management of molten fuel nuclear reactors

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3075909A (en) * 1957-04-12 1963-01-29 Westinghouse Electric Corp Reactional vessel
GB1112346A (en) * 1963-12-02 1968-05-01 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
US3481832A (en) * 1967-04-14 1969-12-02 Combustion Eng Nuclear reactor core and control element arrangement
US3432390A (en) * 1967-07-28 1969-03-11 Atomic Energy Commission Fuel assembly for a nuclear reactor
US3607629A (en) * 1968-01-24 1971-09-21 Westinghouse Electric Corp Drive mechanism for control elements
GB1205731A (en) * 1968-01-24 1970-09-16 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor control device
US3595748A (en) * 1968-01-24 1971-07-27 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor control device
US3940311A (en) * 1972-01-21 1976-02-24 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor internals construction and failed fuel rod detection system
BE794342A (fr) * 1972-01-21 1973-07-19 Westinghouse Electric Corp Reacteur nucleaire a mecanismes a barre de commande
CA1027679A (en) * 1973-07-31 1978-03-07 Walter E. Desmarchais Emergency core cooling system for a nuclear reactor
FR2326764A1 (fr) * 1975-10-02 1977-04-29 Commissariat Energie Atomique Structure de coeur pour reacteur nucleaire
US4080257A (en) * 1975-11-25 1978-03-21 Westinghouse Electric Corporation Baffle-former arrangement for nuclear reactor vessel internals
US4106983A (en) * 1976-01-15 1978-08-15 Westinghouse Electric Corp. Thermocouple hot junction receptacle for a nuclear reactor

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6451827U (ja) * 1987-09-29 1989-03-30

Also Published As

Publication number Publication date
US4231843A (en) 1980-11-04
FR2399715A1 (fr) 1979-03-02
FR2399715B1 (ja) 1983-02-25
BE869430A (fr) 1979-02-01
JPS5427700A (en) 1979-03-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS582630B2 (ja) 原子炉
US5682409A (en) Neutron fluence surveillance capsule holder modification for boiling water reactor
EP1548749A2 (en) Nuclear reactor fuel assemblies
US20080013667A1 (en) Lower and upper end plugs of an annular fuel rod
US8102961B2 (en) Control rod guide tube and method for providing coolant to a nuclear reactor fuel assembly
US3607642A (en) Nuclear reactor fuel assembly
US20090296875A1 (en) Fuel supports for nuclear reactors
JP2009282029A (ja) 炉心部押さえ装置
KR20140091714A (ko) 크로스-흐름 차단 위어를 포함하는 상부 플레넘을 구비한 가압 경수로
JPS6153593A (ja) 原子炉冷却材再循環装置
JPS62250394A (ja) 加圧水型原子炉
KR102211463B1 (ko) 계측기 관통 플랜지를 갖는 원자로에 연료를 보급하기 위한 방법 및 장치
EP0458202A1 (en) Fuel assembly for a nuclear reactor
JPH08166479A (ja) 原子炉用の下部タイプレート・アセンブリ並びに原子炉用の燃料バンドル及び下部タイプレート・アセンブリ
JPH0339276B2 (ja)
US5255300A (en) Fuel assembly for boiling water reactors
US4839135A (en) Anti-vibration flux thimble
JPH11505926A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体
US3309280A (en) Pressure-tube nuclear reactor including fuel assembly with thermal baffle
JP6501419B2 (ja) 延伸型中間案内アセンブリを具備する制御棒案内管
JPH0815476A (ja) 加圧水型原子炉の炉内下部構造物
JP3853415B2 (ja) 加圧水型原子炉の原子炉容器
EP0465925A1 (en) Flow diverter with flow tabs for large water rod
JP2009210497A (ja) 沸騰型原子炉の低圧損気水分離器
ITPD960264A1 (it) TUBO DI GUIDA PER BARRE DI CONTROLLO PER RIDURRE LE VIBRAZIONI DI UNA PLURALITà DI BARRE DI CONTROLLO DISPOSTE AL SUO INTERNO.