【課題】少なくとも原子炉（１）への配置のための燃料ユニット（２０）の多くの細長い燃料棒（５）を保持するスペーサの生産のための方法。
【解決手段】少なくとも２つのスペーサ（３０）を提供するステップは、複数のマンドレル（４２）を備えているマンドレルの一組（４０）を提供すること、マンドレルの組（４０）のもう一方上に１つを有する少なくとも２つのスペーサ（３０）を配置すること、スペーサ（３０）を熱処理することを含み、スペーサ（３０）がマンドレルの組（４０）上に配置された結果、スペーサ（３０）のセル（３１）はマンドレル（４２）に適応する。 （もっと読む）

【課題】ジルコニウム基合金の最適化したシートメタルの製造方法であって、中性子線に曝されたときに、少なくとも一の方向で小さな成長を示す最適化したシートメタルを、β焼入れを使用せずに製造する方法を提供すること。
【解決手段】ジルコニウム基合金の最適化したシートメタル（１）の製造方法を開示する。最適化したシートメタル（１）は、シート平面（ＢＡ）を画定する。前記製造方法は、ジルコニウム基合金のシートメタル（２）を提供するステップを備え、シートメタル（２）は、少なくとも準備冷間圧延および最終冷間圧延を施され、準備冷間圧延および最終冷間圧延は、共に、同一の圧延方向で行われ、ジルコニウム基合金が部分再結晶化するように、準備冷間圧延と最終冷間圧延との間においてシートメタル（１）に熱処理を施す。本発明による最適化したシートメタル（１）を使用するスペーサ格子の製造方法をも開示する。 （もっと読む）

原子炉（１）内のパイプアセンブリにおけるサーマルスリーブ（９）およびエルボ（１１）を固定するためのクランプアセンブリ（１９）、および、前記クランプアセンブリを有する原子炉（１）が記載される。 前記クランプアセンブリは、前記エルボ（１１）と前記サーマルスリーブ（９）との間の第１の接合部（１７）で前記エルボ（１１）を囲んで配置されたスリーブクランプ（３７）を備え、また、前記エルボ（１１）と前記サーマルスリーブ（９）との間の前記第１の接合部（１７）をまたいで延びるスリーブ支持手段（２５）を備える。 前記クランプアセンブリ（１９）は、前記スリーブクランプ（３７）の位置決めを支持するために、第１の端部が、前記炉心シュラウド（７）および前記炉心プレート支持リング（６）の少なくとも一方に支持されるように構成された少なくとも１つのクランプアーム（２７）を備える。 （もっと読む）

【課題】本発明は、燃料集合体の下部と上部との間に延在する複数の燃料棒と、燃料集合体の下部に配置された堆積物のフィルタと、燃料棒を囲むケーシングとを含む、燃料集合体（３）取扱装置および方法に関する。
【解決手段】本装置は、持上げ操作の間、原子炉容器（１）内に配置された燃料集合体を係合し、上方に燃料集合体を持ち上げて、原子炉容器から取り出す、持上げ装置（１５）を備える。導管部材は燃料集合体の上部に接続される。ポンプ（３２）は、持上げ操作の間、導管部材および燃料集合体を介した水の流れを生成する。その水の流れは、持上げ操作の間、堆積物のフィルタ内および／またはその真下に含まれる潜在的な堆積物の小片が、堆積物のフィルタ内および／またはその真下に少なくとも保持される大きさを有する。 （もっと読む）

【課題】腐食抵抗性に関する好ましい特性を有する、特に加圧水型原子炉用の、水反応器燃料クラッドチューブの提供。また、好ましい腐食抵抗性を有するクラッドチューブを有する、特に加圧水型原子炉用の、水反応器燃料クラッドチューブの製造方法の提供。
【解決手段】第１のジルコニウムベースの合金からなる外側層（６）と、それに対して冶金的に結合する第２のジルコニウムベースの合金からなる内側層（７）と、からなる水反応器燃料クラッドチューブ（４）であって、前記内側層が、クラッドチューブ（４）を応力腐食亀裂から保護する（７）ために設けられ、前記第２のジルコニウムベースの合金が合金材料としてのスズを含有し、ジルコニウムベースの合金の各々が、少なくとも９６重量％のジルコニウムを含有し、前記第１のジルコニウムベースの合金が少なくとも０．１重量％のニオブを含有する、水反応器燃料クラッドチューブ（４）。 （もっと読む）

【課題】原子炉用の部品（１０）が水中（１２）に存在する場合に、これらの部品（１０）上の渦電流測定を行うのに適したシステムに関する。
【解決手段】システムは、制御ユニット（１４）、制御ユニット（１４）と測定プローブ（１６）との間に少なくとも接続の部分を構成するために適した測定プローブ（１６）および第１ケーブル（２１）を備える。同様に、水中（１２）に配置され、第１ケーブル（２１）によって接続されるために配置され、測定プローブ（１６）によって接続されるために適する切替ユニット（２５）を備える。切替ユニット（２５）は、少なくとも第１状態および第２状態をとる切替機構（２７）を有する。第１状態において、第１ケーブル（２１）は、測定プローブ（１６）によって接続される。第２状態において、第１ケーブル（２１）は、測定プローブ（１６）によって接続されない。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型の軽水原子炉においてドライアウトが発生する条件を推測する方法を提供する。
【解決手段】本方法は、原子炉のローカルドライアウト特性を表す式の使用を含む。この式は、少なくとも第１の因子及び第２の因子を含む。第１の因子は、核燃料配置を通過する冷却材の流れにドライアウト特性がどのように依存するかを記述する第１の関数である。第２の因子は、核燃料配置の軸方向パワープロファイルにドライアウト特性がどのように依存するかを記述する第２の関数である。第１の関数と第２の関数は互いに独立し、流れ依存性及び軸方向パワープロファイル依存性をそれぞれに記述する。本発明はまた、原子力発電プラント、コンピュータプログラム製品２３及び原子力発電プラントの運転方法に関する。 （もっと読む）

本発明は軽水炉の燃料集合体に使用されるコンポーネント、或いは、コンポーネントの一部（２，１２，１４，１６）に適するシート材を製造し、処理する方法に関する。本方法は次のようなステップを有する：ａ）鍛造、熱間圧延、及び、適切な数の冷間圧延によって、適切なジルコニウム合金のシート材を製造する。ｂ）シート材が完成品の最終板厚に等しいか、或いは、ほぼ等しくなった時、α＋β焼入れ、又はβ焼入れを行なう。ｃ）前記合金のα相温度範囲での熱処理を行なう。この際、シート材の引き伸ばしはステップｃ）の熱処理中に行なう。本発明は又、本方法によって製造及び処理されたシート材の使用法、及び、前記シート材がその一部を形成する燃料集合体にも関する。
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【課題】
【解決手段】本発明は、原子力プラント用の制御棒に関する。制御棒１は、原子力プラントの燃料アセンブリ内に設けられ、冷却水と接触するように構成される。制御棒１は、原子力プラント稼働中に中性子の吸収を可能にする吸収体材料４を収容するように構成された少なくとも１つの内部空間３を有する。吸収体材料４は、吸収プロセス中に少なくとも１つのガス状物質の形成を可能とする。制御棒は、制御棒を囲む冷却水が空間３に出て移動するのを防ぐと同時に、ガス状物質が空間３から出て移動するのを可能にする材料構造を有する少なくとも１つにフィルタ部材７を有する。 （もっと読む）

本発明は、沸騰水型又は加圧水型の原子炉用の核燃料棒（１）に関する。核燃料棒は、閉鎖内部空間（３）を画定し、かつジルコニウム及びジルコニウム系合金からなる群の材料の少なくとも１種から作製される被覆管（２）と、内部空間の一部を満たすように被覆管中の内部空間に配置された複数の核燃料ペレット（９）とを備えている。内部空間の残部を満たすために閉鎖内部空間内に充填ガスが導入されている。核燃料棒中の充填ガスの内部圧力は、少なくとも絶対圧２００ｋＰａ又は少なくとも絶対圧１ＭＰａに達する。充填ガスはある割合の不活性ガスとある割合の一酸化炭素を含む。一酸化炭素の割合は充填ガスの３容積％より大きいか、又は２容積％より大きい。
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