原子炉の燃料集合体に用いるグリッドとスペーサの組み合わせであって、燃料集合体は下部ノズル、端部を有するシンブル管及び固着手段を含み、固着手段は下部ノズルをシンブル管に協働的に連結する構造を有し、その組み合わせは、各々が下方端縁部を有し、少なくとも第1のシンブルセルを画定するために互いに連結された複数のストラップを含むグリッドと、貫通孔を形成した板材の形状のスペーサとより成り、前記板材は互いに対向する実質的に平坦な係合表面と実質的に平坦な保持表面とを有し、前記板材は係合表面がグリッドから外方に突出するようにグリッドに固定的に装着され、前記係合表面はグリッドを下部ノズルから離隔するために下部ノズル上において第1のシンブルセルを画定するストラップの端縁部と下部ノズルの間に位置する構造を有し、前記貫通孔は前記固着手段の少なくとも一部を受容する構造を有し、前記保持表面は前記固着手段が貫通孔に受容されてシンブル管と協働的に連結されると前記シンブル管の端部を受容する構造を有し、前記シンブル管の端部の一部は前記貫通孔に突出して下部ノズルと直接接触し、前記貫通孔に突出するシンブル管の端部の前記一部の大きさはシンブル管の端部とスペーサの間に軸方向及び半径方向の両方向において空間を生じさせる大きさであり、かくして冷温状態においてスペーサはシンブル管の端部と実質的に接触しない組み合わせ。シンブル管の端部とスペーサの間の半径方向の空間は、スペーサの材料とノズルの材料の間の半径方向の熱膨張の差を吸収するに十分な大きさである請求項1の組み合わせ。シンブル管の端部とスペーサの間の軸方向の空間はほぼ0.001インチと0.010インチ0.003cmと0.025cmの間である請求項1の組み合わせ。シンブル管の端部とスペーサの間の軸方向の空間はほぼ0.001インチと0.002インチ0.003cmと0.005cmの間である請求項3の組み合わせ。ストラップと下部ノズルは異なる材料で形成されている請求項1の組み合わせ。スペーサとグリッドは実質的に同じ材料で形成され、スペーサは溶接によりグリッド上に固定的に装着される請求項1の組み合わせ。スペーサとグリッドは機械的結合によりグリッド上に固定的に装着される請求項1の組み合わせ。原子炉の燃料集合体であって、大きい軸方向長さを有する複数の細長い原子燃料棒と、整列アレイの燃料棒を支持し、燃料集合体が原子炉に据付けられると冷却材の流れが貫流し燃料棒を通過できる非占有空間を画定する最下方のグリッドと、燃料棒に沿って前記最下方グリッドを貫通する複数の案内シンブル管と、前記グリッド及び燃料棒の下端部の下方に位置して前記案内シンブル管を支持し、冷却材の流れを燃料集合体へ流入させる下部ノズルと、貫通孔を形成した板材の形状のスペーサとより成り、前記下部ノズルは燃料棒の軸に対して横方向へ延び、前記最下方のグリッドに向いた上側表面を有するほぼ水平なノズルプレートより成り、前記ノズルプレートの上側表面は冷却材の流れをノズルプレートの下側表面から上側表面へ通過させるべくノズルプレートを完全に貫通する複数の流路穴を有し、前記流路穴はそれぞれ前記非占有空間と流体連通関係にあり、前記最下方のグリッドは案内シンブル管の1つが内部で支持される第1の案内シンブルセルを画定するように互いに接続された複数のストラップより成り、各ストラップは下方端縁部を有し、前記板材は互いに対向する実質的に平坦な係合表面と実質的に平坦な保持表面とを有し、前記板材は係合表面がグリッドから外方に突出するようにグリッドに固定的に装着され、前記係合表面はグリッドを下部ノズルから離隔するために下部ノズル上において第1のシンブルセルを画定するストラップの端縁部と下部ノズルの間に位置する構造を有し、前記貫通孔は前記固着手段の少なくとも一部を受容する構造を有し、前記保持表面は前記固着手段が貫通孔に受容されてシンブル管と協働的に連結されると前記シンブル管の端部を受容する構造を有し、前記シンブル管の端部の一部は前記貫通孔に突出して下部ノズルと直接接触し、前記貫通孔に突出するシンブル管の端部の前記一部の大きさはシンブル管の端部とスペーサの間に軸方向及び半径方向の両方向において空間を生じさせる大きさであり、かくして冷温状態においてスペーサはシンブル管の端部と実質的に接触しない燃料集合体。シンブル管の端部とスペーサの間の半径方向の空間は、スペーサの材料、ノズルの材料及びシンブル管の端部の間の半径方向の熱膨張の差を吸収するに十分な大きさである請求項8の組み合わせ。シンブル管の端部とスペーサの間の軸方向の空間はほぼ0.001インチと0.010インチ0.003cmと0.025cmの間である請求項8の組み合わせ。シンブル管の端部とスペーサの間の軸方向の空間はほぼ0.001インチと0.002インチ0.003cmと0.005cmの間である請求項10の組み合わせ。ストラップと下部ノズルは異なる材料で形成されている請求項8の組み合わせ。スペーサとグリッドは実質的に同じ材料で形成され、スペーサは溶接によりグリッド上に固定的に装着される請求項8の組み合わせ。スペーサとグリッドは機械的結合によりグリッド上に固定的に装着される請求項8の組み合わせ。図面、特に図1を参照して、該図は垂直方向に短縮した形の、総括的に参照番号10で示す燃料集合体の立面図である。燃料集合体10は加圧水型原子炉に用いるタイプであり、その骨格構造は下端部に下部ノズル12を有する。下部ノズル12は原子炉の炉心領域図示せずにおいて下部炉心支持板14上に燃料集合体10を支持する。燃料集合体10の骨格構造は、下部ノズル12に加えて、上端部の上部ノズル16と、下部ノズル12と上部ノズル16の間を縦方向に延びてそれらに両端部を剛性的に固着された多数の案内管またはシンブル18とを含む。燃料集合体10はさらに、案内シンブル管18に沿って軸方向に離隔され該管に固着された複数の横方向グリッド20と、グリッド20により横方向離隔関係に支持された細長い燃料棒22の整列アレイとを含む。燃料集合体10はまた、中心部に位置し、下部ノズル12と上部ノズル16の間を延びてそれらに捕捉又は装着される計測管24も有する。燃料集合体10は、部品のかかる構成により、集合体の一体性を損うことなく便利に取扱うことのできる一体的なユニットを形成する。上述したように、燃料集合体10のアレイ状燃料棒22は、燃料集合体の長さ方向に離隔したグリッド20により互いに離隔した関係に保持される。各燃料棒22は原子燃料ペレット26を含み、上方の端部プラグ28と下方の端部プラグ30により両端部を閉じられている。ペレット26は上方の端部プラグ28と、積み重ねたペレットの頂部の間にあるプレナムばね32により積み重ねた形で保持される。核分裂性物質より成る燃料ペレット26は原子炉の反応エネルギーを発生させる元となる。水またはホウ素を含む水のような液体減速材/冷却材は下部炉心板14の複数の流路穴を通って燃料集合体へ上方に圧送される。燃料集合体10の下部ノズル12を通過した冷却材は燃料集合体の案内管18を上方に通過し、燃料棒22に沿って流れることにより、燃料棒の内部で発生する熱を抽出して利用可能な仕事を発生させる。核分裂プロセスを制御するために、多数の制御棒34が燃料集合体10の所定位置にある案内シンブル18内を往復移動可能である。詳述すると、上部ノズル16の上方に位置する棒クラスタ制御機構36が制御棒34を支持する。制御機構は内部にネジ山を設けた円筒形部材37を有し、複数のアーム38が半径方向に延びるものである。各アーム38は制御棒34と相互連結されているため、制御棒機構36は、全て公知の態様で、制御棒を案内シンブル18内で垂直方向に移動させることにより燃料集合体10内の核分裂プロセスを制御する。保護グリッド40は燃料集合体の最下方グリッドであり、下部ノズルを通過する冷却材中の破片が燃料集合体に流入するのを制限する機能を有する。保護グリッド40とそれ以外のグリッド20とは、それらが格子パターンを形成するように配置され互いに固着されて、一部が燃料棒を支持し他のものが制御棒案内シンブル管を支持する複数のセルを画定する複数のストラップより成る点で同じである。図2は、下部ノズル12に固着された公知の保護グリッド40を示す断面図である。燃料棒セルを参照番号42で、また、案内シンブル管セルを参照番号46で示す。燃料棒セルはそれぞれ該セル内で燃料棒を支持するためのディンプル54を有する。端栓48を有する案内シンブル管18は、下部ノズル12の下側を介して端栓48にねじ込むことにより案内シンブル管18を下部ノズル12に固定するシンブルねじ50により案内シンブル支持セル46内に固定される。スペーサ52は下部ノズル12と端栓48の間に介在する。図2は、下部グリッドが挿入材を持たず、管内管構成の燃料集合体に通常使用される現在の保護グリッド接続部の基本的な幾何学的関係を示す。管内管式設計とは、制御棒案内シンブル管がその被覆の内部の管体により形成されるダッシュポットを有し、グリッドのストラップがジルカロイまたはインコネルにより、また、案内シンブル管がジルカロイにより形成される燃料集合体のことを言う。かかる構成では、比較的短いジルカロイまたはインコネルのスリーブを制御棒案内シンブル管支持セルに溶接またはろう付けした後、ジルカロイの案内シンブル管18をこれらのスリーブに挿入し、案内シンブル管をスリーブの所で膨径して適当な高さでグリッドを案内シンブル管に固着する機械的接続部を形成する。管内管構成では、保護グリッドには制御棒案内シンブル管の端栓48と下部ノズル12の間に挿入されたスペーサ52があり、スペーサの端部は隣接する燃料棒支持セル42の壁を包み込んで該壁に溶接される。この構成は非常に剛性的な接続部を提供する。最近、保護グリッドの特徴部分に燃料棒の破損を惹き起す割れが見つかっている。これらの破損は応力腐食割れに通じる粒界割れであることがわかっている。応力源の1つは、下部ノズルがステンレス鋼で、また、保護グリッドが合金718で作られていることによる下部ノズル12と保護グリッド40の間の異なる熱膨張率である。ステンレス鋼は合金718よりも加熱時に大きく膨張するため、保護グリッド、特に固着点の近くで応力が発生する。本発明は、原子炉加熱時に以前増大していた応力の発生を回避する新しい固着手段を提供するものである。図3は、スペーサ52の穴56が大きい点を除き図2に示す現在のものと同じ設計のスペーサ52を用いる本発明の固着方式を示す。スペーサ52は、下部グリッドに挿入される端栓据え込みダッシュポット設計の場合またはシンブル管端栓管内管構成の場合、後者は図3に示すの間に捕捉される。重要な相違点は、端栓48とスペーサ52との間に最小の横方向及び軸方向間隙が提供されるように挿入端栓または案内管端栓の何れかに段部58が存在することである。横方向の間隙44は部品間の許容誤差及び異なる熱膨張を吸収するにちょうど十分なものである。好ましくは、軸方向の間隙60は0.001インチと0.010インチ0.003cmと0.025cmの間であり、好ましくは0.001インチと0.002インチ0.003cmと0.005cmの間である。この小さな間隙により部品の加熱及び膨張時に部品が小量の相対的移動を行なうことが出来る。横方向の間隙44の重要性は軸方向の間隙60と少なくとも同じか、そうでなければそれより重要である。軸方向には実質的な熱膨張の相違は存在せず、存在するのは横方向の違いである。しかしながら、その間隙は運転時におけるグリッドの振動または燃料棒装荷前のグリッドの有意の運動を阻止するに十分小さいものである。グリッドを保持する力の有意な部分は燃料棒との相互作用であり、また、接続部領域の流れは大きくなく、部品の相対的な間隙も大きくないため、接続部の振動は有意な懸念材料ではない。しかしながら、スペーサ52と端栓48の間の間隙はこれまで発生した粒界割れ及び燃料棒の破損を惹き起す保護グリッドが受ける応力を有意に減少するに十分なものである。本発明を特定の実施例につき詳細に説明したが、当業者はこれらの詳細事項に対する種々の変形例及び設計変更を本願の開示全体に照らして想到しうることがわかるであろう。従って、図示説明した特定実施例は例示的なものに過ぎず、本発明の範囲を限定するものではなく、本発明の範囲は添付した特許請求の範囲及び任意且つ全ての均等物の幅を与えられるべきである。