JPH02167496A - 核燃料集合体 - Google Patents

核燃料集合体

Info

Publication number
JPH02167496A
JPH02167496A JP63320692A JP32069288A JPH02167496A JP H02167496 A JPH02167496 A JP H02167496A JP 63320692 A JP63320692 A JP 63320692A JP 32069288 A JP32069288 A JP 32069288A JP H02167496 A JPH02167496 A JP H02167496A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
end plug
fuel
tie plate
fuel element
fuel assembly
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.)
Pending
Application number
JP63320692A
Other languages
English (en)
Inventor
Minoru Watabiki
実 綿引
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.)
Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
Original Assignee
Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
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 Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd filed Critical Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
Priority to JP63320692A priority Critical patent/JPH02167496A/ja
Publication of JPH02167496A publication Critical patent/JPH02167496A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 [産業上の利用分野] 本発明は、原子炉で使用された燃料集合体の検査、解体
に係り、特に燃料要素単体を、該集合体から容易に引抜
くために好適な核燃料集合体に関するものである。
[従来の技術] 第4図は、従来例の核燃料集合体の構成略示図である。
この図において、■は、上部タイプレート、2は、下部
タイプレート、3は、核燃料要素、5は、スペーサ、6
aは、下部端栓である。
該集合体は、格子状に規則的に配置された長尺の複数本
の燃料要素3を中間部でスペーサ5で保持し、上部タイ
プレート1および下部タイプレート2で支持することに
より組立てられている。
原子炉内で使用した燃料集合体を、燃料要素単位で検査
する場合には、まず、上部タイプレート等を取外し、燃
料要素3を集合体から引抜く必要がある。
第2図は、従来例に係る下部タイプレート2と嵌合する
燃料要素3の、下部端栓6aの形状を示す図である。
第2図において、燃料要素3の下部端栓6aの直系D□
と下部端栓6aの下部タイプレート2への挿入孔の直系
D2は共に円柱状に嵌合する構造となっている。また、
その嵌合部の間隔L=1/2(D2−Dl)は、わずか
に0.1mmである。
上記従来技術の集合体では、原子炉内で使用中に下部タ
イプレート2と下部端栓6aの嵌合部で固着が生じてい
た。従って、燃料要素引抜きの際に機械的な方法により
衝撃を与えて固着状態を解除する方法を用いていた。更
には、時開60−202394号公報の記載のように、
使用済燃料集合体の下部タイプレート2を加熱して、下
部タイプレート2と下部端栓6aとの熱膨張量差を利用
して下部タイプレート2と下部端栓6aの固着を解くよ
うになっていた。
[発明が解決しようとする課題] 上記従来の燃料集合体は、原子炉内で使用中に下部タイ
プレートの下部端栓挿入孔と燃料要素下部端栓の嵌合部
で熱膨張量の違いにより間隔ができ、その間隔に原子炉
水中のクラッドが付着する。
また、ジルカロイ−2合金で造られている燃料要素下部
端栓の表面に腐食によって酸化膜が生成される。そして
原子炉運転停止燃料の温度低下とともに下部タイプレー
トと下部端栓の嵌合部は、狭い間隙部に異物を挿入した
まま収納するために固着状態となる。従来の集合体では
、その固着に対する配慮がなされておらず燃料要素を集
合体から引抜くときこの固着を解除するのに過大な負荷
を要するので、燃料要素の損傷を引起こす恐れがあった
・ 本発明の目的は、上記の問題点を取除き、使用済燃料集
合体から燃料要素の引抜きが容易な集合体を提供するこ
とにある。
[課題を解決するための手段] 上記課題を解決するための本発明の核燃料集合体の構成
は、複数本の燃料要素をスペーサを介して格子状に配設
し、それら燃料要素の」二部および下部端栓を、上部お
よび下部タイプレートによって固定保持してなる核燃料
集合体において、核燃料要素の下部端栓嵌合部を、下方
ほど細くなる、傾斜角1〜3度のテーパ状にするととも
に、下部タイプレート嵌合部を、前記下部端栓嵌合部と
同一傾斜角のテーパ状にするようにしたことである[作
用] 燃料集合体の下部タイプレートの下部端栓挿入孔と下部
端栓との嵌合部で固着が生じ易い。この固着の主な原因
は、燃料要素下部端栓の表面腐食である。特に、この下
部端栓に使用されているジルカロイ−2合金は腐食部分
の体積が約2倍になる性質をもっている。因に、下部タ
イプレートの下部端栓挿入孔と下部端栓との嵌合部の間
隙(L)を一般に使用されている0、1mmとした集合
体において、原子炉で4サイクル照射後下部端栓表面の
腐食厚さが1サイクル当り25μm成長するとすれば、
上記嵌合部の間隙がなくなり固着状態となると予想され
る。
下部端栓と下部タイプレートの下部端栓挿入孔とに下向
きに円錐状の傾斜を設けることにより、上記嵌合部の摩
擦力が小さくなるので固着状態においても下部端栓を上
方に引き上げたとき抵抗なく燃料要素を集合体から引抜
くことができるようになる。
つぎに、本発明で提案する最適な傾斜角について、実験
結果に基づいて説明する。
傾斜構造の嵌合部模擬試験片を下記のように製作した。
傾斜角αが0度(ストレート)、1度、3度および5度
のものを各々5個宛を、温度500℃、圧力100kg
/ciのオートクレーブ中に24時間浸漬し、酸化膜成
長法により、下部端栓部を下部タイプレート部に固着さ
せた。これら試験片を取出して、傾斜角α20度の場合
の引抜力の平均値を基準(100%)として、α21度
、3度、5度の各々の引抜力の平均値をプロットした結
果が、第3図である。
第3図かられかるように、傾斜角=工度でも、引抜力は
急激に低下し、3度附近で、はぼ一定値(約30%)を
保つようになる。
一方、この傾斜角が大きくなると、炉内で使用中の集合
体の燃料要素に流力振動が生じるようになり、不具合と
なるので、第3図の結果を勘案して、最適の傾斜角度は
、1〜3度の範囲を提案した。
[実施例] 以下、本発明の一実施例を第1図を用いて説明する。
第1図は、本発明の一実施例に係り、下部端栓部とその
嵌合部の下部タイプレートに傾斜角度(α)を設けた断
面図である。
第1図の構成は、2は、下部タイプレート、3は、燃料
要素、6bは、下部端栓、7は、下部端栓嵌合部、8は
、下部タイプレート嵌合部、αは、傾斜角である。すな
わち、下部端栓と下部タイプレートとの嵌合部7および
8は等しい傾斜角度αで接触する構造となっている。
いま、傾斜角を3度にした時の動作についてみると、原
子炉内で使用中に燃料要素3の下部端栓6b表面が腐食
、し、下部タイプレート2との嵌合部7および8で固着
状態になったとしても、この傾斜角3度のために、嵌合
部の摩擦力が小さいので、下部端栓部を上方に引上げる
ことによって円滑に燃料要素3を燃料集合体の下部タイ
プレート2から引抜くことができる。
本実施例の効果は、引抜きのための力は、微力でよいの
で、下部端栓も、下部タイプレートも傷つけることなく
、かつ作業効率を向上することができる。
[発明の効果] 本発明によれば、下部タイプレートの燃料要素下部端栓
挿入孔と下部端栓部とに一定傾斜角を設けることにより
、下部端栓の表面に腐食が生じても挿入孔内での下部端
栓の移動は円滑にできるので、燃料集合体から燃料要素
を引抜くことは容易となる。腐食による固着を解除する
ための特別な装置・施設の増設の必要がなく、これに要
する人工費も節減することができる。また、引抜くため
に過大な荷重をかける必要がないので、燃料集合体を傷
つけることがなく、作業を安全に実施することができる
以上要するに、使用済燃料集合体から燃料要素の引抜き
が容易で、安全な燃料集合体を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明の一実施例に係り、燃料要素下部端栓
と下部タイプレートとの嵌合部詳細図、第2図は、従来
例の下部端栓と下部タイプレート−7= との嵌合部詳細図、第3図は、燃料要素下部端栓の立体
角(傾斜角)と燃料要素引抜力の関係図、第4図は、従
来例の燃料集合体の構成略示図である。 〈符号の説明〉 1・・・上部タイプレート、2・・・下部タイプレート
、3・・・燃料要素、5・・・スペーサ、6a、6b・
・・下部端栓、7・・・下部端栓嵌合部、8・・・下部
タイプレート嵌合部、L・・・嵌合部の間隙、α・・・
下部端栓中心線に対する傾斜角。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1、複数本の燃料要素をスペーサを介して格子状に配設
    し、それら燃料要素の上部および下部端栓を、上部およ
    び下部タイプレートによって固定保持してなる核燃料集
    合体において、核燃料要素の下部端栓嵌合部を、下方ほ
    ど細くなる、傾斜角1〜3度のテーパ状にするとともに
    、下部タイプレート嵌合部を、前記下部端栓嵌合部と同
    一傾斜角のテーパ状にしたことを特徴とする核燃料集合
    体。
JP63320692A 1988-12-21 1988-12-21 核燃料集合体 Pending JPH02167496A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63320692A JPH02167496A (ja) 1988-12-21 1988-12-21 核燃料集合体

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63320692A JPH02167496A (ja) 1988-12-21 1988-12-21 核燃料集合体

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH02167496A true JPH02167496A (ja) 1990-06-27

Family

ID=18124278

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP63320692A Pending JPH02167496A (ja) 1988-12-21 1988-12-21 核燃料集合体

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH02167496A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102272857A (zh) * 2008-11-12 2011-12-07 阿海珐核能公司 压水反应堆核燃料组件的下管口

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102272857A (zh) * 2008-11-12 2011-12-07 阿海珐核能公司 压水反应堆核燃料组件的下管口

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4723578A (en) Steam generator tube repair method and assembly
JPS60146184A (ja) 原子炉燃料集合体の再構成方法
JPH02167496A (ja) 核燃料集合体
US4738820A (en) Nuclear fuel assembly bottom nozzle attachment system allowing reconstitution
US5263060A (en) Segmented instrumentation tube including a locking sleeve for interlocking the segments of the instrumentation tube
JPS628091A (ja) 核燃料集合体のフロ−チヤネル対ノズル取付け装置
US4568111A (en) Detachable connection for a nuclear reactor fuel assembly
US4344915A (en) Nuclear reactor fuel rod attachment system
JPH08160188A (ja) 上部タイプレートを位置決めする装置
JP3108189B2 (ja) 核燃料集合体の上部ノズル
Koo et al. Elevated temperature design of KALIMER reactor internals accounting for creep and stress-rupture effects
JPS638591A (ja) 核燃料集合体
JPH02296190A (ja) 核燃料集合体
JPS5810677A (ja) 核燃料集合体
JPH0455793A (ja) 核燃料集合体
JPS5932888A (ja) 核燃料集合体用のスペ−サ保持手段および下部タイプレ−ト取付け具
JPH04370793A (ja) 核燃料集合体
US20020122524A1 (en) Method of reinforcing reactor core spray sparger
JPS6145514Y2 (ja)
JPS62126389A (ja) 原子炉内部構造物
Yeong et al. Piping failure frequency analysis for the main feedwater system in domestic nuclear power plants
RU2256959C1 (ru) Способ ремонта тепловыделяющей сборки ядерного реактора
JPH0315999B2 (ja)
Aas The effects of load-following operation on fuel rods
JPH0662396U (ja) 核燃料要素