JPH02296190A - 核燃料集合体 - Google Patents

核燃料集合体

Info

Publication number
JPH02296190A
JPH02296190A JP1115171A JP11517189A JPH02296190A JP H02296190 A JPH02296190 A JP H02296190A JP 1115171 A JP1115171 A JP 1115171A JP 11517189 A JP11517189 A JP 11517189A JP H02296190 A JPH02296190 A JP H02296190A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
end plug
fuel element
insertion hole
hole
core water
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
JP1115171A
Other languages
English (en)
Inventor
Satoru Hirayama
悟 平山
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 JP1115171A priority Critical patent/JPH02296190A/ja
Publication of JPH02296190A publication Critical patent/JPH02296190A/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

  • Fuel-Injection Apparatus (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、軽水炉の核燃料集合体に係り、特に原子力発
電所あるいは、照射後記3カ施設等の放射線管理区域に
おいて、遠隔操作により、上部タイプレートを円滑に取
外すのに好適な核燃料集合体に関するものである。
[従来の技術] 従来の核燃料集合体の上部タイプレート上部および核燃
料集合体の解体手順について第2図および第3図を用い
て説明する。
第2図は核燃料集合体の断面略示図、第3図は従来の上
部タイプレートと燃料要素上部端栓との嵌合説明図であ
る。
第2図の構成は、1は、上部タイプレート、2は、燃料
要素、3は、燃料要素上部端栓、4は燃料要素を保持す
るスペーサ、5は、下部タイプレート、6は、チャンネ
ルボックス、7は、タイロッド・ナツトである。
第3図の構成は、1〜3は、第2図と同一であり、8は
、コーナ燃料要素端栓用挿入孔、9は、通水孔、10は
、通常燃料要素端栓用挿入孔である。
つぎに、燃料集合体の解体手順について説明する。
原子炉内で使用した燃料集合体を、核燃料要素単位で検
査する場合には、第2図において、まずタイロッドナツ
ト7を取外し、上部タイプレート1を取外す。次に、核
燃料要素2の上部端栓3をトング等で掴み上方へ吊上げ
て燃料集合体から順次、引抜いていく。この場合、従来
の上部タイプレートでは、原子炉内で使用中に、第3図
に示す上部タイプレート1のコーナ燃料要素端栓用挿入
孔8と燃料要素上部端栓3との接触面が腐食し固着する
ことがあった。この固着により」二部タイプレート1の
取外しが不可能となり、燃料要素毎に検査ができない場
合があった。この腐食の原因は。
タイプレート1の材質が不銹鋼であり、燃料要素上部端
栓3の材質がジルコニウム基合金であるため、異種金属
による電極反応による腐食、@気化学的腐食などが考え
られている。上部タイプレートと燃料要素端栓が固着す
る箇所は、上述のコーナ燃料要素端栓用挿入孔8と燃料
要素上部端栓3との接触面であり、通常燃料要素端栓用
挿入孔180での固着はみられなかった。コーナ燃料要
素端栓用挿入孔8と通常燃料要素端栓挿入孔10との違
いは、第3図で明らかなように、コーナ燃料要素端栓用
挿入孔8は貫通孔ではないことである。
したがって、コーナ燃料要素端栓用挿入孔8に燃料要素
上部端栓3を挿入すると当該挿入孔8内に閉じ込められ
た原子炉の冷却水(炉水)中の不純物濃度が高くなり、
電気化学的腐食を起す原因となった。また5当該孔には
通水孔9を形成した例も見られたが、通水孔の直径が小
さく、またjli −孔であるため、通水効果が小さく
、腐食防止には役立たなかった。一方、通常燃料要素端
栓用挿入孔10は貫通孔であるため、原子炉の冷却水が
常に流通して当該孔内に閉じ込められることはないため
、腐食による固着は見られなかった。
いま、燃料集合体を解体して上部タイプレートを取外す
際に、上記のように腐食による固着状態が生じると、燃
料要素単体での検査が不可能になる場合がある。また、
固着を解除するには、特殊な装百が必要となり、安全で
、確実に解体することができる構造の燃料集合体の製作
が望まれていた。
従来型の核燃料集合体の場合に固着状態から燃料要素を
引抜く方法として下部タイプレートを加熱して、熱膨張
法を利用する方法として特開昭60−202394号公
報が提案されているが、この方法が上部タイプレートの
取外しに応用可能と考えられる。
[発明が解決しようとする課題] 上記従来技術は、熱膨張差を利用した1つの改良された
方法であるが、プール内(水中)のような特殊な環境下
で、この方法を実施しようとすると、加熱に要する諸設
備費およびその労務費、さらに作業効率の点で問題があ
った。
本発明の目的は、燃料集合体から上部タイプレートを取
外す際に、燃料要素上部端栓の挿入孔と燃料要素上部端
栓の腐食による固着を防止し、解体作業を安全かつ、容
易にし1作業効率の向上をはかることができる燃料集合
体を提供することである。
[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に係る核燃料集合体の
構成は、上部および下部端栓を有する複数本の核燃料要
素の上部端栓を、上部タイプレートに設けられた複数個
の上部端栓孔に挿入することにより、これら核燃料要素
の上端部を保持してなり、これら複数個の上部端栓孔の
一部は、その上端が不貫通構造であるものにおいて、上
記不貫通孔構造である上部端栓孔の上部に、炉水流通用
の複数個の小孔を設けるようにしたことである。
[作用コ 燃料集合体において、上部タイプレートのコーナ燃料要
素の上部端栓用挿入孔先端部に複数個の炉水流通孔を形
成したことは、原子炉内で長期間使用しても、端栓挿入
孔内に常時、不純物のコントロールされた原子炉冷却水
が循環して流通するため、不純物の滞留がなく端栓挿入
孔と燃料要素上部端の接触部に生じ易い電気化学的腐食
を抑制することができるので、固着状態を防止すること
ができる。
[実施例] 以下1本発明の実施例を第1図を用いて説明する。
第1図は1本発明の実施例に係り、炉水流通孔の説明図
である。
第1図の構成において、11は、炉水流通孔である。な
お、1〜3,8および10は第2〜3図に示したものと
同一である。
第1図を用いて実施例をさらに詳細に説明すると、同図
は、上部タイプレート1の構造を示すもので、コーナ燃
料要素上部端栓用挿入孔8の頂部に、直径3mの複数個
の炉水流通孔11を形成し、該挿入孔と燃料要素2の上
部端栓3のギャップから浸入する炉水は、炉水流通孔1
1がら流出する。
また、炉水流通孔11を、複数個設けたことにより、一
方の炉水流通孔11より入った炉水は、他の炉水流通孔
11より流出するため、該挿入孔8に浸入した炉水に流
れができて、滞留することがない。
このように、該挿入孔8に浸入した炉水は、炉水流通孔
11から流出するため、コーナ燃料要素の端栓用挿入孔
8とコーナ燃料要素の上部端栓3とのギャップには常時
、不純物濃度がコントロールされた炉水が流入するため
電気化学的腐食を抑制することができ、腐食による固着
を防止する効果がある。
[発明の効果] 本発明によれば、つぎのような効果が得られる。
(1)上部タイプレートのコーナ燃料要素端栓挿入孔の
頂部に複数個の小孔を設けることにより、上記端栓挿入
孔と上部端栓との間に浸入する炉水の流通がよくなり、
腐食が生じないため、固着することがなくなった。
(2)したがって、核燃料集合体の解体にあたり、核燃
料要素を取出す前に、上部タイプレートを取外す作業が
容易に行なわれるようになった。
(3)核燃料集合体の解体作業が、安全に、確実に行な
われるようになったので、解体作業効率は向上し、経済
性の向上にも効果があった。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明に係る実施例の上部タイプレートの端
栓挿入孔の説明図、第2図は、従来例の核燃料集合体の
部分断面略示図、第3図派は、従来の上部タイプレート
の端栓挿入孔の説明図である。 〈符号の説明〉 1・・・上部タイプレート、2核燃料要素、3核燃料要
素上部端栓、4・・・スペーサ、5・・・下部タイプレ
ート、6・・・チャンネルボックス、7・・・タイロッ
ドナツト、8・・・コーナ燃料要素上部端栓用挿入孔、
9・・・通水孔、10・・・通常燃料要素上部端栓用挿
入孔、11・・・炉水流通孔。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、上部および下部端栓を有する複数本の核燃料要素の
    上部端栓を、上部タイプレートに設けられた複数個の上
    部端栓孔に挿入することにより、これら核燃料要素の上
    端部を保持してなり、これら複数個の上部端栓孔の一部
    は、その上端が不貫通構造であるものにおいて、上記不
    貫通孔構造である上部端栓孔の上部に、炉水流通用の複
    数個の小孔を設けたことを特徴とする核燃料集合体。 2、請求項1において、上記不貫通孔構造を有する上部
    端栓孔が、上記上部タイプレートの四隅に設けられてい
    ることを特徴とする核燃料集合体。
JP1115171A 1989-05-10 1989-05-10 核燃料集合体 Pending JPH02296190A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1115171A JPH02296190A (ja) 1989-05-10 1989-05-10 核燃料集合体

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1115171A JPH02296190A (ja) 1989-05-10 1989-05-10 核燃料集合体

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH02296190A true JPH02296190A (ja) 1990-12-06

Family

ID=14656104

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1115171A Pending JPH02296190A (ja) 1989-05-10 1989-05-10 核燃料集合体

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH02296190A (ja)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009058505A (ja) * 2007-08-31 2009-03-19 Global Nuclear Fuel Americas Llc 核燃料バンドル中の上部タイプレート用のデブリシールドおよびデブリをフィルタにかける方法
JP2009058506A (ja) * 2007-08-31 2009-03-19 Global Nuclear Fuel Americas Llc 核燃料集合体用のデブリシールド上部タイプレートおよび集合体をデブリからシールドするための方法
JP2011047939A (ja) * 2009-08-28 2011-03-10 Global Nuclear Fuel Americas Llc ゴミを軽減する上部タイプレートおよびそれを用いる燃料バンドル

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009058505A (ja) * 2007-08-31 2009-03-19 Global Nuclear Fuel Americas Llc 核燃料バンドル中の上部タイプレート用のデブリシールドおよびデブリをフィルタにかける方法
JP2009058506A (ja) * 2007-08-31 2009-03-19 Global Nuclear Fuel Americas Llc 核燃料集合体用のデブリシールド上部タイプレートおよび集合体をデブリからシールドするための方法
JP2011047939A (ja) * 2009-08-28 2011-03-10 Global Nuclear Fuel Americas Llc ゴミを軽減する上部タイプレートおよびそれを用いる燃料バンドル

Similar Documents

Publication Publication Date Title
ATE371251T1 (de) Verfahren und einrichtung zur stromerzeugung aus der im kern mindestens eines hochtemperatur- kernreaktors erzeugten wärme
Cheng et al. Mechanistic studies of zircaloy nodular corrosion
JPS60146184A (ja) 原子炉燃料集合体の再構成方法
JPH02296190A (ja) 核燃料集合体
CZ285357B6 (cs) Oděruvzdorná palivová tyč s vrstvou oxidu zirkoničitého
DE2430174A1 (de) Waermedaemmender bauteil, besonders fuer den verschlussdeckel eines kernreaktorbehaelters
Roberts et al. A stress corrosion cracking model for pellet-cladding interaction failures in light-water reactor fuel rods
JPH026787A (ja) 核燃料集合体
EP0025988B1 (en) Braze repair method
US4675961A (en) Replacement of split-pin assemblies in guide tubes
JPS6131993A (ja) 加圧水型原子炉燃料集合体
JPH04370793A (ja) 核燃料集合体
JPH0682583A (ja) Pwr燃料集合体の下部ノズル
JP2769333B2 (ja) 熱遮蔽体
JPH0455793A (ja) 核燃料集合体
KR102510475B1 (ko) 코어캐처 조립체 및 그 제작방법
Pérez Elites, power, and ideology: the struggle for democracy in Panama
Wachob et al. A Stress Corrosion Cracking Model for Pellet-Cladding Interaction Failures in Light-Water Reactor Fuel
JPH02168197A (ja) 核燃料集合体の組立方法
Dehon et al. Main results from FRAGEMA fuel performance in power reactors
DE2513822C2 (de) Reaktorgebäude für einen Kernreaktor
JPH01320497A (ja) 化学除染方法
Blat-Yrieix et al. Feedback from Stainless Steels Corrosion related Issues during Maintenance Operation in Sodium Fast Reactor: SCC in caustic solution and Intergranular Corrosion by Acid Solution
Farish Coming clean
Graber et al. A Summary of High Peak Power (HPP) RF Processing Studies of 3 GHz Niobium Accelerator Cavities