JPH0545155B2 - - Google Patents
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- JPH0545155B2 JPH0545155B2 JP60210356A JP21035685A JPH0545155B2 JP H0545155 B2 JPH0545155 B2 JP H0545155B2 JP 60210356 A JP60210356 A JP 60210356A JP 21035685 A JP21035685 A JP 21035685A JP H0545155 B2 JPH0545155 B2 JP H0545155B2
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- JP
- Japan
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- tubular member
- moderator
- sealed chamber
- sponge
- fuel assembly
- Prior art date
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control 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
- G21C7/10—Construction of control elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/26—Control of nuclear reaction by displacement of the moderator or parts thereof by changing the moderator concentration
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
- Pistons, Piston Rings, And Cylinders (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は一般に原子炉に係り、特に原子炉の燃
料集合体で用いられる減速材充填棒に関するもの
である。
料集合体で用いられる減速材充填棒に関するもの
である。
加圧水型原子炉（PWRとも略称する）のよう
な典型的な原子炉においては、運転開始時に炉心
に過剰量の反応度が与えられ、その結果、反応度
が炉心の寿命期間に渡つて減損しても、伸長され
た期間に渡りその炉心の動作を維持するのに充分
な反応度が存続するように設計されている。一般
に、炉心の最初のサイクルもしくは炉心寿命の初
めの期間（BOLとも略称する）中は、過剰反応
度を減少するために可燃性毒物棒もしくは中性子
吸収棒が炉心に用いられている。毒物質は、炉心
の反応度を減少するために、中性子を非生産的に
吸収する高い吸収断面積を有する。過剰反応度が
減損した後の原子炉運転の第２番目のサイクル中
に反応度レベルを変更するための手段は付加され
ていない。反応度がさらに減少したならば、最終
的に、即ち原子炉運転の第３のサイクルもしくは
寿命の末期（EOLとも略称する）においては、
炉心の反応度を増加するために付加的な減速材が
導入される。減速材は、中性子を、それが放出さ
れる高エネルギ状態から減速する。中性子は、減
速材の原子核との散乱衝突によりエネルギを失
う。低速中性子、即ちエネルギが熱エネルギ領域
に減少された中性子は高速中性子よりも高い核反
応確率を有する。このようにして、高速中性子の
速度の減少で反応度は増加する。
な典型的な原子炉においては、運転開始時に炉心
に過剰量の反応度が与えられ、その結果、反応度
が炉心の寿命期間に渡つて減損しても、伸長され
た期間に渡りその炉心の動作を維持するのに充分
な反応度が存続するように設計されている。一般
に、炉心の最初のサイクルもしくは炉心寿命の初
めの期間（BOLとも略称する）中は、過剰反応
度を減少するために可燃性毒物棒もしくは中性子
吸収棒が炉心に用いられている。毒物質は、炉心
の反応度を減少するために、中性子を非生産的に
吸収する高い吸収断面積を有する。過剰反応度が
減損した後の原子炉運転の第２番目のサイクル中
に反応度レベルを変更するための手段は付加され
ていない。反応度がさらに減少したならば、最終
的に、即ち原子炉運転の第３のサイクルもしくは
寿命の末期（EOLとも略称する）においては、
炉心の反応度を増加するために付加的な減速材が
導入される。減速材は、中性子を、それが放出さ
れる高エネルギ状態から減速する。中性子は、減
速材の原子核との散乱衝突によりエネルギを失
う。低速中性子、即ちエネルギが熱エネルギ領域
に減少された中性子は高速中性子よりも高い核反
応確率を有する。このようにして、高速中性子の
速度の減少で反応度は増加する。
したがつて、近EOL状態（寿命末期状態）に
まで照射されたPWR燃料集合体、例えば第３サ
イクルの燃料集合体においては、ホウ素含有冷却
材、即ち毒物質もしくは中性子吸収物質を含有し
ている冷却材を燃料集合体から排除して燃料集合
体内の減速材の量を増加するのが望ましい。これ
を部分的に達成する従来の１つの方法によれば、
第３サイクルの開始時に幾本かの燃料棒が取り出
される。そこで、空いた空間により、減速材／冷
却材液体混合物の付加量を炉心内に導入すること
が可能になる。しかしながら、この方法では、燃
料集合体内の減速材の量は増加するが、燃料集合
体内の毒物質（ホウ素含有冷却材）の量は減少し
ない。実際には、毒物質の量は増加するのであ
る。その理由は、燃料集合体内のホウ素含有冷却
材の量の比例的な増加に伴い、減速材の量が増加
するからである。
まで照射されたPWR燃料集合体、例えば第３サ
イクルの燃料集合体においては、ホウ素含有冷却
材、即ち毒物質もしくは中性子吸収物質を含有し
ている冷却材を燃料集合体から排除して燃料集合
体内の減速材の量を増加するのが望ましい。これ
を部分的に達成する従来の１つの方法によれば、
第３サイクルの開始時に幾本かの燃料棒が取り出
される。そこで、空いた空間により、減速材／冷
却材液体混合物の付加量を炉心内に導入すること
が可能になる。しかしながら、この方法では、燃
料集合体内の減速材の量は増加するが、燃料集合
体内の毒物質（ホウ素含有冷却材）の量は減少し
ない。実際には、毒物質の量は増加するのであ
る。その理由は、燃料集合体内のホウ素含有冷却
材の量の比例的な増加に伴い、減速材の量が増加
するからである。
したがつて、EOL（寿命末期）もしくは第３サ
イクルの開始時に、炉心内に減速材を導入するよ
り有効な方法もしくは手段に対する要求が存在す
る訳であり、本発明の主たる目的はこの要求を満
足することにある。
イクルの開始時に、炉心内に減速材を導入するよ
り有効な方法もしくは手段に対する要求が存在す
る訳であり、本発明の主たる目的はこの要求を満
足することにある。
この目的を達成するため、本発明は、
原子炉の燃料集合体で用いらる減速材充填棒に
おいて、 (a) 上端及び下端を有すると共に、該上端及び下
端間の内部に画定されて気密に密閉され且つ不
活性ガスで予圧された密閉室を有する細長い中
空の管状部材であつて、 (i) 薄壁構造の管状本体と、 (ii) 前記管状本体を気密に密閉し且つ前記管状
部材内に前記密閉室を画定するように該管状
本体の上端及び下端に取り付けられた一対の
端栓であつて、何れか一方の端栓には前記密
閉室の加圧を許容すると共に該密閉室の加圧
後には閉塞される通路が設けられている、前
記一対の端栓と、 を備える前記管状部材と、 (b) 前記管状部材内の前記密閉室に所定レベルま
で部分的に充填されていて、該所定レベルと前
記一対の端栓の内の上部端栓との間に蒸気空間
が残留するようにしている、ホウ素を含まず且
つ中性子毒物質を含まない液体減速材と、 (c) 前記密閉室と連通関係で前記管状部材の下端
に配置された水素化物のシンク部を構成するシ
ンク部構成手段であつて、該シンク部は前記管
状部材の前記一対端栓の内の一方によつて形成
されている、前記シンク部構成手段と、 (d) 前記密閉室と連通関係で前記管状部材の上端
における前記上部端栓に隣接して前記蒸気空間
内に配置された水素ゲツタを構成する水素ゲツ
タ構成手段であつて、該水素ゲツタ構成手段は
前記所定レベルの上方に離間されていると共
に， (i) 前記管状部材の前記上部端栓に隣接して配
置されたゲツタ物質のスポンジと、 (ii) 前記スポンジを前記管状部材内に位置付け
るために該スポンジと前記密閉室の間に配置
されると共に、該密閉室及びスポンジの間に
連通関係を与えるために形成された通路を有
する環状の円板の形態である保持部材と、 (iii) 前記スポンジに当接して前記環状の円板を
保持するように前記管状本体内に形成された
周辺張出部と、 を含む形態である前記水素ゲツタ構成手段と、を
備える燃料集合体の減速材充填棒を提供する。
おいて、 (a) 上端及び下端を有すると共に、該上端及び下
端間の内部に画定されて気密に密閉され且つ不
活性ガスで予圧された密閉室を有する細長い中
空の管状部材であつて、 (i) 薄壁構造の管状本体と、 (ii) 前記管状本体を気密に密閉し且つ前記管状
部材内に前記密閉室を画定するように該管状
本体の上端及び下端に取り付けられた一対の
端栓であつて、何れか一方の端栓には前記密
閉室の加圧を許容すると共に該密閉室の加圧
後には閉塞される通路が設けられている、前
記一対の端栓と、 を備える前記管状部材と、 (b) 前記管状部材内の前記密閉室に所定レベルま
で部分的に充填されていて、該所定レベルと前
記一対の端栓の内の上部端栓との間に蒸気空間
が残留するようにしている、ホウ素を含まず且
つ中性子毒物質を含まない液体減速材と、 (c) 前記密閉室と連通関係で前記管状部材の下端
に配置された水素化物のシンク部を構成するシ
ンク部構成手段であつて、該シンク部は前記管
状部材の前記一対端栓の内の一方によつて形成
されている、前記シンク部構成手段と、 (d) 前記密閉室と連通関係で前記管状部材の上端
における前記上部端栓に隣接して前記蒸気空間
内に配置された水素ゲツタを構成する水素ゲツ
タ構成手段であつて、該水素ゲツタ構成手段は
前記所定レベルの上方に離間されていると共
に， (i) 前記管状部材の前記上部端栓に隣接して配
置されたゲツタ物質のスポンジと、 (ii) 前記スポンジを前記管状部材内に位置付け
るために該スポンジと前記密閉室の間に配置
されると共に、該密閉室及びスポンジの間に
連通関係を与えるために形成された通路を有
する環状の円板の形態である保持部材と、 (iii) 前記スポンジに当接して前記環状の円板を
保持するように前記管状本体内に形成された
周辺張出部と、 を含む形態である前記水素ゲツタ構成手段と、を
備える燃料集合体の減速材充填棒を提供する。
本発明によれば、その第１の実施例においては
案内シンブル内に嵌装されるように適応され、そ
して第２の実施例においては燃料棒と置換される
ように適応された減速材充填棒が提供される。炉
心運転の第３サイクルもしくはEOLサイクルの
開始時に、減速材の量ならびにホウ素含有冷却材
（毒物質）の量が双方共に増加せしめられる従来
の方法とは異なり、本発明による減速材充填棒
は、ホウ素含有冷却材を排除し同時に減速材の量
を増加する。この減速材充填棒は再使用可能であ
り、異なつた燃料集合体で別々に或いはまた同じ
燃料集合体で相互に組合されて使用することがで
きる。本発明の第１の実施例に従えば、減速材充
填棒は可燃性毒物質からなる棒が用いられると同
じ仕方で案内シンブル内に挿入される。本発明の
他の実施例によれば、燃料棒の幾本かが取り出さ
れて減速材充填棒と置換される。また、同じ燃料
集合体においてこれら２つの試みを組合せること
も可能である。高い散乱断面積および低い原子量
を有する軽水が、本発明を具現する減速材充填棒
で用いるのに好適な減速材である。このような減
速材充填棒を使用することにより、用いられる減
速材充填棒の数にも依存するが、１％ないし３％
程度燃料サイクル費用が軽減されるものと期待さ
れる。
案内シンブル内に嵌装されるように適応され、そ
して第２の実施例においては燃料棒と置換される
ように適応された減速材充填棒が提供される。炉
心運転の第３サイクルもしくはEOLサイクルの
開始時に、減速材の量ならびにホウ素含有冷却材
（毒物質）の量が双方共に増加せしめられる従来
の方法とは異なり、本発明による減速材充填棒
は、ホウ素含有冷却材を排除し同時に減速材の量
を増加する。この減速材充填棒は再使用可能であ
り、異なつた燃料集合体で別々に或いはまた同じ
燃料集合体で相互に組合されて使用することがで
きる。本発明の第１の実施例に従えば、減速材充
填棒は可燃性毒物質からなる棒が用いられると同
じ仕方で案内シンブル内に挿入される。本発明の
他の実施例によれば、燃料棒の幾本かが取り出さ
れて減速材充填棒と置換される。また、同じ燃料
集合体においてこれら２つの試みを組合せること
も可能である。高い散乱断面積および低い原子量
を有する軽水が、本発明を具現する減速材充填棒
で用いるのに好適な減速材である。このような減
速材充填棒を使用することにより、用いられる減
速材充填棒の数にも依存するが、１％ないし３％
程度燃料サイクル費用が軽減されるものと期待さ
れる。
特に、減速材としては、核特性が炉心条件に整
合する限りにおいて重水或いはジルコニウム水素
化物を使用することもできるが、軽水の方が好ま
しい。減速材として水を使用する場合には、減速
材充填棒の内部の水蒸気およびヘリウムの分圧が
合成して減速材充填棒の外部の原子炉運転時の圧
力に近似的に等しくなるように、密閉室をヘリウ
ムで予圧することが要求される。さらに、管状部
材は、薄壁構造の管状本体と、該管状本体を密閉
するために該管状本体の両端に取付けられる一対
の端栓とによつて形成される。管状本体および端
栓はジルカロイ−４（Zircaloy−４）から形成す
るのが好ましい。管状部材の内部の腐蝕を減少す
るために、材料は、β焼入れ（beta−
quenching）される。中実の下部端栓は、管状部
材の内部の腐蝕或いは酸化により放出される遊離
水素のための水素化物シンク部（沈降部もしくは
吸収部）としての働きをするシンク部構成手段と
なる。上部端栓に隣接して、水素ゲツタを構成す
る手段が配置される。水素ゲツタは、管状部材の
密閉室から水素を除去するように適用されたジル
カロイスポンジの形態を取る。このスポンジは、
その上端て水素ガスが該スポンジへと通流するこ
とを可能にするように中心開口を有する円板或い
は座金により端栓に当接して係止され、そして管
状部材の本体に形成された周辺張出部によりスポ
ンジに当接して保持される。
合する限りにおいて重水或いはジルコニウム水素
化物を使用することもできるが、軽水の方が好ま
しい。減速材として水を使用する場合には、減速
材充填棒の内部の水蒸気およびヘリウムの分圧が
合成して減速材充填棒の外部の原子炉運転時の圧
力に近似的に等しくなるように、密閉室をヘリウ
ムで予圧することが要求される。さらに、管状部
材は、薄壁構造の管状本体と、該管状本体を密閉
するために該管状本体の両端に取付けられる一対
の端栓とによつて形成される。管状本体および端
栓はジルカロイ−４（Zircaloy−４）から形成す
るのが好ましい。管状部材の内部の腐蝕を減少す
るために、材料は、β焼入れ（beta−
quenching）される。中実の下部端栓は、管状部
材の内部の腐蝕或いは酸化により放出される遊離
水素のための水素化物シンク部（沈降部もしくは
吸収部）としての働きをするシンク部構成手段と
なる。上部端栓に隣接して、水素ゲツタを構成す
る手段が配置される。水素ゲツタは、管状部材の
密閉室から水素を除去するように適用されたジル
カロイスポンジの形態を取る。このスポンジは、
その上端て水素ガスが該スポンジへと通流するこ
とを可能にするように中心開口を有する円板或い
は座金により端栓に当接して係止され、そして管
状部材の本体に形成された周辺張出部によりスポ
ンジに当接して保持される。
以下、添付図面を参照し、単なる例として、本
発明の好ましい実施例について説明する。
発明の好ましい実施例について説明する。
以下の説明において、全図面を通し同じ参照数
字は同じもしくは対応の部分を表すものとし、そ
して「前方もしくは前向き」、「後方」、「左」、
「右」、「上向き」、「下向き」その他類似の術語は、
説明の便宜上の表現として用いられるものであつ
て、限定的な意味に解釈されてはならない。
字は同じもしくは対応の部分を表すものとし、そ
して「前方もしくは前向き」、「後方」、「左」、
「右」、「上向き」、「下向き」その他類似の術語は、
説明の便宜上の表現として用いられるものであつ
て、限定的な意味に解釈されてはならない。
図面、特に第１図を参照するに、参照数字１０
で総括的に示した図示の燃料集合体は、加圧水型
原子炉（PWR）で用いられている型のものであ
る。基本的に、この燃料集合体は、原子炉（図示
せず）の炉心領域において下部炉心板（図示せ
ず）上に燃料集合体を支持するための下端構造物
もしくは下部ノズル１２と、該下部ノズル１２か
ら上向きに突出する複数個の案内管もしくは案内
シンブル１４と、該案内シンブル１４に沿い軸方
向に離間した幾つかの横方向の格子１６と、組織
化された配列で該格子１６により横方向に離間し
て支持されている細長い燃料棒１８と、燃料集合
体の中心部に配設された計装管２０と、案内シン
ブル１４の上端に取付けられた上端構造物もしく
は上部ノズル２２とから構成される。燃料集合体
１０は、燃料集合体諸要素を損傷すること無く簡
便に取扱うことができる一体の単位もしくはユニ
ツトを形成している。
で総括的に示した図示の燃料集合体は、加圧水型
原子炉（PWR）で用いられている型のものであ
る。基本的に、この燃料集合体は、原子炉（図示
せず）の炉心領域において下部炉心板（図示せ
ず）上に燃料集合体を支持するための下端構造物
もしくは下部ノズル１２と、該下部ノズル１２か
ら上向きに突出する複数個の案内管もしくは案内
シンブル１４と、該案内シンブル１４に沿い軸方
向に離間した幾つかの横方向の格子１６と、組織
化された配列で該格子１６により横方向に離間し
て支持されている細長い燃料棒１８と、燃料集合
体の中心部に配設された計装管２０と、案内シン
ブル１４の上端に取付けられた上端構造物もしく
は上部ノズル２２とから構成される。燃料集合体
１０は、燃料集合体諸要素を損傷すること無く簡
便に取扱うことができる一体の単位もしくはユニ
ツトを形成している。
各燃料棒１８は、核燃料ペレツトを有してお
り、燃料棒の両端はそれぞれ上部端栓２６および
下部端栓２８により閉鎖されている。核分裂性物
質からなる燃料ペレツト２４が、PWR即ち加圧
水型原子炉の反応出力源である。有用な仕事を発
生する目的で燃料集合体から熱を取出すために、
水またはホウ素含有水のような液体減速材／冷却
材が炉心の燃料集合体を通つて上向きにポンプ送
りされる。
り、燃料棒の両端はそれぞれ上部端栓２６および
下部端栓２８により閉鎖されている。核分裂性物
質からなる燃料ペレツト２４が、PWR即ち加圧
水型原子炉の反応出力源である。有用な仕事を発
生する目的で燃料集合体から熱を取出すために、
水またはホウ素含有水のような液体減速材／冷却
材が炉心の燃料集合体を通つて上向きにポンプ送
りされる。
PWRの運転においては、ウラン燃料を良好に
利用して燃料費を軽減するために、原子炉の寿命
を可能な限り長くすることが望ましい。この目的
を達成するために、炉心の経年に伴い、中性子エ
ネルギスペクトルを低エネルギ側にシフトするた
めの手段を設けて反応度を増加することが一般に
行われている。従来は、これは、第１のサイクル
中減速材としての水もしくは減速水の幾分かを排
除するために初期に導入されている棒を取出すこ
とにより行われていた。これとは対照的に、本発
明は、熱中性子の数を増加しそれにより炉心の反
応度を増加するために第３のサイクルの開始時に
燃料集合体内に挿入されるよう設計された減速材
充填棒を提供するものである。第２図に示した第
１の実施例においては、減速材充填棒３０は、案
内シンブル１４（第１図参照）内に挿入されるよ
うに適応されており、他方、第３図に示す第２の
実施例による減速材充填棒３２は、燃料集合体１
０内の燃料棒１８の１つと置換されるように適用
されている（第１図参照）。減速材充填棒３０の
うちの少なくとも１つ、そして好ましくは幾つか
の減速材充填棒は、燃料集合体１０のうちの幾つ
かの燃料集合体の案内シンブル１４内にスパイダ
３４により固定的に支持され、他方、減速材充填
棒３２のうちの１つまたは複数は、燃料集合体１
０のうちの同じ燃料集合体または異なつた燃料集
合体内の１つまたは複数の燃料棒１８と置換され
る。
利用して燃料費を軽減するために、原子炉の寿命
を可能な限り長くすることが望ましい。この目的
を達成するために、炉心の経年に伴い、中性子エ
ネルギスペクトルを低エネルギ側にシフトするた
めの手段を設けて反応度を増加することが一般に
行われている。従来は、これは、第１のサイクル
中減速材としての水もしくは減速水の幾分かを排
除するために初期に導入されている棒を取出すこ
とにより行われていた。これとは対照的に、本発
明は、熱中性子の数を増加しそれにより炉心の反
応度を増加するために第３のサイクルの開始時に
燃料集合体内に挿入されるよう設計された減速材
充填棒を提供するものである。第２図に示した第
１の実施例においては、減速材充填棒３０は、案
内シンブル１４（第１図参照）内に挿入されるよ
うに適応されており、他方、第３図に示す第２の
実施例による減速材充填棒３２は、燃料集合体１
０内の燃料棒１８の１つと置換されるように適用
されている（第１図参照）。減速材充填棒３０の
うちの少なくとも１つ、そして好ましくは幾つか
の減速材充填棒は、燃料集合体１０のうちの幾つ
かの燃料集合体の案内シンブル１４内にスパイダ
３４により固定的に支持され、他方、減速材充填
棒３２のうちの１つまたは複数は、燃料集合体１
０のうちの同じ燃料集合体または異なつた燃料集
合体内の１つまたは複数の燃料棒１８と置換され
る。
次に第２図を参照するに、減速材充填棒３０
は、上端（一端）３８および下端（他端）４０の
両端を有する細長い中空の管状部材３６と、該管
状部材内に画定されて軽水のようなホウ素を含ま
ない液体減速材４４を収容する密閉されたプレナ
ムもしくは室（密閉室）４２とを有する。管状部
材３６の上端３８には、密閉室４２と連通関係で
配置された水素ゲツタ（水素を吸着する要素）を
構成する水素ゲツタ構成手段４６が設けられてい
る。管状部材３６の他端、即ち下端４０には、密
閉室４２と連通関係で配置された水素化物シンク
部（沈降もしくは吸収部）を構成するシンク部構
成手段４８が設けられている。
は、上端（一端）３８および下端（他端）４０の
両端を有する細長い中空の管状部材３６と、該管
状部材内に画定されて軽水のようなホウ素を含ま
ない液体減速材４４を収容する密閉されたプレナ
ムもしくは室（密閉室）４２とを有する。管状部
材３６の上端３８には、密閉室４２と連通関係で
配置された水素ゲツタ（水素を吸着する要素）を
構成する水素ゲツタ構成手段４６が設けられてい
る。管状部材３６の他端、即ち下端４０には、密
閉室４２と連通関係で配置された水素化物シンク
部（沈降もしくは吸収部）を構成するシンク部構
成手段４８が設けられている。
管状部材３６は、適当な金属、好ましくは「ジ
ルカロイ−４（Zircaloy−４）」のようなジルコニ
ウムをベースとした合金から造られた管状の本体
５０と端栓５２，５４とから形成されている。端
栓５２，５４は、管状本体５０の両端にガース溶
接５６，５８等により堅固に固定されて管状本体
５０を気密に密閉する。減速材充填棒３０内の減
速材４４の量を最大にするためには、本体５０の
壁厚を最小にすることが望ましい。
ルカロイ−４（Zircaloy−４）」のようなジルコニ
ウムをベースとした合金から造られた管状の本体
５０と端栓５２，５４とから形成されている。端
栓５２，５４は、管状本体５０の両端にガース溶
接５６，５８等により堅固に固定されて管状本体
５０を気密に密閉する。減速材充填棒３０内の減
速材４４の量を最大にするためには、本体５０の
壁厚を最小にすることが望ましい。
液体減速材４４としては、核特性が原子炉の炉
心条件と整合する限りにおいて重水または水素化
ジルコニウムをも使用することができようが、軽
水を使用するのが好ましい。水減速材の使用に当
つては、密閉室４２をヘリウムで予圧しておき、
密閉室４２内の蒸気およびヘリウムの分圧が合成
して密閉室４２外の炉心運転圧力にほぼ等しくな
るようにすることが要求される。例えば、運転温
度が315℃である場合には、蒸気の分圧は近似的
に105気圧である。炉心圧力は、150気圧であるの
で、プレナムもしくは密閉室４２はヘリウムで約
48気圧まで予圧する必要があろう。この予圧で、
管状本体（被覆）５０を横切る差圧は最小にな
り、それにより被覆の応力も最小になつて、その
結果、ジルカロイ合金が熱および照射で誘起され
るクリープを受ける傾向は最小限度に抑えられ
る。
心条件と整合する限りにおいて重水または水素化
ジルコニウムをも使用することができようが、軽
水を使用するのが好ましい。水減速材の使用に当
つては、密閉室４２をヘリウムで予圧しておき、
密閉室４２内の蒸気およびヘリウムの分圧が合成
して密閉室４２外の炉心運転圧力にほぼ等しくな
るようにすることが要求される。例えば、運転温
度が315℃である場合には、蒸気の分圧は近似的
に105気圧である。炉心圧力は、150気圧であるの
で、プレナムもしくは密閉室４２はヘリウムで約
48気圧まで予圧する必要があろう。この予圧で、
管状本体（被覆）５０を横切る差圧は最小にな
り、それにより被覆の応力も最小になつて、その
結果、ジルカロイ合金が熱および照射で誘起され
るクリープを受ける傾向は最小限度に抑えられ
る。
非運転期間もしくは休止期間中は、液体冷却材
４４は密閉室４２を完全に充填せず参照数字６０
で示すレベルまでしか充填しないことに注意され
度い。これは、液体の比体積が温度と共に変化す
るからである。温度が、38℃から315℃になると、
水の体積は45％増加する。この理由から、蒸気空
間６２が密閉室４２内に設けられているからであ
る。
４４は密閉室４２を完全に充填せず参照数字６０
で示すレベルまでしか充填しないことに注意され
度い。これは、液体の比体積が温度と共に変化す
るからである。温度が、38℃から315℃になると、
水の体積は45％増加する。この理由から、蒸気空
間６２が密閉室４２内に設けられているからであ
る。
密閉室４２内で減速材４４としての水を使用す
ることにより、管状部材３６の材料が腐蝕したり
水素化する可能性についての懸念が生ずる。内部
表面が腐蝕（または酸化）すると水素が発生し、
そのうちの幾分かはジルカロイ材料内に侵入して
ジルカロイ水素化物を形成する。このジルカロイ
水素化物が高レベルになると、ジルカロイの脆化
が生じ、また、水素化物のブリスター（ふくれ）
の形成に起因して壁を貫通する管の破損が生じ得
る。
ることにより、管状部材３６の材料が腐蝕したり
水素化する可能性についての懸念が生ずる。内部
表面が腐蝕（または酸化）すると水素が発生し、
そのうちの幾分かはジルカロイ材料内に侵入して
ジルカロイ水素化物を形成する。このジルカロイ
水素化物が高レベルになると、ジルカロイの脆化
が生じ、また、水素化物のブリスター（ふくれ）
の形成に起因して壁を貫通する管の破損が生じ得
る。
管状部材３６の内部の腐蝕を最小限度に抑制す
るために、該管状部材の材料はβ焼入れされ予備
酸化される。これにより、原子炉の運転中の酸化
ならびに水素化物の形成は最小になる。また、水
素化物の形成を最小にするために、下部端栓５４
は、水素化物のシンク部（吸収部もしくは沈降
部）を構成する手段４８として作用する大きな容
積の固体ジルカロイを含んでいる。管状部材３６
のこの下端部は低温であるので、水素化物は該下
端部に向かつて移動する傾向を示す。減速材充填
棒３０の密閉室４２は、炉心の低照射領域に在る
ので、過剰水素化物を除去するための別の手段を
設けるのが望ましい。この手段は、水素ゲツタ構
成手段４６である。上部端栓５２は、減速材充填
棒３０をスパイダー３４（第１図）に連結するた
めの取付け具としての働きをなし、該上部端栓に
隣接して水素ゲツタ構成手段４６が配置される。
水素ゲツタ構成手段４６の好ましい形態は多孔性
で、高い容積対表面比を有するジルカロイスポン
ジ６４である。このジルカロイスポンジ６４は、
管状部材３６の密閉室４２内の蒸気空間６２から
水素を除去するように適応されている。ジルカロ
イスポンジ６４は、水素ガスがジルカロイスポン
ジ６４へと通ることを可能にするための中心開口
６８を有する環状ジルカロイ座金もしくは円板６
６により、上部端栓５２に隣接して係止される。
円板６６は、管状部材３６の本体５０に形成され
た内向きに突出する周辺張出部７０によりジルカ
ロイスポンジ６４に当接して保持される。
るために、該管状部材の材料はβ焼入れされ予備
酸化される。これにより、原子炉の運転中の酸化
ならびに水素化物の形成は最小になる。また、水
素化物の形成を最小にするために、下部端栓５４
は、水素化物のシンク部（吸収部もしくは沈降
部）を構成する手段４８として作用する大きな容
積の固体ジルカロイを含んでいる。管状部材３６
のこの下端部は低温であるので、水素化物は該下
端部に向かつて移動する傾向を示す。減速材充填
棒３０の密閉室４２は、炉心の低照射領域に在る
ので、過剰水素化物を除去するための別の手段を
設けるのが望ましい。この手段は、水素ゲツタ構
成手段４６である。上部端栓５２は、減速材充填
棒３０をスパイダー３４（第１図）に連結するた
めの取付け具としての働きをなし、該上部端栓に
隣接して水素ゲツタ構成手段４６が配置される。
水素ゲツタ構成手段４６の好ましい形態は多孔性
で、高い容積対表面比を有するジルカロイスポン
ジ６４である。このジルカロイスポンジ６４は、
管状部材３６の密閉室４２内の蒸気空間６２から
水素を除去するように適応されている。ジルカロ
イスポンジ６４は、水素ガスがジルカロイスポン
ジ６４へと通ることを可能にするための中心開口
６８を有する環状ジルカロイ座金もしくは円板６
６により、上部端栓５２に隣接して係止される。
円板６６は、管状部材３６の本体５０に形成され
た内向きに突出する周辺張出部７０によりジルカ
ロイスポンジ６４に当接して保持される。
減速材充填棒３０は可能な限り大きくし、然も
なお該減速材充填棒を案内シンブル１４に挿入し
たり該案内シンブル１４から取出すことが可能で
あることが望ましいので、該減速材充填棒３０に
は、下部端栓５４の下側部分７２の直径が上側部
分７４の直径よりも小さく且つ減速材充填棒の主
要部分、即ち管状本体５０よりも小さいという意
味で２つの直径が設けられている。このようにし
て、下側部分７２は、案内シンブル１４の下部に
あるダツシユポツト（図示せず）内に嵌合する。
この設計によれば、単一の直径の減速材充填棒を
用いる場合よりも、約25％程度大きい容積が実現
される。端栓５４には、減速材充填棒３０を予圧
の際に用いられる充填入口通路７６が形成されて
いる。加圧後、この通路の口部は溶接７８により
閉ざされる。
なお該減速材充填棒を案内シンブル１４に挿入し
たり該案内シンブル１４から取出すことが可能で
あることが望ましいので、該減速材充填棒３０に
は、下部端栓５４の下側部分７２の直径が上側部
分７４の直径よりも小さく且つ減速材充填棒の主
要部分、即ち管状本体５０よりも小さいという意
味で２つの直径が設けられている。このようにし
て、下側部分７２は、案内シンブル１４の下部に
あるダツシユポツト（図示せず）内に嵌合する。
この設計によれば、単一の直径の減速材充填棒を
用いる場合よりも、約25％程度大きい容積が実現
される。端栓５４には、減速材充填棒３０を予圧
の際に用いられる充填入口通路７６が形成されて
いる。加圧後、この通路の口部は溶接７８により
閉ざされる。
燃料棒空間内に嵌装されるように設計された類
似の減速材充填棒３２が第３図に示してある。こ
の減速材充填棒３２は、その上部、下部端栓８
０，８２を除いて、第２図の減速材充填棒３０と
実質的に同じである。したがつて、減速材充填棒
３０の部分と同じである減速材充填棒３２の部分
には、同じ参照数字を付けて、再述は省略する。
減速材充填棒３２は、燃料棒１８と同じ外径を有
する。水素化物のシンク部を構成する手段４８
（下部端栓８２）は大きなテーパの付いた形状を
有しており、他方、その上部端栓８０は取扱い工
具（図示せず）に嵌合するように成形されてい
る。ヘリウムで減速材充填棒３２を予圧するのに
用いられ次いで溶接８６により閉ざされる充填通
路８４が上部端栓８０に形成されている。
似の減速材充填棒３２が第３図に示してある。こ
の減速材充填棒３２は、その上部、下部端栓８
０，８２を除いて、第２図の減速材充填棒３０と
実質的に同じである。したがつて、減速材充填棒
３０の部分と同じである減速材充填棒３２の部分
には、同じ参照数字を付けて、再述は省略する。
減速材充填棒３２は、燃料棒１８と同じ外径を有
する。水素化物のシンク部を構成する手段４８
（下部端栓８２）は大きなテーパの付いた形状を
有しており、他方、その上部端栓８０は取扱い工
具（図示せず）に嵌合するように成形されてい
る。ヘリウムで減速材充填棒３２を予圧するのに
用いられ次いで溶接８６により閉ざされる充填通
路８４が上部端栓８０に形成されている。
第１図は図示を明瞭にするために一部分を切除
して垂直方向に短縮した形で核燃料集合体を一部
断面で示す立面図、第２図は、燃料集合体の案内
シンブル内に挿入されるよう適応された本発明の
第１の実施例による減速材充填棒を垂直方向に短
縮して示す拡大断面図、第３図は、燃料集合体内
の燃料棒と置換されるように適応された本発明の
第２の実施例による減速材充填棒を垂直方向に短
縮して示す拡大断面図である。 １０……燃料集合体、３０，３２……減速材充
填棒、３６……管状部材、３８，４０……管状部
材の両端（上端、下端）、４２……密閉室、５０
……薄壁構造の管状本体、５２，５４，８０，８
２……端栓、７６……通路（充填入口通路）、８
４……通路（充填通路）、６２……蒸気空間、４
４……液体減速材、６０……液体減速材の所定レ
ベル、４８……シンク部構成手段、４６……水素
ゲツタ構成手段、６４……ゲツタ物質のスポン
ジ、６６……保持部材の環状の円板、７０……周
辺張出部。
して垂直方向に短縮した形で核燃料集合体を一部
断面で示す立面図、第２図は、燃料集合体の案内
シンブル内に挿入されるよう適応された本発明の
第１の実施例による減速材充填棒を垂直方向に短
縮して示す拡大断面図、第３図は、燃料集合体内
の燃料棒と置換されるように適応された本発明の
第２の実施例による減速材充填棒を垂直方向に短
縮して示す拡大断面図である。 １０……燃料集合体、３０，３２……減速材充
填棒、３６……管状部材、３８，４０……管状部
材の両端（上端、下端）、４２……密閉室、５０
……薄壁構造の管状本体、５２，５４，８０，８
２……端栓、７６……通路（充填入口通路）、８
４……通路（充填通路）、６２……蒸気空間、４
４……液体減速材、６０……液体減速材の所定レ
ベル、４８……シンク部構成手段、４６……水素
ゲツタ構成手段、６４……ゲツタ物質のスポン
ジ、６６……保持部材の環状の円板、７０……周
辺張出部。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉の燃料集合体で用いられる減速材充填
棒において、 (a) 上端及び下端を有すると共に、該上端及び下
端間の内部に画定されて気密に密閉され且つ不
活性ガスで予圧された密閉室を有する細長い中
空の管状部材であつて、 (i) 薄壁構造の管状本体と、 (ii) 前記管状本体を気密に密閉し且つ前記管状
部材内に前記密閉室を画定するように該管状
本体の上端及び下端に取り付けられた一対の
端栓であつて、何れか一方の端栓には前記密
閉室の加圧を許容すると共に該密閉室の加圧
後には閉塞される通路が設けられている、前
記一対の端栓と、 を備える前記管状部材と、 (b) 前記管状部材内の前記密閉室に所定レベルま
で部分的に充填されていて、該所定レベルと前
記一対の端栓の内の上部端栓との間に蒸気空間
が残留するようにしている、ホウ素を含まず且
つ中性子毒物質を含まない液体減速材と、 (c) 前記密閉室と連通関係で前記管状部材の下端
に配置された水素化物のシンク部を構成するシ
ンク部構成手段であつて、該シンク部は前記管
状部材の前記一対端栓の内の一方によつて形成
されている、前記シンク部構成手段と、 (d) 前記密閉室と連通関係で前記管状部材の上端
における前記上部端栓に隣接して前記蒸気空間
内に配置された水素ゲツタを構成する水素ゲツ
タ構成手段であつて、該水素ゲツタ構成手段は
前記所定レベルの上方に離間されていると共
に， (i) 前記管状部材の前記上部端栓に隣接して配
置されたゲツタ物質のスポンジと、 (ii) 前記スポンジを前記管状部材内に位置付け
るために該スポンジと前記密閉室の間に配置
されると共に、該密閉室及びスポンジの間に
連通関係を与えるために形成された通路を有
する環状の円板の形態である保持部材と、 (iii) 前記スポンジに当接して前記環状の円板を
保持するように前記管状本体内に形成された
周辺張出部と、 を含む形態である前記水素ゲツタ構成手段と、を
備える燃料集合体の減速材充填棒。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US654709 | 1984-09-26 | ||
| US06/654,709 US4664878A (en) | 1984-09-26 | 1984-09-26 | Light water moderator filled rod for a nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6186675A JPS6186675A (ja) | 1986-05-02 |
| JPH0545155B2 true JPH0545155B2 (ja) | 1993-07-08 |
Family
ID=24625941
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60210356A Granted JPS6186675A (ja) | 1984-09-26 | 1985-09-25 | 燃料集合体の減速材充填棒 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4664878A (ja) |
| JP (1) | JPS6186675A (ja) |
| BE (1) | BE903325A (ja) |
| FR (1) | FR2570864B1 (ja) |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3515469A1 (de) * | 1985-04-29 | 1986-10-30 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Brennelement fuer einen wassergekuehlten kernreaktor |
| US4751041A (en) * | 1986-01-15 | 1988-06-14 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorber element |
| FR2663776B1 (fr) * | 1990-06-26 | 1994-03-25 | Toshiba Kk | Barre de commande et barreau d'une telle barre pour reacteur nucleaire. |
| US5167906A (en) * | 1990-10-01 | 1992-12-01 | Energy Control And Development Co. | Apparatus for increasing fuel efficiency in nuclear reactors |
| US5185120A (en) * | 1991-10-10 | 1993-02-09 | General Electric Company | Liquid affected spectral shift reactor |
| US5227128A (en) * | 1992-08-26 | 1993-07-13 | General Electric Company | Reactivity controlled fuel assembly |
| US5610959A (en) * | 1994-12-27 | 1997-03-11 | Westinghouse Electric Corporation | Hafnium doped replacement rod for nuclear fuel reconstitution |
| CA2839084C (en) * | 2013-01-17 | 2020-07-14 | Atomic Energy Of Canada Limited | Heterogeneous core designs and thorium based fuels for heavy water reactors |
| WO2018071066A2 (en) * | 2016-06-22 | 2018-04-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel rod |
Family Cites Families (26)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3125493A (en) * | 1964-03-17 | Fuel element for a nuclear reactor | ||
| NL264559A (ja) * | 1960-05-09 | |||
| BE604131A (fr) * | 1961-05-24 | 1961-11-24 | Belge Pour L Ind Nucleaire Sa | Perfectionnements apportés aux réacteurs nucléaires. |
| NL278844A (ja) * | 1961-05-24 | 1900-01-01 | ||
| US3382153A (en) * | 1966-01-17 | 1968-05-07 | Gen Electric | Nuclear reactor fuel bundle |
| GB1219264A (en) * | 1967-04-12 | 1971-01-13 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements |
| US3745069A (en) * | 1969-10-30 | 1973-07-10 | United Nuclear Corp | Fuel assemblies containing uo2 and puo2-uo2 for water cooled nuclear reactors |
| US3804710A (en) * | 1970-12-09 | 1974-04-16 | United Nuclear Corp | Nuclear reactor fuel element |
| US3994778A (en) * | 1971-07-15 | 1976-11-30 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Liquid metal hydrogen barriers |
| US3804708A (en) * | 1971-11-24 | 1974-04-16 | United Nuclear Corp | Nuclear reactor fuel rod |
| GB1398057A (en) * | 1972-04-17 | 1975-06-18 | Gen Electric | Nuclear fuel element |
| GB1404234A (en) * | 1972-09-15 | 1975-08-28 | Atomic Energy Authority Uk | Plugs |
| US3959072A (en) * | 1973-09-27 | 1976-05-25 | Combustion Engineering, Inc. | Compactable control element assembly for a nuclear reactor |
| CA1014833A (en) * | 1974-07-12 | 1977-08-02 | Stuart R. Macewen | Zirconium base alloy and method of production |
| IT1037196B (it) * | 1975-04-10 | 1979-11-10 | Getters Spa | Elemento di combustibile per reattore nucleare impiegante zr2ni come metallo getterante |
| JPS51148193A (en) * | 1975-06-13 | 1976-12-20 | Toshiba Corp | A nuclear fuel element |
| US4169759A (en) * | 1975-08-14 | 1979-10-02 | Combustion Engineering Inc. | Method for operating a nuclear reactor with scrammable part length rod |
| JPS5250498A (en) * | 1975-10-21 | 1977-04-22 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | Fuel assembly |
| FR2334763A1 (fr) * | 1975-12-12 | 1977-07-08 | Ugine Aciers | Procede permettant d'ameliorer la tenue a chaud du zirconium et de ses alliages |
| US4238251A (en) * | 1977-11-18 | 1980-12-09 | General Electric Company | Zirconium alloy heat treatment process and product |
| JPS5587087A (en) * | 1978-12-26 | 1980-07-01 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear fuel element |
| US4391771A (en) * | 1980-12-03 | 1983-07-05 | Combustion Engineering, Inc. | Arrangement for retaining a fuel rod in a reconstitutable fuel assembly |
| US4432934A (en) * | 1980-12-16 | 1984-02-21 | Westinghouse Electric Corp. | Displacer rod for use in a mechanical spectral shift reactor |
| US4460540A (en) * | 1981-04-30 | 1984-07-17 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable poison rod for a nuclear reactor fuel assembly |
| US4508679A (en) * | 1982-08-20 | 1985-04-02 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer |
| DE3301965C2 (de) * | 1983-01-21 | 1986-12-04 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Abschirmelement für einen aus Kernbrennstoffelementen und den Abschirmelementen aufgebauten Reaktorkern |
-
1984
- 1984-09-26 US US06/654,709 patent/US4664878A/en not_active Expired - Fee Related
-
1985
- 1985-09-25 JP JP60210356A patent/JPS6186675A/ja active Granted
- 1985-09-25 FR FR858514201A patent/FR2570864B1/fr not_active Expired
- 1985-09-26 BE BE0/215642A patent/BE903325A/fr not_active IP Right Cessation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4664878A (en) | 1987-05-12 |
| BE903325A (fr) | 1986-03-26 |
| JPS6186675A (ja) | 1986-05-02 |
| FR2570864A1 (fr) | 1986-03-28 |
| FR2570864B1 (fr) | 1989-09-29 |
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| JPH07234294A (ja) | 高速増殖炉の炉心 |
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