JPS58202892A - 核燃料要素 - Google Patents
核燃料要素Info
- Publication number
- JPS58202892A JPS58202892A JP57085020A JP8502082A JPS58202892A JP S58202892 A JPS58202892 A JP S58202892A JP 57085020 A JP57085020 A JP 57085020A JP 8502082 A JP8502082 A JP 8502082A JP S58202892 A JPS58202892 A JP S58202892A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- spring
- nuclear fuel
- locking member
- fuel element
- cladding tube
- 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
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Glass Compositions (AREA)
- Catalysts (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は核分裂生成ガスを閉じ込めるプレカム部の容積
を増大し、かつ製作が容易な核燃料要素に関する。
を増大し、かつ製作が容易な核燃料要素に関する。
高速増殖炉で使用されている核燃料要素はたとえば第１
図に示したように細長い被覆管１内にセラミック系酸化
物核燃料ペレッ）２，３．４を装填し、かつ核分裂に伴
なって該ペレッ）２，３゜４から生成されるガスを閉じ
込めるプレカム部５を設けると共に被覆管１の両端を端
栓６，７で嵌合し溶接して密封構造にしてなるものであ
る。ここで、端縁部のベレット２，４はＵＯ，ベレット
が主体でブランケット燃料部と称され、また中央部のベ
レット６はＰｔ＋０ｌ−ＵＯＩ ベレットが主体で炉
心燃料部と称されている。また、プレナム部５はベレッ
トが核分裂反応に伴なつて発生する核分裂生成ガスを閉
じ込めて、その寿命中における被覆管１の圧力があまり
上昇しないように設けられた適当な容積を有する空間で
ある。通常プレナム部５は核燃料要素が組み立てられた
後、原子炉に装荷されるまでにペレッ）２．Ｓ、４が被
覆管１内で移動しないような環体９，１０で保持された
スリーブ８及び常時ペレッ）２，３．４に対し圧縮荷重
を負荷するスプリング１１が内蔵されているかあるいは
図示していないが、常時ベレット２゜６．４に対して圧
縮荷重を負荷する長いスプリングを申に装着しているだ
けである。
図に示したように細長い被覆管１内にセラミック系酸化
物核燃料ペレッ）２，３．４を装填し、かつ核分裂に伴
なって該ペレッ）２，３゜４から生成されるガスを閉じ
込めるプレカム部５を設けると共に被覆管１の両端を端
栓６，７で嵌合し溶接して密封構造にしてなるものであ
る。ここで、端縁部のベレット２，４はＵＯ，ベレット
が主体でブランケット燃料部と称され、また中央部のベ
レット６はＰｔ＋０ｌ−ＵＯＩ ベレットが主体で炉
心燃料部と称されている。また、プレナム部５はベレッ
トが核分裂反応に伴なつて発生する核分裂生成ガスを閉
じ込めて、その寿命中における被覆管１の圧力があまり
上昇しないように設けられた適当な容積を有する空間で
ある。通常プレナム部５は核燃料要素が組み立てられた
後、原子炉に装荷されるまでにペレッ）２．Ｓ、４が被
覆管１内で移動しないような環体９，１０で保持された
スリーブ８及び常時ペレッ）２，３．４に対し圧縮荷重
を負荷するスプリング１１が内蔵されているかあるいは
図示していないが、常時ベレット２゜６．４に対して圧
縮荷重を負荷する長いスプリングを申に装着しているだ
けである。
このような従来の核燃料要素においてはプレナム部５に
ベンツ）２，３．４を保持するために挿着される部材が
多（なり、プレナム部の実効容積がその分だけ少なくな
る。したがって、それだけ核燃料要素が長くなり、取り
扱いが不便であるばかりでなく、核燃料要素が長くなる
と原子炉も大きくなり、経済上の不利益を招く欠点があ
る。
ベンツ）２，３．４を保持するために挿着される部材が
多（なり、プレナム部の実効容積がその分だけ少なくな
る。したがって、それだけ核燃料要素が長くなり、取り
扱いが不便であるばかりでなく、核燃料要素が長くなる
と原子炉も大きくなり、経済上の不利益を招く欠点があ
る。
また他の従来例として、第２図に示したようにスプリン
グ１１を圧縮体１２で係止した核燃料要素が知られてい
る。しかしながら、この圧°縮体１２は核燃料要素を組
み立てる際に特別な治具を用いて複雑な工程を経なけれ
ばならず、また圧縮体１２を被覆管１内に装着して係止
する場合に、たとえば圧縮体１２を被覆管１内の瞥“ｉ
定の係止位置に装イｆ出来ない様な不具合が発生するこ
とがある。したがって圧縮体１２を一旦被保管１内から
除去し再装着する事が必要となり、そのために多大の困
難を伴い組み立ての自動化あるいは組み立て費用などの
点で問題がある。
グ１１を圧縮体１２で係止した核燃料要素が知られてい
る。しかしながら、この圧°縮体１２は核燃料要素を組
み立てる際に特別な治具を用いて複雑な工程を経なけれ
ばならず、また圧縮体１２を被覆管１内に装着して係止
する場合に、たとえば圧縮体１２を被覆管１内の瞥“ｉ
定の係止位置に装イｆ出来ない様な不具合が発生するこ
とがある。したがって圧縮体１２を一旦被保管１内から
除去し再装着する事が必要となり、そのために多大の困
難を伴い組み立ての自動化あるいは組み立て費用などの
点で問題がある。
そこで、経済性から被覆管の長さを石綿し、かつプレナ
ム部の実効容積を大きくし、さらに組み立ての容易な核
燃料要素が望まれる。
ム部の実効容積を大きくし、さらに組み立ての容易な核
燃料要素が望まれる。
本発明は上記要望を満たすべくなされたもので、プレナ
ム部の実効容積を減らす事なく燃料ペレットを有効ζ二
保持できるとともに製作が簡単な核燃料要素を提供する
ものである。
ム部の実効容積を減らす事なく燃料ペレットを有効ζ二
保持できるとともに製作が簡単な核燃料要素を提供する
ものである。
すなわち、本発明は被覆管内に複数個の燃料ペレットが
プレナム部に配置されたバネ材及び係止部材を介して軸
方向に積層し装填されかつ該被覆管の両端を密封してな
る核燃料要素において、形状記憶合金で形成されたバネ
材及び前記バネ材の燃料−・・トに接□し、ていない側
の端部が前記バネ材を構成する形状記憶合金と変態温度
が異なる形状記憶合金で形成される係止部材によって固
定されてなる事を特徴とする核燃料要素である。
プレナム部に配置されたバネ材及び係止部材を介して軸
方向に積層し装填されかつ該被覆管の両端を密封してな
る核燃料要素において、形状記憶合金で形成されたバネ
材及び前記バネ材の燃料−・・トに接□し、ていない側
の端部が前記バネ材を構成する形状記憶合金と変態温度
が異なる形状記憶合金で形成される係止部材によって固
定されてなる事を特徴とする核燃料要素である。
以下、本発明を図面を参照して説明する。
第６図は本発明に係る核燃料要素の一実施例を示すもの
で、主要部分のみを示す断面図である。
で、主要部分のみを示す断面図である。
すなわち、第６図において被覆管１内に挿入されたベレ
ット４（第１図におけるペレット２，３は図示していな
い）は形状記憶合金で構成されたスプリング１１によっ
て固定され、スプリング１１は形状記憶合金で構成され
た係止部材２０によって係止されている。
ット４（第１図におけるペレット２，３は図示していな
い）は形状記憶合金で構成されたスプリング１１によっ
て固定され、スプリング１１は形状記憶合金で構成され
た係止部材２０によって係止されている。
形状記憶効果は、熱弾性マルテンサイト変態と呼ばれる
結晶構造の変化に起因する現象であり、この効果を有す
る形状記憶合金としては銅・亜鉛合金、銀・カドミウム
合金、ニッケル・チタン合金、金・カドミウム合金、ニ
ッケル・アルミニウム合金、鉄・白金合金、銅・亜鉛・
アルミニウム合金などを使用する。
結晶構造の変化に起因する現象であり、この効果を有す
る形状記憶合金としては銅・亜鉛合金、銀・カドミウム
合金、ニッケル・チタン合金、金・カドミウム合金、ニ
ッケル・アルミニウム合金、鉄・白金合金、銅・亜鉛・
アルミニウム合金などを使用する。
これらの合金で形成された部材は、マルテンサイト変態
温Ｍ（Ｔ、）以上のオーステナイト相状態での所望の形
状を記憶することができる。すなわち、Ｔ、以上で記憶
後、７Ｍ以下の温度のマルテンサイト相状態で変形させ
ても、再び逆変態温度 ′（ＴＡ） （Ｔ、中ＴＭ、
Ｔａ ハＴｗ より１０〜２０℃高い）以上に昇温
してオーステプイト相状態に保つことによって元の形状
に復帰するという機能を持っている。またこれらの合金
ではその組成比をわずかに変化するだけでＴＩＩＩ、Ｔ
Ａは大きな変化が起こり、例えば銅・亜鉛・アルミニウ
ム合金の場合には、その変態温度は一１０５℃から２９
９℃まで採りうる。
温Ｍ（Ｔ、）以上のオーステナイト相状態での所望の形
状を記憶することができる。すなわち、Ｔ、以上で記憶
後、７Ｍ以下の温度のマルテンサイト相状態で変形させ
ても、再び逆変態温度 ′（ＴＡ） （Ｔ、中ＴＭ、
Ｔａ ハＴｗ より１０〜２０℃高い）以上に昇温
してオーステプイト相状態に保つことによって元の形状
に復帰するという機能を持っている。またこれらの合金
ではその組成比をわずかに変化するだけでＴＩＩＩ、Ｔ
Ａは大きな変化が起こり、例えば銅・亜鉛・アルミニウ
ム合金の場合には、その変態温度は一１０５℃から２９
９℃まで採りうる。
本発明の係止部材２０及びスプリング１１には復帰力、
耐食性でニッケル・チタン合金が適しているが他の合金
でもよく、重要なのは係止部材２０とスプリング１１を
構成する合金のＴ、が、核燃料要素が組み立てられた後
、原子炉に装荷されるまでの間の通常の周囲温度より低
いことである。
耐食性でニッケル・チタン合金が適しているが他の合金
でもよく、重要なのは係止部材２０とスプリング１１を
構成する合金のＴ、が、核燃料要素が組み立てられた後
、原子炉に装荷されるまでの間の通常の周囲温度より低
いことである。
さらにスプリング１１の逆変態温度が係止部材２０の逆
変態温度より高温側にある様にその合金組成が選択され
ればなお良い。
変態温度より高温側にある様にその合金組成が選択され
ればなお良い。
次に係止部材２０及びスプリング１１の具体的な製作方
法及び構成を例えばニッケル・チタン合金について示す
。
法及び構成を例えばニッケル・チタン合金について示す
。
核燃料要素の被覆管１の内径と係合する外径を有し、長
手方向にスリットが加工されている円筒状の係止部材２
０をニッケル・チタン合金板等によりオーステナイト相
の状態で加工する。スプリング１１もニッケル・チタン
合金の線材等から被覆管１の内径より小径である外径及
び所定の巻数を有するコイルにやはりオーステナイト相
状態で加工される。次に核燃料要素が組み立てられた後
、原子炉に装荷されるまでの間の通常の周囲温度以下（
’ｒ、ｌ以下）で係止部材２０及びスプリングを冷却し
第５図（ａ）及び（ｂｌに示す様に係止部材２０の外周
囲を抑圧等により、その外径を破線で示す被覆管１の内
径より小径にし、かつスプリング１１を主路してその長
手力“向長さをスプリング１１の自然長と密着時長さの
間にする１、 １山。
手方向にスリットが加工されている円筒状の係止部材２
０をニッケル・チタン合金板等によりオーステナイト相
の状態で加工する。スプリング１１もニッケル・チタン
合金の線材等から被覆管１の内径より小径である外径及
び所定の巻数を有するコイルにやはりオーステナイト相
状態で加工される。次に核燃料要素が組み立てられた後
、原子炉に装荷されるまでの間の通常の周囲温度以下（
’ｒ、ｌ以下）で係止部材２０及びスプリングを冷却し
第５図（ａ）及び（ｂｌに示す様に係止部材２０の外周
囲を抑圧等により、その外径を破線で示す被覆管１の内
径より小径にし、かつスプリング１１を主路してその長
手力“向長さをスプリング１１の自然長と密着時長さの
間にする１、 １山。
核燃料要素が組み立てられた後、原子炉に装荷されるま
での間の通常の周囲温度以下（７Ｍ以下）の温度は、例
えばドライアイス、液体窒素あるいは液体ヘリウム等に
よって容易に得られる。
での間の通常の周囲温度以下（７Ｍ以下）の温度は、例
えばドライアイス、液体窒素あるいは液体ヘリウム等に
よって容易に得られる。
このように製作された係止部材２０及びスプリング１１
が冷えているうちに第４図に示す被覆管１におけるプレ
ナム部５内の所定位置に装着する。
が冷えているうちに第４図に示す被覆管１におけるプレ
ナム部５内の所定位置に装着する。
そしてブレナム部５内に係止部材２０及びスプリング１
１を装着したのち該係止部材２０の温度が、核菰料要素
が通常の状態で受ける周囲温度、例えば２０℃程度迄に
戻るにしたがって、逆変態により元の外径に復帰し、被
覆管１の内面と密接する。スプリング１１は係止部材２
０が逆変態を生に、被覆管１の内面と密接した後、スプ
リング１１の温度が上昇し、その逆変態温度に到達後そ
の長手方向長さが元の自然長に復帰する様になるが、そ
の変位は一端はベレットの端部、他端は係止部材２０に
よって拘束されるため、スプリング１１の長さは圧縮さ
れた状態で保持される。係止部材２０が元の形状に復帰
した状態では被覆管１□い、、 の内面に圧力が加わっており、従ってスプリング１１が
移動することはない。
１を装着したのち該係止部材２０の温度が、核菰料要素
が通常の状態で受ける周囲温度、例えば２０℃程度迄に
戻るにしたがって、逆変態により元の外径に復帰し、被
覆管１の内面と密接する。スプリング１１は係止部材２
０が逆変態を生に、被覆管１の内面と密接した後、スプ
リング１１の温度が上昇し、その逆変態温度に到達後そ
の長手方向長さが元の自然長に復帰する様になるが、そ
の変位は一端はベレットの端部、他端は係止部材２０に
よって拘束されるため、スプリング１１の長さは圧縮さ
れた状態で保持される。係止部材２０が元の形状に復帰
した状態では被覆管１□い、、 の内面に圧力が加わっており、従ってスプリング１１が
移動することはない。
上記したように本発明によれば核燃料要素の組み立ての
際には、単に係止部材２ｏ、スプリング１１を冷却し、
かつ該係止部材の外径を小径にしスプリング１１を圧縮
して、被覆管内に挿入するだけで良く、組み立て操作は
非常に簡単である。
際には、単に係止部材２ｏ、スプリング１１を冷却し、
かつ該係止部材の外径を小径にしスプリング１１を圧縮
して、被覆管内に挿入するだけで良く、組み立て操作は
非常に簡単である。
また組み立て操作上の不具合が仮りに生じたとしても被
覆管１の外周囲より該係止部材を冷却することにより、
その外径を小径にして容易に被覆管内から除去あるいは
不具合を排除した後、再度被覆管内の所定位置に装着す
ることができる。
覆管１の外周囲より該係止部材を冷却することにより、
その外径を小径にして容易に被覆管内から除去あるいは
不具合を排除した後、再度被覆管内の所定位置に装着す
ることができる。
さらに係止部材２０は、例えば肉厚０．２ ｗａの板で
構成する事ができ、その実効体積は非常に少ない。した
がってブレナム部５の実効容積を減らす事が少ないため
、核燃料要素の長さを長くする事もなく、プレナム部容
積の大きな核燃料要素を提供することができる。
構成する事ができ、その実効体積は非常に少ない。した
がってブレナム部５の実効容積を減らす事が少ないため
、核燃料要素の長さを長くする事もなく、プレナム部容
積の大きな核燃料要素を提供することができる。
なお本発明は上記実施例に限ることなく他の形状記憶合
金についても温度条件を適当に選ぶ他は全く同様に製作
できる、
金についても温度条件を適当に選ぶ他は全く同様に製作
できる、
第１図及び第２図は従来の核燃料要素を示す断屯図、第
６図は本発明に係る核燃料要素の一実施例の主要部分の
みを示す断面図、第４図は第６図におけるスプリング１
１および係止部材２０を被覆管内に装荷した状態を示す
断面図、第５図（ａ）。 （ｂ）は第６図における係止部材２０を示す斜視図であ
る。 １ ・・・・・・・・・・・・ 被覆管２．５．４
・・・ 燃料ペレット ５ ・・・・・・・・・・・・ ブレナム部６．７ ・
・・・・・・・・ 端栓 ８．９．１０・・・ スリーブ部材 １１ ・・・・・・・・・・・・ スプリング１２ ・
・・・・・・・・・・・ 圧縮体２０ ・・・・・・・
・・・・・ 係止部材代理人弁理士 則 近 憲 佑 （ほか１名） 第１！２１１ 第２図 箋３図 第４図 第５図
６図は本発明に係る核燃料要素の一実施例の主要部分の
みを示す断面図、第４図は第６図におけるスプリング１
１および係止部材２０を被覆管内に装荷した状態を示す
断面図、第５図（ａ）。 （ｂ）は第６図における係止部材２０を示す斜視図であ
る。 １ ・・・・・・・・・・・・ 被覆管２．５．４
・・・ 燃料ペレット ５ ・・・・・・・・・・・・ ブレナム部６．７ ・
・・・・・・・・ 端栓 ８．９．１０・・・ スリーブ部材 １１ ・・・・・・・・・・・・ スプリング１２ ・
・・・・・・・・・・・ 圧縮体２０ ・・・・・・・
・・・・・ 係止部材代理人弁理士 則 近 憲 佑 （ほか１名） 第１！２１１ 第２図 箋３図 第４図 第５図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、被覆管内に複数個の燃料ベレットがプレナム部（二
装置されたバネ材及び係止部材を介して軸方向に積層し
装填されかつ該被覆管の両端を密封してなる核燃料要素
において、前記バネ材及び係止部材が、形状記憶合金で
形成された事を特徴とする核燃料要素。 ２、バネ材を形成する形状記憶合金の逆変態温度を係止
部材を形成する形状記憶合金の逆変態温度よりも高く設
定したことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の核
燃料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57085020A JPS58202892A (ja) | 1982-05-21 | 1982-05-21 | 核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57085020A JPS58202892A (ja) | 1982-05-21 | 1982-05-21 | 核燃料要素 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58202892A true JPS58202892A (ja) | 1983-11-26 |
Family
ID=13847044
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57085020A Pending JPS58202892A (ja) | 1982-05-21 | 1982-05-21 | 核燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58202892A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5255298A (en) * | 1992-08-04 | 1993-10-19 | General Electric Company | Locking sleeve plenum spring retainer |
| CN106875984A (zh) * | 2016-12-28 | 2017-06-20 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种新型事故容错燃料组件 |
-
1982
- 1982-05-21 JP JP57085020A patent/JPS58202892A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5255298A (en) * | 1992-08-04 | 1993-10-19 | General Electric Company | Locking sleeve plenum spring retainer |
| JPH06160564A (ja) * | 1992-08-04 | 1994-06-07 | General Electric Co <Ge> | 固定用スリーブを有する保持ばねアセンブリ |
| CN106875984A (zh) * | 2016-12-28 | 2017-06-20 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种新型事故容错燃料组件 |
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