JPS5829480B2 - カクネンリヨウタバ - Google Patents

カクネンリヨウタバ

Info

Publication number
JPS5829480B2
JPS5829480B2 JP50116563A JP11656375A JPS5829480B2 JP S5829480 B2 JPS5829480 B2 JP S5829480B2 JP 50116563 A JP50116563 A JP 50116563A JP 11656375 A JP11656375 A JP 11656375A JP S5829480 B2 JPS5829480 B2 JP S5829480B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
enrichment
bundle
fuel rod
rods
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.)
Expired
Application number
JP50116563A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5160891A (ja
Inventor
ロイド ラス ジエームス
アラン スミス バート
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.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
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 General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPS5160891A publication Critical patent/JPS5160891A/ja
Publication of JPS5829480B2 publication Critical patent/JPS5829480B2/ja
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/33Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G21C3/3315Upper nozzle
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326Bundles 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326Bundles 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
    • G21C3/328Relative disposition of the elements in the bundle lattice
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は核燃料束に関するものである。
公知型式の原子炉の中には非均質型の炉心を持つものが
ある。
その場合には、複数の燃料集合体すなわち燃料束が互い
に一定の間隔を置いて垂直に配列された結果、核分裂反
応を持続し得る炉心が形成されている。
かかる炉心は圧力容器内に収容され、しかもそこでは冷
却剤兼中性子減速剤として働く媒体(たとえば軽水)中
に沈められている。
燃料束の間には、原子炉の反応度を制御するため、中性
子吸収材を含んだ複数の制御棒を選択的に挿入すること
ができる。
かかる原子炉システムは、たとえば、米国特許第338
2153号明細書中に一層詳しく解説されている。
各燃料束は上部および下部結合板の間に支持された1群
の細長い被覆燃料要素すなわち燃料棒を含む管状の水路
から成っている。
かかる燃料束は圧力容器内において上部炉心格子と下部
炉心支持板との間に支持される。
各燃料束の下部結合板ニは尖頭部が装備されていて、そ
の尖頭部が炉心支持板の穴にはまり込む。
かかる尖頭部には開口が設けられていて、燃料要素から
熱を奪うため、その開口から入った加圧冷却材が燃料束
中の流路を上方へ向って流れる。
この種の典型的な燃料束はたとえば米国特許第3431
170号明細書中に記載されている。
ところで、燃料束間の水ギャップ、制御棒の分布と位置
、およびその他の要因のため、非均質型炉心内における
中性子束従って出力密度は一様でない。
このことはまた、個々の燃料束の内部についても言える
実際上、原子炉の出力は炉心内の最大出力点における燃
料棒の温度限界によって制限される。
そこで炉心(従って各燃料束)の出力を最大にするため
には、最大出力と平均出力との比を最小にすること、す
なわち出力密度の変動を「平坦化」することが望ましい
(この問題はたとえば米国特許第3147191号明細
書中に一層詳しく論述されている。
)これまで、燃料束中における出力の平坦化を達成する
ために幾つかの手段が提案されてきた。
公知の方法の1つは、燃料束中における初期燃料の濃縮
度を適当に変化させるというものである。
実際には、燃料束中における各燃料棒の位置に適した濃
縮度を有する燃料ペレットをその燃料棒に装填すること
によって上記の目的が達成される。
ところで、公知の動力用原子炉の運転は運転サイクルと
いう概念に基づいている。
すなわち、所要の反応度を回復するため、原子炉の運転
を定期的に中断して燃料を再装荷することが行なわれる
炉心への燃料装荷ないし再装荷という点から見れば、着
脱自在の燃料束は炉心の交換可能な基本単位である。
公知の再装荷方式に従えば、各回の再装荷時にはほんの
一部(たとえば20〜30%)の燃料束が交換されるに
過ぎない。
その結果、いかなる時点においても、炉心は様々の燃料
減損度を示す燃料束を含むことになる。
各燃料束の燃料減損度はそれの滞留時間に依存する。
従って再装荷燃料の所要の濃縮度は、炉心内における燃
料束の予定位置に依存するだけでなく、所望の超過反応
度を回復させるため炉心に追加する必要のある総合濃縮
度にも依存するわけである。
理想的には、再装荷燃料は再装荷のための原子炉運転停
止時点までの炉心運転データに基づいて設計されること
が望ましい。
しかし実際には、燃料束製造のためのリードタイムが必
要であり、しかも再装荷のための運転停止はできるだけ
短かくしなげればならないという理由により、それの実
現は不可能である。
それ故、燃料束製造のためのリードタイムを短縮するこ
と、そしてまた再装荷燃料の核特性を炉心の要求条件に
一層良く合致させるため燃料棒の濃縮度の選定に融通性
を持たせることは極めて望ましいわけである。
他方、燃料束中における高濃縮度燃料棒の配置違いが起
らないようにするため、燃料束中の低濃縮度燃料棒の位
置に高濃縮度燃料棒が挿入されるのを防止する手段が設
けられている。
公知の方式によれば、高濃縮度燃料棒の末端プラグのシ
ャンクは大きな直径を有しており、従ってそれに対応す
る燃料束結合板中の支持穴も大きな直径を有している。
その結果、低濃縮度燃料棒の位置にある直径の小さい支
持穴に高濃縮燃料棒を挿入することは防止されるのであ
る。
しかるに、特定の配列に従って燃料束の結合板に支持穴
をあげてしまうことは、燃料束製造のためのリードタイ
ムを短縮するという目的並びにできるだけ近い時点にお
いて個々の燃料棒の濃縮度を選定するための融通性を得
るという目的にとって重大な障害となり、結局は再装荷
のための原子炉運転停止時における組立済み燃料束の入
手を妨げるものと判明した。
さて本発明の改良は、結合板中の燃料棒支持穴の全てに
単一所定の直径を与えることによって達成される。
燃料束の組立てに当っては、所望の濃縮度指示に適合し
た配列に従い、選ばれた内径を有するスリーブが上記の
支持穴にはめ込まれる。
本発明は添付の図面に関連して以下に詳しく記載される
(たとえば米国特許第3382153号明細書中に一層
詳しく記載されているような)原子炉の公知の炉心構成
によれば、十字形の各制御棒を取囲みながら互いに一定
の間隔を置いて配置された4基の、交換可能な燃料束が
セルを形成している。
そして、多数のかかるセルがほぼ正円柱状に配列される
結果、炉心が構成されるのである。
かかる炉心を構成する代表的なセルは、第1図中に示さ
れる通り、制御棒11を取囲む4基の燃料束20から成
っている。
その場合、燃料束20はかと12が制御棒11に隣接す
るように配置されている。
典型的な燃料束20は第2図中に立面図として示されて
いる。
かかる燃料束20は骨格化された上部結合板22と下部
結合板23との間に支持された複数の燃料要素すなわち
燃料棒21から成っている。
燃料棒21は複数の燃料棒スペーサー24を貫通してい
るが、これらは細長い燃料棒同士の間隔を保ちかつ横方
向の振動を防止するための中間支持体として役立つ。
各燃料棒21は、核分裂性物質およびその他の物質(た
とえば燃料親物質、可燃性毒物、不活性物質など)を含
有しかつ上部および下部末端プラグ26,27によって
密封された細長い管から成つている。
下部末端プラグ27には、下部結合板23中に設けられ
た支持穴29に対する燃料棒の位置合わせおよび連結の
ための延長部すなわちシャンク28が装備されている。
同じく上部末端プラグ26にも、上部結合板22中に設
けられた支持穴31に対する燃料棒の位置合わせおよび
連結のための延長部すなわちシャンク30が装備されて
いる。
本発明に従えば、上部結合板22中の各支持穴31は(
後述の水管の場合を除き)いずれも所定の過大な標準直
径を有するように設けられている。
そして各支持穴31に対し、(後記に一層詳しく説明さ
れるごとく)その位置に適合した濃縮度の燃料を含有す
る燃料棒のシャンク30の直径に対応した内径を有する
スリーブ32がはめ込まれている。
燃料束の中心部における減速効果を追加するため、図示
の燃料束20では中心位置の燃料棒の代りに水管41が
使用されている。
かかる水管41は末端プラグを有し、そして燃料棒21
と同様なやり方で燃料束中に取付けられているが、燃料
を含有していない点および冷却材兼減速材である水の貫
流を許すように開孔が設げられている点で異なっている
更にまた、燃料棒スペーサー24が軸方向に移動するの
を防止するため、水管41には耳状突起45またはその
他のスペーサー捕捉手段も装備されている。
なお、このような水管の構造よ米国特許第380299
5号明細書中に一層詳しく記載されている。
下部結合板23中の支持穴29の幾つか(たとえば各辺
に沿って2個)には、ねじを切った下部シャンク2 B
’を有する燃料棒を受容するためのねじ筋が刻まれてい
る。
同じ燃料棒の上部シャンク30’は上部結合板22中の
支持穴を貫通して伸び、そして保持ナツト33を受容す
るためのねじ山を有している。
各燃料棒のシャンク30上には、燃料棒の上端から上部
結合板220下面にまでわたってコイルばね34が設置
されている。
このようにして、上部および下部結合板と燃料棒とは一
体構造を威しているのである。
燃料束20はまた実質的に正方形の横断面を持った薄肉
管状のチャンネル35をも含有している。
その寸法は上部および下部結合板22.23並びに燃料
棒スペーサー24に対して滑りばめを達成するようにな
っている結果、チャンネル35は容易に着脱が可能であ
る。
チ・ヤンネル35の頂端にはタブ36が固定されている
それにより、チャンネル35はばね−止め具アセンブリ
37と共にボルト39で上部結合板22の支柱38に留
められている。
上部結合板22にはまた、燃料束を取扱うための取手4
2も固定されている。
原子炉圧力容器内の炉心支持板(図示されてい、ない)
のソケット中に燃料束20を支持するため、下部結合板
23には尖頭部43が装備されている。
かかる尖頭部の末端には開口44が設けられている結果
、その開口から入った加圧冷却材は燃料棒21の間を上
方へ流れる。
第3図は支持穴31およびスリーブ32を明確に図示す
るための上部結合板22の立面図(一部では縦断面図)
である。
第4A図は第3図中の切断面4 A −4A K Tr
iつた上部結合板22の横断面図である一方、第4B図
は代表的な濃縮度分布並びに互いに対応するシャンク3
0の直径およびスリーブ32の内径を示す図表である。
制御棒11(第1図)に隣接した上部結合板のかどは参
照番号12によって表示されている。
前述の通り、燃料束を横断する方向に沿った中性子束分
布は制御棒および燃料束間の流路の幅によって左右され
る。
そこで、中性子束を平坦化し、従って燃料束中における
出力ビーキングを最小とするように濃縮度分布が選定さ
れる。
第4Aおよび4B図中に示された実例では、4種の濃縮
度が使用されている。
その際、シャンク30の直径は最高濃縮度の燃料棒(位
置A)に対する最大値から最低濃縮度の燃料棒(位置D
)に対する最小値まで段階的に変化していることが留意
されるべきである。
このような構成の結果、高濃縮度の燃料棒な低濃縮度燃
料棒の位置に挿入することは防止され、従ってかかる燃
料棒の配置違いに起因する過度の出力ビーキングの可能
性は排除される。
(このような構成の場合、低濃縮度の燃料棒を高濃縮度
燃料棒の位置に挿入することは防止されない。
しかし、これは重大な問題ではない。
かかる低濃縮度燃料棒の配置違いは単に燃料束の出力を
低下させるに過ぎないからである。
)水管の位置Wに対しては、スリーブは不要であること
に注目されたい。
なぜなら、燃料束中における水管の位置は規格化し得る
からである。
支持穴31には、第5A〜50図中に示されているよう
な各種形態のスリーブ32をはめ込むことができる。
第5A図の場合には、環状のスリーブ321が支持穴3
11中に形成された肩51と接するようにはめ込まれて
いる。
スリーブ321を支持穴311中に保持するためには、
たとえば、締りばめないプレスばめ、52として示され
るようなタック溶接、あるいは(ポンチなどによる)据
込みの技術を使用すればよい。
なお、支持穴311の下縁は53として示されるような
スリーブ321の(好ましくは面取りされた)下方外縁
に隣接している。
第5B図の場合には、スリーブ322および支持穴31
2が互いに対応するねじ山を有している。
第5C図の場合には、肩54を有するスリーブが一定直
径の支持穴313中にはめ込まれている。
かかるスリーブ323は締つばめまたはタック溶接によ
って保持すればよい。
(なお燃料束の組立て後には、第2図中のコイルばね3
4が圧力を及ぼすためにスリーブ32の抜は落ちは防止
されることに注目されたい。
)ここに記載されたものは、濃縮度を指示するスリーブ
付きの結合板を含んだ燃料束である。
それを採用すれば、予め穴をあげた結合板の製造備蓄お
よび比較的安価な各種スリーブの備蓄が可能となり、従
って燃料束製造のためのリードタイムが短縮される。
その結果、一層新しい原子炉運11E’[報に基づき、
燃料装荷すべき炉心の要求条件に一層良く合致するよう
に燃料濃縮度を選定することが可能となるのである。
【図面の簡単な説明】
第1図は4基の燃料束を含む炉心のセルの概略平面図、
第2図は燃料束の立面図(一部では縦断面図)、第3図
は第2図の燃料束の上部結合板の立面図(一部では縦断
面図)、第4A図は第3図中の切・断面4A−4Aに沿
った上部結合板の横断面図、第4B図は代表的な燃料束
中における濃縮度分布並びに濃縮度を指示する燃料棒の
シャンクの直径およびそれに対応する結合板用スリーブ
の内径を示す図表、そして第5A、5Bおよび50図は
各種の形態を有する結合板中の支持穴およびそれにはめ
込まれたスリーブの斜視図である。 図中、11は匍脚棒、20は燃料束、21は燃料棒、2
2は上部結合板、23は下部結合板、24はスペーサー
、26および27は末端プラグ、28および30はシャ
ンク、29および31は支持穴、32はスリーブ、35
は水路、41はチャンネルセして45はスペーサー捕捉
手段を表わす。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 複数の細長い燃料棒が、離間した上部結合板および
    下部結合板の間に支持されていて、前記結合板には燃料
    棒支持手段があって、これに燃料棒を取付けて、一定間
    隔の配列状態に燃料棒を保持するようになっていて、燃
    料棒の上端には各々長いシャンクが形成されていて、該
    シャンクの直径が上部結合板の燃料棒支持手段に取付け
    るべき燃料棒の直径より小さくかつ当該燃料棒中に含有
    される燃料の濃縮度とゴ義的に対応し、上部結合板の燃
    料棒支持手段は同一内径の支持穴からなり、該支持穴に
    は各々内径縮小用スリーブがはめ込まれていて、該スリ
    ーブの各内径は、それに適合した直径の各シャンクを受
    は入れるように選ばれていて、従って燃料束内の燃料棒
    の所望の濃縮度分布に対応した濃縮度指示が得られるよ
    うにした、原子炉の炉心内で多数にまとめて使用する燃
    料束。
JP50116563A 1974-09-30 1975-09-29 カクネンリヨウタバ Expired JPS5829480B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US51074874A 1974-09-30 1974-09-30

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5160891A JPS5160891A (ja) 1976-05-27
JPS5829480B2 true JPS5829480B2 (ja) 1983-06-22

Family

ID=24032022

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP50116563A Expired JPS5829480B2 (ja) 1974-09-30 1975-09-29 カクネンリヨウタバ

Country Status (6)

Country Link
JP (1) JPS5829480B2 (ja)
DE (1) DE2543191A1 (ja)
ES (1) ES440475A1 (ja)
FR (1) FR2286475A1 (ja)
IT (1) IT1042892B (ja)
SE (1) SE406831B (ja)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2533350B1 (fr) * 1982-09-16 1988-07-08 Fragema Framatome & Cogema Assemblage de combustible nucleaire a crayons remplacables
EP0133745B1 (en) * 1983-08-03 1988-10-26 The Babcock & Wilcox Company Nuclear reactor fuel assemblies

Also Published As

Publication number Publication date
SE7510897L (sv) 1976-03-31
DE2543191A1 (de) 1976-04-15
ES440475A1 (es) 1977-09-16
SE406831B (sv) 1979-02-26
FR2286475A1 (fr) 1976-04-23
JPS5160891A (ja) 1976-05-27
IT1042892B (it) 1980-01-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4508679A (en) Nuclear fuel assembly spacer
US7668280B2 (en) Nuclear fuel assembly
US4357298A (en) Nuclear fuel assembly space arrangement
EP2073214B1 (en) Fuel Rods Having Irradiation Target End Pieces
EP0212920B1 (en) Full length control rod employing axially inhomogeneous absorber materials for zero reactivity redistribution factor
US4314884A (en) Nuclear fuel assembly
US4059484A (en) Hybrid nuclear fuel assembly with reduced linear heat generation rates
US4671924A (en) Hold-down device of fuel assembly top nozzle employing leaf springs
US5247551A (en) Spacer sleeve for nuclear fuel assembly
JPS61172092A (ja) 沸騰水型原子炉用の燃料集合体
US4571324A (en) Nuclear fuel assembly spacer
SE450177B (sv) Kernbrenslepatron
RU2473983C2 (ru) Безотказный узел пучка топливных стержней
US4587704A (en) Method of mounting a continuous loop spring on a nuclear fuel spacer
EP0175455A1 (en) A nuclear reactor control rod having a reduced worth tip
US4684501A (en) Compliant inserts mounted in upper tie plate of BWR fuel assembly
JPS61253493A (ja) 燃料棒の支持格子
US5949839A (en) Fuel assembly for a boiling water reactor
US4702883A (en) Reconstitutable fuel assembly having removable upper stops on guide thimbles
JPS62159090A (ja) 原子炉用の制御棒
JPS62184389A (ja) 原子炉燃料集合体の燃料棒
US4728487A (en) Standardized reduced length burnable absorber rods for a nuclear reactor
JPS5829480B2 (ja) カクネンリヨウタバ
US4576787A (en) Burnable absorber assembly
KR101349133B1 (ko) 원자로 노심 상부 누름집합체