JPS6064292A - 核燃料集合体 - Google Patents
核燃料集合体Info
- Publication number
- JPS6064292A JPS6064292A JP58172175A JP17217583A JPS6064292A JP S6064292 A JPS6064292 A JP S6064292A JP 58172175 A JP58172175 A JP 58172175A JP 17217583 A JP17217583 A JP 17217583A JP S6064292 A JPS6064292 A JP S6064292A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- coolant
- nuclear fuel
- fuel assembly
- trap
- 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
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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
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (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】
〔発明の属する技術分野〕
本発明は高速増殖炉の運転中に燃料被覆管の表面などか
ら１次ナトリウム冷却材中へ放出される放射性核種を除
去する機能を備えた核燃料集合体に関する。
ら１次ナトリウム冷却材中へ放出される放射性核種を除
去する機能を備えた核燃料集合体に関する。
液体金属を冷却材とする高速増殖炉において、炉心構造
材や燃料被覆管などが、中性子照射を受けて多能の放射
性Ｉ物質が生成する。これらの一部は冷却材表面の腐食
などによりナトリウム冷却村山に溶出し、冷却材と共に
１次冷却系へ運ばれて１次冷却系の機器、配管の壁面に
沈着し、原子炉の保守１点検、修理などの作業を行なう
場合の作業者の放射線被曝の原因となる。
材や燃料被覆管などが、中性子照射を受けて多能の放射
性Ｉ物質が生成する。これらの一部は冷却材表面の腐食
などによりナトリウム冷却村山に溶出し、冷却材と共に
１次冷却系へ運ばれて１次冷却系の機器、配管の壁面に
沈着し、原子炉の保守１点検、修理などの作業を行なう
場合の作業者の放射線被曝の原因となる。
例えば、実用炉レベルの大型炉の場合、運転開始３年目
位になると、蓄積した放射性腐食生成物核種により、１
次冷却系の機器、配管まわりの放射性レベルは１０レン
トゲン／時間を越えることが予想されている。このよう
な高い放射能レベルの下では、保守１点検、修理はほと
んど不可能となる。このため、高速増殖炉の開発におい
て、放射性腐食生成物による１次冷却系機器、配管の汚
染の低減化技術の開発が重要課題となっている。
位になると、蓄積した放射性腐食生成物核種により、１
次冷却系の機器、配管まわりの放射性レベルは１０レン
トゲン／時間を越えることが予想されている。このよう
な高い放射能レベルの下では、保守１点検、修理はほと
んど不可能となる。このため、高速増殖炉の開発におい
て、放射性腐食生成物による１次冷却系機器、配管の汚
染の低減化技術の開発が重要課題となっている。
放射性腐食生成物の放射能の大部分はＭｎ−５４放射性
核種によるものである。この核種は高温のす） ＩＪウ
ム中でニッケル材料の表面に非常によく沈着することが
知られており、例えば特許公開公報（特開昭５３−９０
６００号）などに与られるような放射性核種トラップ装
置の開発がすすめられている。
核種によるものである。この核種は高温のす） ＩＪウ
ム中でニッケル材料の表面に非常によく沈着することが
知られており、例えば特許公開公報（特開昭５３−９０
６００号）などに与られるような放射性核種トラップ装
置の開発がすすめられている。
この装置は第１図に示すように上面、下面に複数の孔Ａ
、Ｂを有した筒体ＣとＧ内に薄いニッケル板りを多重同
心円状あるいはうす１巻状に収容して、除去装置Ｅを構
成し、この除去装置Ｅを第２図に示すように核燃料要素
Ｆを複数本ずつ収容した核燃料集合体Ｇの下流域に装着
し、各核燃料集合体Ｇ内を流通した液体金属冷却材Ｈを
それぞれの除去装置Ｅのニッケル板りの表面に接触させ
ることにより、冷却材中に混入している放射性のＭｎ−
５４をニッケル板り上に吸着させるようにしている。
、Ｂを有した筒体ＣとＧ内に薄いニッケル板りを多重同
心円状あるいはうす１巻状に収容して、除去装置Ｅを構
成し、この除去装置Ｅを第２図に示すように核燃料要素
Ｆを複数本ずつ収容した核燃料集合体Ｇの下流域に装着
し、各核燃料集合体Ｇ内を流通した液体金属冷却材Ｈを
それぞれの除去装置Ｅのニッケル板りの表面に接触させ
ることにより、冷却材中に混入している放射性のＭｎ−
５４をニッケル板り上に吸着させるようにしている。
しかし、このような除去装置４を核燃料集合体の上部に
取付けるとなると燃料集合体はそれだけ長くなるが、こ
れは原子炉容器などプラント全体の大型化を招くなど問
題があった。
取付けるとなると燃料集合体はそれだけ長くなるが、こ
れは原子炉容器などプラント全体の大型化を招くなど問
題があった。
本発明は高速増殖炉の１次冷却系への放射性腐食生成物
の蓄積の低減化を計り、１次冷却系の保守、点検、修理
時の作条者の放射線被曝を減少させる機能を持つ核燃料
集合体を提供することを目的とする。
の蓄積の低減化を計り、１次冷却系の保守、点検、修理
時の作条者の放射線被曝を減少させる機能を持つ核燃料
集合体を提供することを目的とする。
本発明は高速増殖炉の核燃料集合体において、核燃料要
素の上部ブランケットおよびガスプレナム部にフィンを
挿入した核燃料集合体である。
素の上部ブランケットおよびガスプレナム部にフィンを
挿入した核燃料集合体である。
本発明によれば、燃料集合体内部の燃料要素下流部の上
部プレナム部及びガスプレナム部で放射性核種を除去す
る事により高い効率、容易な保守、既存の炉心に適用可
等の要求を満す事が可能である。
部プレナム部及びガスプレナム部で放射性核種を除去す
る事により高い効率、容易な保守、既存の炉心に適用可
等の要求を満す事が可能である。
以下本発明の実施例について詳細に説明する。
第３図に燃料集合体の概念を、第４図にその主要部を示
す。
す。
多数の燃料要素１からなる燃料集合体２は炉心支持板３
によって炉心に支持される。冷却材はオリフィス孔４よ
り燃料集合体中に流入し燃料要素１の下部ブランケット
部５を流れ１発熱部である炉心燃料部６を冷却し、上部
ブランケット部及びガスプレナム部を流れ燃料集合体を
流出し他の集合体を流出した冷却材と合゛流し炉外に出
る。冷却材温度は発熱部である炉心燃料部６の直下上部
ブランケット及びガスプレナム部７で最高温度を示す。
によって炉心に支持される。冷却材はオリフィス孔４よ
り燃料集合体中に流入し燃料要素１の下部ブランケット
部５を流れ１発熱部である炉心燃料部６を冷却し、上部
ブランケット部及びガスプレナム部を流れ燃料集合体を
流出し他の集合体を流出した冷却材と合゛流し炉外に出
る。冷却材温度は発熱部である炉心燃料部６の直下上部
ブランケット及びガスプレナム部７で最高温度を示す。
又冷却材の流れ状態は乱流である。
発熱部である炉心燃部６の下流にある上部ブランケット
及びガスプレナム部７に第５図に示すようなＣＰｈラッ
プフィン８を設置σする。冷却材中の主はＣＰであるマ
ンガン−５４はニッケル材の表面に沈着しやすい。ＣＰ
）ラップフィン８０表面はニッケルコーティングされて
いる。
及びガスプレナム部７に第５図に示すようなＣＰｈラッ
プフィン８を設置σする。冷却材中の主はＣＰであるマ
ンガン−５４はニッケル材の表面に沈着しやすい。ＣＰ
）ラップフィン８０表面はニッケルコーティングされて
いる。
上記のＣＰトラップフィンにおいて、例えば燃料要素直
径を（３，８ｍｍ、燃料要素心中間隔を７．８２ｍｍ、
炉心燃料部６における冷却材流速を５ｍ／ｓｅｃ。
径を（３，８ｍｍ、燃料要素心中間隔を７．８２ｍｍ、
炉心燃料部６における冷却材流速を５ｍ／ｓｅｃ。
ＣＰトラップフィン部８における冷却材温度を５４０℃
、ＣＰＩ−ラップフィン表面にはニッケルメッキを施し
、ＣＰトラップフィン部の冷却材流路面積を０．１ｃｍ
’ 、 ＣＰ ｌ−ラップフィン部の冷却材流路ぬれ長
さを２．５ｃｍ、ＣＰトラップ部の冷却材流路長さを５
０ｃｍとしたたきの冷却材中のＣＰ濃度のトラップ入ロ
対トラップ出口比による効率は９６％となる。
、ＣＰＩ−ラップフィン表面にはニッケルメッキを施し
、ＣＰトラップフィン部の冷却材流路面積を０．１ｃｍ
’ 、 ＣＰ ｌ−ラップフィン部の冷却材流路ぬれ長
さを２．５ｃｍ、ＣＰトラップ部の冷却材流路長さを５
０ｃｍとしたたきの冷却材中のＣＰ濃度のトラップ入ロ
対トラップ出口比による効率は９６％となる。
尚、ＣＰトラップフィン部８と燃料要素１とを一体化し
ても同様な効果を得る。
ても同様な効果を得る。
すなわち、この実施例によれば、ＣＰトラップを燃料要
素の上部ブランケット及びガスプレナム部に設置する事
により、高い効率が期待される。
素の上部ブランケット及びガスプレナム部に設置する事
により、高い効率が期待される。
又ＣＰトラップ部が燃料集合体と一体化され保守が容易
となり、冷却系全体圧損もさほど増加しない。又既存の
燃料集合体と同一寸法となり燃料交換材等の改造も必要
な（既存の炉心で使用出来る。
となり、冷却系全体圧損もさほど増加しない。又既存の
燃料集合体と同一寸法となり燃料交換材等の改造も必要
な（既存の炉心で使用出来る。
第１図は従来装置に用いられる放射性核穆除去装置の一
部切欠して示した斜視図、第２図は同装置を核燃料集合
体に装置したときの概略図、第３図は本発明核燃料集合
体を示す概念図、第４図はその主要部を示す一部切欠斜
視図、第５図は第４図のＡ−Ａ断面図である。 ｊ・・・燃料要素、２・・・燃料集合体、３・・・炉心
支持板、４・・・オリフィス孔、５・・・下部ブランケ
ット部、６・・・炉心燃料部、７・・・上部ブランケッ
ト部及びガスプレナム部、８・・・放射性核種トラップ
フィン。 ９・・−ワイヤスペーサ。 代理人弁理士 則 近 憲 佑（ほか１名）第１図 ρ ＠２図 Ｈ／−／ 第３図 第４図
部切欠して示した斜視図、第２図は同装置を核燃料集合
体に装置したときの概略図、第３図は本発明核燃料集合
体を示す概念図、第４図はその主要部を示す一部切欠斜
視図、第５図は第４図のＡ−Ａ断面図である。 ｊ・・・燃料要素、２・・・燃料集合体、３・・・炉心
支持板、４・・・オリフィス孔、５・・・下部ブランケ
ット部、６・・・炉心燃料部、７・・・上部ブランケッ
ト部及びガスプレナム部、８・・・放射性核種トラップ
フィン。 ９・・−ワイヤスペーサ。 代理人弁理士 則 近 憲 佑（ほか１名）第１図 ρ ＠２図 Ｈ／−／ 第３図 第４図
Claims (1)
- 高速増殖炉の核燃料集合体において、核燃料要素の上部
ブランケットおよびガスプレナム部にフィンを挿入して
なることを特徴とする核燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58172175A JPS6064292A (ja) | 1983-09-20 | 1983-09-20 | 核燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58172175A JPS6064292A (ja) | 1983-09-20 | 1983-09-20 | 核燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6064292A true JPS6064292A (ja) | 1985-04-12 |
Family
ID=15936961
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58172175A Pending JPS6064292A (ja) | 1983-09-20 | 1983-09-20 | 核燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6064292A (ja) |
-
1983
- 1983-09-20 JP JP58172175A patent/JPS6064292A/ja active Pending
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