JP2009133853A - 内部スペーサエレメントを使用する燃料棒の設計、およびそれを使用する方法 - Google Patents

内部スペーサエレメントを使用する燃料棒の設計、およびそれを使用する方法 Download PDF

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Abstract

【課題】内部燃料要素スペーサを用いた燃料棒を使用することにより、棒の運転特性を操
作し、かつ/または燃料棒のフレッティングに伴う問題を低減すること。
【解決手段】実施形態例は、燃料要素スペーサ(20)を使用する核燃料棒および/またはセグメント設計を含んでよい。燃料要素スペーサ(20)は、燃料棒(18/19)および/またはセグメントの運転特性を操作し、かつ/あるいは、燃料棒(18/19)および/またはセグメントのフレッティングの影響を低減するために、燃料棒内および/またはセグメント内に間隔を置いて配置されてよい。例示の方法は、燃料要素(160)スペーサエレメントを有する、燃料棒および/またはセグメントを使用することを含み、このスペーサエレメントの間隔を調整することによって、燃料棒(18/19)および/またはセグメントの機械的、中性子的、および/または熱的性質に影響を与えるようにすることができる。
【選択図】図4

Description

本発明は、概ね原子力発電プラントで使用される燃料構造体、および燃料構造体を使用するための方法に関する。
一般に原子力発電プラントは、核分裂によって発電を行うために、燃料が配置された原子炉炉心を備える。燃料要素は、具体的な原子力発電プラントの運転条件に基づいて、種々の構成、および/または特性を有し得る。例えば、寸法、炉心に対する配置、他の燃料との相対的配置、濃縮度、燃料要素のタイプ、および燃料の形状は、全てプラントの運転パラメータに影響を及ぼす。米国の原子力発電プラントの共通的な設計では、複数の被覆された燃料棒内に燃料を配置し、それらを一緒に結束して、原子炉炉心内に配置される燃料集合体とする。
図1に示すように、BWRなどの従来の原子炉の燃料バンドル10は、上部タイプレート14と下部タイプレート16とを囲繞する外側チャンネル12を含んでよい。複数の全長燃料棒18および/または部分長燃料棒19は、棒18、19を所与の棒の格子に維持するために燃料バンドル10内で格子状に配置され互いに垂直方向に離隔された複数のスペーサ(スペーサグリッドとしても知られている)20を貫通してよい。
燃料棒18および19は、その底部から末端部まで概ね連続しており、全長燃料棒18の場合、燃料棒は下部タイプレート16から上部タイプレート14まである。したがって被覆材と棒内の燃料要素も、概ね燃料棒18または19の全長にわたって連続している。
図2に示すように、燃料要素21はペレット形の形状を成し、燃料棒18または19内に配置され得る。燃料ペレット21は、燃料棒18または19の全長にわたって燃料を備えるように、燃料棒内に連続的に「積重(stacked)」されてよい。燃料ペレット21を積重することにより、原子炉炉心の運転サイクル期間中に、燃料ペレット21が膨張、またはその他の変形をすることが可能となる。さらに、ペレット21と燃料棒18または19の内壁23との間のギャップ22は、原子炉運転中に燃料ペレット21から生成される気体状核分裂生成物を収容する。ギャップ22は真空であってもよいし、低圧のヘリウムなどの非反応性気体で充満してもよい。さらに、燃料棒端部にギャップ(図示せず)および/またはスプリング24が設けられ、核分裂生成物の蓄積、およびペレットの変形を可能にしてもよい。
実施形態例は、燃料棒の運転特性を操作し、かつ/または燃料棒のフレッティングに伴う問題を低減するための、内部燃料要素スペーサを使用する燃料棒設計、具体的には、燃料棒および/またはセグメント内に間隔を置いて配置された、特化された内部燃料要素スペーサを対象とする。
実施形態例の燃料要素スペーサは、棒の高さに従って種々の間隔で配置されてもよく、および/または棒端部のフレッティング領域を防護するために、棒の端部に集合させられてもよい。実施形態例はさらに、単独で連続的な燃料棒の代わりに、内部スペーサエレメントを有する燃料棒セグメントを使用することを含む。例示の方法は、燃料要素のスペーサエレメントを有する燃料棒、および/またはセグメントを使用することを含み、このスペーサエレメントの間隔を調整することによって、燃料棒セグメントの機械的、中性子的、または熱的性質に影響を与えるようにすることができる。
実施形態例は、添付する図面を参照して、その実施形態例を詳細に説明することにより、より明確になるであろう。図面では同じ要素は同じ参照番号で表され、図面は例示するためにのみ与えられており、したがって本明細書の実施形態例を限定するものではない。
実施形態例の詳細な例示的な実施形態が、本明細書に開示されている。しかし、本明細書に開示された具体的構造および機能の詳細は、実施形態例を説明することのみを目的とした代表的なものである。但し、実施形態例は多くの代替形態として具体化することが可能であり、本明細書に記述される実施形態例にのみ限定される、と解釈されるべきではない。
本明細書では、種々の要素を説明するために、第1の、第2の、などの用語が使用されることがあるが、これらの要素はこれらの用語によって限定されるべきでないことが理解されよう。これらの用語は、1つの要素を他から区別するためにのみ使用される。例えば、第1の要素を第2の要素と名付けてもよく、同様に、第2の要素を第1の要素と名付けても、実施形態例の範囲から逸脱しない。本明細書で用いられている「および/または(and/or)」という用語は、関連する1つまたは複数の並び項目の、任意のかつ全ての組合せを含む。
1つの要素が別の要素に、「連結され(connected)」、「合体され(coupled)」、「結合され(mated)」、「取り付けられ(attached)」ている、または「固定され(fixed)」ていると記された場合は、その要素が別の要素に直接、連結、または合体されているか、あるいは介在する要素が存在し得ることが理解されるであろう。対照的に、1つの要素が別の要素に「直接、連結されている」、または「直接、合体されている」と記された場合は、介在する要素は存在しない。要素間の関係を説明するために使用される他の用語も、同様の方法で解釈されるべきである(例、「〜の間に」と「直接、〜の間に」、「〜に隣接する」と「直接、〜に隣接する」等)。
本明細書で使用される用語は、特定の実施形態を説明する目的のためにのみ使用され、実施形態例を限定することを意図していない。本明細書で使用される単数形「a」、「an」、および「the」は、そうでないことを明確に示さない限り、複数形も同様に含むものとする。さらに、「備える(comprises)」、「備えている(comprising)」、「含む(includes)」、および/または「含んでいる(including)」という用語が本明細書で使用された場合は、記述された特徴、整数、ステップ、運転、要素、および/または構成部品が存在することを示すが、1つまたは複数の他の特徴、整数、ステップ、運転、要素、構成部品、および/またはそれらの群の存在を排除しないことを理解されたい。
いくつかの代替実施策において、示された機能/動作が図面に示されたものとは違う順序で起こり得ることにも留意されたい。例えば、連続して示された2つの図が、それに含まれる機能性/動作によって実際には、実質的に同時に行われ、あるいは逆の順に行われてもよい。
図3Aおよび3Bは、実施形態例の燃料棒セグメントを例示する。図3Aは、上部端栓120と下部端栓130の間の、複数の棒セグメント110を例示する。上部端栓120と下部端栓130は、既知のように、燃料バンドル10(図1参照)の下部および上部タイプレート(図1参照)に結合するために、ねじまたは他の結合機構を備えてよい。隣接する棒セグメントは、別の棒セグメントを介して、または図3Aの点線の円内にサブアセンブリ300として示されたアダプタサブアセンブリを介して、互いに相互連結されてよい。特に、また以下でさらに詳細に説明されるように、点線の円内に示された隣接する棒セグメント110aおよび110bの詳細な連結状態を具体的に図3Bに例示する。
実施形態例の棒セグメント110で形成された1つの棒アセンブリ100のみが、図3Aに示されているが、図3Aに示された棒アセンブリ100および棒セグメント110の1つまたは複数が、燃料バンドルに挿入されてよいことを理解されたい。例えば、棒アセンブリ100は、図1の燃料バンドル10内の1つまたは複数の燃料棒18および19と置換できる。
実施形態例の棒セグメント110は、上部端栓および下部端栓120および/または130の間で、互いに取り付けられてよく、それによって棒アセンブリ100の軸方向の全長を形成する。実施形態例の棒セグメント110a、実施形態例の棒セグメント110b、ならびに上部端栓120および下部端栓130の各一方は、棒アセンブリ100の軸方向長さに沿った連結点において、直接、またはアダプタサブアセンブリ300によって、連結され得る。図3Aおよび3Bの実施形態では、少なくとも棒アセンブリがスペーサ20と接触する箇所に、これらの連結点が軸方向に配置されている。3つのスペーサ20およびアダプタサブアセンブリ300のみが図3Aに示されているが、燃料バンドル10は1つまたは複数の棒アセンブリ100を含むことが可能であり、各棒アセンブリは、少なくとも1つの実施形態例の棒セグメント110aと、少なくとも1つの実施形態例の棒セグメント110bとを有し、任意の数のスペーサ20の位置において、互いに、あるいはアダプタサブアセンブリ300によって連結される。実施形態例の棒セグメント110aおよび110bは、製造工程を容易にするために固定長のセグメントであってよい。代替案として、実施形態例の棒セグメントは、部分長棒の設計、および/または種々のスペーサ位置および寸法に対応するように、異なる長さを有してもよい。
実施形態例の棒セグメントは、耐腐食性で、他の原子炉構成部品と両立性のある材料で構成されてよい。例えば、実施形態例の棒セグメントの製造には、ジルコニウム合金が使用されてよい。実施形態例の燃料棒セグメントについて上記で説明してきたが、「棒セグメント」または「燃料棒セグメント」と称する場合には上記の説明が想起され、一方、単独で使用される「燃料棒」または「棒」は、背景技術の章で説明した連続的な棒を意味することが理解されるであろう。
図3Bに詳細に示すように、スペーサ20は、アダプタサブアセンブリ300の箇所で実質的にアダプタサブアセンブリ300を覆うように、棒アセンブリ100に接触してよい。その代わりに、棒セグメント110の間の連結点115で、燃料要素を含まない実施形態例の棒セグメント110が、他の実施形態例の棒セグメント110に接合してもよい。その結果、これらの点115における、棒セグメントに接触するスペーサ20によるフレッティングの影響は解消されるか低減され得る。フレッティングはやはり起こり得るが、フレッティング磨耗は、燃料を含むセグメント110aまたは110bではなく、アダプタサブアセンブリ300、または燃料を含まない棒セグメントで起こり得る。したがって、これによって、実施形態例の棒セグメント110の内容物が原子炉冷却材へ放出される可能性が、解消または低減され得る。
図4は、実施形態例の棒セグメント110の断面図であり、棒セグメント110内の内部構造を示す。図4に示すように、中央部ハウジング150は棒セグメント内にあって、外側の被覆材151で密閉されている。第1および第2の結合構造物140aおよび140bは、棒セグメント110の第1および第2の端部にそれぞれ配置され、中央部ハウジング150を封止する。結合構造物140aおよび140bは、上述したように、棒セグメント110を他の棒セグメントを含む他の構造物に、取外し可能に結合させることを可能にする。
例示の棒セグメント110は、1つまたは複数の燃料要素160を中央部ハウジング150内に含んでよい。各燃料要素160は、セラミック酸化物などの適切な物理的な媒体の、ウランおよび/またはプルトニウムなどの1つまたは複数の核燃料を含んでよい。燃料要素160は、図4に示すように「ペレット」として形成されてよいが、球、六面体、などの他の物理的形状を用いてもよい。要素160は、棒セグメント110の縦軸方向に沿って積重体を形成するように、ハウジング150内で軸方向に配置されてよい。
例示の棒セグメント110は、1つまたは複数の内部スペーサエレメント180も中央部ハウジング150内に含み、それらはハウジング150内で任意の燃料要素160と同じ軸上に配置される。内部スペーサエレメント180は、実施形態例の棒セグメント110内で、特定の軸方向の位置および/または離隔間隔に、燃料要素160を堅固に拘束する。
内部スペーサエレメント180は、例示の棒セグメント110の中に、種々の間隔で配置されてよい。以下で検討するように、内部スペーサエレメント180の配置により、例示の棒セグメントの中性子的特性および発熱特性に影響を与え、発熱限界を維持しつつ出力をより大きくできる。
例えば図4に示すように、内部スペーサエレメントは、第1の結合構造物140aに向かって、第2の結合構造物140bよりもより頻度多く配置されてよい。このようにして、スペーサエレメント180が、第2の結合構造物140bに向かって(すなわち、棒セグメント100の第2の端部に近づくにつれて)燃料濃度を増加させることにより、燃料濃度、それに伴う中性子束、および発熱特性を効果的に変化させることができる。
別の例として、運転中の原子炉炉心では図4の例示の棒110に沿って図に示された方向に、冷却材が流れ得る。図3Bに示すようにスペーサ20は、上述のように、第1および第2の結合構造物140aおよび140bの場所に、またはその近くに、配置されてよい。スペーサ20はこのスペーサを貫通して流れる冷却材を混合し得る、そして冷却材が図4の矢印で示される方向に流れると、棒セグメント110の境界層に沿った位置では冷却材は混合しにくくなる。冷却材が図4に示す方向に流れて、スペーサ20から離れ第2の結合構造物140bに近づくと、冷却材の対流熱伝達特性が減少する。したがって、冷却材が次のスペーサ20に達する手前の、第1の結合構造物140aの近くで、冷却材の混合が最も少なく、かつ冷却材が高温となり、不十分な熱伝達および限界出力比の違反が起こり得るリスクが最大となる。
図4に示す間隔で配置された内部スペーサエレメント180は、第1の結合構造物140a近くの燃料の量、および発熱量を効果的に減少させることができ、それによって、冷却材の混合がより少なく、および/または対流熱伝達ができなくなるに従い、必要な冷却材への熱伝達量を減少させる。したがって図4に示す間隔によって、棒セグメント110と冷却材との間の熱伝達の不足が防止または低減されることが可能となり、それによって実施形態例の棒セグメント110を使用する原子炉の効率が改善される。
同様に、図4に示すように実施形態例の燃料セグメントの端部に向かって配置された燃料要素160aは、内部スペーサエレメント180で達成された軸方向の発熱形状に対する効果をさらに強化し補完するために、ウラン濃度がより高いまたはより低いような異なる燃料濃度を有してよい。
代替案として、全体的により効率的な炉心を実現するために、内部スペーサエレメント180は、実施形態例の棒セグメント110の中性子的特性、および/または発熱特性に影響を与える別の間隔で配置されてよく、また異なる間隔を有するセグメントが組み合わされてもよい。例えば、炉心内の非常に高い中性子束レベルの軸方向位置に配置された棒セグメント110は、その特定の軸方向位置において効果的に燃料含有量および中性子束を低減するために、より多くの内部スペーサエレメント180を含んでよい。スペーサエレメントによって改良された他の中性子的特性には、例えば実施形態例の燃料棒セグメントの水素対ウラン比、ならびに中性子吸収および散乱断面積などが含まれる。このようにして、内部スペーサエレメント180は、実施形態例の棒セグメント110を含む原子炉炉心内の中性子束に影響を与える、精密な機構を実現し得る。
内部スペーサエレメント180は、さらに実施形態例の棒セグメント110の機械的特性を改善することができる。上記で検討したように、第1および第2の結合構造物140aおよび140bの近くに配置されたスペーサ20は、セグメント110にフレッティングを起こすことがある。図5に示すように、内部スペーサエレメント180を、第1のおよび/または第2の結合構造物、140aおよび/または140bに連続してかつ隣接して配置することにより、運転中に重なり合い、または滑動したスペーサ20によって、核燃料を含む棒セグメント110がフレッティングされた場合に、セグメント110に含まれた燃料要素160の放出を防止または低減し得る。すなわち、スペーサエレメント180を追加することにより、たとえスペーサ20が、燃料を内蔵する棒セグメント110を滑動し、さもなければ重なり合った場合でも、フレッティングが生じて燃料要素160またはその破片がフレッティング部を通して漏出することを低減し、または解消する長さを、スペーサ20の周りにより長くもたらすことができる。このようにして、内部スペーサエレメント180は、実施形態例の棒セグメント110の機械的特性に影響を与え、および/または改善することができる。
内部スペーサエレメント180は、上述の機能を達成するために、種々の材料および物理的形状で形成することができる。内部スペーサエレメント180は、概ねハウジング150内に適合する寸法とされ、概ね燃料要素160の間の離隔間隔を堅固に維持する形状とされる。例えば、球、円柱、円板、平円盤(puck)、円環、立方体、六面体、および/またはトロイド(toroid)は全て、上記で説明した離隔機能を達成するスペーサエレメント180の機能的形状として可能である。内部スペーサエレメント180は、概ね縦軸方向に堅固であって、それによって燃料要素160の間の一定の離隔間隔を維持する。内部スペーサエレメントは、燃料要素160と共に「浮いて(float)」よく、燃料要素の間の軸方向に相対的な変位は維持するが、内部スペーサエレメントおよび燃料要素はハウジングおよび燃料棒セグメントに対して移動可能とする。
図4に示すように、実施形態例の燃料棒は、燃料要素160および/またはスペーサエレメント180に圧縮力を加えるスプリングまたは抵抗要素185を含んでよい。このような抵抗要素185は、運転時の原子炉環境内でその弾性的および他の物理的性質を維持する材料で製造された、コイル、タブスプリングなどを含んでよい。抵抗要素185から与えられる圧縮力は、燃料サイクルの運転を通して、キャビティ150内での燃料要素160の形状および方向の変化に対応できる。
図6は、円環形状を有する例示の内部スペーサエレメント280を示す。円環形状の内部スペーサエレメント280は、燃料要素を軸方向に堅固に離隔し、核分裂気体生成物が円環部の中央部に充満することを可能にする。したがって図6に示す例示の内部スペーサエレメント280は、気体状、液体状、および/または固体状の核分裂生成物を収容するために追加された空間を、実施形態例の燃料棒セグメントに設けることが可能になるので、実施形態例の燃料棒セグメントは、これらの生成物を収容するために別の空間を必要とすることが少なくなり得る。さらに、円環部内への核分裂生成物の移行、特に気体状および液体状の核分裂生成物の移行を可能にするように、燃料ペレットが円環部への接近を遮断する場合には、アクセスホール281があってよい。このようにして、核分裂生成物はハウジングのギャップを通過して円環部内へ移行できる。
図7Aは中実の円柱形状を有する例示の内部スペーサエレメント380を示す。中実の円柱形状の内部スペーサエレメント380は、燃料要素を軸方向に離隔し、さらに中実であることにより、実施形態例の棒セグメントを区画に分割することができる。上記で検討したように内部スペーサエレメント380は、区画分割を支援するために、実質的にハウジング150の内径23(図2に示す)に接触してよい。例示のスペーサエレメント380は、中実の内部スペーサエレメント380を通過する核分裂生成物の移行が減少することにより、フレッティングした場合に核分裂生成物が実施形態例の棒セグメントの全体にわたって移行することを防止することができ、核分裂生成物の移動を低減することができる。
図7Bから7Dは、実施形態例の内部スペーサエレメントについて異なる表面構成を例示する。図7Bに示すように、実施形態例の内部スペーサエレメント381は、実施形態例の内部スペーサエレメント381を貫通して核分裂生成物を通過させずに、蓄積した核分裂生成物をその中に収容するように機械加工されたポケット384を、少なくともその面の1つに有してよい。図7Cは、実施形態例の内部スペーサエレメント382の軸方向の全長を貫通せずに、部分的に削孔された複数の孔385を有する、実施形態例の内部スペーサエレメント382を例示する。孔385は、例示の要素382を貫通して核分裂生成物を通過させずに蓄積された核分裂生成物を収容することが可能である。図7Dは、窪んだ/凹形の面を有する、別の実施形態例の内部スペーサエレメント383を例示する。窪んだ/凹形の面により、例示のスペーサエレメント383を貫通して核分裂生成物を通過させずに、核分裂生成物を凹部に蓄積することが可能となり得る。
内部スペーサエレメント180は、実施形態例の燃料セグメントにどのような影響を及ぼすかに基づいて、種々の材料から製造することができる。例えば、実効的な燃料濃度を低減するようにスペーサエレメントが設計される場合は、スペーサは、熱中性子吸収、および/または散乱断面積が従来の核燃料の値よりも小さい、例えば5バーン未満の材料から製造されてよい。これらの例示の内部スペーサエレメント180は、ジルコニウム、またはインコネルなどの全中性子断面積の小さいその他の剛性材料で製造されてよい。あるいは、スペーサエレメントは中性子束を吸収するために機能することが可能であり、その場合は熱中性子吸収断面積の大きい、例えばホウ素を含む材料で内部スペーサエレメントが形成されてよい。
内部スペーサエレメント180はさらに、ハウジング150の内壁23に実質的に接触する材料で作られてよい。この材料は、堅固な軸方向の離隔および閉じ込めを実現するために、膨張性または抵抗性のものであってよく、それによってハウジング150を区画に分割して核分裂生成物の移行を防止または低減する。実施形態例の棒セグメントから燃料要素を放出せずに、フレッティング長さを増加させるような材料を、スペーサエレメントに使用してもよい。さらに実施形態例の棒セグメントの発熱特性に影響を及ぼすように、内部スペーサエレメント180は断熱性または伝熱性の材料で製造されてもよい。
図8は、燃料棒セグメント内でスペーサエレメントを使用する例示の方法を示す。ステップS100に示すように、技術者、計算機ルーチン、および/または他の使用者が、特定の棒セグメントに対する所望の中性子的、機械的、および熱力的特性を、そのセグメントの炉心内位置に応じて決定する。例えば、炉心の頂部に向かってボイド発生とプルトニウム生成とを改善するために、技術者が、そのセグメントがより大きなボトムピークの軸方向束を発生することを所望することがある。S200で、技術者、計算機ルーチン、または他の使用者は、運転時の原子炉炉心の特性と条件を考慮して、原子力の技術分野で既知の方法に従って、棒セグメント内の所望の燃料濃度および配置を計算する。ステップS300で、計算された燃料濃度および配置を満たす離隔および相対的配置を達成するように、スペーサエレメントおよび燃料要素が燃料棒セグメント内に配置される。例示の方法が完了したあと、燃料棒セグメントは運転中の原子炉燃料炉心の所与の位置に配置されて、例示の方法内に入力された所望の特性を生成することが可能となる。
以上に説明した実施形態例および方法について、当業者は、日常的な実験を通して、それ以上の発明活動をすることなしに、実施形態例および方法の変更が可能であることを理解するであろう。例えば、棒セグメントに使用可能な内部スペーサエレメントについて開示したが、内部スペーサエレメントは、図1の18および19の単独で連続的な棒のような、任意の棒に使用されてよく、説明された燃料棒セグメント内の機能と同様の機能を、連続的な棒内で達成することが可能である。変更は、本実施形態例の精神と範囲から逸脱したものとはみなされず、当業者にとって明らかなそのような全ての改変は、添付する特許請求の範囲に含まれることが意図される。
連続的な棒を有する、従来技術による燃料集合体を例示する図である。 図1の従来技術による燃料棒を詳細に例示し、燃料棒内の燃料要素および付随する空間を示す図である。 実施形態例の燃料棒セグメントおよびスペーサを例示する図である。 図3Aのスペーサおよび実施形態例のセグメント化された棒の詳細図である。 実施形態例の燃料棒セグメントの断面図である。 別の実施形態例の燃料棒セグメントの断面図である。 燃料スペーサエレメントを例示する図である。 図7A〜図7Dは種々の燃料スペーサエレメントを例示する図である。 燃料棒セグメントを使用する例示の方法のステップを示す流れ図である。
符号の説明
10 燃料バンドル
12 外側チャンネル
14 上部タイプレート
16 下部タイプレート
18 全長燃料棒
19 部分長燃料棒
20 スペーサ
21 燃料ペレット
22 ギャップ
23 内壁
24 スプリング
100 燃料棒アセンブリ
110 燃料棒セグメント
115 連結点
120 上部端栓
130 下部端栓
140 結合構造物
150 中央部ハウジング
160 燃料要素
180 内部スペーサエレメント
185 抵抗要素
280 内部スペーサエレメント
281 アクセスホール
300 アダプタサブアセンブリ
380 内部スペーサエレメント
381 内部スペーサエレメント
382 内部スペーサエレメント
383 内部スペーサエレメント
384 ポケット
385 孔

Claims (11)

  1. 燃料棒の縦軸に沿って前記燃料棒(18/19)の少なくとも一部を画定するハウジング(150)と、
    前記ハウジング(150)内に配置された複数の核燃料要素(160)と、
    前記ハウジング内の前記複数の核燃料要素(160)と共に軸方向に配置された少なくとも1つの内部スペーサエレメント(180)とを備え、
    前記少なくとも1つの内部スペーサエレメント(180)が、
    前記複数の核燃料要素(160)の間の相対的軸方向変位を保持するように構成され、
    前記燃料棒(18/19)を有する原子炉炉心の運転中に、少なくとも前記1つの内部スペーサエレメント(180)の物理的および中性子的性質が影響を受けないような材料で構成された、燃料棒(18/19)。
  2. 前記燃料棒(18/19)を有する前記原子炉炉心の運転中に、前記燃料棒(18/19)が所望の熱的、機械的、または中性子的性質を保持するように、前記内部スペーサエレメント(180)が前記ハウジング内の位置を占めることを特徴とする請求項1記載の燃料棒(18/19)。
  3. 前記所望の熱的、機械的、または中性子的性質が、少なくとも前記燃料棒(18/19)の限界出力比、および前記燃料棒(18/19)の水素対ウラン比のうちの1つであることを特徴とする請求項2記載の燃料棒(18/19)。
  4. 前記内部スペーサエレメント(180)が、前記核燃料要素(160)のそれよりも小さい中性子吸収および散乱断面積を有する剛性材料で製造されたことを特徴とする請求項1記載の燃料棒(18/19)。
  5. 前記内部スペーサエレメント(180)が、約5.0バーン未満の中性子吸収および散乱断面積を有する剛性材料で製造されたことを特徴とする請求項4記載の燃料棒(18/19)。
  6. 前記内部スペーサエレメント(180)が円環形であって、前記内部スペーサエレメント(180)は蓄積した核分裂生成物を前記円環内に収容できることを特徴とする請求項1記載の燃料棒(18/19)。
  7. 前記内部スペーサエレメント(180)が中実であって、前記燃料棒(18/19)の前記ハウジングに固定されて、前記燃料棒(18/19)を区画に分割するようにしたことを特徴とする請求項1記載の燃料棒(18/19)。
  8. 前記燃料棒(18/19)が前記ハウジング内に位置決めされた複数の内部スペーサエレメント(180)を有し、前記ハウジングの第1の軸方向位置では前記ハウジングの第2の軸方向位置よりも、その頻度を増し間隔をより小さくしていることを特徴とする請求項1記載の燃料棒(18/19)。
  9. 前記第2の軸方向位置は、運転中の前記原子炉炉心内の冷却材流れの中で、前記第1の軸方向位置から上流方向に関連付けられており、前記第2の位置および前記第1の位置は両方とも、前記燃料棒(18/19)に接触している2つの隣接するスペーサ(20)の間にあることを特徴とする請求項8記載の燃料棒(18/19)。
  10. 前記燃料棒(18/19)が、複数の内部スペーサエレメント(180)を有し、前記複数の内部スペーサエレメント(180)の少なくとも一部分は、前記燃料棒(18/19)に接触している少なくとも1つのスペーサ(20)に続いて、隣接するように位置決めされていることを特徴とする請求項1記載の燃料棒(18/19)。
  11. 燃料棒を使用する方法であって、
    前記燃料棒(18/19)の所望の中性子的、機械的、および熱力的性質のうちの少なくとも1つを決定するステップと、
    前記燃料棒(18/19)を有する運転中の原子炉炉心において、前記所望の中性子的、機械的、および熱力的性質のうちの少なくとも1つを達成する前記燃料棒(18/19)内の核燃料要素(160)の配置を計算するステップと、
    前記計算された配置に従って、少なくとも1つの内部スペーサエレメント、および少なくとも1つの燃料要素(160)を前記棒内に配置するステップと、を含む方法。
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Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2646597C1 (ru) * 2016-09-05 2018-03-06 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" Твэл реактора на быстрых нейтронах
IT201900014925A1 (it) * 2019-08-22 2021-02-22 Danieli Off Mecc Dispositivo di guida per la guida di una barra di spinta di un mandrino o per la guida di un mandrino in un processo di laminazione di corpi tubolari

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63252292A (ja) * 1987-04-09 1988-10-19 株式会社東芝 軽水炉の炉心
JP2000512761A (ja) * 1996-06-20 2000-09-26 エービービー アトム アクチボラグ 原子炉の燃料集合体

Family Cites Families (71)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL123308C (ja) * 1958-03-17
DE1439924A1 (de) * 1960-09-29 1969-10-23 Westinghouse Electric Corp Brennstab fuer Kernreaktoren
US3220152A (en) * 1961-09-18 1965-11-30 Union Tank Car Co Truss structure
US3230152A (en) * 1964-04-13 1966-01-18 Jr Frank Kerze Compartmented nuclear reactor fuel rod and method of making
US3274067A (en) * 1965-06-07 1966-09-20 Greebler Paul Fuel rod design
GB1269210A (en) * 1968-08-29 1972-04-06 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements
US3940318A (en) * 1970-12-23 1976-02-24 Union Carbide Corporation Preparation of a primary target for the production of fission products in a nuclear reactor
US3998691A (en) * 1971-09-29 1976-12-21 Japan Atomic Energy Research Institute Novel method of producing radioactive iodine
US4362691A (en) * 1978-01-20 1982-12-07 Pacific Nuclear Fuels, Inc. Process of operating a nuclear reactor to minimize production of U-232
US4196047A (en) * 1978-02-17 1980-04-01 The Babcock & Wilcox Company Irradiation surveillance specimen assembly
US4284472A (en) * 1978-10-16 1981-08-18 General Electric Company Method for enhanced control of radioiodine in the production of fission product molybdenum 99
US4273616A (en) * 1979-03-23 1981-06-16 Combustion Engineering, Inc. High burnup nuclear fuel rod
FR2481506B1 (fr) * 1980-04-25 1986-08-29 Framatome Sa Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire par des elements amovibles
FR2513796B1 (fr) * 1981-09-30 1987-02-13 Commissariat Energie Atomique Aiguille combustible et fertile pour reacteur nucleaire et son procede de fabrication
FR2513797A1 (fr) * 1981-09-30 1983-04-01 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection neutronique superieure pour assemblage de reacteur nucleaire
US4663111A (en) * 1982-11-24 1987-05-05 Electric Power Research Institute, Inc. System for and method of producing and retaining tritium
US4475948A (en) * 1983-04-26 1984-10-09 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Lithium aluminate/zirconium material useful in the production of tritium
US4532102A (en) * 1983-06-01 1985-07-30 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Producing tritium in a homogenous reactor
US4597936A (en) * 1983-10-12 1986-07-01 Ga Technologies Inc. Lithium-containing neutron target particle
US4636352A (en) * 1984-02-09 1987-01-13 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod with burnable plate and pellet-clad interaction fix
CS255601B1 (en) * 1984-05-18 1988-03-15 Kristian Svoboda 99 mtc elution unit-built generator and method of its production
GB8422852D0 (en) * 1984-09-11 1984-11-07 Atomic Energy Authority Uk Heat pipe stabilised specimen container
US4729903A (en) * 1986-06-10 1988-03-08 Midi-Physics, Inc. Process for depositing I-125 onto a substrate used to manufacture I-125 sources
US4859431A (en) * 1986-11-10 1989-08-22 The Curators Of The University Of Missouri Rhenium generator system and its preparation and use
US5347550A (en) * 1987-03-28 1994-09-13 Kabushiki Kaisha Toshiba Core of light-water reactor
JPH0273192A (ja) * 1988-09-09 1990-03-13 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料要素
JPH0273191A (ja) 1988-09-09 1990-03-13 Japan Atom Energy Res Inst 核融合装置の真空容器
JPH07101237B2 (ja) * 1989-05-10 1995-11-01 株式会社東芝 燃料集合体及び原子炉
US5053186A (en) * 1989-10-02 1991-10-01 Neorx Corporation Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium
US5145636A (en) * 1989-10-02 1992-09-08 Neorx Corporation Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium
US5009837A (en) 1989-11-03 1991-04-23 Westinghouse Electric Corp. Axially modular fuel assembly and rod for optimal fuel utilization
LU87684A1 (de) * 1990-02-23 1991-10-08 Euratom Verfahren zur erzeugung von aktinium-225 und wismut-213
EP0469616B1 (en) * 1990-08-03 1996-05-01 Kabushiki Kaisha Toshiba Transuranium elements transmuting reactor core, transuranium elements transmuting fuel pin and transuranium elements transmuting fuel assembly
DE4218023A1 (de) * 1992-06-01 1993-12-02 Siemens Ag Brennstab eines Kernreaktors
US5596611A (en) * 1992-12-08 1997-01-21 The Babcock & Wilcox Company Medical isotope production reactor
GB2282478B (en) * 1993-10-01 1997-08-13 Us Energy Method of fabricating 99Mo production targets using low enriched uranium
US5633900A (en) * 1993-10-04 1997-05-27 Hassal; Scott B. Method and apparatus for production of radioactive iodine
US6490330B1 (en) * 1994-04-12 2002-12-03 The Regents Of The University Of California Production of high specific activity copper -67
US5513226A (en) * 1994-05-23 1996-04-30 General Atomics Destruction of plutonium
US5871708A (en) * 1995-03-07 1999-02-16 Korea Atomic Energy Research Institute Radioactive patch/film and process for preparation thereof
JP3190005B2 (ja) * 1996-03-05 2001-07-16 日本原子力研究所 放射化ベリリウムのリサイクル方法
US5682409A (en) * 1996-08-16 1997-10-28 General Electric Company Neutron fluence surveillance capsule holder modification for boiling water reactor
JP3488791B2 (ja) * 1996-11-07 2004-01-19 株式会社日立製作所 燃料棒及びその製造方法
US5910971A (en) * 1998-02-23 1999-06-08 Tci Incorporated Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99
JP3781331B2 (ja) * 1998-06-05 2006-05-31 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 血管再狭窄予防用キセノンー133の製造方法
US6233299B1 (en) * 1998-10-02 2001-05-15 Japan Nuclear Cycle Development Institute Assembly for transmutation of a long-lived radioactive material
SE522371C2 (sv) 1998-12-23 2004-02-03 Westinghouse Atom Ab Bränslepatron för en lättvattenreaktor
US6298108B1 (en) * 1999-07-21 2001-10-02 Yousef M. Farawila Nuclear fuel rod with upward-shifted pellet stack and a device to realize same
EP1227845A2 (de) * 1999-11-09 2002-08-07 Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Seltene erden enthaltene mischung und deren verwendung
AUPQ641100A0 (en) * 2000-03-23 2000-04-15 Australia Nuclear Science & Technology Organisation Methods of synthesis and use of radiolabelled platinum chemotherapeutic ag ents
US6456680B1 (en) * 2000-03-29 2002-09-24 Tci Incorporated Method of strontium-89 radioisotope production
FR2811857B1 (fr) * 2000-07-11 2003-01-17 Commissariat Energie Atomique Dispositif de spallation pour la production de neutrons
US6678344B2 (en) * 2001-02-20 2004-01-13 Framatome Anp, Inc. Method and apparatus for producing radioisotopes
GB0104383D0 (en) * 2001-02-22 2001-04-11 Psimedica Ltd Cancer Treatment
WO2003001536A1 (en) * 2001-06-25 2003-01-03 Umberto Di Caprio Process and apparatus for the production of clean nuclear energy
US20030179844A1 (en) * 2001-10-05 2003-09-25 Claudio Filippone High-density power source (HDPS) utilizing decay heat and method thereof
JP2005513451A (ja) * 2001-12-12 2005-05-12 ザ ユニバーシティ オブ アルバータ,ザ ユニバーシティ オブ ブリティッシュ コロンビア,カールトン ユニバーシティ,サイモン フレイザー ユニバーシティ アンド ザ ユニバーシティ オブ ビクトリ 放射性イオン
US20040105520A1 (en) * 2002-07-08 2004-06-03 Carter Gary Shelton Method and apparatus for the ex-core production of nuclear isotopes in commercial PWRs
US6751280B2 (en) * 2002-08-12 2004-06-15 Ut-Battelle, Llc Method of preparing high specific activity platinum-195m
US6896716B1 (en) * 2002-12-10 2005-05-24 Haselwood Enterprises, Inc. Process for producing ultra-pure plutonium-238
US20050105666A1 (en) * 2003-09-15 2005-05-19 Saed Mirzadeh Production of thorium-229
KR20060025076A (ko) * 2004-09-15 2006-03-20 동화약품공업주식회사 방사성필름의 제조방법
US20060062342A1 (en) * 2004-09-17 2006-03-23 Cyclotron Partners, L.P. Method and apparatus for the production of radioisotopes
US7157061B2 (en) * 2004-09-24 2007-01-02 Battelle Energy Alliance, Llc Process for radioisotope recovery and system for implementing same
US20070297554A1 (en) * 2004-09-28 2007-12-27 Efraim Lavie Method And System For Production Of Radioisotopes, And Radioisotopes Produced Thereby
RU48428U1 (ru) 2004-11-30 2005-10-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" Тепловыделяющий элемент ядерного реактора с металлическим теплопередающим подслоем
US8953731B2 (en) * 2004-12-03 2015-02-10 General Electric Company Method of producing isotopes in power nuclear reactors
US7526058B2 (en) * 2004-12-03 2009-04-28 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors
KR100728703B1 (ko) * 2004-12-21 2007-06-15 한국원자력연구원 I-125 생산을 위한 내부 순환식 중성자 조사 용기 및 이를 이용한 i-125 생산방법
US7235216B2 (en) * 2005-05-01 2007-06-26 Iba Molecular North America, Inc. Apparatus and method for producing radiopharmaceuticals
US20080076957A1 (en) * 2006-09-26 2008-03-27 Stuart Lee Adelman Method of producing europium-152 and uses therefor

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63252292A (ja) * 1987-04-09 1988-10-19 株式会社東芝 軽水炉の炉心
JP2000512761A (ja) * 1996-06-20 2000-09-26 エービービー アトム アクチボラグ 原子炉の燃料集合体

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