JP2012208123A - 原子力燃料集合体の支持グリッド - Google Patents

Abstract

【課題】破砕強さが大きい原子燃料集合体のスペーサグリッドを提供する。
【解決手段】各グリッドストラップは燃料棒を支持する結合部に、輸送及び取扱い時または地震時に想定される外部負荷下で燃料棒を支持するばねまたはディンプルを有する。各グリッドストラップの燃料棒支持部には圧印加工による１またはそれ以上の細長いリブが設けられており、グリッドストラップの結合部を種々の形状にしてその慣性モーメントを増加させる。リブを過大な圧力降下を防止するべく流線形にするのが好ましい。このようにして、従来型の短いグリッドストラップの破砕強度を製造コストを有意に増加させずまたはグリッドの中性子経済に悪影響を与えずに増加させる。
【選択図】図５

Description

本発明は一般的に原子炉の燃料集合体に係り、さらに詳細には、頑丈なスペーサグリッドを用いる原子燃料集合体に係る。

加圧水により冷却される原子力発電システムの一次側は、有用なエネルギーを発生させるために二次側と熱交換関係にあるが該二次側から隔離された閉回路を形成する。一次側は、核分裂性物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心内部構造を取り囲む原子炉容器と、熱交換蒸気発生器内の一次回路と、加圧水を循環させる加圧器、ポンプ及び配管類の内部空間と、蒸気発生器及びポンプをそれぞれ別個に原子炉容器に接続する配管類とより成る。蒸気発生器、ポンプ及び原子炉容器に接続された配管類より成る一次側の各部品は一次側ループを形成する。

説明目的のために、図１は、ほぼ円筒形の原子炉圧力容器１０と、炉心１４を密封するための蓋ヘッド１２とを備えた原子炉一次系を単純化したものである。水のような液体の原子炉冷却材は、ポンプ１６により圧力容器１０内に圧送されるが、炉心１４を通過する際熱エネルギーを吸収し、一般的に蒸気発生器と呼ぶ熱交換器１８へ送られ、熱交換器で交換された熱が蒸気駆動タービン発電機のような利用回路（図示せず）へ送られる。原子炉冷却材はその後、ポンプ１６へ戻って一次側ループが完成する。一般的に、上述したような複数のループが原子炉冷却材の配管２０により単一の原子炉容器１０に接続されている。

図２は原子炉の一設計例をさらに詳細に示すものである。説明の目的で、垂直方向に平行に延びる複数の燃料集合体２２より成る炉心１４とは別に、容器内の他の内部構造は下方の内部構造２４と、上方の内部構造２６とに分けることができる。従来設計では、下方の内部構造の機能は容器内において流れを所定の方向に差し向けるだけでなく炉心コンポーネント及び計測手段を支持し、整列させ且つ案内することである。上方の内部構造は燃料集合体２２（図２に簡略化のため２個だけ示す）を拘束し、または二次的に拘束し、計測手段及び制御棒２８のようなコンポーネントを支持し、案内する。図２に示す原子炉の一例において、冷却材は１またはそれ以上の入口ノズル３０から原子炉容器１０に流入した後、容器と炉心槽３２との間の環状空間を下降し、下部プレナム３４で１８０°方向転換した後、燃料集合体が載置された下部支持板３７及び下部炉心板３６を通って燃料集合体の周りを上方に流れる。炉心及びその周辺域３８を流動する冷却材の流量は大きく、典型的には毎秒約２０フィートの速度で毎分４００，０００ガロンのオーダーである。その結果生じる圧力降下及び摩擦力は燃料集合体を浮揚させようとするが、この動きは円形の上部炉心板４０を含む上部炉内構造物によって制限される。炉心１４を出た冷却材は上部炉心板４０の下側に沿って流れ、複数の細孔４２を通って上昇する。冷却材はその後、上方及び半径方向に流れて１またはそれ以上の出口ノズル４４へ到達する。

上方の内部構造２６は容器または容器ヘッドにより支持することが可能であり、上部支持集合体４６を含む。荷重は主として複数の支柱４８により上部支持集合体４６と、上部炉心板４０との間を伝達される。支柱は所定の燃料集合体２２と上部炉心板４０の開口４２の上方で整列関係にある。

一般的に、直線方向に移動可能な制御棒２８は駆動シャフト５０及び中性子毒物棒のスパイダ集合体５２を含み、制御棒案内管５４により上方の内部構造２６を通って、整列関係にある燃料集合体２２内に案内される。案内管は上部支持集合体４６と、上部炉心板４
０の頂部に接続されている。支柱４８は制御棒の挿入能力に悪影響を与えかねない事故状態の下で案内管の変形を遅らせる働きがある。

図３は、参照数字２２で総括表示する燃料集合体を垂直方向に短縮した形で示す立面図である。燃料集合体２２は加圧水型原子炉に用いるタイプであり、下端部に下部ノズル５８を備えた構造躯体を有する。下部ノズル５８は原子炉の炉心領域において下部炉心板３６上に燃料集合体２２を支持する。燃料集合体２２の構造躯体は、下部ノズル５８とは別に、上端部の上部ノズル６２と、上方の内部構造の案内管５４と整列する多数の案内管またはシンブル８４とを有する。案内管またはシンブル８４は下部ノズル５８と、上部ノズル６２との間を縦方向に延び、両端部がそれらのノズルに剛性的に固着されている。

燃料集合体２２はさらに、案内シンブル８４にそれに沿う軸方向離隔位置で取付けられた複数の横方向グリッド６４と、グリッド６４により横方向に離隔して支持された細長い燃料棒６６の整列アレイとを有する。図４は案内シンブル８４及び燃料棒６６を省略したグリッド６４の平面図である。案内シンブル８４は９６で示したセルを貫通し、燃料棒６６はセル９４を占有する。図４からは分かるように、グリッド６４は直交するストラップ８６、８８を相互に差し込んで卵箱パターンを形成した従来型アレイであり、４つのストラップの隣接する境界が、その内部で燃料棒６６が横方向に離隔した関係で支持されるほぼ正方形の支持セル９４を画定する。多くの設計例において、支持セル９４を形成するストラップの対向壁にはばね及びディンプルが打抜き加工により形成されている。ばね及びディンプルは支持セル内を半径方向に延びてそれらの間で燃料棒を捕捉し、燃料棒の被覆に圧力を加えてその棒が定位置で保持されるようにする。ストラップ８６、８８の直交アレイを各ストラップの端部で境界ストラップに溶接すると、グリッド構造６４が完成する。図３に示すように、燃料集合体２２はまた、中心部を下部ノズル５８と上部ノズル６２との間で延びてそれらにより捕捉される計測管６８を有する。部品のかかる組合せにより、燃料集合体２２は取扱いが便利で部品の組立体に損傷を与えることがない一体的ユニットを形成する。

上述したように、燃料集合体２２のアレイ状の燃料棒６６は燃料集合体の長手方向に離隔したグリッド６４により互いに離隔関係に保持される。各燃料棒６６は複数の原子燃料ペレット７０を有し、両端部は上部端栓７２及び下部端栓７４により閉じられている。ペレット７０は上部端栓７２と、積重ねたペレットの上部との間に位置するプレナムばね７６により積重ねた形で維持される。核分裂性物質より成る燃料ペレット７０は原子炉の核反応を発生させる元である。ペレットを取り囲む被覆は核分裂反応の副成物が冷却材に侵入して原子炉システムをさらに汚染するのを防止する隔壁として機能する。

核分裂プロセスを制御するために、多数の制御棒７８が燃料集合体２２の所定位置にある案内シンブル８４内を往復移動可能である。案内シンブルの位置は図４において参照番号９６で特に示すが、例外として中央位置は計測管６８により占有される。詳説すると、上部ノズル６２の上方に位置する棒クラスタ制御機構８０は複数の制御棒７８を支持する。この制御機構は内部にねじ山を有するハブ部材８２と、図２に関連して上述したスパイダを形成する半径方向に延びる複数のアーム５２とを有する。各アーム５２は制御棒７８に連結されており、このため、制御棒機構８０は、制御棒のハブ８２に結合された制御棒駆動シャフト５０の動力により、全て周知の態様で、制御棒を案内シンブル８４内において垂直方向に移動させ、燃料集合体２２の核分裂プロセスを制御することができる。

上述したように、燃料集合体は燃料棒の重量を超えるため燃料棒及び集合体に有意な力を及ぼす液圧力を受ける。加えて、炉心内の冷却材には、燃料棒の被覆から冷却材への熱伝達を促進する多くのグリッドのストラップの上部表面上に設けられた混合翼により有意な乱流が生じる。冷却材の有意な流速及びこの乱流はグリッドのストラップに実質的な力
を及ぼす。さらに、グリッドのストラップは輸送または取扱い時若しくは地震及び冷却材喪失事故のような想定される全ての事故で生じる外部的負荷に耐える必要がある。最近、原子力発電所の地震に対する懸念に多くの注目が集まっており、燃料集合体が満足しなければならない耐震要件が厳しくなっている。一般的に、燃料集合体のグリッドはストラップの高さまたは厚さを大きくするか溶接部を増やすことにより強化されてきた。しかしながら、これらの改良型設計はそれぞれ燃料集合体にまたがる冷却材の圧力降下を増加させるだけでなく製造プロセスのコストを上昇させる。例えば、標準の高さ１．５０インチ（３．８１ｃｍ）の１．５倍である高さ２．２５インチ（５．７２ｃｍ）の高強度ストラップのグリッド集合体にまたがる圧力降下はほぼ１０％増加する。加えて、破砕強さを増加させるためにグリッドストラップの交差部の中間に溶接部を加えると製造コストが増加する。

従って、製造コストまたはグリッドにまたがる圧力降下を有意に増加させずにグリッドの強度を増加させる燃料集合体グリッドの新型設計が求められている。

本発明は上記目的を達成する原子燃料集合体の新型支持グリッドを提供する。長手方向に沿って細長い燃料要素を支持する新型支持グリッドは、一部を貫通して燃料要素がそれぞれ支持される複数のセルを画定する格子構造を含む。他のセルはそれぞれ制御棒用の案内管を支持する。各セルの複数の壁はセルの隅部で交差し、支持位置で対応の燃料要素または案内管を取り囲む。燃料要素を支持する各セルの少なくとも１つの壁には押込み加工により形成された細長いリブがある。即ち、このリブは押込み部に沿って実質的に穿孔していない壁の一体的部分である。

１つの実施例において、支持グリッドのこの細長いリブは実質的に水平方向を向いている。望ましくは、この細長いリブは壁の隅部間の幅全体を実質的に延びる。好ましくは、この押込みは実質的に隅部で切れている。好ましい実施例において、燃料要素を支持する各セルは上流側端部と下流側端部を有し、燃料集合体が運転中の原子炉内に置かれると上流側端部が最初に原子炉の冷却材の流れに遭遇する。好ましくは、押込みの表面は上流側で丸み付けられており、より望ましくは、押込みの全ての表面は圧力降下を減少するために丸み付けられている。

別の実施例において、その少なくとも１つの壁は複数の細長いリブを有し、好ましくは、これらのリブは燃料棒の垂直方向の移動を制限するために用いられるディンプルまたはばねの何れかの側の或る高さ位置にある。

別の実施例において、格子構造の一部は交差する２つの平行アレイより成り、燃料棒を支持する隣接セルのストラップ上の壁には異なる方向に形成された細長いリブがある。好ましくは、燃料要素を支持する各セルの全ての壁に細長いリブがある。

好ましい実施例の以下の説明を添付図面を参照しながら読むと本発明のさらなる理解が得られるであろう。
図１は本発明を適用可能な原子炉システムの単純化した概略図である。 図２は本発明を適用可能な原子炉圧力容器及び内部コンポーネントの部分断面立面図である。 図３は図示を明解にするため一部を破断し、垂直方向に短縮した形で示す燃料集合体の部分断面立面図である。 図４は本発明の卵箱型支持グリッドの平面図である。 図５は図４に示すグリッドの１つのグリッドストラップの２つのセル部分の斜視図であり、このストラップ部分は２つの燃料支持セルの境界を画定し、本発明のリブを示す。 図６は図５に示すグリッドストラップ部分を後から見た斜視図である。 図７は図５に示すグリッドストラップセル部分を前から見た斜視図であり、細長リブが対角線方向を向いている。 図８は図７に示すグリッドストラップセル部分を後から見た斜視図である。 図９Ａ−Ｇは本発明に従って適用可能なグリッドストラップのリブの種々の形状を示す側部断面図である。

本発明は原子炉の燃料集合体の新型設計、さらに詳細には、原子燃料集合体のスペーサグリッドの改良型設計を提供する。改良型グリッドは一般的に、ほぼ正方形（または六角形）のセルのマトリックスより成り、その一部（９４）は燃料棒を支持し、他の一部（９６）は案内シンブル及び中央の計測管に接続されている。本明細書に記載した実施例の特徴を組み込んだ個々のグリッドストラップ８６、８８の形状は図４の平面図からは容易に分からず、従来型グリッドに非常によく似ているように見えるが、図５−９からよく理解できるであろう。この実施例のグリッドは、従来のように互いに差し込まれた直交する２つの平行離隔関係のストラップ８６、８８のセットが外側ストラップ９８により取り囲まれてグリッド６４の構造を形成するものである。実質的に正方形の燃料棒支持セルを形成する直交ストラップ８６、８８をこの実施例に示すが、本発明は他のグリッド構成、例えば六角形セルのグリッドにも等しく利用可能であることを理解されたい。直交ストラップ８６、８８と、外側列の場合の外側ストラップ９８とは原子燃料棒６６を取り囲むそれぞれ四つの隣接ストラップとの交差部において支持セル９４を画定する。４つの隣接ストラップの交差部間のストラップの長手方向に沿う各ストラップの長さが燃料棒支持セル９４の壁１００を形成する。

図５及び６と、図７及び８とはそれぞれ、図４に示す従来型グリッドストラップ８６または８８の多くの特徴を備えた燃料棒を支持する隣接セル９４の２つの壁１００を示す。図４は１７ｘ１７アレイのセルを示すが、本発明の原理の適用については集合体の燃料要素の数には影響されないことを理解されたい。図４に示す直交部材８６、８８を形成する格子ストラップは実質的に同一設計である。格子ストラップ８６、８８は実質的に同一であるが、一部の格子ストラップの設計は参照番号９６で示す案内管及び計測シンブルの場所に適応するよう他の格子ストラップとは異なることを理解されたい。図５−８を参照すればわかるように、燃料要素を収容するセル９４の壁１００の大部分には当業界で公知公用のように適当な型を用いて打抜き加工された多数の突出セグメントが設けられている。上部及び下部の打抜きセグメント９２は１つの方向に膨出し、セルの対向壁から並置関係で突出する斜めばね９０との間で燃料要素を支持するディンプルを形成する。前述したディンプル９２と同じ壁１００の中央に位置する残りの打抜き部分９０は隣接するセル内へ反対方向に膨出し、その対向壁からその隣接セル内に突出するディンプル９２に対し燃料要素を圧接させる斜めばね９０を形成する。斜めばねの好ましい設計については２０００年１１月７日発行の米国特許第６，１４４，７１６号を参照すれば良く理解できるであろう。

混合翼１０２は燃料要素が通過するセル９４の壁である一部のセグメントにおいて格子ストラップの上方端縁部から延びている。制御棒及び炉内計測手段が通過する案内管及び計測シンブルを支持するセル９６と、燃料要素を支持するセル９４との相違点は、前者にはそれらの内部に突出する支持部材９０、９２もしくはそれらの壁から延びる混合翼１０２がないことである。セル９６の別の相違点は、２００３年２月２５日発行の米国特許第６，５２６，１１６号に記載されるような、セル壁の中央を格子ストラップの下部から頂部へ延びる窪んだ圧印加工部分がある点である。

本明細書に記載する実施例によると、スペーサグリッドの壁の破砕強度は図５、６、７及び８に示すように１またはそれ以上の壁１００上の１またはそれ以上の圧印加工によるリブ１０４が付加されたことにより大きい。図６及び８はそれぞれ図５及び７を後から見た図である。好ましくは、圧印加工によるリブ１０４は燃料支持セル９４を画定する直交ストラップの交差部間を水平に延びる。望ましくは、リブ１０４はばね９０の両側の、ディンプル９２とばね９０の間に位置する。しかしながら、グリッドストラップ８６または８８の強度を増加するために１またはそれ以上の壁１００に１またはそれ以上のリブ１０４を設けても良いことを理解されたい。さらに、リブが斜めに延びる図７及び８に示すように、リブ１０４を図５及び６に示す水平方向以外の方向に設けても良い。これらの図に示す浅いドームまたは円筒形のリブ１０４は製造プロセスのコストをそれほど増加させずにストラップ打抜きプロセスで容易に形成できる。圧力降下の過大な増加を防止するために、リブ１０４の端縁部を冷却材の上流側において図５−８に示すように流線形にするのが好ましく、望ましくはリブの全ての端縁部を流線形にすると良い。また、圧印加工によるリブ１０４の向きを交互に、即ち、隣接セルのグリッドストラップの交互の側で、変えてストラップの反りまたはかき混ぜ作用を最小限に抑えることができる。本発明のリブはディンプル及びばねの形成に用いる打抜き加工時の望ましくない変形を阻止またはそれを最小限に抑えるものである。燃料棒支持セルの壁を形成する薄板のストラップにはこれまで望ましくない変形が生じるという問題がある。この変形によりストラップを交差部で溶接し組み立てるのが難しくなる。従来、ストラップをハンマーで圧延してこの問題を克服していた。本発明のリブはこのハンマーによる圧延を不要にする。従来のオイラー座屈理論に基づき、座屈強度は、慣性モーメントの線形関数である。従って、圧印加工されたリブ１０４より慣性モーメントが増加するとスペーサグリッドの破砕強度が増加する。

以下の表１に示すように、慣性モーメントはストラップの高さに基づき、幾何学的形状、場所、方向及びリブの数の関数である。

図９Ａ−９Ｇに示すリブの形状に対応する表１は、リブのおおよその慣性モーメントと投影面積を図示の各形状について示すものである。図９Ａは基準としてリブのない真直ぐなストラップを示す。図９Ｂは単一のリブの形状Ａ、ストラップの上部領域の場所Ａ、方向Ａ、即ち、ストラップの左側への突出方向を示す。図９Ｃは２つのリブの形状Ａ、場所Ａ、しかしながらストラップの上部及び下部領域の場所、方向Ａを示す。図９Ｄは２つのリブの形状Ｂ、即ち形状Ａよりも角度が鋭い形状、場所Ａ、方向Ａを示す。図９Ｅは２つのリブの形状Ｂ、場所Ｂ、即ちストラップの中心により近い場所、方向Ａを示す。図９Ｆは２つのリブの形状Ａ、場所Ａ、方向Ｂ、即ちストラップの両側への突出方向を示す。図９Ｇは２つのリブの形状Ｂ、場所Ｂ、方向Ｂを示す。従って、表１のパラメータを圧力降
下の許容限界を満足することによって最適化できるが、その理由はグリッドストラップの慣性モーメントが大きくなればなるほど圧力降下が大きくなるからである。もう１つ考慮しなければならないのはストラップの打抜き加工時における割れ、反り及びかき混ぜ作用に関する製造上の懸念である。

かくして、本発明はストラップの高さを増加させずに、そして／または製造コストを有意に増加させずにスペーサグリッドの破砕強度を増加するものである。

かくして、本発明を特定の実施例につき詳細に説明したが、本明細書の開示全体に照らしてそれらの詳細事項に対する種々の変形例及び設計変更を想到できることが当業者にわかるであろう。従って、図示説明した特定の実施例は例示に過ぎず、本発明の範囲を限定するものではなく、その範囲は添付の特許請求の範囲及びその任意且つ全ての均等物の全幅を与えられるべきである。

Claims (20)

1. 原子燃料集合体であって、
   細長い燃料要素の平行アレイと、
   細長い燃料要素をそれらの長手方向に沿って支持する支持グリッドとより成り、
   支持グリッドは、一部が貫通するそれぞれの燃料要素を支持し、他のものがそれぞれ制御棒の案内管を支持する複数のセルを画定する格子構造を有し、各セルは隅部で交差し支持場所で対応の燃料要素または案内管を取り囲む複数の壁を有し、
   燃料要素を支持する各セルの少なくとも１つの壁には壁の一体的部分である押込み加工による細長いリブがあり、押込み加工部の周辺には実質的な穿孔部がないことを特徴とする原子燃料集合体。
2. 細長いリブは実質的に水平方向である請求項１の原子燃料集合体。
3. 細長いリブは隅部間の全幅を実質的に延びる請求項２の原子燃料集合体。
4. 押込み加工部は実質的に隅部で切れている請求項３の原子燃料集合体。
5. 燃料要素を支持する各セルの壁は上流側端部と下流側端部とを有し、上流側端部は燃料集合体が運転状態の原子炉内に置かれると原子炉の冷却水の流れに最初に遭遇し、押込み加工部の表面は押込みの上流側で丸み付けられている請求項３の原子燃料集合体。
6. 押込み加工部の実質的に全ての表面は丸み付けられている請求項５の原子燃料集合体。
7. 前記少なくとも１つの壁は複数の細長いリブを有する請求項１の原子燃料集合体。
8. 格子構造は交差するストラップの２つの平行アレイより成り、燃料要素を支持する隣接セルのストラップの壁には細長いリブが異なる方向に形成されている請求項１の原子燃料集合体。
9. 燃料要素を支持する各セルの全ての壁は細長いリブを有する請求項１の原子燃料集合体。
10. 複数の細長いリブは一部が押込み加工部である壁から延びるばねまたはディンプルの両側に位置する請求項７の原子燃料集合体。
11. 細長い原子燃料要素をそれらの長手方向に沿って支持する支持グリッドであって、
    一部が貫通するそれぞれの燃料要素を支持し、他のものがそれぞれ制御棒の案内管を支持する複数のセルを画定する格子構造を有し、
    各セルは隅部で交差し支持場所で対応の燃料要素または案内管を取り囲む複数の壁を有し、
    燃料要素を支持する各セルの少なくとも１つの壁には壁の一体的部分である押込み加工による細長いリブがあり、押込み加工部の周辺には実質的な穿孔部がないことを特徴とする支持グリッド。
12. 細長いリブは実質的に水平方向である請求項１１の支持グリッド。
13. 細長いリブは隅部間の全幅を実質的に延びる請求項１２の支持グリッド。
14. 押込み加工部は実質的に隅部で切れている請求項１３の支持グリッド。
15. 燃料要素を支持する各セルの壁は上流側端部と下流側端部とを有し、上流側端部は燃料集合体が運転状態の原子炉内に置かれると原子炉の冷却水の流れに最初に遭遇し、押込み加工部の表面は押込みの上流側で丸み付けられている請求項１３の支持グリッド。
16. 押込み加工部の実質的に全ての表面は丸み付けられている請求項１５の支持グリッド。
17. 前記少なくとも１つの壁は複数の細長いリブを有する請求項１１の支持グリッド。
18. 格子構造は交差するストラップの２つの平行アレイより成り、燃料要素を支持する隣接セルのストラップの壁には細長いリブが異なる方向に形成されている請求項１１の支持グリッド。
19. 燃料要素を支持する各セルの全ての壁は細長いリブを有する請求項１１の支持グリッド。
20. 複数の細長いリブは一部が押込み加工部である壁から延びるばねまたはディンプルの両側に位置する請求項１１の支持グリッド。

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