JP2014524575A - 原子炉燃料補給方法及び装置 - Google Patents

Abstract

燃料集合体（１０）の取り出しを含む原子炉（４０）の燃料補給方法が提供される。本方法には、燃料集合体上にクレーン（４４）の吊り上げ用ツール（８０）を降下させるステップが含まれる。降下された吊り上げ用ツールは、燃料集合体の上部の上方に伸延する、制御棒アセンブリ（７０）の一部（７４）を包囲し且つ垂直方向において重なり合う複数の下方伸延要素（８２）を含む。下方伸延要素は燃料集合体の上部位置の相当する合致用特徴部（２６）と錠止されて燃料集合体を吊り上げ用ツールに連結する。連結された燃料集合体はクレーンを用いて使用済み燃料プール（４２）内に移動され、吊り上げ用ツールは燃料集合体の上部位置の相当する合致用特徴部から下方伸延要素を解錠することにより燃料集合体の上部から脱連結される。

Description

本発明は、原子炉分野、発電分野、原子炉制御分野、原子力発電制御分野及び関連分野に関する。

原子炉では、核分裂性Ｕ−２３５同位体に富む酸化ウラン（ＵＯ₂）等の臨界質量の核分裂性材料塊を含む炉心が使用される。燃料棒は、例えば、核分裂性物質のペレットをセラミックマトリクスあるいはその他に埋設したものを含む種々の構造形態を取り得る。炉心はその安全性を高めるべく、従来から核分裂性物質を収納する燃料棒として組み立てられる。一組の燃料棒を予め組み合わせて燃料集合体を形成する。燃料集合体中の核分裂性物質質量は臨界質量以下に維持されることが好ましい。燃料集合体を原子炉現地に輸送し、原子炉圧力容器内のグリッドに組み込んで炉心を形成する。組み込み中、早期連鎖反応防止用に、例えば圧力容器内に集積する前に中性子吸収用制御棒を燃料集合体に挿通すること、及び、もし使用する場合は中性子減速材（例えば、水環境）を省略することで、燃料集合体に好適な中性子吸収物質が提供される。

図１及び図２を参照するにそれらアセンブリが例示されている。図１には燃料集合体１０が例示され、中間スペーサ格子要素１４及び端部スペーサ格子要素１６、１８により制御間隔状態下に相互固定した一組の燃料棒１２を含んでいる。例示実施形態では燃料棒１２は１７×１７列である。燃料集合体１０は代表的には実質的に細長く、図１では間隙Ｇを有する状態でその一部が示される。燃料集合体１０は好適には、中性子吸収用の制御棒をそこに通す制御棒案内管あるいは案内シンブル２０等のその他要素をも含む。１つ又は１つ超のこれらあるいは類似の案内管又は案内シンブルは炉心内センサ用の機器用導管としても作用する。制御棒、機器バンドルあるいはその他の燃料集合体１０の内外への連結を容易化する上下の各ノズルプレート２２、２４を設け得る。例示した上下の各ノズルプレート２２、２４はその各角部位置に、炉心内への燃料集合体組み込み中の整合を容易化する上下の各整合ピン２６、２８を含む。

図２には組み立て状態における炉心３０が示され、炉心支持枠３２内に格子状に密充填配置した燃料集合体１０を含んでいる。図２では制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）が各燃料集合体１０に完全挿入されている。図２ではＣＲＡは、相当する各燃料集合体１０より上方に伸延する上部支持要素３４のみを示す。各ＣＲＡの上部支持要素は、従来のスパイダあるいは（図２に示す如き）もっと大型の要素（２０１０年８月２４日付で出願され、ここでの参照によりその全部を本明細書の一部とする“Ｔｅｒｍｉｎａｌ Ｅｌｅｍｅｎｔｓ ｆｏｒ Ｃｏｕｐｌｉｎｇ Ｃｏｎｎｅｃｔｉｎｇ Ｒｏｄｓ ａｎｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄｓ ｉｎ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄ Ａｓｓｅｍｂｌｉｅｓ Ｆｏｒ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ”と題するＵ．Ｓ．Ｓｅｒｉａｌ Ｎｏ．１２／８６２，１２４を参照されたい）であり得る。例示した炉心３０は６９個の燃料集合体を含むが、一般にもっと多いあるいは少ない燃料集合体を含み得る。

炉心の設計寿命範囲は代表的には１年〜数年である。炉心寿命は、核連鎖反応運転に起因する核分裂物質を減少させることで制御する。運転を継続する上で、使用済み燃料集合体を取り出し、新規燃料集合体に交換する燃料補給作業を実施する必要がある。この実施は代表的には、原子炉を停止して圧力容器を開放し、各部品を取り出して燃料集合体への頭上アクセスを増大させ、クレーンの支援下に燃料集合体を取り出す作業を伴う。各燃料集合体には、燃料集合体を連結し得るよう、上部に板バネを取り付けた箱構造部、あるいは、予備負荷した螺旋コイルバネを各支柱間に取り付けたプレート及び支柱構造部を嵌装する。燃料集合体は、箱構造部の固定上部プレートあるいは、プレート及び支柱構造部の可動上部プレートに、この上部プレートの下方で直交する４方に揺動するフックを介して係合する引っ掛け機構により吊り上げられる。各フックは、箱型構造部では外側に揺動して上部プレートに係合し、プレート及び支柱構造では内側に揺動して上部プレートに係合する。

“Ｔｅｒｍｉｎａｌ Ｅｌｅｍｅｎｔｓ ｆｏｒ Ｃｏｕｐｌｉｎｇ Ｃｏｎｎｅｃｔｉｎｇ Ｒｏｄｓ ａｎｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄｓ ｉｎ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄ Ａｓｓｅｍｂｌｉｅｓ Ｆｏｒ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ”と題するＵ．Ｓ．Ｓｅｒｉａｌ Ｎｏ．１２／８６２，１２４

前記燃料補給法には実質的な欠点が存在する。各燃料集合体の上部付近には、引っ掛けフックが揺動する広い作動空間を要する。しかしながら、この作動空間は、炉心支持枠内に密着配置した隣り合う燃料集合体列の存在による制約を受ける。更には、燃料補給中にＣＲＡを燃料集合体に完全挿入したままとする（燃料補給プロセス中の燃料集合体における中性子数抑制を維持する上で望ましい）場合は、スパイダを完全に取り出す必要（このプロセスはスパイダから多数の制御棒を個別に分離する作業を伴う）があり、又は、スパイダ上方で引っ掛け用フックを作動させ得るに十分、スパイダを低プロファイル化させる必要がある。

本発明の１様相によれば、原子炉の燃料補給実施を含む方法が提供される。燃料補給には、原子炉炉心から燃料集合体を取り出すステップが含まれる。本取り出し方法には、クレーンの、下方伸延要素のアセンブリを含む吊り上げ用ツールを燃料集合体上部に連結するステップにして、前記下方伸延要素の錠止用の下端部を、燃料集合体の上部及び周囲位置に位置付けた合致用特徴部の各々に錠止させることを含むステップと、吊り上げ用ツールに連結した燃料集合体をクレーンを用いて使用済み燃料プール内に移動するステップと、前記燃料集合体上部から吊り上げ用ツールを釈放させるステップにして、燃料集合体の上部及び周囲位置でその周辺部に位置付けた各合致用特徴部から前記下方伸延要素の下端部を解錠させることを含むステップと、が含まれる。

本発明の他の様相によれば、原子炉の燃料補給実施を含む方法が提供される。燃料補給には、燃料集合体に制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）を挿入した燃料集合体を原子炉炉心から取り出すステップが含まれる。本取り出し方法には、クレーンの、燃料集合体上部の上方に伸延するＣＲＡの一部を包囲し且つ垂直方向において重なり合う複数の下方伸延要素を含む吊り上げ用ツールを燃料集合体上部に降下させるステップと、降下された前記吊り上げ用ツールの前記下方伸延要素を、燃料集合体上部位置の相当する合致用特徴部に固定して吊り上げ用ツールを燃料集合体に連結するステップと、吊り上げ用ツールに連結した燃料集合体をクレーンを用いて使用済み燃料プール内に移動させるステップと、前記下方伸延要素を燃料集合体上部位置の相当する合致用特徴部から解錠させることにより、使用済み燃料プール内で燃料集合体上部から吊り上げ用ツールを脱連結するステップと、を含む。

本発明の他の様相によれば、クレーン装着用の形態を有する上端部と、前記上端部の下方に配置した開放中央部を包囲する複数の下方伸延要素にして、その下端部が原子炉炉心の燃料集合体の上部位置の合致用特徴部と合致する形態を有する要素と、を含む吊り上げ用ツールを含む装置が提供される。
本発明の他の様相によれば、その上部位置に合致用特徴部を含む核燃料集合体と、クレーン装着用構成を有する上端部及び、前記上端部の下方に配置した開放中央部を包囲して複数の下方伸延要素にして、その下端部が核燃料集合体の上部位置の合致用特徴部と合致する構成を有する要素を含む吊り上げ用ツールと、を含む装置が提供される。

本発明の他の様相によれば、その上部位置に合致用特徴部を含む核燃料集合体と、前記核燃料集合体に挿入された制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）にして、その上端部が核燃料集合体上部から外部に伸延する制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）と、クレーン装着用構成を有する上端部及び、前記上端部の下方に配置した開放中央部を包囲する複数の下方伸延要素にして、その下端部が核燃料集合体上部位置の合致用特徴部と合致する構成を有する下方伸延要素を含む吊り上げ用ツールと、を含む装置が提供される。前記吊り上げ用ツールの、複数の下方伸延要素に包囲される開放中央部は、前記複数の下方伸延要素の下端部が核燃料集合体の上部位置の合致用特徴部と合致した場合にＣＲＡの上端部を受ける構成を有する。

従来の欠点を解消する原子炉燃料補給方法及び装置が提供される。

図１は、従来の核燃料集合体の斜視図である。 図２は、従来の原子炉炉心の斜視図である。 図３は、原子炉及び選択された関連部品の略斜視図である。 図４は、図３の原子炉の圧力容器の分解斜視図である。 図５は、選択した内側部品を含む、図４の圧力容器の下方容器部分の分解斜視図である。 図６は、燃料棒を省略して制御棒案内管あるいは案内シンブルを露呈させ、制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）を燃料集合体上方に抜き出した位置で示す核燃料集合体の斜視図である。 図７は、燃料集合体に制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）を挿入した状態における核燃料集合体の斜視図である。 図８は、図６及び図７のＣＲＡの上部支持要素の斜視図である。 図９は、連結棒とＣＲＡとの間のＪ字型錠止連結体を示す、上部支持要素の部分断面を拡大したＣＲＡの斜視図である。 図１０は、原子炉からの使用済み核燃料集合体アンロードに関連する部分における燃料補給プロセスの流れダイヤグラムである。 図１１は、図１０のプロセス流れの種々の作業を示す斜視図である。 図１２は、図１０のプロセス流れの種々の作業を示す斜視図である。 図１３は、図１０のプロセス流れの種々の作業を示す斜視図である。 図１４は、図１０のプロセス流れの種々の作業を示す斜視図である。 図１５は、図１０のプロセス流れの種々の作業を示す斜視図である。 図１５Ａは、図１０のプロセス流れの種々の作業を示す部分破除した斜視図である。 図１６は、図１０のプロセス流れの種々の作業を示す斜視図である。 図１６Ａは、図１０のプロセス流れの種々の作業を示す部分破除した斜視図である。 図１７は、吊り上げ用ツールの下方伸延要素の下端部を回転させて錠止体に係合させるためのモーターを表示した吊り上げ用ツールの例示図である。 図１８は、挿入された制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）を各有する核燃料集合体実施例の、燃料集合体上部位置で周囲に位置付けた合致用特徴部を示す、３つの核燃料集合体実施例の上方からの例示図である。 図１９は、挿入された制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）を各有する核燃料集合体実施例の、燃料集合体上部位置で周囲に位置付けた合致用特徴部を示す、３つの核燃料集合体実施例の上方からの例示図である。 図２０は、挿入された制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）を各有する核燃料集合体実施例の、燃料集合体上部位置で周囲に位置付けた合致用特徴部を示す、３つの核燃料集合体実施例の上方からの例示図である。

図３〜図５を参照するに原子炉が例示されている。図３には原子炉４０が使用済み燃料プール４２及びクレーン４４と共に示される。図４は図３の原子炉の圧力容器の拡大図である。圧力容器は、下方容器部分５０と、上方容器部分５２と、スカート又は支持構造部５４とを含む。例示構成では圧力容器は垂直に取り付けられ（図示の如く）、下方容器部分５０の少なくとも一部が地上高さ以下に配置される。スカートあるいは支持構造部５４の底部は地上高さとされ、圧力容器の傾斜を防止するべく支持し及び又は偏倚させる。図３の例示構成では使用済み燃料プール４２は、水及び、例えば、ホウ酸（可溶性中性子毒）等の随意的添加物を収納する地下プールである。図５は、選択された内側部品を含む下方容器部分５０の拡大斜視図である。下方容器部分５０は、炉心支持枠３２及び燃料集合体１０（図５では１つのみが示される）を含む原子炉炉心を格納する。原子炉炉心は炉心支持枠３２内に配置され且つ支持され、次いで、放射線シールド、随意的な緊急冷却材配管（図示せず）その他を含み得る炉心バスケット５６内に配置され且つ支持される。

例示した原子炉炉心は、その内部に制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）全体を含む上方炉内構造物５８を含む。例示実施例では上方炉内構造物５８は、圧力容器の構造連結部（下方及び上方の各容器部分５０、５２間の連結位置に配置される）をも構成する中間フランジ６０により支持される。燃料集合体１０と上方炉内構造物５８との間の整合は、燃料集合体１０の上方ノズルプレート２２の角部位置の上方整合ピン２６により好適に提供される。これらのピン２６は、燃料集合体１０と上方炉内構造物５８との間の熱膨張差及び照射による燃料集合体の成長を、係合損失を生じることなく収受するよう設計される。

例示した原子炉炉心は、中性子を減速させて核反応率を増長させる中性子減速材としても作用する軽水（Ｈ₂Ｏ）を一次冷却材として用いる熱中性子型原子炉である。あるいは冷却材／減速材として酸化重水素（Ｄ₂Ｏ）が意図される。一次冷却材は、仮に添加した場合は反応率を低下させる中性子毒として作用する、随意的なホウ酸等の選択された添加物を随意的に含有する。圧力容器は、圧力容器内の一次冷却材の循環を案内する円筒状の中央ライザあるいはその他の内側部品あるいは構造物（詳細は示されない）を好適に含む。一次冷却材の循環は、炉心付近の一次冷却材の加熱による自然循環であり得、あるいは、中間フランジ６０を介して同様に取り付けた例示した一次冷却材ポンプ６２により支援あるいは発生され得る。

例示しないが、ある実施形態では原子炉は蒸気発生を意図される。この目的上、炉心により加熱された一次冷却材は、二次冷却材がそこを通して流れる二次冷却材ループと熱連結する一次冷却材ループを通して流動する。一次冷却材から二次冷却材に移行する熱が二次冷却材を加熱して蒸気に変換させる。熱連結された一次／二次冷却材ループは、かくして蒸気発生器を画定する。ある実施形態では、蒸気発生器は圧力容器外部に取り付けられ、他の実施形態では圧力容器の内側、例えば、意図されるある実施形態では上方圧力容器部分５２内に取り付けられる。蒸気は、例えば、発電所の発電機のタービンを駆動するべく用いられ、かくして、核反応による発電が生じる。

例示した原子炉は、通常運転中は一次冷却材（水）が過熱状態に維持される一般に加圧水型原子炉（ＰＷＲ）として知られる形式のものである。一次冷却材は、通常原子炉運転中に上方容器部分５２の上部位置に配置される蒸気泡を所望圧力に維持することにより好適に過熱状態に維持される。あるいは原子炉は、一次冷却材が沸騰状態に維持される沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）として構成され得る。

例示した原子炉４０及びその他部品、例えば、使用済み燃料プール４２や図示したクレーン４４等は例示的なものである。多数の変更例が意図される。例えば、圧力容器はその他部分構造、例えば、着脱自在の上部あるいは“キャップ”セクションを有し得、保守あるいはその他のためのアクセス用人道を様々な箇所に設け得る。ある実施形態では圧力容器全体を地下に位置付け得る。同様に、例示した使用済み燃料プール４２は地下に配置され且つ下方容器部分５０を包囲するが、より一般的には、使用済み燃料プールはクレーン４４が“届く”任意の場所に位置付け得、ある実施形態では地上に配置され得る（あるいは逆に、上方からの好適なアクセスを伴う状態で地下深くに埋設され得る）。原子炉４０及び補助的な部品４２、４４は、代表的には、やはり図示されないコンクリート製またはスチール製の収容構造部に格納される。図示したクレーン４４は、一般に、収納構造物内の組込み時に、所望の水平及び垂直移動、吊り上げ能力その他を提供する任意の好適構造を有し得る。好適なクレーン構造の幾つかには、オーバーヘッド型クレーン構成、ガントリークレーン構成、タワーあるいはハンマーヘッド型クレーン構成、あるいはその他が含まれる。

引き続き図３〜図５を参照しつつ更に図６〜図９を参照するに、各燃料集合体１０に関連する制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）７０を用いて反応が好適に制御される。図６には、燃料棒を省略した燃料集合体が参照番号１０’で例示される。例示目的上燃料棒を省略したことで、燃料集合体１０’における燃料集合体の全高さ（垂直方向）を通して、中性子吸収用の制御棒が伸延する制御棒案内管あるいは案内シンブル２０が露呈されている。図６では、ＣＲＡ７０における相当する制御棒７２が完全に抜き出された位置（即ち、制御棒案内管あるいは案内シンブル２０から完全に抜き出された状態）で示される。ＣＲＡ７０は、制御棒７２の束を制御棒案内管あるいは案内シンブル２０のそれと合致する配列模様で相互固定する上方支持要素７４をも含む。上方支持要素７４は、本実施形態では従来のスパイダであるが、制御棒７２の上端部をその上部に固定するよう、その長さが（垂直方向において）もっと長い、及び、ＣＲＡ７０の質量の随意的増大等の種々利益を提供することを意図したもっと大型の要素である。例示的な上方支持要素７４は図８では単独で、図９では断面で示される。例示した上方支持要素７４は、本引用によりその全体を本明細書の一部とする２０１０年８月２４日付で提出された、“Ｔｅｒｍｉｎａｌ Ｅｌｅｍｅｎｔｓ ｆｏｒ Ｃｏｕｐｌｉｎｇ Ｃｏｎｎｅｃｔｉｎｇ Ｒｏｄｓ ａｎｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄｓ ｉｎ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄ Ａｓｓｅｍｂｌｉｅｓ Ｆｏｒ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ”と題するＵ．Ｓ．Ｓｅｒｉａｌ Ｎｏ．１２／８６２，１２４号に詳しく記載される。図７ではＣＲＡ７０は燃料集合体１０に完全挿入した状態で示される。図７ではＣＲＡ７０の、少なくとも上方支持要素７４を含む一部が、完全挿入位置において燃料集合体１０の上部上方に伸延されている。

引き続き図６〜図９を参照するに、炉心での反応の反応率を制御するべく、ＣＲＡ７０が燃料集合体１０内に挿入され（図７）、あるいは燃料集合体１０から抜き出され（図６）ている。制御棒７２は中性子吸収材を含み、かくして、制御棒７２を燃料集合体１０内に挿入するに従い、反応率は低下する。完全挿入位置（図６）では、反応は代表的には完全停止する。連結棒７６はＣＲＡ７０を上下させるために使用される。図６、図７、図９に示すように、連結棒７６の下端部はＣＲＡ７０の上方支持要素７４に連結される。連結棒７６の前記下端部と反対側の上端部は、例示しないが、好適な制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）に連結される。例示実施形態では（図５参照）ＣＲＤＭは全体が内部に配置され、且つ、圧力容器に収納した上方炉内構造物５８の一部となっている。あるいはＣＲＤＭを圧力容器（代表的にはＰＷＲ内の）の外側上方あるいは外側下方に、連結棒が好適な容器貫通部を通して相当するＣＲＡに連結する状態下に取り付け得る。

図３〜図５を再度参照するに、炉心は、代表的には１〜数年であるがもっと短いあるいは長い指定期間も意図されるところの指定運転期間、反応運転を維持するに十分な量の核分裂性物質を有する。その後、原子炉４０は燃料補給され、再始動される。この目的上、クレーン４４は燃料集合体の１つと連結するよう設計された吊り上げ用ツール８０を含みあるいは作動上連結される。燃料補給中、クレーン４４は吊り上げ用ツール８０と共に使用済み燃料集合体を下方容器部分５０から取り出し、使用済み燃料プール４２中に配置する。例示目的上、図３には、使用済み燃料プール４２中に移送された幾つかの燃料集合体１０_使用済みが示される（例示した使用済み燃料プール４２は地下位置で下方容器部分５０を包囲するが、より一般的にはクレーン４４の“届く”範囲の任意の場所に位置付け得、ある実施形態では地上に配置され得る）。クレーン４４は吊り上げ用ツール８０と共に作動して新規の燃料集合体を下方容器部分５０、及び、特には炉心支持枠３２内にも移送（即ち、積荷）する。

図１０〜図１６を参照して燃料補給プロセスを説明する。手順Ｓ１において、燃料補給準備のために原子炉を停止させる。停止手順Ｓ１には、相当する燃料集合体１０に各ＣＲＡ７０を装入して図７に示す装入構成を創出することが含まれる。原子炉を圧力容器を開放し得るに十分低温に冷却するための好適な時間遅延が許容される。一次冷却材は、水位を下げるために圧力容器からある程度除去もされ得る。手順Ｓ２（図３〜図５をも参照されたい）で上方容器部分５２を取り外す（例えばクレーン４４を用いて）。手順Ｓ２により、炉心支持枠３２内に配置した燃料集合体１０（現在使用中の）へのアクセスが提供される。手順Ｓ３で、各燃料集合体１０において、相当するＣＲＡ７０から連結棒７６脱着させ、かくして、図１１に示す如く、燃料集合体１０及び挿入されたＣＲＡ７０の組み合わせが残される。

図９を参照するに、手順Ｓ３で連結棒７６を取り外すために好適な方法が示される。本実施形態では連結棒７６の下端部７６_Lが、ＣＲＡ７０の上方支持要素７４の合致用凹部７６_M（図８参照）内に錠止する設計構成を有するバヨネットあるいは（例示した）Ｊ字型錠止連結体で終端している。図９の断面斜視図では、連結棒７６の下端部７６_Lは、ＣＲＡの上方支持要素７４の合致用凹部７６_M内の保持用特徴部ＲＲにバネＳＳで押し当てられて偏倚された錠止位置にある。従って、連結棒７６をバネＳＳによる偏倚に抗して押し下げ、且つ連結棒７６を回転させて保持用特徴部ＲＲから脱係合させると、連結棒７６はＣＲＡの上方支持要素７４から解放される。より一般的には、“溝”及び“ピン”あるいはその他の保持用組み合わせ体を種々配置（例えば、連結棒に溝を配置し、ピンあるいは複数のピンをＣＲＡ受け部に配置する、あるいはその逆）した状態下に、バヨネット、Ｊ字型錠止体、あるいはその他の“急速解除”形式の回転式連結部を用いて手順Ｓ３を迅速に実施し得る。本引用によりその全体を本明細書の一部とする２０１０年８月２４日付で提出された“Ｔｅｒｍｉｎａｌ Ｅｌｅｍｅｎｔｓ ｆｏｒ Ｃｏｕｐｌｉｎｇ Ｃｏｎｎｅｃｔｉｎｇ Ｒｏｄｓ ａｎｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄｓ ｉｎ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄ Ａｓｓｅｍｂｌｉｅｓ Ｆｏｒ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ”と題するＵ．Ｓ．Ｓｅｒｉａｌ Ｎｏ．１２／８６２，１２４号にはその他の幾つかの例示的記載が含まれる。急速解除法は有益ではあるが、手順Ｓ３を実施する他の方法も意図され、例えば、連結棒をＣＲＡに恒久的に連結し得（例えば、溶接その他により）、また、手順Ｓ３には連結棒をそのＣＲＡとの交差部位置あるいはその付近で切断することも伴い得る。

引き続き図１０を参照するに、手順Ｓ３の完了後、ユニットにはＣＲＡ７０を挿入した燃料集合体１０が含まれ、ＣＲＡ７０の上部は、燃料集合体１０の上部の上方に伸延する上方支持要素７４を含んでいる。この状況は図１１に例示される。手順Ｓ４で（図１２をも参照されたい）吊り上げ用ツール８０を燃料集合体１０の上部に降下させる。図１２に示す如く、吊り上げ用ツール８０は、クレーン４４への装着用の構成を有する上端部８１を含む。例示した吊り上げ用ツール８０の上端部８１はクレーン４４のケーブルあるいはアームに装着するループ部を含む。吊り上げ用ツール８０は、複数の下方伸延要素８２、即ち、例示実施形態では下方に伸延して、ＣＲＡ７０の、燃料集合体１０の上部の上方に伸延する部分を包囲し且つ垂直方向において重なり合う４本の棒あるいはバー８２をも含む。例示した下方伸延要素８２は、それら下方伸延要素８２の下端部８２_Lが燃料集合体１０の上部及び周囲位置でその周辺部に位置付けた合致用特徴部の各々と整合する垂直の棒あるいはバーである。例示した実施形態では、燃料集合体１０の、上方ノズルプレート２２の角部に位置付けた上方整合ピン２６もまた、燃料集合体１０の上部及び周囲位置の合致用特徴部２６（即ち、例示実施形態における吊り上げ用ピン２６）として作用する。しかしながらその他の合致用特徴部も意図される。例えば、合致用特徴部は、燃料集合体の上部及び周辺位置における突起、開口、あるいは凹部であり得る。

合致用特徴部（例えば、吊り上げ用ピン２６）は、燃料集合体１０の全体が合致用特徴部における吊り上げにより上方に上昇され得る様な荷重負荷用の設計構成を有する。例示した燃料集合体１０の場合、これは、上方及び下方の各ノズルプレート２２、２４、制御棒案内管あるいは案内シンブル２０、スペーサ格子１４、１６、１８をスチールあるいはその他の好適な構造材料（図６に構造部１０’として最良に示される）の溶接アセンブリとして構成することで達成される。燃料集合体１０の上部及び周囲の吊り上げ用ピン２６は、溶接、ネジ連結、それらの組み合わせ、あるいはその他の好適な荷重負荷用連結部により上方ノズルプレート２２に固定される。

引き続き図１０を、更に図１４、図１５、図１５Ａ、図１６、図１６Ａを参照するに、手順Ｓ５で、降下された吊り上げ用ツール８０を燃料集合体１０の上部に連結させる。連結手順Ｓ５には、下方伸延要素８２の下端部８２_Lを、燃料集合体１０の上部及び周囲位置でその周辺部に位置付けた各合致用特徴部、例えば、吊り上げ用ピン２６と錠止する手順が含まれる。例示した方法（図１４、図１５、図１５Ａ、図１６、図１６Ａ参照）では、この錠止手順は、下方伸延要素８２の少なくとも下端部８２_Lを回転させ、各吊り上げ用ピン２６を覆う（図示の如く）あるいはその内部に配置されたこれら下端部を各吊り上げ用ピン２６と共に錠止することで実施される。この目的上、下端部８２_L及び各吊り上げ用ピン２６が、錠止自在のバヨネットカップリングを画定する。図１４では下端部８２_Lの一つが各吊り上げ用ピン２６と整合され且つ吊り上げ用ピンを覆う状態で降下される。本図では吊り上げ用ピン２６の溝８６が、吊り上げ用ピン２６の狭幅部分８８と共に示される。これら特徴部８６、８８は、狭幅部９２が回転自在の係合用錠止部を構成する状態下に、下端部８２_L内の凹部９０と協働する設計とされる。図１５には下端部８２_Lが、吊り上げ用ピン２６を覆って完全に降下した状態で拡大表示される。図１５Ａでは、図１５の下端部８２_Lが部分破除され（解錠状態の）錠止構造の内側部品が示される。図１６では下端部８２_Lが、約９０度回転された状態で拡大表示される。この回転により狭幅部分９２が移動して溝８６に入り、錠止部を形成する。図１６Ａでは、図１６の下端部８２_Lが部分破除され（錠止状態の）錠止用構造の内側部品が示される。

他の実施形態において、回転錠止用の他の“急速解除”構造を使用し得る。例えば、意図される別の実施形態では、図９に示す、連結棒７６をＣＲＡの上方支持要素７４と連結するＪ字型の連結用錠止体を、下方に伸延する棒あるいはバーの下端部を燃料集合体の上部及び周囲位置の合致用凹部と連結するために使用し得る。吊り上げ用ツールの下方伸延要素の下端部で使用することが意図される他の回転式錠止急速解放構造はネジ連結部である。本実施形態では、前記下端部は、核燃料集合体の上方周囲に位置付けたネジ溝付き孔と合致するネジ部を有する。この場合における錠止は、下端部を所望のトルクに達するまでネジ溝付き孔に回転螺入させることで入手される摩擦錠止である。

図１７を参照するに、回転性錠止、下方伸延要素、あるいは少なくともその下端部、を用いる任意の実施形態において電動式回転能力を含むべきである。図１７に示す例示実施形態では、下方に伸延する棒あるいはバー８２は、下端部８２_Lを電動回転させる図示のモーター９４を含む。図１７では下方に伸延する各棒あるいはバー８２用の別個のモーター９４を例示したが、他の実施形態では好適な駆動トレーン（例えば歯車回転軸その他）を介して全ての下端部を回転駆動する単一のモーターの使用が意図される。吊り上げ用ツール８０（モーター９４を含む）は、原子炉の停止時以外は圧力容器内部に配置されないため、原子炉の運転温度における運転に対する定格付けを要さない。モーター９４は、一次冷却材及び使用済み燃料プール４２の流体（図３参照）への浸漬に対し、例えば密封シールによる堅牢性を有すべきである。

本明細書では回転式錠止体の色々の実施形態（例えば、バヨネットあるいはＪ字型錠止連結体）を記載したが、非回転式錠止体を含むその他形式の錠止体も意図される。例えば、意図される別の実施形態では錠止体は、燃料集合体の上部位置の各合致用特徴部上にクランプする電動クランプを使用し得る。
図１０を再度参照するに、手順Ｓ６で、吊り上げ用ツール８０と連結した燃料集合体１０をクレーン４４により使用済み燃料プール４２内に移動する。手順Ｓ７で、吊り上げ用ツール８０を燃料集合体の上部から解放させる。この解放手順Ｓ７には、下方伸延要素８２の下端部８２_Lを、燃料集合体１０の上部及び周囲位置でその周辺部に位置付けた各合致用特徴部（例えば、吊り上げ用ピン２６）から解錠させることが含まれる。例示実施形態では当該手順は、下端部８２_Lを錠止手順におけるそれとは逆方向に回転させ、次いで、解錠された吊り上げ用ツール８０を、使用済み燃料プール４２内に移動された使用済み燃料集合体から吊り上げて引き離すことを伴う。錠止用連結の特性及び構成によっては別の解錠手順を使用し得る。

炉心は代表的には多数の燃料集合体１０を含む（炉心３０が６９個の燃料集合体を含む図２の例を参照されたい）。従って、解放手順Ｓ７の後、手順Ｓ８で、次にアンロードする燃料集合体を選択し、手順Ｓ４から始まる手順を繰り返す。全ての燃料集合体をアンロードした後、手順Ｓ９で吊り上げ用ツール８０を保管場所に待機させる。あるいは、新規の燃料を炉心に装填する場合は、手順Ｓ４、Ｓ５、Ｓ６、Ｓ７、Ｓ８に類似の各手順を実施し、配送ドックその他の原料位置から新規の燃料集合体を取り出して炉心支持枠３２内に配置し、次いで、制御棒を再装着（手順Ｓ３に類似）し、上方容器部分５２を戻し（手順Ｓ２に類似）、原子炉を再始動させる（手順Ｓ１に類似し、随意的には、再始動に先立つ種々の一体性あるいは安全性チェックの実施を更に含む）。これらの類似装填手順は図１０には示されない。更に、再装填には、連結棒あるいはその他の内側原子炉部品、種々の検査、及び又は、清掃作業その他等のその他保守の実施が含まれ得る。

吊り上げ用ツール８０には、燃料集合体１０に挿入されて燃料集合体１０の上部の実質的に上方に伸延するＣＲＡを収受する利益がある。揺動動作を伴わずに吊り上げ機構に係合するため、挿入したＣＲＡで燃料集合体上方の内側容積部の殆どあるいは全てが占められる場合でさえ、燃料集合体を吊り上げ可能である。周囲に配置した下方伸延要素８２が、燃料集合体１０を吊り上げ用ツールに連結した場合に、挿入されたＣＲＡの露呈された上端部（例えば、上方支持要素７４）を包囲することでＣＲＡの露呈部分を収受する。下方伸延要素８２は、挿入されたＣＲＡにおける燃料集合体１０の上部から外側に上方に伸延する部分を、吊り上げ用ツール８０の上端８１の下方に配置した開放中央部に収受し得るよう開放中央部を包囲する。これにより、燃料集合体１０を吊り上げ用ツール８０に連結すると（図１３参照）ＣＲＡは吊り上げ用ツール８０に垂直方向において重なり合う。ある実施形態では吊り上げ用ツール８０の垂直方向高さの少なくとも半分が重なり合う。ある実施形態ではＣＲＡと吊り上げ用ツール８０とは、吊り上げ用ツール８０の下方伸延要素８２の垂直方向高さの少なくとも半分において重なり合う。

図１８〜図２０を参照するに、燃料集合体、ＣＲＡ、吊り上げ用ツールは、種々の幾何学を有し得る。図１８には燃料集合体１０の例示的幾何学が示され、図１８を上方から見た場合に矩形断面を有し、ＣＲＡは図１８では挿入状態で例示される上方支持要素７４を含んでいる。図１９には、６つの側面を有する六角形の燃料集合体２２_Hが例示され、同じＣＲＡが、挿入された同一の上方支持要素７４を含んでいる。本実施形態では、６個の合致用特徴部２６_Hが燃料集合体の上部及び周囲に位置付けられる。例示した６つの合致用特徴部２６_Hは燃料集合体１０の吊り上げ用ピン２６のそれと同じである。相当する吊り上げ用ツール（図示せず）は６本の下方伸延要素、例えば、６つの合致用特徴部２６_Hと合致する六角形配列構成の６本の下方伸延棒あるいはバーを好適に含む。最後に、その他実施形態として、図２０には３つの側面を有する三角形の燃料集合体２２_Tが例示され、ＣＲＡの上方支持要素の如く作用する６本の枝部を有する従来のスパイダ７４_Tを備えている。本実施形態では３つの合致用特徴部２６_Tは凹部あるいは開口２６_Tとされている。相当する吊り上げ用ツール（図示せず）は、３本の下方伸延要素、例えば、３つの開口２６_Tの夫々と合致する等間隔の三角形配列構成とした３本の下方伸延棒あるいはバーを好適に含む。一般に、燃料集合体の幾何学は密充填構成を好ましく促進する。
以上、本発明を実施例を参照して説明したが、本発明の内で種々の変更をなし得ることを理解されたい。

１０ 燃料集合体
１４ スペーサ格子
２０ 案内シンブル
２２ 上方ノズルプレート
２２_H 燃料集合体
２２_T 燃料集合体
２６ 合致用特徴部
２６_H 合致用特徴部
２６_T 開口
３０ 炉心
３２ 炉心支持枠
４０ 原子炉
４２ 使用済み燃料プール
４４ クレーン
５０ 下方容器部分
５２ 上方容器部分
５４ 支持構造部
５８ 上方炉内構造物
６０ 中間フランジ
６２ 一次冷却材ポンプ
７０ 制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）
７２ 制御棒
７４ 上方支持要素
７６ 連結棒
７６_L 下端部
７６_M 合致用凹部
８０ 吊り上げ用ツール
８１ 上端部
８２ 下方伸延要素
８２_L 下端部
８６ 特徴部
８８ 狭幅部分
９０ 凹部
９２ 狭幅部
９４ モーター

Claims (24)

1. 原子炉炉心からの燃料集合体取り出しを含む、原子炉の燃料補給実施方法であって、
   クレーンの吊り上げ用ツールを燃料集合体の上部に連結するステップにして、前記吊り上げ用ツールが下方伸延要素のアセンブリを含み、前記連結が、前記下方伸延要素の下端部を、燃料集合体の上部及び周囲に位置付けた合致用特徴部の各々に錠止することを含むステップと、
   前記吊り上げ用ツールと連結した燃料集合体をクレーンを使用して使用済み燃料プール内に移動させるステップと、
   前記燃料集合体の上部から吊り上げ用ツールを解放するステップにして、前記解放が、前記燃料集合体の上部及び周囲に位置付けた各合致用特徴部から前記下方伸延要素の下端部を解錠させることを含むステップと、
   を含む方法。
2. 燃料集合体に挿入した制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）の取り出しを含まず、前記燃料集合体を吊り上げ用ツールに連結した場合に前記制御棒アセンブリが吊り上げ用ツールに垂直方向において重なり合う請求項１に記載の方法。
3. 制御棒アセンブリ及び吊り上げ用ツールが、吊り上げ用ツールの垂直方向高さの少なくとも半分において重なり合う請求項２に記載の方法。
4. 制御棒アセンブリ及び吊り上げ用ツールが、吊り上げ用ツールの下方伸延要素の垂直方向高さの少なくとも半分において重なり合う請求項２に記載の方法。
5. 前記下方伸延要素が下方に伸延する垂直方向の棒あるいはバーを含む請求項４に記載の方法。
6. 燃料集合体に挿入した制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）の取り出しを含まず、燃料集合体を吊り上げ用ツールに連結した場合に、前記吊り上げ用ツールの下方伸延要素の下端部が、前記挿入した制御棒アセンブリの上端部を包囲する請求項１に記載の方法。
7. 燃料集合体の上部及び周囲位置でその周辺部に位置付けた合致用特徴部が、突起、開口、凹部、からなる群から選択される請求項１に記載の方法。
8. 前記下方伸延要素の少なくとも下端部を回転して、各合致用特徴部を覆ってあるいはその内部に配置された下端部を前記合致用特徴部の各々に錠止させるステップを含む請求項１に記載の方法。
9. 前記下方伸延要素の下端部と、各合致用特徴部とが、錠止自在のバヨネットあるいはＪ字型錠止連結体を画定する請求項８に記載の方法。
10. 燃料集合体に挿入した制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）を有する燃料集合体の原子炉炉心からの取り出しを含む、原子炉の燃料補給実施方法であって、
    クレーンの吊り上げ用ツールを燃料集合体の上部に降下させるステップにして、降下された前記吊り上げ用ツールが、燃料集合体の上部の上方に伸延する制御棒アセンブリの一部を包囲し且つ垂直方向において重なり合う複数の下方伸延要素を含むステップと、
    前記降下された吊り上げ用ツールの前記下方伸延要素を、燃料集合体の上部位置の相当する合致用特徴部に錠止し、かくして前記吊り上げ用ツールを燃料集合体に連結するステップと、
    前記吊り上げ用ツールに連結した燃料集合体をクレーンを使用して使用済み燃料プールに移動させるステップと、
    前記燃料集合体の上部位置で、相当する合致用特徴部から前記下方伸延要素を解錠させることにより、前記使用済み燃料プール内の燃料集合体の上部から前記吊り上げ用ツールを脱連結させるステップと、
    を含む方法。
11. 前記降下された吊り上げ用ツールの下方伸延要素が、前記燃料集合体の上部の上方に伸延する制御棒アセンブリの一部と、前記下方伸延要素の垂直方向高さの少なくとも半分に垂直方向において重なり合う請求項１０に記載の方法。
12. 前記燃料集合体の上部位置の相当する合致用特徴部が、突起、開口、凹部、からなる群から選択される請求項１０に記載の方法。
13. 前記下方伸延要素の少なくとも下端部を回転して、前記下方伸延要素を、前記燃料集合体の上部位置の相当する前記合致用特徴部に錠止させるステップを含む請求項１０に記載の方法。
14. 前記錠止が、前記下方伸延要素と、前記燃料集合体の上部位置の相当する合致用特徴部との間の係合用のバヨネットあるいはＪ字型錠止連結体を含む請求項１０に記載の方法。
15. 前記下方伸延要素が錠止中はピボット動作しない請求項１０に記載の方法。
16. 前記複数の下方伸延要素が、下方に伸延する少なくとも３本の要素から成る請求項１０に記載の方法。
17. 前記複数の下方伸延要素が、下方に伸延するＮ本の要素から成り、前記Ｎが少なくとも４である請求項１０に記載の方法。
18. 吊り上げ用ツールを含む装置であって、
    前記吊り上げ用ツールが、クレーン装着用構成を有する上端部と、前記上端部の下方に配置した開放中央部を包囲する複数の下方伸延要素にして、その下端部が核燃料集合体の上部位置の合致用特徴部と合致する構成を有する下方伸延要素と、を有する装置。
19. 前記核燃料集合体がその上部位置に合致用特徴部を含む請求項１８に記載の装置。
20. 前記核燃料集合体に挿入した制御棒アセンブリ（ＣＲＡ）にして、その上端部が前記核燃料集合体の上部の外側に伸延する制御棒アセンブリを更に含み、前記吊り上げ用ツールの、前記複数の下方伸延要素により包囲された開放中央部が、前記下方伸延要素の下端部が核燃料集合体の上部位置の合致用特徴部と合致した場合に前記制御棒アセンブリの上端部を受ける構成を有する請求項１９に記載の装置。
21. 前記吊り上げ用ツールの下方伸延要素が下方に伸延する棒あるいはバーを含む請求項２０に記載の装置。
22. 前記下方に伸延する棒あるいはバーが垂直方向に配向される請求項２１に記載の装置。
23. 複数の前記下方に伸延する棒あるいはバーが、少なくとも３本の下方に伸延する棒あるいはバーから成る請求項２１に記載の装置。
24. 複数の前記下方に伸延する棒あるいはバーが、Ｎ本の下方に伸延する棒あるいはバーから成り、前記Ｎが少なくとも４である請求項２１に記載の装置。