JP2017521648A - 耐圧潰性の原子燃料集合体支持グリッド - Google Patents

Abstract

高い圧潰強度を有する設計の原子燃料集合体用スペーサグリッド。燃料要素を取り囲むグリッド・ストラップの壁には多数のディンプルおよび／またはばねがあり、かかる壁の平坦な面には複数の浮き出し要素の対称的な模様が形成されており、かかる模様は燃料棒と境界を接するディンプルおよびばねの接触面を除き実質的に壁の全面に広がっている。【選択図】図５

Description

本発明は概して原子炉燃料集合体に関し、具体的には、堅牢なスペーサグリッドを使用する原子燃料集合体に関する。

加圧水で冷却される原子炉発電システムの一次側は、有用エネルギーを発生させるための二次回路から隔離されているが当該二次回路と熱交換関係にある閉回路である。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収容する原子炉容器、熱交換蒸気発生器内の一次回路、加圧器の内部空間、加圧水を循環させるポンプおよび配管類を含み、これらの配管類が蒸気発生器およびポンプをそれぞれ独立に原子炉容器に接続する。原子炉容器と接続する蒸気発生器、ポンプおよび配管系から成る一次側の各部は一次側ループを形成する。

説明の目的のために、図１は炉心１４を包む、蓋体１２を備えた概して円筒形の原子炉圧力容器１０を有する原子炉一次系を簡略化して示す。水などの液体の原子炉冷却材は、ポンプ１６により容器１０内に圧入され、炉心１４を通過する際に熱エネルギーを吸収した後、一般的に蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８へ運ばれ、その熱エネルギーは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。その後、原子炉冷却材はポンプ１６へ還流して、一次ループが完成する。一般的に、上述したような複数のループが、原子炉冷却材配管２０を介して単一の原子炉容器１０に接続されている。

原子炉の設計例を図２においてさらに詳細に示す。互いに平行で垂直に延びる複数の燃料集合体２２から成る炉心１４に加えて、その他の容器内部構造物を、説明の目的で、下部炉内構造物２４と上部炉内構造物２６とに分けることができる。従来設計では、下部炉内構造物は、炉心コンポーネントおよび計装体を支持し、整列させ、案内するとともに、容器内の流れの方向を定める機能を有する。上部炉内構造物は、燃料集合体２２（簡略化のため２つだけ図２に示す）を拘束し、あるいは燃料集合体に二次的拘束手段を提供し、計装体と例えば制御棒２８のようなコンポーネントを支持し、案内する。図２に例示する原子炉の場合、冷却材は１つまたは２つ以上の入口ノズル３０から原子炉容器１０に流入し、当該容器と炉心槽３２との間に画定される環状部を流下し、下部プレナム３４において１８０°方向転換し、下部支持板３７および燃料集合体が着座する下部炉心板３６を上向きに貫流し、当該集合体の中および周りを流動する。下部支持板３７および下部炉心板３６の代わりに、３７と同じ高さで単一構造の下部炉心支持板を配置する設計もある。炉心とその周辺領域３８を貫流する冷却材の流量は通常、毎秒約２０フィートの流速で毎分４００，０００ガロン級の大きなものである。その結果生じる圧力降下および摩擦力が、燃料集合体を上昇させようとするが、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り制限される。炉心１４を出た冷却材は、上部炉心板４０の下側を流れ、複数の孔４２を通って上昇する。冷却材はその後、上方および半径方向外側に流れて１つ以上の出口ノズル４４へ到達する。

上部炉内構造物２６は、容器または容器蓋体により支持させ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。支柱の各々は、所定の燃料集合体２２および上部炉心板４０の孔４２の上方で整列関係に配置される。

一般的に駆動シャフト５０および中性子毒物棒のスパイダ集合体５２を含む直線移動可能な制御棒２８は、制御棒案内管５４により上部炉内構造物２６を通り抜けて、整列関係にある燃料集合体２２内へ案内される。案内管は、上部支持集合体４６を貫通して上部炉心板４０の最上部に固定的に取り付けられている。支柱４８は、制御棒挿入能力に悪影響を与えかねない事故状況下での案内管の変形の抑制に寄与するように配列されている。

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、原子炉炉心領域の下部炉心板３６の上で燃料集合体２２を支持する。燃料集合体２２の構造躯体は、下部ノズル５８に加えて、上端部の上部ノズル６２と、上部炉内構造物中の案内管５４と整列している複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、両端部は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の軸方向離隔位置に取り付けられた複数の横方向グリッド６４と、当該グリッド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および燃料棒６６を取り外したグリッド６４の平面図である。案内シンブル８４は参照符号９６のセルを挿通し、燃料棒がセル９４を占有する。図４に示すように、従来型のグリッド６４は、卵箱パターンを形成するように相互に差し込まれた直交ストラップ８６、８８から成り、隣接する４つのストラップの境界面がほぼ正方形の支持セル９４を画定する。支持セルを貫通する燃料棒６６が、互いに横方向に離隔した関係で該セル内に支持される。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する壁面には、ばね９０およびディンプル９２が打抜き加工により形成されている。ばねおよびディンプルは支持セルの半径方向内方に延びてそれらの間に燃料棒６６を捕捉し、燃料棒の被覆に圧接して燃料棒を定位置に保持する。直交ストラップ８６、８８の各ストラップ端部を縁部ストラップ９８に溶接することで、格子状構造体６４が完成する。また、図３に示す燃料集合体２２の中心部には、下部ノズル５８と上部ノズル６２との間を延びてそれらに捕捉される計測管６８が配置されている。このような部品の配置構成により、燃料集合体２２は、部品の全体構成を壊すことなく容易に取り扱うことができる一体的な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、燃料集合体の長さ方向に離隔したグリッド６４により互いに離隔した関係に保持される。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および下部端栓７４により閉じられている。ペレット７０は、上部端栓７２と積み重ねたペレットの最上部との間に位置するプレナムばね７６により、積み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管は、核分裂生成物が冷却材に流入して原子炉系を汚染するのを防ぐ障壁の役目を果たす。

核分裂プロセスを制御するために、複数の制御棒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を参照符号９６によって図４に具体的に示してある。ただし、計装管６８が入る中央位置は除く。具体的には、上部ノズル６２の上方に位置する棒クラスタ制御機構８０が、複数の制御棒７８を支持する。この制御機構は、内部にねじ溝がある円筒状のハブ部材８２から複数の鉤又はアーム５２が半径方向に延びる、図２に関して前述したスパイダの形をしたものである。各アーム５２は制御棒７８に相互接続されており、これにより、制御棒機構８０は、全て公知の態様で、制御棒ハブ８０に結合された制御棒駆動シャフト５０の駆動力により、制御棒を案内シンブル８４内で垂直方向に移動させて、燃料集合体２２内の核分裂プロセスを制御する。

前述のように、燃料集合体は、燃料棒の重量を超える液圧力を受けるため、燃料棒と集合体に有意な力がかかる。また、多数のグリッドのストラップの上部表面にある混合翼が炉心内の冷却材に有意な乱流を発生させるため、燃料棒被覆管から冷却材への熱伝達が促進される。有意な流量の冷却材と乱流とが、グリッド・ストラップに実質的な力を及ぼす。また、グリッド・ストラップは、輸送及び取扱い時に、また地震および冷却材喪失事故を含むあらゆる想定事故時に受ける外的荷重に耐えなければならない。最近、原子力発電所における地震事象に対する懸念が広がっており、その結果、燃料集合体が満たすべき耐震要件が厳しくなっている。典型的には、ストラップの高さや厚さを増したり、溶接部を追加したりすることにより、燃料集合体グリッドを補強している。しかし、これらの設計上の改良はいずれも、燃料集合体に生じる冷却材の圧力降下を増大させると共に製造工程に追加のコストを発生させる。さらに、グリッドを構成する金属が増加して、グリッドの中性子捕獲断面積が増えるため、炉心で熱を発生させて有用な仕事をさせる原子炉プロセスの効率が低下する。

したがって、製造コストやグリッドの圧力降下を有意に増やさずに、また炉心内の核反応効率を下げずにグリッドの圧潰強度を高める新設計の燃料集合体グリッドが望まれる。

上記およびその他の目的は、細長い燃料要素の平行なアレイおよび当該細長い燃料要素をその長軸に沿って支持する支持グリッドを有する原子燃料集合体によって達成される。当該グリッドは複数のセルを画定する格子構造を有し、当該セルの一部はその中を貫通する燃料要素を個別に支持する。その他の当該セルは制御棒の案内管を個別に支持する。当該セルはそれぞれ、複数の壁が交差することにより対応する燃料要素または案内管をその支持位置において取り囲む。当該燃料要素を支持する当該壁の各々は多数のディンプルおよび／またはばねを有し、当該燃料要素を支持する当該壁には複数の浮き出し要素が千鳥模様を形成するように打ち出されており、当該模様は当該燃料棒と境界を接するディンプルおよびばねの接触面を除き実質的に壁の全面に広がっている。好ましい一実施態様において、当該浮き出し要素の断面は概して円形である。当該浮き出し要素は壁厚、壁ピッチ（すなわち要素の対応点間の距離）、高さおよび直径を有し、壁厚に対する高さの比は４分の１以上かつ４以下の範囲で、壁ピッチに対する直径の比は８分の１以上かつ１以下の範囲である。

別の実施態様において、浮き出し要素の断面は概して六角形である。当該浮き出し要素は高さと幅を有し、幅に対する高さの比は４分の１以上かつ４以下の範囲で、壁ピッチに対する幅の比は８分の１以上かつ１以下の範囲である。

第３の実施態様において、浮き出し要素の断面は概して長方形で丸い角を有する。当該浮き出し要素は高さ、幅および長さを有し、壁厚に対する高さの比は４分の１以上かつ４以下の範囲で、長さに対する幅の比は１０分の１以上かつ１以下の範囲で、壁ピッチに対する長さの比は８分の１以上かつ１以下の範囲である。すべての実施態様において、浮き出し要素は壁の反対側に広がるか、あるいは隣接する浮き出し要素が壁の同じ側に広がる場合がある。

本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。

本発明を適用できる原子炉システムの単純化した概略図である。

本発明を適用できる原子炉容器および内部構成機器の部分断面立面図である。

図示を明瞭にするために垂直方向に短縮し、部品を破断して示す燃料集合体の部分断面立面図である。

卵箱形支持グリッドの平面図である。

本発明の一実施態様の浮き出し模様を有する燃料要素支持セルの壁面を示す正面図である。

図５に示す燃料支持セルの壁面の斜視図である。

図６に示す燃料支持セルの壁面の下面図である。

図５〜７に示す壁面の浮き出し模様の概略正面図である。

図８に示す幾何学的浮き出し模様の横断面図である。

本発明の第２の実施態様の幾何学的浮き出し模様を示す概略正面図である。

本発明の第３の実施態様である幾何学的浮き出し模様を示す。

本発明は、新設計の原子炉用燃料集合体、具体的には、原子燃料集合体の改良型スペーサグリッドを提供する。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から成り、一部のセル９４は燃料棒を支持し、他のセル９６は案内シンブルおよび中央の計装管に接続されている。図４の平面図は、後述の実施態様の特徴を組み入れた個々のグリッド・ストラップ８６、８８の立体形状がこの図からは明瞭ではないため、先行技術のグリッドに酷似するように見えるが、細部は図５〜１１に明示されている。本実施態様のグリッドは、直交配置された２組の互いに離隔し平行なストラップ８６、８８を従来の態様で相互に差し込み、外側ストラップ９８で囲って、グリッド６４の構造を形成するようにしたものである。本実施態様では、図示のように直交するストラップ８６、８８が実質的に正方形の燃料棒支持セルを形成するが、本発明は、六角形グリッドなど他のグリッド構成にも同様に適用することができる。直交ストラップ８６、８８、ならびに外側列の外側ストラップ９８は、互いに隣接する４つのストラップの交差部に、原子燃料棒６６を取り囲む支持セル９４を画定する。各ストラップの長軸沿いの、互いに隣接する４つのストラップの交差部間の部分が、燃料棒支持セル９４の壁面１００を形成する。

前述のように、スペーサグリッドは様々な機能の１つとして燃料集合体を側方支持し、通常時または事故時のいかなる状況でも制御棒の挿入が妨げられないようにする。しかし、想定される事故時にグリッド構造にかかる荷重は常に局所的に集中する。こうした荷重は或る特定の状況下でグリッドの圧潰強度を超えることがあるため、荷重条件の再評価や、冷却材流の形状および制御棒挿入の解析、あるいはスペーサグリッドの再設計が必要になる。本発明は、燃料棒を支持するセルの壁面に３次元的な浮き出し模様を追加する。支持セル１００の単一の壁面に施す浮き出し模様の一実施態様を図５〜７に示す。該図は、浮き出し模様を有する燃料要素支持セルの１つの壁面を例示しているが、浮き出し模様は各燃料要素支持セルの２つ以上の壁面に広げてもよい。本実施態様の浮き出し模様は、列１０４と列１０６とを互い違いにして、列１０６の幾何学的要素１０２が隣接する列１０４の幾何学的要素１０２同士の間に収まるよう千鳥状に配置形成したものである。燃料棒のフレッチングを防ぐため、幾何学的要素１０２をディンプル９２またはばね９０の接触面に打ち出さないようにするのが望ましい。

図８および９は、図５〜７に例示するセル壁の概略図であり、グリッド・ストラップの壁面に一方向にまたは互いに反対方向に交互に打ち出される幾何学模様の高さｈおよび直径ｄを示している。コンピュータによる解析の結果、幾何学的要素１０２の高さｈおよび直径ｄの最適範囲は、壁厚に対する高さの比が４分の１以上かつ４以下の範囲、および壁ピッチに対する直径の比が８分の１以上かつ１以下の範囲である。

図１０は、幾何学的要素が六角形である第２の実施態様を示す。図１１は、幾何学的要素が角が丸いほぼ長方形である第３の実施態様を示す。いくつかの実施態様の中で使用している同じ参照符号は、対応する特徴部分を指している。図１１に例示するような角の丸い長方形の千鳥配置における幅ｗおよび長さｌの最適範囲は、長さに対する幅の比が１０分の１以上かつ１以下の範囲、および壁ピッチに対する長さの比が８分の１以上かつ１以下の範囲である。六角形および角の丸い長方形の千鳥配置は、幾何学的要素が円形である配列よりも機械的特性が優れていると予想される。

前述のように、３次元的な浮き出し模様は、ストラップの平坦な面上においてのみ、一方向または互いに反対方向に交互に形成される。燃料棒支持体（すなわち、ばねおよびディンプル）は、フレッチング摩耗を最小限に抑えるために平滑な面上に形成するのが好ましい。

したがって、本発明は、製造コストの増加を最小限に抑えながらグリッドの強度を高め、オプションとして、ストラップの厚さを若干薄くすることによるグリッドの圧力降下の低減を可能にする。

本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。

Claims (15)

1. 原子燃料集合体（２２）であって、当該原子燃料集合体は、
   細長い燃料要素（６６）の平行なアレイと、
   当該細長い燃料要素（６６）をその長軸に沿って支持し、複数のセル（９４、９６）を画定する格子構造を有する支持グリッド（６４）であって、当該セル（９４）の一部はその中を貫通する当該燃料要素を個別に支持し、その他の当該セル（９６）は制御棒（７８）の案内管（８４）を個別に支持し、当該セルはそれぞれ複数の壁（１００）が交差することにより対応する燃料要素または案内管をその支持位置において取り囲む支持グリッドとから成り、
   当該燃料要素（６６）を支持する当該壁（１００）の各々は多数のディンプル（９２）および／またはばね（９０）を有し、当該燃料要素を支持する当該壁には複数の浮き出し要素（１０２）が対称的な模様を形成するように打ち出されており、当該模様は当該燃料要素（６６）と境界を接するディンプルおよびばねの接触面を除き実質的に壁の全面に広がっていることを特徴とする
   原子燃料集合体。
2. 前記浮き出し要素（１０２）の断面が概して円形である、請求項１の原子燃料集合体（２２）。
3. 前記浮き出し要素（１０２）の断面が概して六角形である、請求項１の原子燃料集合体（２２）。
4. 前記浮き出し要素（１０２）の断面が概して長方形である、請求項１の原子燃料集合体（２２）。
5. 前記断面の角が丸い、請求項４の原子燃料集合体（２２）。
6. 前記浮き出し要素（１０２）が幅（ｗ）および長さ（１）を有し、当該長さに対する当該幅の比が１０分の１以上かつ１以下である、請求項３の原子燃料集合体（２２）。
7. 前記浮き出し要素（１０２）が、列（１０４、１０６）が互い違いの千鳥状に配置された、請求項１の原子燃料集合体（２２）。
8. 前記浮き出し要素が高さ（ｈ）および壁厚（ｔ）を有し、当該壁厚に対する当該高さの比が４分の１以上かつ４以下である、請求項１の原子燃料集合体（２２）。
9. 前記複数の浮き出し要素（１０２）が直径（ｄ）および壁ピッチを有し、当該壁ピッチに対する当該直径の比が８分の１以上かつ１以下である、請求項１の原子燃料集合体（２２）。
10. 前記複数の浮き出し要素（１０２）が幅（ｗ）を有し、前記燃料要素（６６）を支持する前記壁がピッチを有し、当該壁ピッチに対する当該幅の比が８分の１以上かつ１以下である、請求項１の原子燃料集合体（２２）。
11. 隣接する前記浮き出し要素（１０２）が前記壁（１００）の反対側に広がっている、請求項１の原子燃料集合体（２２）。
12. 隣接する前記浮き出し要素（１０２）が前記壁（１００）の同じ側に広がっている、請求項１の原子燃料集合体（２２）。
13. 原子燃料集合体の原子燃料要素支持グリッド（６４）であって、当該グリッドは、
    複数のセルを画定する格子構造であって、当該セル（９４）の少なくとも一部が原子燃料要素（６６）を個別に支持するように構成され、当該燃料要素を支持する当該セルがそれぞれ複数の壁（１００）が交差することにより対応する燃料要素を取り囲む格子構造から成り、
    当該燃料要素（６６）を支持する当該壁（１００）は多数のディンプル（９２）および／またはばね（９０）を有し、当該壁には複数の浮き出し要素（１０２）が対称的な模様を形成するように打ち出されており、当該模様は当該燃料要素と境界を接するディンプルおよびばねの接触面を除き実質的に壁の全面に広がっていることを特徴とする
    原子燃料要素支持グリッド。
14. 前記浮き出し要素（１０２）が、列（１０４、１０６）が互い違いの千鳥状に配置された、請求項１３の原子燃料要素支持グリッド（６４）。
15. 前記浮き出し要素（１０２）が高さ（ｈ）および壁厚（ｔ）を有し、当該壁厚に対する当該高さの比が４分の１以上かつ４以下である、請求項１３の原子燃料要素支持グリッド（６４）。