JP2017538945A - 取外し可能に固定された上部中性子遮蔽装置を含むハウジングを備えたｓｆｒ原子炉用燃料集合体 - Google Patents

Abstract

原子炉用の燃料集合体であって、核燃料ピンおよび上部セクションを有する長手方向軸（Ｘ）のハウジングを含み、上部セクションは、集合体のヘッドの一部を形成し、中性子吸収材を含む中性子遮蔽装置（ＮＳＤ）およびハウジングと可逆的に連結する手段およびＮＳＤのヘッドを形成する移動可能な重りを含み、重りは所定の経路にわたってＮＳＤの他の部分に対して並進的に移動することができるように取り付けられており、前記連結手段は、ＮＳＤおよびハウジングはＮＳＤの取出しのためのグリッパにより長手方向軸に沿って移動可能な重りを移動させることにより連結および分離されるように構成されており、移動可能な重りとＮＳＤの他の部分とを係合するこのグラップルの鉤爪はハウジングの内部で下方に長手方向に隣接している。

Description

本発明は、液体金属、特に液体ナトリウムで冷却される高速中性子原子炉、すなわちＳＦＲ（ナトリウム高速炉）と呼ばれ、第４世代の原子炉と呼ばれる原子炉のファミリーの一部を形成する高速中性子原子炉用の燃料集合体に関する。

本発明の目的は、第１に、ＡＳＴＲＩＤと命名される第４世代の原子炉技術の実証プロジェクトにおいて短期間で使用され得る燃料集合体を提供することである。

本発明が対象とする燃料集合体はさらに、一体型原子炉、すなわち一次ナトリウム回路およびそのポンプ手段が熱交換器をも含む容器内に完全に包囲されている原子炉だけでなく、ループ型原子炉、すなわち中間熱交換器および一次ナトリウムをポンピングするための手段が容器の外側に配置されている原子炉において使用され得る。

燃料集合体とは、燃料要素を含み、原子炉に／原子炉からロード／アンロードされる集合体を意味する。

ＳＦＲ燃料集合体とは、液体ナトリウムで冷却される高速中性子原子炉、すなわちＳＦＲと呼ばれる高速中性子原子炉において照射されるのに適した燃料集合体を意味する。

液体ナトリウムで冷却される高速中性子炉（ＳＦＲ）で使用されることを目的とする燃料集合体は、その上部に、通常は「上部中性子遮蔽（Ｕｐｐｅｒ Ｎｅｕｔｒｏｎ Ｓｈｉｅｌｄ）」または頭字語ＵＮＳと略称される中性子遮蔽装置を含む。読者は、文献［１］（フランス語）を参照することができる。

図１は、「フェニックス（Ｐｈｅｎｉｘ）」という名前で知られているＳＦＲ原子炉で既に使用されている燃料集合体１を示している。長手方向軸Ｘに沿って細長いそのような集合体１は、最初に、六角形断面のチューブまたはシュラウド１０を含み、その上部セクション１１は集合体のヘッドを形成し、通常はＵＮＳ（図示せず）を含み、その中央セクション１２は燃料ロッド（図示せず）を含む。言い換えると、セクション１１、１２は、その全体の高さにわたって同一の六角形の断面を有する単一の管状ラッパーまたはシュラウド１０を形成している。集合体のヘッド１１は、その中に導く中央オリフィス１１０を含む。集合体１は、最後に、シュラウド１０の延長において、集合体のノーズを形成している下部セクション１３を含む。集合体のノーズ１３は、炉心のダイアグリッド内に垂直に挿入可能とするために、円錐形または丸い遠位端１５を有している。集合体のノーズ１３は、その周囲上に、その中に導くオリフィス１６を含む。

従って、燃料集合体がその設置された構成、すなわち炉心にロードされた位置にあるとき、集合体１の雄型形状のノーズ１３は、原子炉のダイアグリッドにおけるオリフィスに挿入され、集合体１はこのようにその長手方向軸Ｘ垂直にダイアグリッドにおけるオリフィスに維持される。一次ナトリウムは、集合体１の内部を通って循環し、このように燃料ロッドによって放出される熱を熱伝導を介して吸収し得る。ナトリウムはこのように、ノーズ１３におけるオリフィス１６を介して導入され、燃料棒の束を通過した後に、ヘッド１１における中央オリフィス１１０を介して排出される。

図１でよりいっそう示されるように、集合体のノーズ１３の断面は、集合体のシュラウド１０の六角形の断面よりも小さい。これらの２つの断面１０、１３の間の接合部１７は、球形／円錐形の接合部を炉心のダイアグリッドと形成することができるように、比較的丸いか、または円錐形のショルダを形成する。

集合体の中央セクション１２は、複数の核燃料ロッドを含む。各ロッドは、その内部に核分裂性材料のペレットのカラム１４が積み重ねられる被覆管の形態をとり、そのペレットにおいて熱を放出する核反応が起こる。すべてのカラム１４は、核分裂性ゾーンと一般的に呼ばれるものを画定し、このゾーンは、集合体１のほぼ中間に位置している。図１に黒い矩形の形で概略的に示されている。

ヘッド１１に含まれるようなＵＮＳは、熱交換器を通過する二次ナトリウムの活性化を制限して、一般的に「コアカバープラグ（ＣＣＰ）」と呼ばれる原子炉プラグ構造の放射線損傷を低減し、そして最後に、原子炉のスラブ上に位置する作業員の放射線防護を保証するために、中性子吸収材料を組み込んでいる。

図２および図２Ａは、フェニックス原子炉で使用される燃料集合体１のヘッド１１に組み込まれるＵＮＳ２を示している。そのようなＵＮＳ２は、炭化ホウ素で作られたブロック２１および鋼で作られたブロック２２が挿入される密閉の筒型スリーブ２０と、その下部において、高密度鋼で作られたシュラウド１０とからなる。そのようなＵＮＳ２は、燃料集合体の機械的構造を画定するシュラウド１０の内部に取外し可能に収容されている。図２Ａに見られるように、シュラウド１０は、その中心にナトリウムの内部循環のための通路１００を画定している。

図３および図３Ａは、「スーパーフェニックス（Ｓｕｐｅｒｐｈｅｎｉｘ）」という名前で知られているＳＦＲ原子炉で使用される燃料集合体１のヘッド１１に組み込まれたＵＮＳ２を示している。そのようなＵＮＳ２は、六角形のシュラウド１０に接合された高密度鋼のスリーブ２０からなる。この種の集合体１において、核分裂ゾーン１４は、その上部において、劣化ウラン酸化物ペレットのスタックを含み、このスタックは、「上部軸方向ブランケット」（ＵＡＢ）と呼ばれており、その機能は中性子束を平らにすることであり、その長さＬは比較的大きく、約３００ｍｍである。

ＡＳＴＲＩＤ原子炉の燃料集合体１の設計に関して実行された様々な研究の内容において、設計者は、固定されたＵＮＳを有する燃料集合体の初期のバージョンを開発した。この初期のバージョンによる燃料集合体１が図４および図４Ａに示されており、ＵＮＳ２は、炭化ホウ素２１が挿入される非密閉の筒型スリーブ２０からなり、筒型スリーブ２０は、六角形のシュラウド１０の壁に固定して収納されている。このＵＮＳは、二次ナトリウムの活性化に関してはＡＳＴＲＩＤ第４世代原子炉に対して設定された基準を満たすのに十分な量の中性子吸収材料を含む。

実際、ＡＳＴＲＩＤ原子炉で使用されることを目的とした燃料集合体のＵＮＳに対して、３つの主要な放射線防護仕様がある。
− 二次ナトリウムの活性化の制限
− コアカバープラグ（ＣＣＰ）構造に対する放射線損傷の制限
− 原子炉のスラブの上に位置する作業員の放射線防護。

これらの主なＵＮＳの仕様は、あらゆる種類の原子炉に対して概して有効である。

しかしながら、ＡＳＴＲＩＤ原子炉の構成は、核分裂性燃料の頂部とＵＮＳの底部との間に最小限の中性子束吸収構造、すなわちスーパーフェニックス原子炉で使用される燃料集合体の（実質的な長さの）ＵＡＢ構造のような構造が存在する限り、特に協調的でない。具体的には、以下に説明するように、この理由は、炉心が低ボイド係数（ＬＶＣ）を有するという仕様に関連しており、これは燃料ロッドとＵＮＳの底部との間のナトリウムの容積（プレナム）だけでなく、燃料ロッドの上部に親物質（ｆｅｒｔｉｌｅ）のブランケットの不存在を要求しており、その不存在は特に第４世代の原子炉が核拡散抵抗性である仕様に関連している。

言い換えると、ＡＳＴＲＩＤ原子炉で使用されることを目的とした燃料集合体のＵＮＳによって見られる中性子フルエンスのレベルは、従来のＳＦＲ原子炉で使用されているいかなる燃料集合体、すなわち、ＵＡＢ構造を備えており、原子炉内で使用される燃料集合体よりも明らかに高く、その炉心はＬＶＣではない。

これらの条件の下、図３および図３Ａに示すスーパーフェニックスの燃料集合体の構成は、ＵＮＳの高さが大幅に増加しない限り（これはＡＳＴＲＩＤ型原子炉の炉心の高さに対しては全く受け入れられない）、高密度鋼で作られたＵＮＳ２が完全に不適切な中性子遮蔽を提供しているので使用に適さない。

ＡＳＴＲＩＤの環境において、ＵＮＳは安全仕様をさらに満たさなければならない。それは、トランジェントに対する良好な応答と負のナトリウムボイド係数を有するＬＶＣ（低ボイド係数）炉心の特徴である「プレナム効果」と呼ばれるナトリウムボイド効果を促進することの問題である。ボイド係数（ドルで表示）は、冷却材が炉心にもはや存在しないときの原子炉の増倍率の変化を表すことがここで想起される。この係数が正であれば、ボイドは反応度および炉心出力の増加をもたらす。負の場合、この効果は連鎖反応を停止させる傾向にある。ドルは反応度の単位である。１ドル（＄）は、遅延中性子比率に関して計上される反応度の増加に対応している。

この安全仕様は、先験的に完全に新しく、かつて運転されていた、または運転中の任意の高速原子炉に対しては決して規定されていない。それは、ボロン^１０Ｂを高濃度に含む炭化ホウ素Ｂ_４Ｃで作られた吸収体がＵＮＳの下部で使用されることを必然的に要求しており、これは、スーパーフェニックスのＵＮＳのような高密度鋼で作られたＵＮＳを決定的に排除するものである。これは、上で説明したようなＵＡＢの不存在のために、ＵＮＳのこの下部によって見られる高いフルエンスレベルと組み合わせて、放射の下でＢ_４Ｃによって生成される非常に多量のヘリウムを導く。

この直接的な結論は、密閉型のＵＮＳ設計に対して、約１００バールの圧力に対して約８００ｍｍの高さの拡張容器、すなわち生成ガスが収容されることを可能にする自由容積を提供する必要があることである。しかしながら、そのような拡張容器は、容積の面でも安全の面でも受け入れられない。従って、炉心の高さを１メートル増加させることは、特に、容器の高さを２メートル増加させることを意味し、必要な初期投資を大幅に増加させる。さらに、拡張容器に保存された相当量のガスの封じ込めの損失があった場合、炉心出力において急速なトランジェントの危険性がある。

これらの全ての理由のために、例えば図２および図２Ａに示すような、フェニックス原子炉用の燃料集合体に使用される密閉型のＵＮＳ設計は、ＡＳＴＲＩＤ燃料集合体において使用に適さない。

最後に、ＵＮＳは集合体を取り外す最初の段階に関連する仕様を満たさなければならない。一方では、この段階は、中性子吸収要素と核燃料要素とを別々に処理することを可能にしなければならず、他方では、貯水および集合体が放射後に受ける洗浄工程に適合しなければならない。

これらの２つの仕様は新しくはないが、従前の高速中性子炉の燃料集合体の場合よりも、ＡＳＴＲＩＤのような第４世代原子炉の燃料集合体に対して非常に重要であると思われる。

具体的には、フェニックス原子炉およびスーパーフェニックス原子炉の燃料集合体、すなわち図２および図３に示す集合体をそれぞれ参照する場合、ＵＮＳは燃料集合体のシュラウド内に取外し不可能に収容されていた。これらの既知の集合体が取外されるとき、放射された集合体を細かく切り分ける必要があり、これは、自動化が非常に難しく、特定のセルや装置および非常に高価な追加の貯蔵空間が必要となるわずらわしい切断操作である。

従って、ＡＳＴＲＩＤのような第４世代の原子炉に対して、本発明者らは、ＵＮＳがハンドリンググリッパ型の装置によって取出されることができるように、ＵＮＳと燃料集合体の他の部分との間の容易に取り外し可能な接続を開発する方がよいという結論に達した。さらに、洗浄操作が燃料集合体の貯水を進める前に、ＵＮＳがナトリウムまたはガスにおいて取り外し可能である方がよく、これらの操作は、現時点ではＢ_４Ｃで作られた吸収要素から形成された非密閉のＵＮＳに対して想定されていない。

具体的には、Ｒ＆Ｄでこれまで研究されてきたナトリウム除去技術のどれも、工業的規模で完全で効果的なナトリウム除去を得ることが可能であると信じる理由は何もなく、これはＡＳＴＲＩＤ原子炉において提供されるようなプール貯蔵に不適合である。洗浄後のＵＮＳにおける、より正確には中性子吸収材と被覆管との間の遊びにおける残留ナトリウムの存在は、集合体が水中に長期保管される場合、ナトリウムと水との間の予期せぬおよび制御できない反応が生じる危険性がある。

それ故、非密閉のＵＮＳに対して、洗浄操作の前にＵＮＳを燃料集合体の他の部分から取外すことが可能であることが必要である。ＵＮＳが洗浄前に取外し可能であるというこの要件は、照射された集合体を保管するために最終的に使用される貯蔵溶液が、内部溶液または外部溶液であるかどうかに関係なく有効である。外部貯蔵溶液の場合、フェニックスまたはスーパーフェニックス原子炉に実装される種類の貯蔵ドラムは、ＵＮＳを取り外すのに理想的な場所であり、この操作はそれから、ナトリウムの下、オンラインで実施され、追加の高価な設備を必要とせず、原子炉の運転中に取外し作業を行うことができるので、原子炉の可用性のレベルに影響を与えることがない。内部貯蔵溶液の場合、集合体を操作するためのハンドリングフラスコにおいてガス雰囲気の下、オンラインでＵＮＳを取外すことができる必要がある。

上述の全ての機能的仕様を考慮して、本発明者らは、ＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉の燃料集合体が以下の設計基準を満たさなければならないという結論に達した。
− この目的のために提供されるナトリウム冷却の貯蔵ドラムにおいてであろうと、ガス冷却のハンドリングフラスコにおいてであろうと、ＵＮＳが洗浄操作の前にオンラインで集合体から取出されることを可能にするように、ＵＮＳと集合体の他の部分との間に取外し可能な機械的接続がなければならない。
− Ｂ_４Ｃ中性子吸収材の単位面積あたりの割合は、図４および図４Ａに示す燃料集合体の初期のバージョンの取外し不可能なＵＮＳの割合よりも小さくなければならず、ＵＮＳの高さおよびそれ故炉心の集合体の高さを著しく増加することなく前述のプレナム効果に有利に働かなければならない。
− ＵＮＳの高さおよびそれ故炉心の集合体の高さを著しく増加させないためにも、ＵＮＳを集合体の他の部分に固定するための手段の軸方向の広がりを最小にしなければならない。

さらに、取外し可能な機械的接続は、
− 集合体が、ハンドリングフラスコにおいて、または貯蔵ドラムにおいて、ＵＮＳを備えているかどうかにかかわらず、同じ種類のグリッパで操作されることが可能でなければならず、
− 頑丈でなければならない。すなわち、（特に安全性の観点から明らかに望ましくない燃料ロッドの束の上に落下する危険性での）原子炉における早過ぎる失活に対して、および（原子炉の可用性のレベルを減少させる）グリッパでの取外しの間の妨害／焼付き（ｓｅｉｚｕｒｅ）に対して、失敗の低い危険性を有していなければならない。

本発明者らはこうして、原子炉容器で既に使用されている既知の可逆的な締結の解法から、ＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉においてＵＮＳを燃料集合体の他の部分に取外し可能に接続するように使用されることのできるものを見分けることを試みた。

既知の解法は、２つのカテゴリに分類されてもよい。

これらのカテゴリの最初のものは、ＵＮＳと原子炉集合体を取外し可能に接続する方法に関する。

このように、特許ＦＲ２４０２９２３は、原子炉、特にＳＦＲ原子炉用の燃料集合体を開示しており、この燃料集合体は、集合体の長手方向軸に対して横に位置するピンのシステムによって、またはバヨネットシステムによって集合体の他の部分にしっかりとおよび可逆的に固定されている高密度鋼ＵＮＳも組み込んでいる集合体ヘッドを含む。特許ＦＲ２４０２９２３による集合体は、いくつかの理由で上記の機能仕様に適応していない。第１に、集合体のハンドリングヘッドはＵＮＳと一体化しており、このようにＵＮＳを装備しているか装備していないかによらず、同じグリッパで集合体を処理することはできない。加えて、ピンベースまたはバヨネットの接続システムは、操作の間に集合体の重量を負担しなければならず、これは、受け入れが非常に難しい安全の危険性、すなわち接続が破損する危険性を生じる。最後に、ＵＮＳをオンラインで取り外すことはできず、いったんＵＮＳヘッド集合体が取り外されると、集合体の他の部分を操作することは不可能である。

特許ＦＲ２５１３７９７はまた、取外し可能なＵＮＳを有する原子炉、特に高速中性子炉用の燃料集合体を開示している。開示されたＵＮＳは、中性子吸収材料を含む円筒型カプセルからなり、１２０°に配置された３つのプレートによって集合体の中心で保持され、これらのプレートの上部は、集合体を把持するためのヘッドを形成しており、溶接されたピンにより、埋設されおよび溶接され成形された角部、または溶接された締め具によって、集合体のボディに固定されている。特許ＦＲ２５１３７９７による集合体は、特許ＦＲ２４０２９２３による集合体と同じ、ＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉の燃料集合体に対する機能仕様との非互換性を有している。さらに、この文献で開示されるカプセル、すなわち中性子吸収材料を含むカプセルは、密閉されており、ＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉の運転条件の下、集合体の高さおよび炉心の安全性に関して非常に不利となる拡張容器を必要とするであろう。

特許ＵＳ４９３５１９７はまた、取り外し可能なＵＮＳを有する原子炉用の燃料集合体を開示している。開示されたＵＮＳは、ネジ式接続によって、またはバヨネット型接続によって燃料集合体のヘッドに固定される中性子吸収材のロッドの束からなり、そのヘッド自体は、ねじ式接続によって、六角形断面であるシュラウドに固定されている。再び、特許ＵＳ４９３５１９７による集合体は、特許ＦＲ２４０２９２３およびＦＲ２５１３７９７による集合体と同じ、ＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉の燃料集合体に対する機能仕様との非互換性を有している。特に、開示されたねじ式接続をオンラインで取外しまたは再取り付けすることは完璧に想定できない。さらに、本発明者らは、これらのねじ抜きおよびねじ留め操作がハンドリングフラスコ内で行われたとしても、放射膨張、クリープ、放射脆化、取扱い操作中のヘッドに加えられる機械的負荷、ナトリウム環境などの、長い原子炉滞在後の変形、機械的損傷および焼付きの複数の源のために、液体ナトリウム冷却原子炉環境におけるこれらの接続の信頼性を保証することは実際には不可能であると考える。この信頼性の欠如はまた、この種類の機械的接続が操作の間に燃料集合体の荷重を確実に受けることができると考えることは非常に困難であるため、集合体ヘッドとシュラウドとの間にバヨネット接続を求める。

要約すると、取外し可能なＵＮＳ接続のカテゴリにおける既知の解法は、本質的に以下の理由のために、ＵＮＳとＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉の燃料集合体の他の部分との間の結合には適していない。
− 既知の接続はオンラインで取外し可能でない。
− 燃料集合体は必ずＵＮＳを介して操作される。ＵＮＳと同時に集合体の操作ヘッドが取出される。これは、ＵＮＳが取出された後に、同じグリッパを用いて集合体を操作することがもはや不可能であることを意味する。従って、ＵＮＳと集合体との間の既知の接続は、操作の間に集合体の重量を支えなければならず、これは、安全性の観点からは受け入れることが非常に困難な危険性、すなわち操作の間に接続が破損する危険性を生じる。

第２のカテゴリは、原子炉容器内にある他の取外し可能な装置で使用されるロック／アンロックの解法に関するものである。

特許ＥＰ０３１２４１６は、高速中性子炉用燃料集合体のヘッドに配置された（減圧する）流量調整装置を可逆的に固定する方法を開示しており、装置は集合体を操作するためのグリッパとともにオンラインで着脱可能である。この特許はさらに、グリッパの垂直方向の平行移動によって間接的に旋回するように作られた旋回フィンガからなるロッキングシステムを開示している。再び、特許ＥＰ０３１２４１６で提案されている解法は、ＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉の燃料集合体に対する（上述した）機能仕様を満たすことを可能にしていない。具体的には、開示されたロッキングシステムは、まず、軸方向の広がりが大きすぎ、集合体ヘッドに必要とされる内部ショルダは、径方向断面の減少が大きすぎることを意味している。さらに、開示されたシステムは、何らの状況下でも、焼付きの場合にはロッキングフィンガを機械的に強制することができない。最後に、開示された減圧装置は、集合体を操作するために使用されるグリッパと同じグリッパによって操作され、減圧装置を事前に取り外すことなく集合体を操作することは不可能であり、これは産業用原子炉に期待される可溶性のレベルに適合しない。これらの２つの最後の点は、高速原子炉における可能性のある使用でさえ妨げるであろう。

特許ＢＥ５５８２４５は、グリッパによって相対的に直接的に旋回するように作られ、燃料要素が適所にロックされることを可能にする旋回フィンガのシステムを有するＵＮＧＧ原子炉の垂直チャネルに燃料要素を取外し可能に固定する解法を開示している。再び、特許ＢＥ５５８２４５で開示された解法は、ＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉の燃料集合体に対する機能仕様と同じ非互換性を有する。特に、フィンガの旋回運動によって達成されるロックは、燃料要素が重力下で落下するのを防止するためにのみ、すなわち軸方向の下方の軸方向の平行移動を阻止するためにのみ提供されている。言い換えると、このロックは、冷却剤によって及ぼされる避けるべき抗力の下で、取外し可能なＵＮＳのような装置の排出を可能にしていない。さらに、この特許では、旋回フィンガの戻りがスプリングによって保証されており、スプリングの弾性特性が放射下で変化する危険性のために、信頼できるとは考えられず、そのような解法は高速中性子炉内においてふさわしくない。

特許出願ＥＰ２７４１２９８Ａ１は、実験的な放射のための器具ホルダにおける核物質の試料のホルダを把持し、およびロック／アンロックするためのシステムを開示しており、このシステムの２つの主要な目的は、可動部分を含まないハンドリンググリッパを提供し、試料ホルダのグリッパへの密閉したロックを保証することである。このために、開示されたロック／アンロックシステムは、密閉したロックの目的と組み合わせて、締まりばめを必要とする、正確かつかなり複雑な動きを説明する多くの小さな可動部品を実装する。このシステムは、ＡＳＴＲＩＤのような技術デモンストレータのための燃料集合体のＵＮＳのような重い部品のオンライン操作には適合していない。さらに、ロック／アンロックシステムは、特許ＢＥ５５８２４５のように、これらの部品を戻すための戻りばねを含み、それは高速中性子炉にふさわしくない。

要約すると、既知の取外し可能なＵＮＳ接続と同様に、上で分析された取外し可能な原子炉装置の既知のロッキングシステムは、ＵＮＳとＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉の燃料集合体の他の部分との間の接続のための仕様を正確に満たすことができない。

それ故、特にＵＮＳとＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉の燃料集合体の他の部分との間の接続に対する仕様を満たすために、ＵＮＳの燃料集合体への取外し可能な接続を改善する必要がある。

本発明の目的は、この必要性を少なくとも部分的に満たすことである。

ＦＲ２４０２９２３ ＦＲ２５１３７９７ ＵＳ４９３５１９７ ＥＰ０３１２４１６ ＢＥ５５８２４５ ＥＰ２７４１２９８Ａ１

文献［１］教本「高速中性子ナトリウム冷却炉」テクニカルエンジニア Ｂ３ １７１

この目的のために、本発明の１つの主題は、原子炉、特にナトリウム冷却ＳＦＲ原子炉用の燃料集合体であって、原子炉の炉心のダイアグリッドに垂直に挿入することを目的とした長手方向軸（Ｘ）のシュラウドを含み、シュラウドは、核燃料ロッドを収容する中央セクションと、中性子吸収材を含む上部中性子遮蔽（ＵＮＳ）装置およびシュラウドと可逆的にロックするための手段およびＵＮＳのヘッドを形成する重りを収容する集合体のヘッドの一部を形成している上部セクションとを含み、前記重りは所定の経路にわたってＵＮＳの他の部分に対して並進的に移動可能であり、前記ロッキング手段は、ＵＮＳおよびシュラウドが、ＵＮＳ取出しグリッパであって、重りに引っ掛けられたこのグリッパのフィンガを有するグリッパにより長手方向軸に沿って重りを移動させることによりロックおよびアンロックされ得るように構成されており、ＵＮＳの他の部分はシュラウドの内部に下方に長手方向に隣接している。

１つの有利な実施形態によれば、集合体のヘッドは、集合体がＵＮＳを備えているか備えていなかによらず操作されることを可能にするために、ハンドリンググリッパのフィンガと相互作用するのに適している穴または溝をさらに含み、集合体を操作するためのグリッパは、ＵＮＳ取出しグリッパと同じ操作移動を有している。

定義されたような燃料集合体は、ＵＮＳとＡＳＴＲＩＤ第４世代ＳＦＲ原子炉の燃料集合体の他の部分との間の接続に対する仕様を満足することを可能にしている。

本発明者らは、本発明の定義に到達するために、以下の分析を行った。

図４および図４Ａに示す初期のバージョンのもののような、取外し不可能なスリーブ型のＵＮＳと同じオーダーの中性子吸収材料の単位面積当たりの割合を増大させて到達させるためには、六角形断面のシュラウドの内径に可能な限り近づけるようにするために、ＵＮＳの外径を最大にすることがとりわけ必要である。

しかしながら、集合体ヘッドを介して取出された取外し可能なＵＮＳの場合、ハンドリンググリッパによる把持のために使用される集合体ヘッドの内径の減少は、実際にＵＮＳの外径を制限している。この直径の損失は、ＵＮＳの高さの非常に著しい増加によってのみ補償可能である。

さらに、ＵＮＳを集合体ヘッドに固定し、集合体ヘッドと六角形シュラウドとの間の取外し可能な機械的接続を配備する、すなわち取外し可能な集合体ヘッドを画定することからなる解法は、本質的に以下の理由により望ましくない。
− 集合体を操作する際のすべての応力は、この接続を経由して通過し、従って、炉心の上の燃料集合体を操作する段階の間に接続が失敗した場合には、安全性（炉心の機械的完全性の危険の源）および可用性（非常に時間を浪費する例外的な介在の組織）の両方の観点から、受け入れが非常に難しい危険の原因となる。
− そのような設計は、ＵＮＳが装備されているか装備されていないかによらず、同じグリッパで集合体が操作される仕様の困難性に応じることしかできない。具体的には、集合体の取出し後に新しいハンドリングヘッドを取り付けることができることであって、これは、各操作運動の間に複数のヘッドの予備を利用可能にする必要がある限りにおいて、先験的に複雑に見え、これは、いずれの場合にも、これらの操作がハンドリングフラスコ内でオンラインで実行する必要のある内部貯蔵の解法に対して想定することはできず、または、集合体ヘッドの上方の集合体の壁において第２の把持界面を設けることが必要であるが、これは、集合体の製造の明確な複雑化、または、鋼構造物がプレナム効果を促進するために燃料ロッドの上方の区間から存在しないという特定の仕様との不適合性さえ導くであろう。

従って、本発明者らは、以下のことが必要であるという結論に到達した。
− 六角形断面のシュラウドの内径に近い外径の取出し可能なＵＮＳを提供するために、操作の間にアセンブリを把持するための新しいインターフェースを定義すること
− 必要な中性子吸収材料の高さに対して２次の軸方向の広がり、すなわちＡＳＴＲＩＤのような原子炉の内容において約１０センチメートルの広がりを有する、ＵＮＳに対する新たな留め手段およびロッキング手段を定義すること。

本発明による、ＵＮＳを集合体のヘッドへ可逆的にロックするための手段は、軸方向に小さい広がりを有している。従って、取外し可能なＵＮＳの作製は、燃料集合体の高さに影響を与えない。

加えて、ＡＳＴＲＩＤ原子炉に対する初期のバージョンで想定されたような、図４および図４Ａに図示されている取外し不可能なＵＮＳのスリーブに関して、本発明者らは、圧力損失を著しく増加させることなく、本発明による取外し可能なＵＮＳのスリーブの内径を低減することができる。

最後に、その操作のための穴または溝を有する集合体ヘッド構造のおかげで、図４および図４Ａに示されるような取外し不可能なＵＮＳの外径に近づけるようにするために、取外し可能なＵＮＳの外径を増大させることが有利的に可能である。

ロッキング手段の小さな軸方向の広がり、小さなＵＮＳ内側のスリーブまたはラッパー直径およびスリーブまたはラッパーの大きな外径を有することで、従来技術による取外し不可能なＵＮＳに対して、取外し可能なＵＮＳ内の中性子吸収材料の容積を増大させることが可能である。本発明者らは、ＡＳＴＲＩＤ原子炉に対する初期のバージョンで想定されているような、取外し不可能なＵＮＳの中性子吸収材料の容積と実質的に等しい中性子吸収材料の容積に到達することが可能であることを示している。

１つの有利な特徴によれば、ＵＮＳヘッドは、ＵＮＳの中性子吸収材のプラグを形成し、およびロッキング手段を支持する部分を含み得る。

１つの有利な実施形態によれば、ロッキング手段は、垂直面内で旋回できるように取り付けられたフィンガからなる。この実施形態によれば、フィンガの各々は、好ましくは、プラグに固定された旋回ピンの周りを旋回できるように取付けられている。

１つの有利な変形形態によれば、重りは、旋回フィンガにおけるスロットの内部で摺動するのにそれぞれ適している固定ピンを含み、重りの垂直方向の並進的な移動は、ピンがスロット内で摺動し、このようにしてフィンガが旋回することを引き起こす。

重りは、好ましくは、ＵＮＳ取出しグリッパのフィンガが引っ掛けられ得る内部溝を含む。

また好ましくは、集合体のシュラウドは、ＵＮＳに対する上部停止を形成するようにロッキング手段のフィンガが挿入される内部溝を含む。

有利には、ＵＮＳは密閉されていない。

１つの変形の実施形態によれば、ＵＮＳは、プラグに固定され、および重りを貫通する１つまたは複数の中空カラムを含み、１つまたは複数のカラムは、アンロック操作の間に重りとＵＮＳの他の部分との間に上昇する相対移動を生じさせるために、取出しグリッパの並進的に移動可能な部分に対する支えを提供するのに適している。これらのカラムは、ナトリウムがＵＮＳを通って流れ、および放射の下で生成されるヘリウムが解放されることを可能にする（非密閉のＵＮＳ設計）。

あるいは、ＵＮＳはプラグの外側にあるフェルールを含み、フェルールは、アンロック操作の間に重りとＵＮＳの他の部分との間に上昇する相対移動を生じさせるために、グリッパの並進的に移動可能な部分に対する支えを提供するのに適している。

密閉式ＵＮＳの代わりに、特に中性子吸収材による放射の下で発生するガスの容積がゼロまたは低い原子炉に対して、密閉式ＵＮＳが想定されてもよく、これは、以下の条件のいずれか一つに対する場合である。
− 典型的に、ＬＶＣ効果に対する仕様がない場合に、ＵＮＳの底部での高濃度Ｂ_４Ｃの使用の欠如
− または、典型的に、核分裂性燃料の上に上部軸方向ブランケットが存在する場合、ＵＮＳとの明らかにより低い中性子束レベル
− または、典型的に、ＵＮＳとの明らかにより低いフラックスレベルの条件の場合、Ｂ_４Ｃ以外の材料であって、^１０Ｂを含まない材料の使用。

一つの変形の実施形態によれば、ＵＮＳは、中性子吸収材のブロックを収容しおよび支持するスリーブ、並びにスリーブの頂部に固定されたプラグを含む。

あるいは、ＵＮＳは、中性子吸収材のロッドを収容するラッパー、およびラッパーの頂部に固定され、これらのロッドを支持するプラグを含む。ラッパーの代わりに、ロッドを維持するためのグリッドを想定することができる。

集合体は、好ましくは、シュラウドの内部に固定され、ＵＮＳの底部で下部の軸方向停止を形成する部分を含む。

ＵＮＳに配置される中性子吸収材は、炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）、ハフニウム（Ｈｆ）、二ホウ化ハフニウム（ＨｆＢ_２）、二ホウ化チタン（ＴｉＢ_２）、フェロホウ化物（ＦｅＢ）、二酸化ウラン（ＵＯ_２）、希土類元素から選択し得る。

好ましくは、Ｂ_４Ｃ（炭化ホウ素）、ＨｆＢ_２（二ホウ化ハフニウム）、ＴｉＢ_２（二ホウ化チタン）、ＦｅＢ（フェロホウ化物）などのヘリウム生成中性子吸収材は非密閉のＵＮＳに使用される。

また好ましくは、二酸化ウラン（ＵＯ_２）、ハフニウム（Ｈｆ）、希土類元素などのヘリウムを生成しない中性子吸収材は密閉のＵＮＳにおいて使用される。

本発明の別の主題は、上で説明したＵＮＳを備えているか備えていないかによらず、燃料集合体を操作する方法であって、ＵＮＳの取出しのために使用されるグリッパと同じ種類の、好ましくは同一のハンドリンググリッパが使用される。

本発明の別の主題は、上で説明した放射された燃料集合体から取出される放射されたＵＮＳとともに、ＵＮＳを装備していない新しい燃料集合体を装備する方法である。

本発明はまた、高速中性子原子炉において上で説明したような燃料集合体の使用に関する。原子炉は、液体金属またはガス冷却炉であってもよく、液体金属は、ナトリウム、鉛または鉛ビスマスから選択される。

本発明の他の利点および特徴は、以下の図面を参照して非限定的な例示として与えられる本発明の詳細な説明を読むことにより、より明確に明らかになるであろう。

ナトリウム冷却ＳＦＲ原子炉ですでに使用されている従来技術による燃料集合体の外観斜視図である。 「フェニックス」原子炉ですでに使用されている、上部中性子遮蔽（ＵＮＳ）装置を示す、従来技術による燃料集合体のヘッドの長手方向の半断面図である。 図２の集合体のＵＮＳの横方向断面図である。 「スーパーフェニックス」原子炉ですでに使用されている、上部中性子遮蔽（ＵＮＳ）装置を示す、従来技術による燃料集合体のヘッドの長手方向の断面図である。 図３の集合体のＵＮＳの横方向半断面図である。 「ＡＳＴＲＩＤ」原子炉に対して想定される初期のバージョンであった、上部中性子遮蔽（ＵＮＳ）装置を示す、従来技術による燃料集合体のヘッドの長手方向の断面図である。 図４の集合体のＵＮＳの横断面図である。 「ＡＳＴＲＩＤ」原子炉で使用されることを目的とした、上部中性子遮蔽（ＵＮＳ）装置を示す、本発明による例示的な燃料集合体の部分的な長手方向の断面図である。 図５の集合体ヘッドの部分的な長手方向の断面図である。 図５の集合体ヘッドの上面図である。 図５から図５Ｂに示すような本発明による例示的な燃料集合体においてＵＮＳを操作し、挿入しおよびロックする様々なステップを示す部分的な長手方向の断面図である。 図５から図５Ｂに示すような本発明による例示的な燃料集合体においてＵＮＳを操作し、挿入しおよびロックする様々なステップを示す部分的な長手方向の断面図である。 図５から図５Ｂに示すような本発明による例示的な燃料集合体においてＵＮＳを操作し、挿入しおよびロックする様々なステップを示す部分的な長手方向の断面図である。 図５から図５Ｂに示すような本発明による例示的な燃料集合体においてＵＮＳを操作し、挿入しおよびロックする様々なステップを示す部分的な長手方向の断面図である。 図５から図５Ｂに示すような本発明による例示的な燃料集合体においてＵＮＳを操作し、挿入しおよびロックする様々なステップを示す部分的な長手方向の断面図である。 本発明による燃料集合体のシュラウドの変形例のヘッドの高さでの長手方向の断面図である。 「ＡＳＴＲＩＤ」原子炉で使用されることを目的とした、上部中性子遮蔽（ＵＮＳ）装置を示す、本発明による別の例示的な燃料集合体のヘッドの部分的な長手方向の断面図である。 ＵＮＳの把持ヘッドの配置を示す、図８の集合体のヘッドの上面図である。 ＵＮＳの吸収材要素の配置を示す、図８のＵＮＳの横方向断面図である。 図８から図８Ｂに示されるような本発明による別の例示的な燃料集合体においてＵＮＳをロックおよびアンロックする２つのステップを示す部分的な長手方向の断面図である。 図８から図８Ｂに示されるような本発明による別の例示的な燃料集合体においてＵＮＳをロックおよびアンロックする２つのステップを示す部分的な長手方向の断面図である。

明確性の目的で、図１から図９Ｂにおいて、参照符号は、それらが従来技術によるものであるか、または本発明によるものであるかにかかわらず、燃料集合体の同じ要素および上部中性子遮蔽（ＵＮＳ）装置の同じ要素を参照するように使用されている。

本願を通して、「垂直」、「下部」、「上部」、「底部」、「頂部」、「下方」および「上方」という用語は、原子炉においてそれが垂直構造にあるような燃料集合体を参照しているものと理解されるべきである。

従来技術に関連する図１から図４Ａは、前文ですでに詳細に説明されているので、以下では説明しない。

図５を参照して、ＡＳＴＲＩＤのＳＦＲ原子炉で使用されることを目的とした、本発明による燃料集合体１について説明する。高速中性子炉を目的とした従来技術による燃料集合体の場合と同様に、本発明による集合体１は、長手方向軸Ｘに沿って細長く、六角形の断面のシュラウド１０を含み、その上部セクション１１は集合体のヘッドを形成し、それはＵＮＳと呼ばれる中性子遮蔽装置２を含む。集合体１の中央セクション１２は、燃料ロッド（図示せず）を含む。

集合体１は、最後に、シュラウド１０の延長に集合体のノーズを形成している下部セクション１３を含む。集合体のノーズ１３は、炉心のダイアグリッド内に垂直に挿入されることができるように、円錐形または丸い遠位端を有している。集合体のノーズ１３はまたその周縁に、集合体の内部にナトリウムを循環させるため、その中に導くオリフィスを含む。

集合体のヘッド１１は、その内部にＵＮＳ２によって自由にされ、且つそれ自体が外部に向かってつながる中央オリフィス１１０へと導く内部通路１００を含む（図５および図５Ａ）。集合体のヘッド１１はまた、シュラウド１０に作製される連続的な内部溝１１０と、シュラウド１０の内部に固定された下部支持部１０２とを含む。

図５から図６Ｅに示されるように、本発明による集合体のヘッド１１は、角度を有して規則的に分布され、以下で説明する集合体を操作するためのグリッパのフィンガと相互作用するのに適した穴１８を含む。

図５から図６Ｅに示されるように、本発明によるＵＮＳ２は、中性子吸収材料による炭化ホウ素Ｂ_４Ｃのブロック２１を収容するスリーブ２０を含む。

ＵＮＳ２はまた、スリーブ２０の頂部に固定された、スリーブ２０内のブロック２１を維持するプラグ２３を含む。

ＵＮＳ２はまた、プラグ２３の上に、ＵＮＳのヘッドを形成する重り２４を含む。重り２４は、プラグ２３に対して並進的に自由に移動するように取り付けられているが、ショルダ２３１、２４２によって形成され、プラグ２３および重り２４の内部で停止する、所定の経路にわたってのみ移動するように取り付けられ、いったん経路が進むと、それらを一緒に維持するように相互作用する。重り２４は、以下で説明するＵＮＳ取出しグリッパ３のフィンガと相互作用するのに適した連続的な内部溝２４０を有している。重り２４は最後に、３つの固定ピン２４１を組み込んでいる。

ＵＮＳ２のヘッドはまた、フィンガ２５が垂直面内で旋回する方法で、プラグ２３の固定旋回ピン２３０の周りで旋回可能であるように取り付けられているロッキングフィンガ２５を含む。図５Ｂに示されるように、ロッキングフィンガ２５は数が３つあり、互いに１２０°で分布されている。言うまでもなく、クラウン２４の周囲に角度を有して規則的に分布されていることが依然として好ましいけれども、フィンガ２５の数は異なっていてもよい。フィンガ２５の各々は、シュラウド１０内に作製された連続的な内部溝１１０と相互作用するのに適したロッキング端部２５０と、図示された実施例においては横長形状の貫通スロット２５１とを有する。

本発明によれば、重りが並進的に自由に移動するように取り付けられているという事実は、以下で説明するように、重り２４がプラグ２３に向かって移動するときに、各固定ピン２４１がスロット２５１の内部で摺動することを可能にし、その結果フィンガ２５が垂直面内で、およびＵＮＳ２の外側に向かって旋回することを引き起こし、これによりフィンガ２５がシュラウド１０の内部溝１０１に挿入されることを引き起こす。それからピン２４１を経由してフィンガ２５にある重り２４は、ＵＮＳの内部に向かって旋回するのを防止し、それらを溝１０１における位置にロックする。

このように、ＵＮＳ２が燃料集合体１においてロックされた位置にあるとき、すなわち図５、図５Ａ、図５Ｂ、図６Ｃ、図６Ｄ、図６Ｅ、図８、図８Ａ、図８Ｂ、および図９Ｂに示すようにあるとき、ＵＮＳ２の底部、すなわちスリーブ２０の下部は、シュラウド１０の内部に固定される支持部１０２によって支持され、その結果、ＵＮＳ２が横方向に保持され、いかなる下向きの並進移動が防止され、およびＵＮＳ２の上部は、その重り２４によって、集合体のヘッド１１の溝１０１へのフィンガ２５の挿入を介して、所定の位置でロックされるのを確実にすることを可能にしており、これはいかなる上向きの並進運動が防止されることを確実にすることを可能にしている。

有利には、１つまたは複数の中空カラム２６が配置され、プラグ２３に固定され、および重り２４を通過する（図６Ａから６Ｅ）。好ましくは、これらのカラム２６は数が３つであり、互いに１２０°で分布している。カラム２６の数はプラグ２３の周囲のまわりで角度を有して規則的に分布しているのが好ましいにもかかわらず、カラム２６の数は異なってもよいことは言うまでもない。図６Ａに示すように、プラグ２３および重り２４の分離の極端な位置において、１つまたは複数のカラムが後者から突出している。

これら中空カラム２６の各々は、以下の機能を有している。
− それは、プラグ２３と重り２４との間にスライド接続を形成し、これらの２つの構成要素の間に相対的な並進移動に対する最大の堅牢性を与える。
− それは、スリーブ２０がナトリウムおよびヘリウムで満たされ、スリーブから出ることを可能にする通気孔を形成する。
− それは、以下で説明する取出しグリッパ３のヘッド３０が、ＵＮＳをアンロックする操作の間にフィンガ２５に旋回することを機械的に強いることを可能にする。

本発明の内容において、「取出しグリッパ」という表現は、重り２４を経由してＵＮＳ２を把持するために使用されるグリッパ３を指定するために使用されていることに留意されたい。なぜなら、このグリッパは、ＵＮＳ２を原子炉容器内の集合体の他の部分に挿入するために使用することを目的としていないからである。言い換えると、グリッパ３は、この挿入操作に対して原子炉容器内で使用されることを目的としていない。

このように、ＵＮＳ２が集合体ヘッド１１からアンロックされるとき、グリッパ３のヘッド３０は、重り２４とＵＮＳ２の他の部分との間の相対的な上昇する移動を生み出すために、各カラム２６に対する支えを提供し、それ故ナトリウム中での滞在後に見られやすい機械的な焼付きの影響が緩和される。言い換えると、これらのカラム２６のおかげで、機械的焼付きの場合でさえ、確実にＵＮＳをアンロックすることが可能である。

説明された全てのロック／アンロック手段は、機械的焼付きの危険性を最小限に抑えるように設計されている。様々な手段のすべての移動は、正確なかみ合いを必要とせず、すべての部品の間に多量の遊びが存在してもよい。結果として起こる焼付きがカラム２６を介して強いられることを可能にする機能は、アンロックする集合体を堅牢性が改善され、それ故ＵＮＳのその集合体からのオンラインでの取出しが保証され、従って本発明による集合体を含む原子炉の可用性のレベルが保証されることを可能にしている。

図６Ａから図６Ｅを参照すると、ＵＮＳ２の燃料集合体１内への降下、挿入、およびロックのステップを時系列順に説明し、これらのステップは取出しグリッパ３によって実行される。

既に述べたように、グリッパは、それがＡＳＴＲＩＤ原子炉内にある間に、ＵＮＳ２を燃料集合体１内に挿入するために使用されることを目的としておらず、むしろ容器の外側で実行される取付け操作の間に使用されるのを目的としていることに留意されたい。それにもかかわらず、ロック／アンロック手段の操作を説明するために、取出しグリッパ３とともにＵＮＳの集合体への挿入が説明される。さらに、この挿入操作は、原子炉容器の外側、特に外部貯蔵バレル内で行うことができ、それは取出し操作の反対である。

取出しグリッパ３は、ＵＮＳの重り２４によってＵＮＳ２を把持する。取出しグリッパ３は、把持フィンガ３１が垂直面内で旋回できるように取付けられたヘッド３０を含み、グリッパのヘッド３０はフィンガ３１に対して並進的に自由に移動できるように取付けられている。重り２４の内部溝２４０へのフィンガ３１の挿入は、それが把持されることを可能としており、ヘッド３０がグリッパ３の他の部分に対して並進的に自由に移動するように取り付けられているという事実は、ＵＮＳ２がフィンガ３１によって保持されているときに、相対的な軸方向の移動が重り２４とプラグ２３との間に作られることを可能にしている。

スリーブ２０の底部がシュラウドに固定されている支持部１０２に接触するまで、グリッパ３がその長手方向軸Ｘに沿ってＵＮＳ２をアセンブリ１内に挿入する、接近と挿入の段階が最初に実行される（図５Ａおよび図６Ｂ）。

並進的に自由に移動するグリッパ３のヘッド３０の垂直方向の下方への並進的な移動が続き、それによって重り２４とプラグ２３との間に相対的な軸方向の移動が生じる。重り２４の下部ショルダおよびプラグの上部ショルダによってそれぞれ形成される停止は、それからさらに離れていく。さらに、重り２４の下方への垂直方向の並進的な移動は、フィンガ２５が外側に向かって旋回することを引き起こすが、これは、この下方への移動がまた、クラウン２４に固定されたピン２４１の各々が、フィンガ２５の対応するスロット２５１内を摺動することを引き起こすからである。外側に向かって旋回することにより、フィンガ２５はシュラウド１０の内部溝１０１に挿入され、これは燃料集合体１においてＵＮＳ２のいかなる相対的な上方への並進的な移動が防止され、それによってＵＮＳ２を所定の位置にロックする。

グリッパ３のヘッド３０の下降は、重り２４がプラグ２３に当接するまで続く（図６Ｃ）。

グリッパ３の把持部は、それからフィンガ３１を内部に向かって旋回させることにより無効化される（図６Ｄ）。グリッパ３はそれから燃料集合体１から取除かれ得る。

最後に、グリッパ３は持ち上げられ、ＵＮＳ２は、シュラウド１０の溝１０１に挿入され、および保持されたフィンガ２５によって燃料集合体１に挿入され、およびロックされる（図６Ｅ）。重り２４の重量は、作動中の冷却剤によって適用される上昇する水圧推力にもかかわらず、ＵＮＳ２が燃料集合体のヘッド１１内に維持され、およびロックされることを保証する。

ＵＮＳ２を燃料集合体１からアンロックし、および取出すために使用されるステップを時系列で説明する。

図６Ｅに示すようなロック位置において、重り２４およびプラグ２３は当接しており、カラム２６は重り２４から突出している。突出部の高さが重り２４とプラグ２３との間の最大の相対的な軸方向の移動よりもわずかに小さくなるようになっている。

並進的に移動可能なヘッド３０がカラム２６に当接するまで、ハンドリンググリッパ３を下降させる。

重り２４がグリッパ３の旋回フィンガ３１、すなわち溝２４０に挿入されるフィンガによって把持された後、重り２４をプラグ２３に対して並進的に移動させることができ、それ故ロッキングフィンガ２５を内部に向かって旋回させることができる。フィンガ２５は、スロット２５１内を摺動するピン２４１により旋回するように作られている。

フィンガ２５は、それからシュラウド１０の溝１０１から取出され、ＵＮＳ２は、燃料集合体１の他の部分からアンロックされる。

カラム２６の上部横断面が重り２４の上部横断面と同じ高さに達すると、並進的に移動可能なヘッド３０はもはや重り２４とプラグ２３との間の相対的な軸方向の移動を生じることができない。

次いで、グリッパ３の上方への並進的な移動のみは、重り２４の底部のショルダ２４２がプラグ２３の頂部のショルダ２３１に当接するまで、重り２４の取出しを継続することを可能にさせる。ＵＮＳ２はそれから、グリッパ３によって持ち上げられ、それから燃料集合体１から取り出される。

まさに説明したようなＵＮＳ２をロック／アンロックするための接続を備えた本発明による燃料集合体１は、ＡＳＴＲＩＤのような第４世代高速中性子原子炉の機能仕様が満たされることを可能にしている。

しかしながら、本発明の範囲から逸脱することなく、他の変形および改善を提供することができる。

このように、目標とされたロックが操作可能であることを保証するために、燃料集合体２にＵＮＳ２を挿入し、ロックするステップの間に、グリッパ３の軸方向の移動を測定することが有利に可能である。

図５から図６Ｂに示すように、ＵＮＳ２の様々な構成要素およびロッキング構成要素は、ナトリウムの流れにおける圧力損失を最小にするように設計されている。これはまた、ロックがより安全になされること、すなわち、原子炉の運転中に重り２４の取出しのいかなる危険性がないことを保証することを容易に可能にしている。

取出しグリッパ３が並進的に移動可能な部分を含まないことが可能である。具体的には、焼付きなしに、グリッパのみで重り２４を持ち上げることは、ロッキングフィンガ２５が回転し、ＵＮＳ２がアンロックされることを可能にしている。

シュラウド１０による燃料集合体１の実際の操作に関して、穴１８の代わりに、図７に示すような、シュラウド１０の内壁に連続的な溝１９を設けることができる。この連続的な溝１９はまた、取出しグリッパ３と同じ操作移動を有するハンドリンググリッパのフィンガ３１と相互作用するのに適している。

ＵＮＳ２の実際の形態に関して、中性子吸収材のブロック２１を収容するスリーブ２０の代わりに、図８〜図８Ｂに示すように、束の形態で配置された複数の中性子吸収材ロッド２８を収容する円筒型ラッパー２７を設けることができる。図８に最もよく見られるように、支持体２７の下端部２７０は、燃料集合体１におけるＵＮＳ２の挿入およびロック位置において支持部１０２に再び当接する。

図示された実施例において、ラッパー２７は、円形の横断面を有するが、それはとりわけ異なる断面、例えば六角形の断面を有することができる。

ラッパー２７の機能の１つは、特に燃料集合体１の他の部分からＵＮＳ２を取り出す間にロッド２８を保護することである。しかしながら、ラッパー２７の代わりに、他のラッパーレス構造は、例えばとりわけロッドを保持するためのグリッドが想定され得る。

カラム２６の代わりに、プラグ２３にしっかりと固定され、重り２４の周囲に配置されるフェルール２９を設けることができる。フェルール２９の上端は、アンロック位置において重り２４の上面と同じ高さに位置し（図９Ａ）、ロック位置において突出している（図９Ｂ）。重り２４の周囲のベアリングフェルール２９を配置することは、重り２４の中央及び周囲に最大限の空間が形成され、それ故圧力損失が制限されることを可能にし、その結果クラウン２４を通るナトリウムの流れを促進する。有利には数が３であり、互いに１２０°の間隔で規則的に分布しているオリフィス２７１は、重り２４の上部に設けられている（図８Ａ）。さらに、ナトリウムがロッド２８にわたって流れることを可能にするために、ベント（図示せず）がプラグ２３の上部に一体化されている。

ロッドの束を保持するための構造に関しては、燃料集合体およびＳＦＲの反応度を制御するための集合体のために開発されてきた様々な選択肢が想定され得る。一般的に、燃料集合体の核分裂性ロッドの束に対して底部に、および一般に、反応度を制御するための集合体（サスペンドされた束）対して上部に、ロッドを支持するためのレールシステムを想定することが可能である。次に、ロッドのリングの数およびそれらの直径に応じて、特に、
− 図８から図９Ｂに示されるような、スペーサワイヤに関連した円形断面の円筒型のラッパー、
− 支持レールをロッドの束に沿って配置された１つまたは複数のスペーサグリッドに接続する中央シャフト、
− 支持レールに対して他端に配置されたプラグと同じ高さで展開されるトロイダルリング
を設けることができる。

１ 燃料集合体
１０ シュラウド
１１ ヘッド
１２ 中央セクション
１３ ノーズ
１４ 核分裂ゾーン
１５ 遠位端
１６ オリフィス
１７ 接合部
１８ 穴
１９ 連続的な溝
１００ 内部通路
１０１ 内部溝
１０２ 下部支持部
１１０ 中央オリフィス
２ 中性子遮蔽装置
２０ スリーブ
２１ ブロック
２２ ブロック
２３ プラグ
２４ 重り
２５ ロッキングフィンガ
２６ カラム
２７ ラッパー
２８ 中性子吸収材ロッド
２９ フェルール
２３０ 固定旋回ピン
２３１ ショルダ
２４０ 内部溝
２４１ 固定されたピン
２４２ ショルダ
２５０ ロッキング端部
２５１ スロット
２７０ 下端部
２７１ オリフィス
３ 取出しグリッパ
３０ ヘッド
３１ フィンガ

Claims (20)

1. 原子炉、特にナトリウム冷却ＳＦＲ原子炉用の燃料集合体（１）であって、
   原子炉の炉心のダイアグリッド内に垂直に挿入されることを目的とした長手方向軸（Ｘ）のシュラウド（１０）であって、核燃料ロッド（１４）を収容する中央セクション（１２）と、中性子吸収材を含む上部中性子遮蔽（ＵＮＳ）装置（２）、前記シュラウド（１０）を可逆的にロックするための手段（２５）および前記ＵＮＳのヘッドのセクションを形成する重り（２４）を収容する、前記集合体のヘッド（１１）を形成する上部セクションとを含む、シュラウドを含み、
   前記セクションは、所定の経路にわたって前記ＵＮＳの他の部分に対して並進的に移動可能であり、前記ロッキング手段（２５）は、前記ＵＮＳ（２）および前記シュラウド（１０）が、前記重り（２４）に引っ掛けられたフィンガ（３１）を有するＵＮＳ取出しグリッパ（３）により長手方向軸に沿って前記重り（２４）を移動させることによってロックおよびアンロックすることができるように構成されており、前記ＵＮＳ（２）の前記他の部分は、前記シュラウドの内部で下方に長手方向に隣接している、燃料集合体（１）。
2. 前記集合体の前記ヘッド（１１）は、ＵＮＳを備えているか備えていないかによらず、前記集合体が操作されることを可能にするために、ハンドリンググリッパの前記フィンガ（３１）と相互作用することに適している穴（１８）または溝（１９）をさらに含み、前記集合体を操作するための前記グリッパは、前記ＵＮＳ取出しグリッパ（３）と同じ操作移動を有している、請求項１に記載の燃料集合体（１）。
3. 前記ＵＮＳヘッドは、前記ＵＮＳ（２）の前記中性子吸収材のプラグ（２３）を形成し、前記ロッキング手段（２５）を支持する部分を含む、請求項１または２に記載の燃料集合体（１）。
4. 前記ロッキング手段（２５）は、垂直面内で旋回することができるように取付けられたフィンガー（２５）からなる、請求項１または２に記載の燃料集合体（１）。
5. 前記フィンガ（２５）の各々は、前記プラグ（２３）に固定された旋回ピン（２３０）の周りで旋回することができるように取り付けられている、請求項２と組み合わせた請求項４に記載の燃料集合体（１）。
6. 前記重り（２４）は、旋回フィンガ（２５）内のスロット（２５１）の内部で摺動するのにそれぞれ適した固定ピン（２４１）を含み、前記重り（２４）の垂直方向の並進的な移動は、前記ピン（２４１）が前記スロット（２５１）内で摺動し、それによって前記フィンガ（２５）が旋回することを引き起こす、請求項４または５に記載の燃料集合体（１）。
7. 前記重り（２４）は、前記ＵＮＳ取出しグリッパ（３）の前記フィンガ（３１）が引っ掛けられ得る内部溝（２４０）を含む、請求項１から６のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）。
8. 前記シュラウド（１０）は、前記ロッキング手段（２５）の前記フィンガが、前記ＵＮＳに対する上部停止を形成するように挿入され得る内部溝（１０１）を含む、請求項１から７のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）。
9. 前記ＵＮＳ（２）は密閉されていない、請求項１から７のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）。
10. 前記ＵＮＳは、前記プラグ（２３）に固定され、前記重り（２４）を貫通する１つまたは複数の中空カラム（２６）を含み、前記１つまたは複数のカラムは、前記アンロック操作の間に、前記重り（２４）と前記ＵＮＳ（２）の前記他の部分との間に上昇する相対移動を生じさせるために、前記ＵＮＳ取出しグリッパ（３）の並進的に移動可能な部分（３０）に対する支えを提供するのに適している、請求項１から９のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）。
11. 前記ＵＮＳは、前記プラグ（２３）の外側にあるフェルール（２９）を含み、前記フェルール（２９）は、前記アンロック操作の間に、前記重り（２４）と前記ＵＮＳ（２）の前記他の部分との間に上昇する相対移動を生じさせるために、前記グリッパ（３）の並進的に移動可能な部分（３０）に対する支えを提供するのに適している、請求項１から９のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）。
12. 前記ＵＮＳ（２）は密閉されている、請求項１から８のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）。
13. 前記ＵＮＳ（２）は、中性子吸収材のブロック（２１）を収容し、および支持するスリーブ（２０）と、前記スリーブ（２０）の頂部に固定されたプラグ（２３）とを含む、請求項１から１２のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）。
14. 前記ＵＮＳ（２）は、中性子吸収材のロッド（２８）を収容するラッパー（２７）と、前記ラッパー（２７）の頂部に固定され、前記ロッド（２８）を支持するプラグ（２３）とを含む、請求項１から１０のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）。
15. 前記シュラウド（１０）の内部に固定され、前記ＵＮＳ（２）の下部の長手方向軸の下方停止を形成する部分（１０２）を含む、請求項１から１４のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）。
16. 前記ＵＮＳに配置される前記中性子吸収材は、炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）、ハフニウム（Ｈｆ）、二ホウ化ハフニウム（ＨｆＢ_２）、二ホウ化チタン（ＴｉＢ_２）、フェロホウ化物（ＦｅＢ）、二酸化ウラン（ＵＯ_２）、希土類元素から選択される、請求項１から１５のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）。
17. 請求項１から１６のいずれか一項に記載の燃料集合体を、ＵＮＳを備えているか備えていないかによらず、操作する方法であって、前記ＵＮＳの取出しのために使用されるグリッパ（３）と同じ種類、好ましくは同一のハンドリンググリッパが使用される、方法。
18. 請求項１から１６のいずれか一項に記載の放射された燃料集合体（１）から取出された放射されたＵＮＳとともに、ＵＮＳを装備していない新しい燃料集合体（１）を装備する方法。
19. 高速中性子原子炉における請求項１から１６のいずれか一項に記載の燃料集合体（１）の使用。
20. 前記原子炉は、液体金属またはガス冷却であり、前記液体金属がナトリウム、鉛または鉛ビスマスから選択される、請求項１９に記載の使用。