JP2018526621A - 地震／ｌｏｃａ耐性のあるグリッドを有する原子燃料集合体 - Google Patents

Abstract

２つの領域、すなわち保護領域および圧潰許容領域を含む、原子燃料集合体のグリッド構造体。グリッド構造体の外周部の圧潰許容領域は、大きな衝撃負荷を受けると塑性変形するように設計されている。一方、制御棒案内シンブルのあるグリッド構造体内部の保護領域は、かかる荷重下では塑性変形するに過ぎず、すべての制御棒案内シンブルの場所が保護される。
【選択図】図３

Description

本発明は概して原子炉燃料集合体に関し、具体的には、スペーサグリッドが強度の異なる多数の領域から成り、このうち最も強度の高い領域が過酷な地震事象時またはLOCA事故事象時の変形に耐えられるように制御棒案内シンブル用として確保されている原子燃料集合体に関する。

加圧水型原子炉の多くは、炉心が原子炉の反応エネルギーを発生させる多数の細長の燃料集合体から構成される。これらの燃料集合体は通常、長手方向に離隔して縦列配置した複数のグリッドが整然とした配列の複数の燃料棒を保持し、当該グリッドが燃料集合体の複数の長尺のシンブル管に固着された構成である。シンブル管は通常、その中に制御棒または炉内計装を受容する。燃料集合体の両端部に取り付けられる上部および下部ノズルはシンブル管の端部に固定され、これらシンブル管の端部は燃料棒端部のわずかに上方または下方へ延びる。

関連技術分野で知られるように、グリッドは、原子炉の炉心内において燃料棒を正確な間隔を保ちながら横方向に支持すると共に冷却材の混合を誘起するために使用される。従来型グリッドのタイプの１つは、複数のストラップを相互に差し込むことによりそれぞれが燃料棒を受容する複数のほぼ正方形のセルを有する矩形格子状の構造を形成するものである。シンブル管は、その構成にもよるが、燃料棒を受容するセルと同じサイズのセル内か、または、相互に差し込まれたストラップにより画定される比較的大きいシンブル管セル内に受容される。相互に差し込まれたストラップは、シンブル管の固定点を提供するので、燃料棒の長さ方向に沿って離隔するグリッドの位置決めが可能になる。

ストラップは、燃料棒が挿通する各セルに設けられた１つ以上の比較的可撓性のばねと複数の比較的剛性のディンプルとが協働してグリッドの燃料棒支持機能を提供するように構成されている。ばねおよびディンプルは、相互に差し込まれたストラップの中間部に設けられ、燃料棒が挿通されるセル内に突出している。各燃料棒セルのばねおよびディンプルは、当該セルを貫通する燃料棒に接触する。グリッドの外側ストラップは相互に固着され、グリッドの内側ストラップを取り囲んでグリッドに強度と剛性を付与し、グリッド外周部の個々の燃料棒セルを画定する。内側ストラップは通常、各交差点で溶接またはろう付けされ、また、集合体の外周を画定する外側ストラップに溶接またはろう付けされる。

上述したように、燃料棒は個々のセルのレベルでは通常、剛性支持用ディンプルと柔軟なばねとの組み合わせにより支持される。従来からまたは現在使用されているばねとディンプルによる支持構造は、斜行ばね、Ｉ字形ばね、片持ちばり式ばね、水平または垂直ディンプルなど多種多様である。セル当たりのばねとディンプルの数も様々である。典型的な構成は、セル当たり２個のばねと４個のディンプルより成る。ディンプルとばねの形状は、集合体の寿命を通して燃料棒が適切に支持されるように入念に決定しなければならない。

照射が進むと、初期ばね力は、程度の差はあるものの、ばねの材料および照射環境に応じて急速に低下する。被覆の直径もまた、冷却材圧力および動作温度が非常に高いため変化し、燃料棒内のペレットの直径も緻密化およびスウェリングにより変化する。被覆の外径も、酸化物層の形成により増加する。これらの寸法および材質の変化により、燃料集合体の寿命を通して燃料棒を適切に支持することは非常に難しい課題である。

原子炉内の熱勾配および圧力勾配、ならびに定常波および渦流のような他の乱流により誘起される軸方向および横方向の流れの影響下にあると、本体が細長い燃料棒は比較的小さな振幅で継続的に振動する。燃料棒の支持が適切でないと、この非常に小さい振幅の振動により、支持点と被覆の間に相対運動が引き起こされる可能性がある。比較的小さいディンプルおよびグリッド支持表面上で摺動することにより燃料棒に高い圧力がかかると、被覆表面の小さな腐食層が擦過により除去されて基層金属が冷却材に露出する可能性がある。露出した新鮮な被覆表面上に新しい腐食層が形成され、それが擦過により取り除かれると、最終的に燃料棒の壁に孔があく。この現象は腐食性フレッチングとして知られており、２００６年における加圧水型原子炉の燃料故障の最大の原因であった。

支持グリッドはさらに、燃料集合体の別の重要な機能、すなわち、冷却材の最高温度を低下させるための冷却材の混合機能も提供する。各燃料棒が発生する熱は均一でないため、冷却材には温度勾配がある。燃料集合体を設計する上で重要なパラメータの一つは、燃料棒から冷却材への効率的な熱伝達の維持である。単位時間当たり除去される熱量が大きいほど、発生する出力は大きい。冷却材温度が十分に高いと、所与の時間における被覆の単位面積当たりの熱除去速度は有意かつ急激に減少する。この現象は核沸騰限界（ＤＮＢ）として知られている。原子炉動作のパラメータの範囲内において、冷却材温度がＤＮＢ点に到達すると、被覆の表面温度が燃料棒内で発生する熱を排出しようとして急速に上昇し、被覆が急激に酸化して破損することになる。燃料の破損を防止するにはＤＮＢを回避しなければならないことは明らかである。ＤＮＢは、もしこれが起こるとすれば、冷却材が最高温度になる点で発生するから、集合体内で冷却材を混合して冷却材の最高温度を下げれば、ＤＮＢ状態に至らずに多量のエネルギーを発生できることになる。混合の改善は通常、グリッド構造の下流側の混合翼によって行う。混合効率は、混合翼の形状、大きさ、および燃料棒に対する混合翼の位置により異なる。

グリッドの他の重要な機能には、想定される事故時の負荷の下でも機能不全に陥らずその取り扱いおよび通常動作を維持する能力、また、燃料棒と支持点の間に形成される蒸気ポケットにより、燃料棒から熱を除去する冷却材が局部的に十分供給されないため燃料棒上に生じる惧れのある「ホットスポット」を回避する能力が含まれる。蒸気ポケットにより引き起こされる燃料棒の過熱が進行すると、被覆が局部的に急速に腐食して燃料棒が破損する。

グリッドの別の重要な機能は、集合体のグリッドが、隣接する別の集合体のグリッドに当たって跳ね返るようなＬＯＣＡ（冷却材喪失事故）時または過酷な地震事象時に、案内シンブルの変形を抑えることである。かかる状況下では、一部の案内シンブルが変形して、制御棒の完全な挿入を阻むおそれがある。

炉心全体の燃料集合体中の冷却材の流れを実質的に均衡した状態に保つことは、熱伝達を実質的に均一に保つ上で望ましい目標である。燃料集合体の設計を変更すると、その圧力降下が変化し、さまざまなタイプの燃料集合体の間で、炉心を流れる冷却材の流れ抵抗の相対的な均衡に悪影響を及ぼす惧れがある。圧力降下が小さくなるようなグリッドの設計変更が望ましいが、その理由は、燃料集合体の設計者が、燃料集合体間の圧力降下の平衡を回復させ、グリッドの他の動力学的特性（例えば混合特性）を改善できるような別の改良を導入できるからである。

グリッドの別の重要な動力学的特性は、燃料棒を支持するに十分な強度を提供し、かつ案内シンブルの変形を防ぐ一方で、グリッド材料による中性子の吸収量を最小にすることによって炉心内の核反応効率を高めることである。本発明の目的は、グリッドの重要な領域の圧潰強度の改善を、そのために使用する材料の量を最小限に抑えながら行うことである。

上記の目的は、上部ノズル、下部ノズル、および当該上部ノズルと当該下部ノズルとの間を延びる１つ以上の制御棒案内シンブルを有する原子燃料集合体を用いることによって達成される。当該上部ノズルと当該下部ノズルとの間には複数の細長の燃料棒が軸方向に延びており、当該細長の燃料棒および当該１つ以上の制御棒案内シンブルは当該上部ノズルと当該下部ノズルとの間でグリッド構造体により横方向に離隔している。当該グリッド構造体は圧潰強度がそれぞれ異なる少なくとも２つのタイプの横方向圧潰領域を有し、当該制御棒案内シンブルは当該少なくとも２つのタイプの横方向圧潰領域のうちの少なくとも一つを占有し、当該占有された横方向圧潰領域はその他の横方向圧潰領域の少なくとも一部より横方向圧潰強度が高い。そのようなグリッド構造体は矩形格子パターン構成の複数の直交ストラップから成り、互いに隣接する４つのストラップの交差部が支持セルを形成する。制御棒案内シンブルを支持する支持セルを形成するストラップ領域は、燃料棒を支持する支持セルの一部より高い圧潰強度を有するように多めの材料で形成されている。望ましくは、案内シンブルを支持する支持セルを形成する互いに隣接する４つのストラップの交差部は、燃料棒の一部を支持する互いに隣接する４つのストラップの交差部より堅牢な溶接部を含む。

一実施態様において、上述の少なくとも２つの横方向圧潰領域は圧潰許容領域および保護領域を含み、当該圧潰許容領域は構造グリッドの外周部を延び、当該保護領域はグリッド構造体の内部に分布する。そのような構成において、グリッド構造体は複数の実質的に正方形の支持セルを有し、圧潰許容領域は支持セルの少なくとも外側２列を占める。そのような構成において、グリッド構造体の支持セルの大半は、グリッド構造体の内部の保護領域に位置するのが好ましい。

本発明はまた、上記の性質を有するグリッド構造体を企図している。

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。

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。

図１に示すような従来型加圧水型原子炉燃料集合体に適用される従来の矩形格子状支持グリッドの平面図である。

外側の縦２列と横２列が圧潰許容領域を形成する１７×１７グリッド構造体の概略平面図である。

外側の縦２列と横２列が圧潰許容領域を形成する１５×１５グリッド構造体の概略平面図である。

外側の縦２列と横２列が圧潰許容領域を形成する１４×１４グリッド構造体の概略平面図である。

図１は、参照符号１０で総括表示する原子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１０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１２を備えた構造躯体を有する。下部ノズル１２は、原子炉炉心領域において燃料集合体１０を下部炉心板１４の上で支持する。燃料集合体１０の構造躯体は、下部ノズル１２に加えて、上端部の上部ノズル１６と、上部炉内構造物の案内管と整列している多数の案内管またはシンブル１８とを有する。案内管またはシンブル１８は下部ノズル１２と上部ノズル１６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１０はさらに、案内シンブル１８に軸方向に離隔して取り付けられた複数の横方向グリッド２０と、当該グリッド２０により横方向に離隔して支持された細長の燃料棒２２の整列アレイとを有する。図２は、案内シンブル１８および燃料棒２２を取り外した従来型グリッド２０の平面図である。案内シンブル１８が参照符号２４のセルを挿通し、燃料棒２２が残りのセル２６を占有する。ただし、中央部セル２４は計装シンブル３８（図１に示す）用として確保されている。図２に示すように、従来型のグリッド２０は、矩形格子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２８、３０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２６を画定する。支持セルを貫通する燃料棒２２が、互いに横方向に離隔した関係で当該セル内に支持される。多くの設計において、支持セル２６を形成するストラップ２８、３０の対向壁には、ばね３２およびディンプル３４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内を放射状に延びてそれらの間に燃料棒２２を捕捉し、燃料棒の被覆に圧力をかけて燃料棒を定位置に保持する。直交ストラップ２８、３０の各ストラップ端部を縁部ストラップ３６に溶接することで、格子状構造体２０が完成する。図２に示す先行技術の実施態様において、縁部ストラップ３６は、角で互いに溶接された４つの個別のストラップから成る。また前述したように、図１に示す集合体２０の中心部には、下部ノズル１２と上部ノズル１６との間を延びてそれらにより捕捉される計測管３８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１０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１０のアレイ状の燃料棒２２は、燃料集合体の長さ方向に離隔したグリッド２０により互いに離隔した関係に保持される。図１に示すように、各燃料棒２２は複数の原子燃料ペレット４０を有し、両端部は上部端栓４２および下部端栓４４により閉じられている。一般に、上部端栓４２とペレット４０の間にはプレナムばね５０があり、燃料棒２２内でペレットを密に積み重ねた状態に保つ。核分裂性物質より成る燃料ペレット４０は、原子炉の核反応を発生させる元である。水や、ホウ素含有水などの液体減速材／冷却材を、炉心内の燃料集合体を上向きに貫流するよう圧送することにより、炉心で発生する熱を抽出して有用な仕事をする能力としてのエネルギーを発生させる。ペレット４０を取り囲む被覆４６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４８が、燃料集合体１０の所定位置にある案内シンブル１８内を往復移動可能である。参照符号２４で示すすべての位置を含む案内シンブルの位置を図２に示すが、計装管３８が占有する中央位置は例外である。さらに詳述すると、上部ノズル１６の上方に位置する棒クラスタ制御機構５２が、複数の制御棒４８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５４を有し、複数の鉤またはアーム５６が放射状に延びて、一般にスパイダと称される構造体を形成する。各アーム５６は制御棒４８に相互接続されているため、制御棒機構５２は、全て公知の態様で、制御棒ハブ５４に結合された制御棒駆動シャフトの駆動力により、制御棒を案内シンブル１８内で垂直方向に移動させて、燃料集合体１０内の核分裂プロセスを制御する。

福島第一発電所を襲った地震を受けて、燃料集合体の設計は、その地震で経験したよりもさらに厳しい地震条件に耐えられることが求められている。地震による大きな荷重はグリッドに大きな衝撃力を加え、グリッドを強度限界を超えて変形させる可能性がある。このようなことが棒クラスタ制御集合体を受容するグリッドで起きると、対応する案内シンブル内で制御棒を動かせるか否かが分からなくなる。本発明は、制御棒案内シンブルのある場所を、炉心内における核反応の持続に利用できる中性子の数への悪影響を最小限に抑えるべく最小限の補強材料で補強することによって、この比較的大きい衝撃エネルギーを吸収する手段を提供するものである。これは、グリッド全体の特別に規定した或る特定の領域で衝撃エネルギーを消散させると共に、燃料棒のみを支持する領域が幾分圧潰する（すなわち塑性変形する）のを許容するようにして、実現される。このようにして、塑性変形により衝撃エネルギーを吸収させる。グリッド中の案内シンブルの領域には、案内シンブル構造の変形を弾性域内に抑える保護領域を設ける。シンブル管はすべて保護領域内に配置する。この改良により、グリッドの案内シンブル領域が過酷な地震事象時またはＬＯＣＡ事故事象時に経験する変形は限定的な弾性変形に限られるから、これらの案内シンブル領域内にあるシンブル管は当初の位置と寸法を維持することになる。この設計により、大きな地震事象時およびＬＯＣＡ事象時に、過酷な負荷に耐える能力が向上し、棒クラスタ制御集合体を挿入可能な状態に保つことができる。グリッドの保護領域と圧潰許容領域を図３、４、５に示す。ここに、図３は１７×１７グリッド構造体、図４は１５×１５グリッド構造体、図５は１４×１４グリッド構造体である。いずれの場合も、圧潰許容領域内の支持セルは「Ｃ」、保護領域内の支持セルは「Ｐ」、シンブル管の位置は丸囲みの「１」で表す。圧潰許容領域は支持セルの最も外側の縦横２列に形成し、保護領域は残りすべての内部支持セルを包含するのが好ましい。グリッド・ストラップは、材料規則の最大値と最小値に基づく、現行のストラップとは若干異なる設計であり、すべての寸法は現行の許容寸法にごく近いものになる。したがって、所与の位置におけるグリッド材料全体の体積は、現行のグリッドと同等に保たれる。これを実現するために、グリッド・ストラップのスロットの設計を保護領域におけるセルの座屈強度を高めるように変更する。ディンプルの切欠き部は、ディンプルに必要な剛性を与える一方で、保護領域のストラップ材料の量が最大値に保たれるように設計する。保護領域の要件を満たすように溶接タグのサイズも調節する。

本発明の特定の実施態様について詳しく説明したが、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を想到できるであろう。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 (12)

1. 原子燃料集合体（１０）であって、当該原子燃料集合体は、
   上部ノズル（１６）、
   下部ノズル（１２）、
   当該上部ノズル（１６）と当該下部ノズル（１２）との間を延びる複数の制御棒案内シンブル（１８）、および
   当該上部ノズル（１６）と当該下部ノズル（１２）との間を軸方向に延びる複数の細長の燃料棒（２２）から成り、
   当該細長の燃料棒および１つ以上の当該制御棒案内シンブル（１８）は当該上部ノズルと当該下部ノズルとの間でグリッド構造体（２０）により横方向に離隔しており、当該グリッド構造体は圧潰強度が異なる少なくとも２つのタイプの横方向圧潰領域（Ｃ、Ｐ）から成り、当該制御棒案内シンブルは当該少なくとも２つのタイプの横方向圧潰領域のうちの少なくとも１つを占有し、当該占有された横方向圧潰領域はその他の横方向圧潰領域の少なくとも一部より横方向圧潰強度が高いこと
   を特徴とする原子燃料集合体。
2. 前記グリッド構造体（２０）は矩形格子パターン構成の複数の直交ストラップ（２８、３０）から成り、互いに隣接する４つのストラップの交差部が支持セル（２４、２６）を画定し、前記制御棒案内シンブル（１８）を支持する支持セル（２４）を取り囲むストラップ領域は、前記燃料棒（２２）を支持する支持セル（２６）の一部より圧潰強度が高くなるように多めの材料で形成されていることを特徴とする、請求項１の原子燃料集合体（１０）。
3. 前記案内シンブル（１８）を支持する支持セル（２４）を形成する互いに隣接する４つのストラップの交差部は、前記燃料棒（２２）の一部を支持する互いに隣接する４つのストラップの交差部より堅牢な溶接部を含むことを特徴とする、請求項２の原子燃料集合体（１０）。
4. 前記少なくとも２つの横方向圧潰領域（Ｃ、Ｐ）は圧潰許容領域（Ｃ）および保護領域（Ｐ）を含み、当該圧潰許容領域は前記グリッド構造体（２０）の外周部を延び、当該保護領域は前記グリッド構造体の内部に分布することを特徴とする、請求項１の原子燃料集合体（１０）。
5. 前記グリッド構造体（２０）が複数の実質的に正方形の支持セル（２４、２６）から成り、前記圧潰許容領域（Ｃ）は横方向または半径方向外側の少なくとも２列の支持セル（２６）から成ることを特徴とする、請求項４の原子燃料集合体（１０）。
6. 前記グリッド構造体（２０）の支持セル（２４、２６）の大半が前記グリッド構造体の内部の保護領域（Ｐ）を占めることを特徴とする、請求項５の原子燃料集合体（１０）。
7. 原子燃料集合体（１０）のグリッド構造体（２０）であって、当該原子燃料集合体は、
   上部ノズル（１６）、
   下部ノズル（１２）、
   当該上部ノズル（１６）と当該下部ノズル（１２）との間を延びる１つ以上の制御棒案内シンブル（１８）、および
   当該上部ノズル（１６）と当該下部ノズル（１２）との間を軸方向に延びる複数の細長の燃料棒（２２）から成り、
   当該細長の燃料棒および１つ以上の当該制御棒案内シンブル（１８）は当該上部ノズルと当該下部ノズルとの間でグリッド構造体（２０）により横方向に離隔しており、
   当該グリッド構造体（２０）は圧潰強度がそれぞれ異なる少なくとも２つのタイプの横方向圧潰領域（Ｃ、Ｐ）から成り、当該制御棒案内シンブル（１８）は当該少なくとも２つのタイプの横方向圧潰領域のうちの少なくとも１つを占有し、当該占有された横方向圧潰領域はその他の横方向圧潰領域の少なくとも一部より横方向圧潰強度が高いこと
   を特徴とするグリッド構造体。
8. 矩形格子パターン構成の複数の直交ストラップ（２８、３０）から成る請求項７のグリッド構造体（２０）であって、互いに隣接する４つのストラップの交差部が支持セル（２４、２６）を形成し、前記制御棒案内シンブル（１８）を支持する支持セル（２４）を取り囲むストラップの領域は、前記燃料棒（２２）を支持する支持セル（２６）の一部より高い圧潰強度を有するように多めの材料で形成されていることを特徴とする、グリッド構造体。
9. 前記案内シンブル（１８）を支持する支持セル（２４）を形成する互いに隣接する４つのストラップの交差部が、前記燃料棒（２２）の一部を支持する互いに隣接する４つのストラップの交差部より堅牢な溶接部を含むことを特徴とする、請求項８のグリッド構造体（２０）。
10. 前記少なくとも２つの横方向圧潰領域（Ｃ、Ｐ）が圧潰許容領域（Ｃ）および保護領域（Ｐ）を含み、当該圧潰許容領域は前記グリッド構造体の外周部を延び、当該保護領域は前記グリッド構造体の内部に分布することを特徴とする、請求項７のグリッド構造体（２０）。
11. 前記グリッド構造体が複数の実質的に正方形の支持セル（２４、２６）から成り、前記圧潰許容領域（Ｃ）は横方向または半径方向外側の少なくとも２列の当該支持セル（２６）から成ることを特徴とする、請求項１０のグリッド構造体（２０）。
12. 前記グリッド構造体の支持セル（２４、２６）の大半が前記グリッド構造体の内部の保護領域（Ｐ）を占めることを特徴とする、請求項１１のグリッド構造体（２０）。