JP2020503515A - 原子炉燃料集合体およびこれを製造するための方法 - Google Patents

原子炉燃料集合体およびこれを製造するための方法 Download PDF

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Abstract

本発明は、原子炉用の燃料集合体設計に関し、高速中性子原子炉の炉心で使用され得る。この技術的結果は、燃料集合体内での燃料要素バンドルのより信頼性のあるスペーシング、および燃料要素がスペーシング要素と接触する領域内の前記燃料要素の被覆管内の局所的応力の低減である。燃料集合体は、ジャケットによって互いに連結された上部ノズルおよび底部ノズルと、グリッド、および各燃料要素の被覆管の周りに巻き付けられたらせんスペーサ要素、によって燃料集合体内に配置された棒タイプの燃料要素のバンドルとを備える。燃料集合体は、バンドル内の少なくとも周囲燃料要素に、長手方向貫通スロットを備えた薄壁チューブの形態のスペーサ要素が設けられ、要素は、これらがジャケットと接触する領域内で実質的に楕円形の断面を有することを特徴とする。燃料集合体を製造するための方法は、燃料要素バンドルをジャケット内に置く前に横断方向に圧縮することを含み、これによって、周囲燃料要素のスペーサ要素は、これらがジャケットと接触する領域内で実質的に楕円形の断面となる。

Description

本発明は、原子炉のための燃料集合体設計に関し、高速中性子原子炉の炉心に使用され得る。
棒タイプの燃料要素を有する原子炉用の燃料集合体は、燃料集合体に必要な強度および剛性をもたらす構造的フレームによって互いに連結された上部ノズルおよび底部ノズルである。燃料集合体の上部ノズルと底部ノズルとの間には、自由な温度および放射拡張を可能にする燃料要素バンドルが、炉心内の燃料集合体の軸に沿って、保持およびスペーシング要素によって設置される。燃料集合体の上部ノズルおよび底部ノズルには、燃料集合体を炉心内に設置し保持するための手段が嵌合され、さらに燃料集合体を原子炉から取り外すための手段も嵌合される。熱および高速中性子原子炉用の棒タイプの燃料要素を有する燃料集合体の設計の種々の実施形態が、開発されてきている。これらは、前述の構造的要素の特有の設計およびこれらが作製される材料において互いに異なる。
WWERタイプの原子炉用の燃料集合体が知られており、これは、六角形の形態のジャケットによって互いに連結された上部ノズル、底部ノズル、および中央管を備え、ジャケットの内側には、シールされた円筒状被覆管に入った燃料核の形態の燃料要素バンドルが、保持およびスペーシング要素を使用して置かれる(RU2088982)。燃料要素を燃料集合体内に保持し、バンドル内で燃料要素の横断方向のスペーシングを行うための手段が、上部および底部の端部グリッドならびに端部グリッド間に設置されたいくつかのスペーシンググリッドの形態で設けられる。燃料要素の基端部が、端部グリッド内に固定され、上部グリッドは、ジャケットコーナ内に設けられたスロット内で軸方向に沿って移動するように構成される。スペーシンググリッドは、中央管上に設置され、中央管内に設けられたスロット内で軸方向に沿って移動することができる。
燃料要素の保持およびスペーシングのためのいくつかのグリッドの知られている解決策を使用した結果、冷却剤流に対する液圧抵抗が増加し、伝熱状態が悪化する。さらに、炉心セクション内のグリッド材料の腐食および放射によって誘発されるクリープが、セルの外形およびグリッド材料の弾性特性に変化を招き、それによって個々の燃料要素の被覆管の振動およびフレッティング(fretting)の可能性を増大させる。
熱出力および高速中性子原子炉用の燃料集合体の設計が知られており、これは、上部ノズルと、底部ノズルと、フレームと、上部および底部の端部グリッドと、スペーシング要素と、端部グリッドおよびスペーシング要素によって燃料集合体内に配置された棒タイプの燃料要素のバンドルとを備える(RU2340019)。フレームは、上部ノズルと底部ノズルとを連結し、ジャケットの形態で作製され、端部グリッドを備えた中央管がその上に設置され、タイバーが燃料集合体周囲に沿って端部グリッド内に設置される。スペーシング要素は、燃料要素間に平行に設置され、端部グリッド内に固定された長手方向チューブの形態で作製され、また、ジャケット周囲に沿って燃料集合体の内側に配置された穿孔されたシェルリングの形態で作製される。スペーシング要素チューブは、長手方向スロットと、円筒状のスペーシングリブを形成する切断部とを備えて作製可能であり、スペーシングリブは、互いに連結され、特有のピッチで燃料集合体の高さに沿って配置される。フレームには、いくつかの保持要素が嵌合され、この保持要素は、燃料要素バンドルの周りに巻き付き、フレームの高さに沿って設置される。保持要素は、燃料要素被覆管(たとえば鋼EP−823)の係数より低い線拡張係数を有する材料(たとえば、モリブデン系材料)から作製される。この発明は、炉心内の燃料要素の信頼性のあるスペーシングを確実にするように意図される。
燃料集合体の知られている設計の1つの欠点は、ジャケット形態のフレーム、支持要素、中央管、および穿孔されたシェルリングの存在による、その金属強度の増大である。燃料集合体は、燃料要素バンドル、チューブタイプのスペーシング要素、およびフレームタイバーのシステムを底部および上部の端部グリッド内に設置するための複雑な構造を有する。この結果、グリッド領域内の冷却剤が通過するための流れセクションが減少し、燃料集合体の液圧抵抗が増大する。
棒タイプの燃料要素を有するBNタイプ原子炉用の高速中性子原子炉燃料集合体が知られており、これは、上部ノズルと、底部ノズルと、六角形断面の管の形態のジャケットとを含む(Development,Production and Operation of Fuel Elements of Power Reactors.Moscow、Energoizdat,1995年、 Book 2、158頁)。約6mmの範囲内の外径および約0.3mmの被覆管の厚さの被覆管を備えた燃料要素バンドルが、保持およびスペーシング要素によって燃料集合体の内側に置かれる。ステンレス鋼が、燃料集合体要素および燃料要素被覆管の製作に使用される。燃料要素バンドルを燃料集合体内に保持し、スペーシングを行うための手段は、支持グリッド、および燃料要素被覆管の表面周りに約100mmのピッチでらせん状に巻かれた約1mmの直径を有するワイヤの形態で作製される。エネルギーの放出および冷却剤の消費をコアセクションに沿って均等にするために、燃料集合体内の燃料要素の周囲列(ジャケット壁に直接設置された燃料要素)は、1.3×0.6mmの楕円形断面を有するワイヤによって離間される。
燃料要素のこの設計の1つの欠点は、横断方向平面におけるスペーシング要素の剛性である。その結果、コア内の燃料照射のプロセスにおける燃料の膨張および燃料要素被覆管の直径の増大が、燃料要素の薄壁被覆管内の局所的応力の増大、その変形、および被覆管とスペーシング要素との間の接触ゾーン内の孔食プロセスの加速を招く。
さらに、楕円形断面を有するワイヤの形態のスペーシング要素の使用は、周囲燃料要素を燃料集合体の内側に置き、スペーシングを行うための条件を大きく変更する。したがって、ワイヤラッピングのピッチに等しい燃料集合体の高さに沿って、三角形グリッドを用いてバンドルの内側に置かれた各燃料要素は、隣接する燃料要素と12点で接触する。その一方で、そのスペーシング要素と隣接する燃料要素の被覆管との間に6つの接触点が形成され、この燃料要素の被覆管と6つの隣接する燃料要素のスペーシング要素との間にさらに6つの接触点が形成される。
周囲列内の各燃料要素(コーナ要素を除く)は、2つの他の周囲燃料要素、バンドル内の2つの内部燃料要素およびジャケットに隣接する。ワイヤラッピングのピッチに等しい燃料集合体の高さに沿って、各周囲燃料要素は、3つのスペーシング接触点、すなわち周囲燃料要素の被覆管とバンドル内の2つの内部燃料要素の円形ワイヤとの間の2つの接触点、および楕円形断面を有するそのワイヤと燃料集合体ジャケットとの間の1つの接触点のみを有する。これは、楕円形状のスペーシング要素が4つの隣接する燃料要素の被覆管と接触せず、これらの間の空隙が0.54mm(1.05〜0.6)であるという事実によるものである。このようにして、知られている解決策の周囲燃料要素は、バンドルの内側に配置された燃料要素の4分の1(12/3)のスペーシング接触点を有する。燃料要素バンドル内のスペーシング負荷を補償するとき、この結果、周囲燃料要素の被覆管、内部燃料要素のスペーシング要素、および燃料集合体ジャケットの間の接触ゾーン内の応力が大きく増大し、これは、被覆管に作用する孔食プロセスの加速の一因となり、その完全性の破壊の可能性を増大させる。
知られている解決策の1つの欠点は、被覆管(約10mm)およびワイヤ(約3mm)の直径が増大し、隣り合う燃料要素の被覆管間の距離が3mmを超える燃料要素が使用される、燃料要素および燃料集合体の製作の複雑性である。この場合、知られている設計の使用は、燃料要素の薄壁被覆管の周りに巻き付けられたステンレス鋼から作製された巨大な剛性ワイヤに関連付けられ、その結果、被覆管の変形および燃料要素の幾何学的形態の崩壊(たとえば要素の曲がり)が生じる。
本発明の目的は、原子炉のコア内の燃料集合体の信頼性を向上させ、燃料集合体の金属強度を向上させ、鉛冷却高速炉およびウランプルトニウム窒化物燃料を有する原子炉において使用するための燃料集合体の設計を開発することである。
本発明の技術的結果は、燃料集合体内の燃料要素バンドルのスペーシングの信頼性を増大させ、前記要素がスペーシング要素に接触する領域内の燃料要素の被覆管内の局所的応力を低減することである。
この技術的結果は、(ジャケットによって互いに連結された上部ノズルおよび底部ノズルと、グリッド、および各燃料要素の被覆管の周りに巻き付けられ端部が固定されたらせんスペーシング要素、によって燃料集合体内に配置された、棒タイプの燃料要素のバンドルとを含む)燃料集合体内において、バンドル内の少なくとも周囲燃料要素に、長手方向貫通スロットを備えた薄壁チューブの形態のスペーシング要素が設けられ、要素は、これらがジャケットと接触する領域において実質的に楕円形の断面を有するという事実によって達成される。
燃料集合体の可能な特有の実施形態が、次のパラメータによって特徴付けられる:
−燃料集合体の燃料要素すべてに、長手方向貫通スロットおよび同じ外径を有する薄壁円形チューブの形態のスペーシング要素(これ以後要素)が設けられ、
−周囲燃料要素には、長手方向貫通スロットを備えた薄壁円形チューブの形態の要素が設けられ、バンドルの内側の燃料要素には、ワイヤの形態で設けられ、この要素およびワイヤは同じ外径を有し、
−要素内のスロットの幅は、要素の直径の0.1から0.35内に設定され、
−要素壁の厚さは、燃料要素被覆管の厚さの0.25から1内に設定され、
−周囲燃料要素の部分は、バンドル内の他の燃料要素と比べて、横断方向平面における変形に対する抵抗が小さく、
−周囲燃料要素内のスロットの幅は、0.20から0.35の間に設定され、他の燃料要素は、要素直径の0.1から0.30の間に設定され、
−周囲燃料要素の壁厚は、0.25から0.6の間に設定され、他の燃料要素のものは、燃料要素被覆管の厚さの0.4から1の間に設定される。
この技術的結果はまた、燃料集合体を製造するための方法(らせんスペーシング要素を備えた燃料要素バンドルを形成すること、燃料要素バンドルをジャケット内に置くこと、およびジャケットと、燃料集合体の上部および底部のノズルとを連結すること)において、バンドル内の少なくとも周囲燃料要素に、長手方向貫通スロットを備えた薄壁円形チューブの形態のスペーシング要素が設けられ、燃料要素は、これらが燃料集合体の制作中に燃料要素バンドルの横断方向圧縮によってジャケットと接触する領域内で、実質的に楕円形の断面となるという事実によって達成される。
燃料集合体の製造方法を実施するための可能な特有の選択肢が、以下のパラメータによって特徴付けられる:
−燃料要素バンドルをジャケットに挿入する前、このバンドルは、いくつかの六角形の圧縮リムによって横断平面内において圧縮され、このリムは、このバンドルがジャケットに挿入されるときにバンドル表面から1つずつ取り外され、
−燃料要素バンドルは、要素の弾性変形の限界内で圧縮される。
本発明の本質は、長手方向貫通スロットを備えたらせん薄壁チューブの形態のスペーシング要素を燃料要素バンドルに設けると共に、内部および周囲の燃料要素のスペーシングの信頼性および燃料要素被覆管内の局所的応力の低減を確実にする特徴群を確立することにある。
この技術的結果は、提案された解決策によって、周囲燃料要素の必要とされる断面プロファイル、すなわちバンドルの4つの隣接する燃料要素との接触ゾーン内の円形プロファイル、およびジャケットとの接触ゾーン内の楕円プロファイルが形成されるのを可能にするという事実によって達成される。ジャケットとのその接触ゾーン内の要素の楕円形断面は、燃料集合体を組み立てる過程において、燃料要素のバンドルを横断方向に圧縮し、ジャケット内に設置する間に円形断面から直接形成される。周囲燃料要素の局所的変形は、2つの要因、すなわちa)要素とジャケットとの間の接触ゾーン内の燃料要素バンドルの拡張圧力の集中、およびb)他の燃料要素と比べた、横断方向の変形に対するこれらの要素の抵抗の減少の影響下で達成される。変形に対する抵抗の減少は、スロット幅の相対的な増大および周囲燃料要素の壁の厚さの低減の結果によるものである。バンドルの圧縮の第1段階において、技術的空隙が選択され、要素の楕円形断面が、ジャケットとのそれらの接触ゾーン内で形成される。次に、ジャケット内の燃料要素バンドルの必要とされるスペーシング引張力が、達成される。
燃料要素のスペーシングの信頼性の向上はまた、提案された解決策が、要素の巻き付けの各ピッチにおいて、各周囲燃料要素の寸法的スペーシングのための9つの接触点を確実にするという事実によって達成される。燃料要素、4つの隣接する燃料要素の被覆管、およびジャケットによって5つの接触点が形成され、この燃料要素の被覆管および隣接する燃料要素によって4つの接触点が形成される。プロトタイプにおいて説明される、知られている燃料集合体と比べて、本発明は、周囲燃料要素のスペーシング接触点の数を3倍に増大する(9/3)。この解決策により、均一性を大幅に増大させ、また、燃料の温度および放射膨張時に要素の衝突によって起こる、周囲燃料要素の被覆管内およびバンドルの他の燃料要素の被覆管内の両方における局所的な機械的応力の程度を減少させることが可能になる。
この技術的結果はまた、燃料集合体を製造するための方法の使用によって達成され、この方法によれば、バンドル内の少なくとも周囲燃料要素に、長手方向貫通スロットを備えた薄壁円形チューブの形態のスペーシング要素が設けられ、燃料要素は、これらが燃料集合体の制作中に燃料要素バンドルの横断方向圧縮によってジャケットと接触する領域内で、実質的に楕円形の断面となる。
燃料集合体の特有の例示的な実施形態および提案された解決策を使用してこれを製造するための方法における変形形態が、以下でより詳細に与えられる。
好ましい実施形態は、長手方向貫通スロットおよび同じ外径を有する薄壁円形チューブの形態の要素をすべての燃料集合体要素に設けることである。この設計により、周囲燃料要素のスペーシングの信頼性を大幅に向上させることと、バンドルのすべての燃料要素の被覆管内の局所的応力を減少させることの両方が可能になる。これは、被覆管直径内で温度および放射が増大する場合の要素の変形によって達成される。
本発明の1つの可能な実施形態は、長手方向貫通スロットを有する薄壁円形チューブの形態の要素を周囲燃料要素に設けること、およびワイヤスペーシング要素をバンドルの内側の燃料要素に設けることである。この場合、要素およびワイヤの外径は等しく、それによってバンドルのすべの燃料要素の信頼性のあるスペーシングをもたらす。バンドルのすべの燃料要素の被覆管内の局所的応力の低減のいくらかは、周囲燃料要素の追加の変形によってもたらされる。しかし、この設計は、相対的に小さい直径(最大1.5〜2mm)を有するスペーシング要素が使用される、燃料集合体にのみ実施され得る。
燃料集合体設計は、スペーシング負荷が増大するときに要素の可能な変形を行うことによって、炉心内の燃料要素被覆管の温度および放射膨張の補償を確実にする。スロット幅の限界内の横断方向の要素の変形は、横断方向平面内の要素プロファイルの曲がりによって起こり、燃料要素の被覆管内の接触応力の大きな増大は結果として生じず、それによって高レベルの燃料の燃え尽きにおけるその信頼性を向上させる。さらに、この要素設計は、炉心内の冷却剤を要素スロットを通じて長手方向および横断方向の両方に投入および排出することを確実にする。これは、局所的な場所に冷却剤不純物が沈降する可能性と共に、燃料要素の被覆管の過熱および腐食の領域が生じる可能性を減少させる。被覆管が、燃料要素の高さに沿って非均一に燃え尽き、膨張することを想定して、スロットの幅は可変になり得る。これは、要素の中央部分の方が周囲部分より小さくし得る。
スペーシング要素の長手方向の剛性と、それらの横断方向変形中の負荷の低減との最適な組み合わせを保証するために、要素の壁厚は、燃料要素被覆管の厚さの0.25から1の間に設定される。要素壁厚の前記値および燃料要素被覆管の材料と同じ材料からの(たとえばステンレス鋼からの)その製作は、要素の端部セクションと燃料要素の被覆管またはその端栓との間の溶接接合部の強さおよび信頼性を確実にするための最適な状態を作りだすのに役立つ。要素は、設定された幅の長手方向スロットを作りだすために貫通切開が行われた薄壁チューブから、あるいは薄壁ストリップを曲げることによって作製され得る。要素内のスロットの幅は、チューブのフライス加工によって、また金属を除去せずに切断縁のチューブの内側で切断し、曲げることの両方によって作りだされ得る。切断部の線に沿って縁が内側に曲げられた要素は、燃料要素の製作プロセス中、および燃料がコア内で燃え尽きたときにも要素の形状の剛性および安定性を増大させる。
周囲燃料要素のスペーシング要素の横断方向平面における変形に対する抵抗の低減は、要素直径の0から0.35のスロット幅の相対的増大によって達成され、このとき他の燃料要素の要素のスロット幅は、要素直径の0.1から0.25の範囲にある。横断方向変形に対する抵抗をさらに低減させるために、周囲燃料要素の壁厚は、燃料要素被覆管の厚さの0.25から0.6の間に設定され、他の燃料要素の壁厚は、燃料要素被覆管の厚さの0.4から1の間に設定される。それぞれの特有の場合において、これらのパラメータを変更することにより、周囲燃料要素のスペーシング要素をジャケットとのそれらの接触ゾーン内で大きく変形させることを確実にし、また、燃料集合体を組み立てるときにこれらのゾーン内に所与の寸法の要素の楕円形断面を直接形成することが可能になる。
燃料集合体の製造のための方法によると、周囲燃料要素は、これらが燃料集合体の製造中に燃料要素バンドルの横断方向圧縮によってジャケットと接触する領域内で、実質的に楕円形の断面となる。グリッド内に固定された燃料要素の横断方向圧縮は、バンドルがジャケットに挿入されたときにジャケット側からの圧縮によって直接的に、またはいくつかの六角形の圧縮リムによって行われる。リムは、燃料要素バンドル上に開状態で置かれ、次いで、それらの部分は、燃料要素と要素との間に嵌合空隙が作りだされ、周囲燃料要素によってリムとのそれらの接触点において楕円形断面となるまで、一緒に引っ張られる。燃料集合体ジャケットは、組み立てられた燃料要素バンドル上に、この基端部を起点にして置かれる。次に、圧縮リムは、バンドルがジャケットの内側に挿入されるときにバンドル表面から1つずつ取り外される。その結果、所与の形態の断面と、ジャケットとのそれらの接触ゾーン内における周囲燃料要素の楕円形断面とを有するバンドルが、ジャケットの内側に形成される。燃料要素バンドルは要素の弾性変形の限界内で圧縮されるため、バンドルは、バンドル内の燃料要素間およびバンドルとジャケットとの間の接触ゾーン内にある一定の引張力によって燃料集合体ジャケット内に設置され得る。前記限界内の要素パラメータの選択により、バンドルの圧縮の第1の段階において技術的空隙を選択し、ジャケットとのそれらの接触ゾーン内で要素の楕円形断面を形成し、そしてジャケット内の燃料要素バンドルおよびジャケット自体の必要とされるスペーシング引張力を確実にすることが、可能になる。
本発明による燃料集合体の形成およびその製造のための方法を示し、燃料要素をバンドル内に詰めるための三角形グリッドを備えた燃料集合体の断面の一部を示す図。 本発明による燃料集合体の形成およびその製造のための方法を示し、要素断面の変形の異なる状態におけるジャケットと周囲燃料要素の接触ゾーン内の燃料集合体の断面の一部を示す図。
本発明によると、燃料集合体は、ジャケット(1)によって互いに連結された上部ノズルおよび底部ノズル(図では示さず)と、グリッド(図示せず)によって燃料集合体内に配置された棒タイプの燃料要素のバンドル(2)とを含む。バンドルは、スペーシング要素(4)を備えた内部燃料要素(3)と、ジャケット(1)と接触するスペーシング要素(6)を備えた周囲燃料要素(5)とからなる。スペーシング要素(4)および(6)に、長手方向貫通スロット(7)が設けられる。ジャケット(1)とのそれらの接触ゾーン(8)内の周囲列の燃料要素(5)のスペーシング要素(6)は、実質的に楕円形の断面(9)を有する(図2は、接触点(8)を通過する平面内の楕円形状(9)を示す)。
スペーシング要素(4)および(6)内の貫通スロット(7)の幅は、要素直径の0.1から0.35の間に設定される。スペーシング要素(4)および(6)の壁厚は、燃料要素被覆管の厚さの0.25から1の間に設定される。周囲燃料要素(5)のスペーシング要素(6)は、スペーシング要素(4)に比べて横断方向の変形に対する抵抗が小さい。この目的のために、スペーシング要素(6)内の貫通スロット(7)の幅は、要素直径の0.20から0.35の間に設定され、このときスペーシング要素(4)の対応する値は0.1から0.30である。スペーシング要素(6)の壁厚は、燃料要素被覆管の厚さの0.25から0.6の間に設定され、スペーシング要素(4)の対応する数字は、0.4から1の間である。
燃料要素は、次の通りに製造される。知られている技術によれば、要素を備えた燃料要素バンドルは、これらの下側端部部分をグリッド(図には示さず)内に締め付けることによって形成される。バンドル(2)の横断方向圧縮は、たとえば、バンドルがジャケットの内側に挿入されたときにジャケットの内側とバンドルが直接接触することによって達成され得る。燃料要素(3)および(5)からなるバンドル(2)の横断方向圧縮はまた、いくつかの2片の六角形リム(10)によって行うことができ、これらのリムは、収縮された状態において、燃料集合体ジャケット(1)の断面と同一の断面を有する。リム(10)は、開位置でバンドル(2)上に置かれ、次に、リムの半体同士が互いに引き寄せられ、バンドルは、嵌合空隙が形成され、次いで、楕円形断面セクション(9)とリム(10)とのそれらの接触ゾーン(8)内でスペーシング要素(6)が変形されるまで、横断方向平面において圧縮される。次に、収縮されたバンドル(2)の自由端部は、ジャケット(1)に挿入され、ジャケットは、リムがジャケット(1)に置き換えられるときに1つずつリム(10)を取り外すことによってバンドル上に置かれる。その結果、所与の形状(たとえば六角形)の断面と、ジャケット(1)との接触ゾーン(8)内の燃料要素(5)の楕円形断面(9)とを備えたバンドル(2)が、ジャケット(1)内に形成される。図2aは、バンドルが圧縮される前のスペーシング要素(6)の断面の初期状態を示し、図2bは、バンドル(2)がリム(10)によって圧縮された後のスペーシング要素(6)の楕円形断面を示す。この断面は、バンドル(2)がジャケット(1)に挿入された後でも変化しない。リム(10)およびジャケット(1)内のバンドル(2)の圧縮は、スペーシング要素(4)および(6)の弾性変形の限界内で行われ、これによって、バンドル内の燃料要素間、ならびに周囲燃料要素(5)とジャケット(1)との間の制御されたスペーシング引張力を確実にする。
炉心内の燃料の照射プロセスでは、燃料の放射膨張および燃料要素被覆管の直径の増大が起こる。本発明によると、燃料集合体内において、寸法のこれらの変化は、スペーシング要素(4)および(6)の大きな変形によって横断方向平面において補償される。さらなる変形の状態におけるスペーシング要素(6)の断面の形状が、図2cに示され、一方でスペーシング要素(4)の断面形状は、貫通スロット(7)の幅が図2bに示す楕円形断面形状まで減少しながら変化する。周囲燃料要素のスペーシングの信頼性は大きく向上し、本発明では9つの接触点に影響を与える(知られている解決策では3つ)。この結果、薄壁の燃料要素被覆管内の局所的な応力が低減されると共に、被覆管と要素との間の接触ゾーン内の孔食プロセスが減速する。
燃料集合体の前記特性により、これを、被覆管の外径が10mmを超え得、隣接する燃料要素の被覆管間の最小距離が3mmを超え得る、計画されている鉛冷却高速炉およびウランプルトニウム窒化物燃料を有する原子炉に使用することが可能になる。
燃料集合体の提案された設計により、薄壁チューブの形態の要素の製作によって、集合体の金属強度を低減することが可能になる。要素内の長手方向貫通スロットにより、横断方向平面における要素の変形の可能性が大きく低減し、炉心内の燃料が燃え尽きたときに燃料要素の被覆管内に起こる局所的応力を低減することが可能になる。前記技術の達成は、結果として、高速中性子原子炉の炉心の中性子パラメータを向上させ、燃料要素および燃料集合体の作動の信頼性を向上させるのに役立つ。この技術的解決策は、スペーシング要素の長手方向の剛性を大きく低減することを可能にする。これにより、燃料要素の幾何学的形状を大幅に破壊することなく、薄壁被覆管の表面周りに特有の引張力によってスペーシング要素のブランクを巻き付けることが可能になる。さらに、提案された設計は、スペーシング要素および被覆管の溶接接合部を、その均一な組成、その構造、および溶接された部片の幾何学的形状によって信頼性の高いものにする。技術的解決策の前記特性は、新世代パワーの高速中性子原子炉用の燃料集合体の製作中のその実用的な実施を可能にする。
燃料集合体配置の設計および方法の新しい特徴と他の特徴を併用することにより、バンドルの内側およびその周囲の両方において燃料要素の配置の必要とされる特徴を確実にするために、簡単で信頼性のある手段を使用することが可能になる。これらの特徴は、温度および放射の影響下での燃料要素および燃料集合体フレームの寸法の長手方向および横断方向の変化時に、燃料要素被覆管とスペーシング要素との間の接触ゾーン内の局所的応力の特有のレベルを保証することと、燃料集合体要素の金属強度を最小限に抑え、燃料集合体の製作および配置を簡易化することを保証することとを含む。提案された設計は、たとえば正方形または六角形などの断面のさまざまな形状を備えた燃料集合体に使用され得る。

Claims (12)

  1. ジャケットによって互いに連結された上部ノズルおよび底部ノズルと、グリッド、および各燃料要素の被覆管の周りに巻き付けられ端部が固定されたらせんスペーシング要素、によって前記ジャケット内に配置された、棒タイプの燃料要素のバンドルとを含む、原子炉燃料集合体であって、バンドル内の少なくとも周囲燃料要素に、長手方向貫通スロットを備えた薄壁チューブの形態のスペーシング要素が設けられ、周囲列の前記周囲燃料要素の前記スペーシング要素は、これらが前記ジャケットと接触する領域内で実質的に楕円形の断面を有することを特徴とする、原子炉燃料集合体。
  2. バンドル内の前記燃料要素のすべてに、長手方向貫通スロットを備えた薄壁円形チューブの形態のスペーシング要素が設けられることを特徴とする、請求項1に記載の燃料集合体。
  3. 前記周囲燃料要素に、長手方向貫通スロットを備えた薄壁円形チューブの形態のスペーシング要素が設けられ、前記バンドルの内側の前記燃料要素に、ワイヤのスペーシング要素が設けられ、前記薄壁円形チューブおよびワイヤは、同じ外径を有することを特徴とする、請求項1に記載の燃料集合体。
  4. 前記スペーシング要素内の前記長手方向貫通スロットの幅が、前記スペーシング要素の直径の0.1から0.35の間に設定されることを特徴とする、請求項1または2に記載の燃料集合体。
  5. スペーシング要素の壁の厚さが、前記燃料要素の被覆管の厚さの0.25から1の間に設定されることを特徴とする、請求項1または2に記載の燃料集合体。
  6. 前記周囲燃料要素の前記スペーシング要素が、前記バンドル内の内部燃料要素の前記スペーシング要素に比べて、横断方向の変形に対する抵抗が小さいことを特徴とする、請求項2に記載の燃料集合体。
  7. 前記周囲燃料要素内のスロットの幅が、0.20から0.35の間に設定され、内部燃料要素内のスロットの幅が、要素直径の0.1から0.30の間に設定されることを特徴する、請求項6に記載の燃料集合体。
  8. 前記周囲燃料要素の壁の厚さが、前記燃料要素の被覆管の厚さの0.25から0.6の間に設定され、内部燃料要素の壁の厚さが、前記燃料要素の被覆管の厚さの0.4から1の間に設定されることを特徴とする、請求項6に記載の燃料集合体。
  9. らせんスペーシング要素を備えた燃料要素バンドルを作りだすことと、前記燃料要素バンドルをジャケット内に置くことと、前記ジャケットと、燃料集合体の上部ノズルおよび底部ノズルとを連結することとを含む、請求項1に記載の燃料集合体を製造する方法であって、バンドル内の少なくとも周囲燃料要素に、長手方向貫通スロットを備えた薄壁円形チューブの形態のスペーシング要素が設けられ、周囲燃料要素の前記スペーシング要素は、これらが、横断方向平面における燃料要素バンドルの圧縮によって前記ジャケットと接触する領域内で、実質的に楕円形の断面となることを特徴とする、燃料集合体を製造する方法。
  10. 圧縮が、前記燃料要素バンドルが前記ジャケットに挿入されるときに前記ジャケットによって直接的に行われることを特徴とする、請求項9に記載の方法。
  11. 燃料要素バンドルをジャケットに挿入する前、前記燃料要素バンドルが、いくつかの六角形の圧縮リムによって横断平面において圧縮され、前記圧縮リムは、前記バンドルが前記ジャケットに挿入されるときに前記バンドルから1つずつ取り外されることを特徴とする、請求項9に記載の方法。
  12. 燃料要素バンドルの圧縮が、前記スペーシング要素の弾性変形の限界内で行われることを特徴とする、請求項9または10または11に記載の方法。
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Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2646597C1 (ru) * 2016-09-05 2018-03-06 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" Твэл реактора на быстрых нейтронах

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2059139A5 (en) * 1969-08-25 1971-05-28 North American Rockwell Spacer for parallel fuel rods
JPS4821760Y1 (ja) * 1968-04-30 1973-06-25
JPS4834477Y1 (ja) * 1969-01-27 1973-10-18
JPS5984185A (ja) * 1982-11-05 1984-05-15 株式会社東芝 燃料集合体

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2938848A (en) * 1958-04-30 1960-05-31 Conrad M Ladd Fuel elements for nuclear reactors
DE1093500B (de) * 1959-05-22 1960-11-24 Siemens Ag Abstandhalter fuer Brennelemente mit einer Vielzahl von Brennstaeben
NL6502209A (ja) 1964-02-21 1965-08-23
CA887895A (en) 1968-06-28 1971-12-07 Combustion Engineering-Superheater Ltd. Pressure tube reactor fuel bundle
FR2146974A1 (en) * 1971-07-29 1973-03-09 Commissariat Energie Atomique Nuclear fuel assembly - with deformable peripheral tubes
US4042456A (en) 1976-03-16 1977-08-16 Canadian General Electric Company Limited Nuclear fuel string assembly
SU1702435A1 (ru) 1988-07-04 1991-12-30 Предприятие П/Я В-2679 Тепловыдел юща сборка дерного реактора
SU1685195A1 (ru) 1989-04-24 1996-05-20 Н.И. Арламенков Тепловыделяющая сборка атомного реактора
RU2088982C1 (ru) 1992-02-07 1997-08-27 Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2106023C1 (ru) 1996-10-28 1998-02-27 Центр комплексного развития технологии энерготехнологических систем "Кортэс" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2340019C1 (ru) * 2007-04-27 2008-11-27 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
RU2528952C1 (ru) 2013-07-16 2014-09-20 Юрий Васильевич Потапов Способ дистанционирования твэлов в тепловыделяющей сборке
RU2551432C1 (ru) * 2013-11-19 2015-05-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка
RU2598542C1 (ru) * 2015-09-30 2016-09-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" Твэл реактора на быстрых нейтронах, элемент дистанционирования твэла и способ (варианты) изготовления элемента

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS4821760Y1 (ja) * 1968-04-30 1973-06-25
JPS4834477Y1 (ja) * 1969-01-27 1973-10-18
FR2059139A5 (en) * 1969-08-25 1971-05-28 North American Rockwell Spacer for parallel fuel rods
JPS5984185A (ja) * 1982-11-05 1984-05-15 株式会社東芝 燃料集合体

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