JP4746562B2 - 原子力発電所用スペーサ及び燃料ユニット - Google Patents

原子力発電所用スペーサ及び燃料ユニット Download PDF

Info

Publication number
JP4746562B2
JP4746562B2 JP2006549191A JP2006549191A JP4746562B2 JP 4746562 B2 JP4746562 B2 JP 4746562B2 JP 2006549191 A JP2006549191 A JP 2006549191A JP 2006549191 A JP2006549191 A JP 2006549191A JP 4746562 B2 JP4746562 B2 JP 4746562B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
sleeve
spacer
fuel
longitudinal axis
spacer according
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
JP2006549191A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2007518099A (ja
Inventor
ストゥーレ ヘルマーソン
リーフ ラルソン
オロヴ ニルンド
ハカン セデルベルク
Original Assignee
ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー filed Critical ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー
Publication of JP2007518099A publication Critical patent/JP2007518099A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP4746562B2 publication Critical patent/JP4746562B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/34Spacer grids
    • G21C3/3424Fabrication of spacer grids
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/34Spacer grids
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)

Description

本発明は概して軽水型原子力発電所、特に沸騰水型原子炉(BWR)又は圧力水型原子炉(PWR)において多数の燃料棒を保持するスペーサに関する。
より具体的には、本発明は原子力発電所内に配置される多数の細長型燃料棒を保持するスペーサに関する。該スペーサは多数のセルを取り囲み、該セルはそれぞれ縦軸を持ち、燃料棒が該縦軸に平行に延びるように燃料棒を受容するよう配置されている。また、各セルはスリーブ状部材から成る。
また、本発明は多数の細長型燃料棒及び該燃料棒を保持する多数のスペーサを有する原子力発電所用の燃料ユニットに関する。該スペーサは多数のセルを取り囲み、該セルはそれぞれ縦軸を持ち、前記燃料棒の1つを縦軸に平行に延びるように受容するよう配置されている。また、各セルはスリーブ状部材から成る。
前述したタイプの原子力発電所用の原子炉では、多数の細長型燃料ユニットが原子炉の炉心に配置されている。各燃料ユニットには多数の細長型燃料棒が含まれる。各燃料棒には細長型被覆管、及び該被覆管内に積み重ねられた多数の燃料ペレットが含まれる。燃料ユニット内の燃料棒は、燃料ユニットの長さに沿って配置された多数のスペーサ、例えば6乃至10個のスペーサによって保持されている。各スペーサは燃料棒を受容するセルを画成する。このようにスペーサは燃料ユニット内の正しい位置に燃料棒を保持し、原子炉運転中に燃料棒間の一定相互距離を確実に保つ機能を持つ。
沸騰水型原子炉では、燃料棒は通常ケーシング、いわゆるボックス内に封入されている。各ボックス内には比較的多数の燃料棒が含まれ、該ボックスはこれら燃料棒とともにいわゆる燃料アセンブリを形成する。該燃料アセンブリは原子炉の炉心から出し入れ可能になっている。各燃料アセンブリは1つ又は複数の燃料ユニットを含むことができる。特許文献1では、そのような燃料ユニットを1つ有する燃料アセンブリが開示されており、特許文献2では、そのような燃料ユニットを4つ有する燃料アセンブリが開示されている。
炉心は冷却剤と減速剤の両方の役割を果たす冷却液中に浸されている。冷却液は通常水である。燃料ユニット及び燃料棒は通常原子炉内において略垂直に設けられる。冷却液は通常下から上へ流れる。原子炉では適切な燃料棒冷却を維持することが重要である。沸騰水型原子炉では燃料棒の上部でかなりの割合の冷却液(水)が蒸気に変化してしまっており、該上部において適切な冷却を得ることが特に肝要である。従って燃料アセンブリの上部では冷却液が2相状態で広がっており、液相状態の一部は膜となって燃料アセンブリの様々な場所、とりわけ燃料棒の表面、スペーサ、及びケーシングの内側に流れ、また一部は水滴となって蒸気流内を流れる。燃料棒の表面上の冷却液膜が保たれない場合、燃料棒上に孤立した蒸気層が形成される。これは急激な温度上昇、いわゆるドライアウトにつながり、被覆管の不具合を引き起こす可能性がある。
スペーサの設計は冷却液の流れに影響し、従って燃料棒の冷却にも影響を与える。冷却液を燃料棒側へ偏向させるためスペーサに偏向部材を設けることは知られている。そのような偏向部材はその使用程度が過ぎるとスペーサの圧力降下係数が大幅に増加してしまう欠点がある。蒸気の割合は燃料アセンブリの上部において最も高い。燃料アセンブリ上部におけるこの蒸気の高い比率のため、この部分においては燃料アセンブリの下部においてよりも圧力降下が高くなることが多い。燃料アセンブリの上部と下部の間の圧力降下差が大きいほど、炉心が不安定になる危険性が高まる。燃料アセンブリに適切な安定特性を与えるため、燃料アセンブリの上部において圧力降下が低いことが目指される。
スペーサには様々な種類が複数存在する。例えば、シートを交差させたスペーサ、支持点を持つ開放型素子とバネ部材とからセルが形成されるスペーサ、溶接により互いに合わされたスリーブ状部材から成るスペーサなどがある。現在使われているスペーサは通常ジルコニウム基合金(ジルカロイ)、ニッケル基合金(インコネル)、これら合金の組み合わせ、あるいはステンレス鋼から製造される。本発明はスリーブ状部材から成るスペーサに関する。
冒頭で定義した種類のスペーサは特許文献2に開示されており、この公知のスペーサは上記セルを形成する溶接スリーブを含む。各スリーブは下縁と上縁を含む。上縁が平面に対し平行なのに対し、下縁は波頂と波谷を持つ波形を成している。この下縁の設計の目的は、冷却液内に生じ得る残滓がスペーサ内に取り残されるのを防いで燃料棒の損耗を抑えることにある。
特許文献3では、沸騰水型原子炉用のスリーブスペーサが開示されている。各スリーブは、スリーブ内を貫通して延びる燃料棒に当接する内側向きの突起を有する。該突起はスリーブの長さの一部程度の長さしかない。また、一例として、各スリーブは下端が斜角になっている。別の例として、各スリーブは下端が波形を成している。
特許文献4では、沸騰水型原子炉用の別のスリーブスペーサが開示されている。ここでは上方に延びる三角形又は長方形の突起を有する上部下流端が円筒形スリーブに設けられている。該スリーブの下端は直線的な外観を持つ。また、各スリーブは内側向きの突起を有し、該突起はスリーブの長さの一部程度の長さしかなく、スリーブ内を貫通して延びる燃料棒に当接する。
特許文献5では、略円筒形のスリーブを持つスリーブスペーサの更に別の変形が開示されている。該スペーサは、スペーサの外周を取り囲むバンドによって結束されている。各スリーブは内側向きの比較的短い突起を有し、該突起はバネ素子とともに、スリーブ内を貫通して延びる燃料棒に対する当接点を形成する。一実施例として、下縁と上縁の両方を波頂と波谷を含む波形にすることができる。上縁の波頂は下縁の対応する波谷に位置合わせされた外観を持つ。
スペーサを設計する際、複数の異なる要件を考慮に入れる必要がある。これらの要件は少なくとも部分的に相反する。
1)スペーサは、燃料棒の撓みや振動を軽減し、発電所事故や地震等の際にも大きな熱的力や動水力に耐え得る、十分な機械的強度を持つものとする。
2)スペーサは、燃料棒の軸寸法及び半径寸法の変化に耐え得るものでなければならない。
3)スペーサは、燃料棒の局部的な損耗や不具合の危険性を最小限にとどめるため、燃料棒に対し十分な当接面を持たせなければならない。
4)スペーサは、中性子吸収を最小限にとどめるため、最低限度の材料量で設けられるものとする。
5)スペーサは、最小流動抵抗及び低圧力降下を実現する設計とする。
6)スペーサは、冷却液内に生じ得る残滓がスペーサ内に取り残されて燃料棒を損耗させることがない設計とする。
7)スペーサは、適切な冷却液の攪拌によって燃料棒を適切に冷却する設計とする。
8)スペーサは、比較的簡単で低廉な方法で製造されるものとする。
特許第7225291号公報 米国特許第5,875,223号明細書 特開平06−148370号公報 特開平07−225291号公報 米国特許第5,331,679号明細書 国際公開第02/03394号パンフレット
本発明は、燃料棒の撓みや振動を軽減して大きな熱的力や動水力に耐える機械的強度を持ち、燃料棒の軸寸法及び半径寸法の変化に耐えるスペーサを提供することを目的とする。
更に、中性子吸収を最小限にとどめるため、必要とする材料の量が少ないスペーサを提供することを目的とする。
更に、低流動抵抗を実現するスペーサを提供することを目的とする。
更に、燃料棒の適切な冷却を確実なものとするスペーサを提供することを目的とする。
前記目的は冒頭で定義したスペーサによって達成され、該スペーサは、ほとんど全てのスリーブ状部材がスリーブ形状に曲げ成形されるシート状材料で製造されることを特徴とする。
このようなスリーブ状部材は簡単な方法で製造できる。先行技術とは対照的に出発材料がチューブ状ではなくシート状であるため、材料厚さを薄くして手頃なコストに抑えられる。また、シート状材料の曲げ成形前にスリーブ状部材の成形及び形成を簡単な方法で行なうことができる。
本発明の一実施例において、前記曲げ成形前のシート状材料にはシート状材料の第一端部近傍に第一接合部、及びシート状材料の第二端部近傍に第二接合部が設けられており、前記曲げ成形後に第一端部がスリーブ状部材の第二端部に重ね合わされる。シート状材料は材料厚さが薄いため、そのような重なりが流動抵抗に顕著な悪影響を及ぼすこともなく、シート状材料辺縁の短部の重なりは許容できる。有利な方法として、第一接合部と第二接合部とを少なくとも1つの溶接継手によって互いに永久接合することができる。前記溶接継手にはスポット溶接が含まれていても良い。
原子力発電所は冷却液流の再循環が可能なように設計され、スペーサはこの冷却液流中に位置するよう配置される。本発明の更に別の実施例において、スペーサは冷却液流に影響を与える少なくとも1枚の羽根を含んでも良い。こうした影響には、少なくとも1つの隣接する燃料棒の方向へ冷却液流を誘導すること、及び/又は冷却液中において乱流を作り出すことが含まれる。これにより適切な冷却が確実に行なわれ、ドライアウトが防止される。有利な方法として、前記羽根を第一接合部から延びる材料の一部から形成する。このような羽根は、スリーブ状部材の製造及びシート状材料のスリーブ状部材への曲げ成形に際し簡単な方法で設けて良い。この曲げ成形作業に際し、前記羽根が縦軸に対し傾斜するように羽根を外側へ適切な角度に曲げることもできる。
本発明の更に別の実施例において、スリーブ状部材は0.24mm未満、好ましくは0.20mm以下、更に好ましくは0.18mm以下の材料厚さを持つ。このような薄い材料厚さによって、2つの大きな利点、つまりスペーサの材料の量が少ないことによる中性子吸収の低減、及びスペーサ内の流動抵抗が低いことによる原子炉内の圧力降下の低減が得られる。
本発明の更に別の実施例において、スリーブ状部材は上縁と下縁を含む。また、上記公報と対照的に、スリーブ状部材は様々な断面形状を持つことができる。例えば、スリーブ状部材は略円筒形としても良い。また、有利な方法として、スリーブ状部材が多数の隆線を含み、この隆線が縦軸に向かって内側に突出するとともに縦軸に略平行に延びて燃料棒に当接しセルに受容されるようにしても良い。前記隆線は上縁から下縁にわたって設けても良い。このような隆線によって燃料棒に対し長い当接線が確保され、燃料棒の被覆管の損耗を比較的少なくすることができる。また、各スリーブ部材が少なくとも4つの前記隆線を含んでいても良い。
本発明の更に別の実施例において、縦軸に対し横から見て下縁は波頂と波谷を有する波形を形成し、縦軸に対し横から見て上縁は波頂と波谷を有する波形を形成する。前記波頂を対応する前記隆線と位置合わせし、前記波谷が隣接する2つの前記隆線の間に位置するようにしても良い。そうすることで、このようなスペーサにおいてスリーブ部材が軸方向に長く伸張する隆線を持ち、これによりスリーブ状部材内を貫通して延びる燃料棒に対して長い当接線を確保できる。該当接線は特にスリーブ状部材の長さと重さに対応して長くなっている。このように当接を長くすることで、燃料棒の被覆管の損耗が抑えられる。更に、このようなスリーブ状部材ではそれぞれ、隆線及び波頂においてより各隆線の各側面つまり波谷において縦軸に平行な伸張の程度が大幅に短くなっている。このような設計により、隆線においてスリーブ状部材が半径方向に内側及び外側に移動するようなスリーブ状部材の可撓性も得られると同時に、隆線が放射面の中心点を中心に回動可能になる。従って、スリーブ状部材によって燃料棒のある程度の傾斜が許容されている。その結果、燃料棒の外側方向への撓みや燃料棒の軸寸法及び/又は半径寸法の変化があっても、隆線の全長に沿って燃料棒に対し均等な当接が得られる。また、下端の波形によっても冷却液内に生じ得る残滓がスペーサ内に取り残されて燃料棒を損耗させる危険性が軽減される。
本発明の更に別の実施例において、スリーブ状部材はスペーサ内において上縁の前記波谷の1つと下縁の前記波谷の1つの間を縦軸に平行に延びる接合領域に沿って互いに当接する。有利な方法として、スリーブ状部材を溶接継手によって互いに永久接合される。上縁と下縁のうちの少なくとも1つの前記接合領域において、前記溶接継手にヘリ溶接部(edge weld)が含まれても良い。
本発明の更に別の実施例において、縦軸方向に見て、スリーブ状部材は4つの略直交する長側面を持つ。各長側面には前記隆線の1つが含まれるようにしても良い。有利な方法として、前記羽根が前記長側面の1つから外側に延びるようにしても良い。このような長側面はスリーブ状部材、特に燃料棒に当接する隆線に適切な可撓性を与える。各長側面には、上縁の前記波頂の1つと下縁の前記波頂の1つとが含まれても良い。更に、有利な方法として、縦軸方向に見てスリーブ状部材が4つの略直交する短側面を持ち、各短側面が2つの前記長側面を接続し、上縁の前記波谷の1つの一部と下縁の前記波谷の1つの一部とを含む。前記縁部は略直線状で縦軸に直交しても良く、このような縁部は隣接するスリーブ状部材の対応部分に溶接されるのに適している。
前記の目的は、冒頭で定義した燃料ユニットによっても達成される。該燃料ユニットは、ほとんど全てのスリーブ状部材がスリーブ形状に曲げ成形されるシート状材料で製造されることを特徴とする。
本発明について、添付の図面を参照に様々な実施例に基づき以下に更に詳細に説明する。
図1は原子炉1を有する原子力発電所を概略的に示す。原子炉1は炉心を取り囲む原子炉容器2を含む。炉心3は多数の燃料アセンブリ4を含む。各燃料アセンブリ4内には多数の燃料棒5が含まれる(図2及び図3参照)。各燃料棒5は被覆管と、被覆管内に封入された燃料ペレット(図示せず)を積み重ねた核燃料とを含む。原子力発電所内では、この場合は水である冷却液が循環し、冷却液は核燃料内の核反応によって加熱される。冷却液は炉心3を通過して各燃料アセンブリ4内に流入し、各燃料棒5に接触する。冷却液から熱エネルギーを得るため、加熱された冷却液は、第1連結部10を介して発電所11へ送られる。発電所11は、タービン及びコンデンサを含んでも良い。冷却された冷却液は、第二連結部12を介して原子炉に送り戻される。原子炉1は沸騰水型(BWR)でも良く、その場合冷却液は炉心3内で気化し蒸気となって発電所11に送られ蒸気タービンを駆動する。原子炉1は圧力水型(PWR)でも良く、その場合冷却液は気化されずに発電所11の熱交換器に送られ、タービンを含む別の回路内の媒体を気化させる。
図2は沸騰水型原子炉用の燃料アセンブリ4を概略的に示す。この開示された実施例では、燃料アセンブリ4は、4つの燃料ユニット20を含む。各燃料ユニット20は、複数の燃料棒5を含み、ボックス21内の各々の空間に配置される。これらの空間と4つの燃料ユニット20との間には冷却液流路が延びている。各燃料ユニット20は、多数のスペーサ30、例えば6乃至10個のスペーサ30によって結束されている。この基本的設計を持つ燃料アセンブリ4は、冒頭で述べた特許文献2に開示されている。
図3は圧力水型原子炉用の燃料アセンブリ4を概略的に示す。燃料アセンブリ4は、複数の燃料棒5を含む燃料ユニット20を有する。通常、燃料アセンブリ4は、上部タイプレート25、下部タイプレート26、及び多数の導管27を含む。導管27はタイプレート25、26間を延び、タイプレート25、26を接続する。また、導管27は、制御棒(図示せず)を受容するように配置されても良い。燃料ユニット20内の燃料棒5は多数のスペーサ30、例えば6乃至8個のスペーサ30によって結束されている。また、燃料ユニット20は、公知の方法によってスペーサ30を介し導管27に接続されている。
スペーサ30の設計及び製造について、図4乃至13を参照しながら更に詳細に説明する。図4乃至13に開示の実施例において、スペーサ30は4つの燃料ユニット20を含む沸騰水型原子炉1の燃料アセンブリ4用のものである。ただし、本発明は4以外の数、例えば1つの燃料ユニットを持つ沸騰水型原子炉の燃料アセンブリにも適用できる。また、本発明は圧力水型原子炉1の燃料アセンブリ4(図3参照)にも適用できる。
スペーサ30は多数のセル31を取り囲む。各セル31は、原子炉1内に燃料ユニット20が配置されると略垂直に延びる縦軸x(図6参照)を持つ。このような各セル31はそれぞれ、開示された実施例において、燃料棒5が縦軸xに平行に延びるように燃料棒5を受容するよう配置されている。
各セル31は上縁33及び下縁34を含むスリーブ状部材32(図6乃至9参照)から形成される。また、スリーブ状部材32は、縦軸xに向かって内側に突出するとともにセル31内を貫通して延びる燃料棒5に対し突出する4つの隆線35を含む。各隆線35は、スリーブ状部材32のほぼ全長に沿って上縁33から下縁34まで縦軸xに略平行に延びている。隆線35が燃料棒に向かって突出しているため、隆線35近傍において燃料棒5とスリーブ状部材との間に比較的広い隙間が形成される。このため適切な冷却が確実に行なわれる。
縦軸xに対し横から見ると、上縁33及び下縁34は波頂36及び波谷37を含む波形を形成している。上縁33の波頂36は、下縁34の対応する波頂36、及び対応する隆線35と位置合わせされている。上縁33の波谷37は、下縁の対応する波谷37と位置合わせされている。波谷37は、2つの隣接する隆線35の間に位置する。
軸xの縦方向に見ると、各スリーブ状部材32は略直交する4つの長側面40を持つ。各長側面40には隆線35の1つが含まれる。従って、各長側面40には上縁33の波頂36の1つと下縁34の波頂36の1つとが含まれる。更に、縦軸x方向に見ると、各スリーブ状部材32は略直交する4つの短側面41を持つ。各短側面41は、2つの長側面40を接続する。従って、縦軸x方向に見ると、各スリーブ状部材32は八角形の基本形を成している(図7参照)。ただし、この基本形は変更可能で、例えばスリーブ状部材32は、より円筒形に近い形又はより正方形に近い形を取ることができる。各短側面41は、上縁33の波谷37の1つの一部と下縁34の波谷37の1つの一部とを含む。これらの部分は略直線状で縦軸xに直交している。
スリーブ状部材32は、図5に示されるように、スペーサ30内において2つの隣接する各スリーブ状部材32の短側面41によって形成される接合領域に沿って互いに当接している。従って、この接合領域は、上縁33の波谷37の1つの前記一部と下縁34の波谷37の1つの前記一部との間を縦軸xに平行に延びている。更に、スリーブ状部材32は溶接継手によって互いに永久接合されている。このような溶接継手はそれぞれ、上縁33及び下縁34のうちの少なくとも1つの前記接合領域においてヘリ溶接部を含む。好ましくは、このようなヘリ溶接部は上縁33及び下縁34の両方に設けられる。この場合、ヘリ溶接部は両側の波谷37に位置するため、互いに比較的近い距離にある。これは、強度の点から見て有利である。略直線状のこの部分はこのようなヘリ溶接部を用いるのに適している。
縦軸x方向に見ると、スペーサ30は略正方形を形成している(図5参照)。スペーサ30は、スペーサ30の各側面に沿って延びる少なくとも2つの独立した外縁素子50を含む。このような外縁素子50の1つが図10及び図11に更に詳細に開示されている。また、スペーサ30は、スペーサ30の2つの側面に沿って延びる1つの独立した内縁素子51を含む。内縁素子51は図12及び図13に更に詳細に開示されている。従って、縁素子50、51はスペーサ30に強度を与えスペーサ30の外表面52を提供する非閉鎖型つまり開放型のフレームを形成する。この外表面52によってボックス21内への燃料ユニット20の導入が円滑に行なわれ、ボックス21の内壁に流体減衰(hydraulic damping)が起こる。フレームが3隅において開放されているため、これら隅部においてスリーブ状部材32は弾性的に外側に移動できる。図4から明らかなように、縁素子50、51は縦方向つまり縦軸xに平行に、スリーブ状部材32よりも長く延びている。特に、縁素子50、51は波頂36の高さに位置するスリーブ状部材32の上縁から上方へかなりの距離分延びている。
図5から明らかなように、外側のスリーブ状部材32が1つ欠けているため、スペーサ30の4隅のうちの1つが減らされている。この隅部を減らした目的は、ボックス21内を通る中央水路用の空間を作り出すことにある。内縁素子51はこの減らされた隅部周りに延びている。従って、内縁素子51はボックス21内において中央水路に向かって内側向きになっている。また、内縁素子51は、前記減らされた隅部に位置して上側及びスペーサ30の中心に向かって内側に傾斜する羽根53を含む。
スリーブ状部材32は、合金X−750、718、650、690、600等のニッケル基合金で製造される。スリーブ状部材32は、様々な種類のジルカロイ合金等のジルコニウム基合金、ステンレス鋼、あるいはこれら合金の組み合わせでも製造できる。ただし重要な点は、スリーブ状部材32の材料厚さが0.24mm未満、0.20mm以下、もしくは0.18mm以下と薄いことである。
第一の方法として、スリーブ状部材32はシート状材料でシートバンド60の形状に製造される(図8及び図9参照)。シートバンド60は上記の材料厚さを持つ。製造過程においてシートは例えば打ち抜きによって図8及び図9に開示の形状を持つシートバンド60へと形成される。その後、シートバンド60はスリーブ形状に曲げ成形される。この曲げ成形前のシートバンド60において、シートバンド60の第一端部近傍に第一接合部61が、シートバンド60の第二端部近傍に第二接合部62が設けられている。シートバンド60は曲げ成形後に第一接合部61が第二接合部62に重ね合わされるように曲げ成形される。曲げ成形後、接合部61、62は例えば2つの該部61、62を貫通する2つのスポット溶接部63(図6参照)のような形の溶接継手を用いて互いに接合される。シートバンド60は材料厚さが薄いため、スリーブ状部材32の総材料量も少なく保たれ、流動抵抗に悪影響を及ぼすこともなく、上記の重なりは許容できる。この方法を用いるとスリーブ状部材32の製造は非常に簡単で、上縁33及び下縁34は簡単な方法で開示された波形に形成される。別の利点として、縦軸xの方向に見たスリーブ状部材32の外周寸法が簡単に変更できる。通常スペーサ内のスリーブ状部材32には直径の異なるスリーブ状部材32が含まれるため、この点は重要である。
スペーサの製造において、異なるシートバンド60がこのように上記方法で曲げ成形される。有利な方法として、スペーサ30を正確に実装する作業中にスリーブ状部材32を結束しておくため、曲げ成形を経た各シートバンド60を1つ又は複数の上記スポット溶接部63によって溶接する。ただし、例えばロウ付けなど、このスポット溶接部63をスペーサ30を正確に実装する作業の間の幾分一時的な接合に代えることも可能である。その後スリーブ状部材32はスペーサ30内の所定位置において固定部品等内に配置される。そしてスリーブ状部材32は波谷37の前記部分に沿って上記ヘリ溶接部によって互いに溶接される。有利な方法として、ヘリ溶接部をレーザ溶接や電子ビーム溶接によって溶融溶接しても良い。
また、上記ヘリ溶接部による溶接の間シートバンド60を保持する固定部品内に、曲げ成形したシートバンド60を直接、つまりシートバンド60の接合部61、62を接合せずに配置することも可能である。
そして縁素子50、51を上記固定部品等内のスリーブ状部材32に対して配置し、前記ヘリ溶接部の取り付けの際にスリーブ状部材32に溶接しても良い。また、最初にスリーブ状部材32を互いに溶接してから縁素子50、51を取り付けて溶接することも可能である。
第2の方法として、スリーブ状部材32は上記の材料厚さを持つチューブ状材料から製造される。チューブ状材料は適切な寸法に切断してから上縁33及び下縁34を開示の波形に形成することができる。開示の隆線は加圧工程によって得ても良く、又は元のチューブ状材料に設けられていても良い。
燃料ユニット20内の少なくとも幾つかのスペーサ30は冷却液流に影響を及ぼす1つ又は複数の羽根70を含む。このような羽根70があることで、冷却液が例えば隣接する少なくとも1つの燃料棒5に向かう方向に誘導されたり、冷却液流中に乱流が生じたりする。有利な方法として、このような羽根70を第1接合部61から延びる材料の一部64(図8参照)で形成する。このような羽根70は、羽根70が長側面40の1つから外側に延びて縦軸xに対し傾斜するように第1接合部61の外側の材料の一部64を折り線71に沿って外側に曲げることで簡単に製造できる。
別の実施例によると、スリーブ状部材32は上縁33及び/又は下縁34から延びるスリット(図8参照)を含んでも良い。スリットにより、羽根70を形成するシートバンド60又はチューブ状材料の一部を外側へ曲げることができる。このような羽根70の形成方法は特許文献6でも開示されている。
本発明は開示された実施例に限定されず、以下の請求の範囲内において変更や変形が可能である。例えば、波形の中には純粋な洞波、方形波、三角波、及びこれら形状の組み合わせといった想像し得るあらゆる波形が含まれていて良い。
原子力発電所を概略的に示す。 4つの燃料ユニットを持つ、沸騰水型原子炉用の燃料アセンブリを概略的に示す。 1つの燃料ユニットを持つ、圧力水型原子炉用の燃料アセンブリを概略的に示す。 燃料ユニットのスペーサの側面図を示す。 図4のスペーサの上面図を示す。 図4のスペーサのスリーブ状部材の側面図を示す。 図6のスリーブ状部材の上面図を示す。 図6のスリーブ状部材を形成するシート状材料の側面図を示す。 図8のシート状材料の上面図を示す。 図4のスペーサの外縁素子の側面図を示す。 図10の外縁素子の上面図を示す。 図4のスペーサの内縁素子の側面図を示す。 図12の内縁素子の上面図を示す。

Claims (23)

  1. 原子力発電所内に配置される多数の細長型燃料棒(5)を保持するスペーサであって、
    前記スペーサ(30)は多数のセル(31)を取り囲み、前記セルはそれぞれ縦軸(x)を持ち、前記燃料棒が前記縦軸(x)に平行に延びるように前記燃料棒(5)を受容するよう配置され、
    各セル(31)はスリーブ状部材(32)から形成され、
    ほとんど全ての前記スリーブ状部材(32)がスリーブ形状に曲げ成形されるシート状材料(60)で製造されるスペーサにおいて、
    前記曲げ成形前の前記シート状材料(60)には前記シート状材料(60)の第一端部近傍に第一接合部(61)が、前記シート状材料(60)の第二端部近傍に第二接合部(62)が設けられており、前記曲げ成形後に前記第一端部が前記スリーブ状部材(32)の前記第二端部に重ね合わされることを特徴とするスペーサ。
  2. 請求項1に記載のスペーサにおいて、前記第一接合部(61)と前記第二接合部(62)が少なくとも1つの溶接継手によって互いに永久接合されることを特徴とするスペーサ。
  3. 請求項2に記載のスペーサにおいて、前記溶接継手がスポット溶接部(63)を含むことを特徴とするスペーサ。
  4. 上記請求項のいずれかに記載の、前記原子力発電所が冷却液流の再循環が可能なように設計され、前記スペーサが前記冷却液流中に位置するよう配置されたスペーサにおいて、前記スペーサ(30)が前記冷却液流に影響を与える少なくとも1枚の羽根を含むことを特徴とするスペーサ。
  5. 請求項4に記載のスペーサにおいて、前記羽根(70)が前記第一接合部(61)から延びる材料の一部(64)から形成されることを特徴とするスペーサ。
  6. 請求項4及び5に記載のスペーサにおいて、前記羽根(70)が前記縦軸(x)に対し傾斜していることを特徴とするスペーサ。
  7. 上記請求項のいずれかに記載のスペーサにおいて、前記スリーブ状部材(32)が0.24mm未満の材料厚さを持つことを特徴とするスペーサ。
  8. 上記請求項のいずれかに記載のスペーサにおいて、前記スリーブ状部材(32)が0.20mm以下の材料厚さを持つことを特徴とするスペーサ。
  9. 上記請求項のいずれかに記載のスペーサにおいて、前記スリーブ状部材(32)が0.18mm以下の材料厚さを持つことを特徴とするスペーサ。
  10. 上記請求項のいずれかに記載のスペーサにおいて、前記スリーブ状部材(32)が上縁(33)及び下縁(34)を持つことを特徴とするスペーサ。
  11. 上記請求項のいずれかに記載のスペーサにおいて、前記スリーブ状部材(32)が多数の隆線(35)を含み、前記隆線が前記縦軸(x)に向かって内側に突出し、前記縦軸(x)に略平行に延びて、前記セル(31)に受容された前記燃料棒(5)に当接ることを特徴とするスペーサ。
  12. 請求項10に記載のスペーサにおいて、
    前記スリーブ状部材(32)が多数の隆線(35)を含み、前記隆線が前記縦軸(x)に向かって内側に突出し、前記縦軸(x)に略平行に延びて、前記セル(31)に受容された前記燃料棒(5)に当接し、
    前記隆線(35)が前記上縁(33)から前記下縁(34)まで延びていることを特徴とするスペーサ。
  13. 請求項11及び12のいずれかに記載のスペーサにおいて、各前記スリーブ状部材(32)が少なくとも4つの前記隆線(35)を含むことを特徴とするスペーサ。
  14. 請求項10又は12に記載のスペーサにおいて、前記縦軸(x)に対し横から見て前記下縁が波頂(36)と波谷(37)を含む波形を形成し、前記縦軸(x)に対し横から見て前記上縁が前記波頂と前記波谷(37)を含む波形を形成することを特徴とするスペーサ。
  15. 請求項14に記載のスペーサにおいて、前記スリーブ状部材(32)が、前記スペーサ(30)内において前記上縁(33)の前記波谷(37)の1つと前記下縁(34)の前記波谷(37)の1つとの間を、前記縦軸(x)に平行に延びる接合領域に沿って互いに当接することを特徴とするスペーサ。
  16. 請求項15に記載のスペーサにおいて、前記スリーブ状部材(32)が溶接継手によって互いに永久接合されることを特徴とするスペーサ。
  17. 請求項15又は16に記載のスペーサにおいて、前記上縁(33)と前記下縁(34)のうちの少なくとも1つの前記接合領域において、前記溶接継手がヘリ溶接部を含むことを特徴とするスペーサ。
  18. 上記請求項のいずれかに記載のスペーサにおいて、前記縦軸(x)方向に見て前記スリーブ状部材(32)が4つの略直交する長側面(40)を持つことを特徴とするスペーサ。
  19. 請求項11に記載のスペーサにおいて、
    前記縦軸(x)方向に見て前記スリーブ状部材(32)が4つの略直交する長側面(40)を持ち、
    各前記長側面が前記隆線(35)の1つを含むことを特徴とするスペーサ。
  20. 請求項4に記載のスペーサにおいて、
    前記縦軸(x)方向に見て前記スリーブ状部材(32)が4つの略直交する長側面(40)を持ち、
    各前記長側面が前記隆線(35)の1つを含み、
    前記羽根(70)が前記長側面(40)の1つから外側に延びることを特徴とするスペーサ。
  21. 請求項18乃至20のいずれかに記載のスペーサにおいて、前記縦軸(x)方向に見て前記スリーブ状部材(32)が4つの略直交する短側面(41)を持ち、各前記短側面が2つの前記長側面(40)を接続することを特徴とするスペーサ。
  22. 請求項14に記載のスペーサにおいて、
    前記縦軸(x)方向に見て前記スリーブ状部材(32)が4つの略直交する短側面(41)を持ち、各前記短側面が2つの前記長側面(40)を接続し、
    各前記短側面(41)が前記上縁(33)の前記波谷(37)の1つの一部と前記下縁(34)の前記波谷(37)の1つの一部を含むことを特徴とするスペーサ。
  23. 多数の細長型燃料棒(5)及び前記燃料棒を保持する多数のスペーサ(30)を含む原子力発電所用の燃料ユニットであって、
    前記スペーサ(30)は多数のセル(31)を取り囲み、前記セルはそれぞれ縦軸(x)を持ち、前記燃料棒が前記縦軸(x)に平行に延びるように前記燃料棒(5)の1つを受容するよう配置されており、
    各セル(31)はスリーブ状部材(32)から形成され、
    前記スリーブ状部材(32)のほとんど全ては、スリーブ形状に曲げ成形されるシート状材料(60)で製造される燃料ユニットにおいて、
    前記曲げ成形前の前記シート状材料(60)には前記シート状材料(60)の第一端部近傍に第一接合部(61)が、前記シート状材料(60)の第二端部近傍に第二接合部(62)が設けられており、前記曲げ成形後に前記第一端部が前記スリーブ状部材(32)の前記第二端部に重ね合わされることを特徴とする燃料ユニット。
JP2006549191A 2004-01-15 2005-01-10 原子力発電所用スペーサ及び燃料ユニット Active JP4746562B2 (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE0400066A SE526381C2 (sv) 2004-01-15 2004-01-15 Spridare och bränsleenhet för en nukleär anläggning
SE0400066-7 2004-01-15
PCT/SE2005/000015 WO2005069308A1 (en) 2004-01-15 2005-01-10 A spacer and a fuel unit for a nuclear plant

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2007518099A JP2007518099A (ja) 2007-07-05
JP4746562B2 true JP4746562B2 (ja) 2011-08-10

Family

ID=31493042

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2006549191A Active JP4746562B2 (ja) 2004-01-15 2005-01-10 原子力発電所用スペーサ及び燃料ユニット

Country Status (8)

Country Link
US (1) US7804931B2 (ja)
EP (1) EP1706875B1 (ja)
JP (1) JP4746562B2 (ja)
AT (1) ATE401651T1 (ja)
DE (1) DE602005008191D1 (ja)
ES (1) ES2310807T3 (ja)
SE (1) SE526381C2 (ja)
WO (1) WO2005069308A1 (ja)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP1706874B1 (en) * 2004-01-15 2009-12-09 Westinghouse Electric Sweden AB A spacer and a fuel unit for a nuclear plant
RU2290707C1 (ru) * 2005-07-08 2006-12-27 Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" Дистанционирующая решетка
RU2331119C1 (ru) 2006-12-22 2008-08-10 Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" Тепловыделяющая сборка и вставной дистанционирующий элемент
SE530864C2 (sv) * 2007-02-05 2008-09-30 Westinghouse Electric Sweden Förfarande för framställning av spridare för kärnreaktor
EP3564965B1 (en) * 2016-12-29 2024-02-14 Joint-Stock Company "TVEL" Nuclear reactor fuel assembly
US10818402B2 (en) * 2017-03-31 2020-10-27 Westinghouse Electric Company Llc Spacer grid using tubular cells with mixing vanes

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0433493A1 (de) * 1989-12-22 1991-06-26 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktor-Brennelement mit Abstandhaltern und Verfahren zu deren Herstellung
JPH06148370A (ja) * 1992-11-04 1994-05-27 Toshiba Corp 燃料スペーサ
JPH07198884A (ja) * 1993-11-02 1995-08-01 Abb Atom Ab スペーサ
JPH07225291A (ja) * 1994-02-14 1995-08-22 Hitachi Ltd 原子炉燃料集合体用スペーサ及び燃料集合体
JPH0862360A (ja) * 1994-08-23 1996-03-08 Hitachi Ltd 燃料スペーサ及び燃料集合体
JP2007518100A (ja) * 2004-01-15 2007-07-05 ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー 原子力発電所用スペーサ及び燃料ユニット

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2558523A (en) * 1948-12-27 1951-06-26 Paul E Luther Self-lubricating alloy
US3419363A (en) * 1967-05-01 1968-12-31 Nasa Self-lubricating fluoride-metal composite materials
US3664924A (en) * 1968-06-24 1972-05-23 Combustion Eng Nuclear reactor spring ferrule spacer grid
GB1464297A (en) * 1974-09-17 1977-02-09 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactors
GB1544719A (en) * 1977-01-12 1979-04-25 British Nuclear Fuels Ltd Cellular grids
FR2514932B1 (fr) * 1981-10-16 1986-11-14 Commissariat Energie Atomique Grille d'espacement pour element combustible de reacteur nucleaire
DE3506951A1 (de) * 1984-02-29 1985-10-24 Japan Nuclear Fuel Co., Ltd., Yokosuka, Kanagawa Verfahren und vorrichtung zum zusammenbauen eines brennelementbuendels
US4698204A (en) * 1986-09-17 1987-10-06 Westinghouse Electric Corp. Intermediate flow mixing nonsupport grid for BWR fuel assembly
JP2580273B2 (ja) * 1988-08-02 1997-02-12 株式会社日立製作所 原子炉用燃料集合体およびその製造方法並びにその部材
US5416812A (en) * 1991-05-17 1995-05-16 General Electric Company Optimized critical power in a fuel bundle with part length rods
SE468571B (sv) * 1991-06-12 1993-02-08 Asea Atom Ab Spridare foer sammanhaallande av braenslestavar i en kaernreaktors braenslepatron
US5178825A (en) * 1991-11-29 1993-01-12 General Electric Company Fuel bundle and spacer utilizing tapered fuel rods
JP3038266B2 (ja) * 1991-12-09 2000-05-08 株式会社東芝 燃料スペーサ
US5519747A (en) * 1994-10-04 1996-05-21 General Electric Company Apparatus and methods for fabricating spacers for a nuclear fuel rod bundle
US5675621A (en) * 1995-08-17 1997-10-07 General Electric Company Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods
SE506149C2 (sv) * 1996-05-02 1997-11-17 Asea Atom Ab Spridare för en kärnbränslepatron och en kärnbränslepatron
SE521687C2 (sv) * 1998-09-18 2003-11-25 Westinghouse Atom Ab Spridare och bränslepatron för en nukleär kokarvattenreaktor
KR100330355B1 (ko) * 1999-06-04 2002-04-01 장인순 회전유동발생 날개를 가진 덕트형 핵연료 집합체 지지격자
JP4346842B2 (ja) * 2001-08-15 2009-10-21 三菱重工業株式会社 Pwr原子炉用燃料集合体の異物フィルタ

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0433493A1 (de) * 1989-12-22 1991-06-26 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktor-Brennelement mit Abstandhaltern und Verfahren zu deren Herstellung
JPH06148370A (ja) * 1992-11-04 1994-05-27 Toshiba Corp 燃料スペーサ
JPH07198884A (ja) * 1993-11-02 1995-08-01 Abb Atom Ab スペーサ
JPH07225291A (ja) * 1994-02-14 1995-08-22 Hitachi Ltd 原子炉燃料集合体用スペーサ及び燃料集合体
JPH0862360A (ja) * 1994-08-23 1996-03-08 Hitachi Ltd 燃料スペーサ及び燃料集合体
JP2007518100A (ja) * 2004-01-15 2007-07-05 ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー 原子力発電所用スペーサ及び燃料ユニット

Also Published As

Publication number Publication date
EP1706875A1 (en) 2006-10-04
EP1706875B1 (en) 2008-07-16
WO2005069308A1 (en) 2005-07-28
US7804931B2 (en) 2010-09-28
JP2007518099A (ja) 2007-07-05
SE0400066D0 (sv) 2004-01-15
ES2310807T3 (es) 2009-01-16
SE0400066L (sv) 2005-07-16
SE526381C2 (sv) 2005-09-06
ATE401651T1 (de) 2008-08-15
US20080267339A1 (en) 2008-10-30
DE602005008191D1 (de) 2008-08-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8855261B2 (en) Spacer and a fuel unit for a nuclear plant
JP4746562B2 (ja) 原子力発電所用スペーサ及び燃料ユニット
JP2657152B2 (ja) スペーサ
JP3605171B2 (ja) 原子炉燃料集合体
US6385271B2 (en) Nuclear fuel assembly
US6650723B1 (en) Double strip mixing grid for nuclear reactor fuel assemblies
JP5748179B2 (ja) 炉心シュラウド、炉心シュラウドを有する原子炉および炉心シュラウドの組立て方法
US5263072A (en) Thermohydraulic grid and nuclear fuel assembly
US6744843B2 (en) Side-slotted nozzle type double sheet spacer grid for nuclear fuel assemblies
JP4282652B2 (ja) 燃料集合体
JP4416970B2 (ja) 燃料スペーサ及び燃料集合体
JP4350424B2 (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体及び沸騰水型原子炉
SE525819C2 (sv) Spridare och bränsleenhet för en nukleär anläggning
EP2137738B1 (en) Method for production of spacers for a nuclear reactor
JP3761290B2 (ja) 燃料集合体
JP2010145232A (ja) 燃料集合体
JP3190095B2 (ja) 燃料集合体
JP4190823B2 (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体及び沸騰水型原子炉
JP2001194480A (ja) 燃料スペーサ
JP2001194478A (ja) チャンネルボックス
JPH10253791A (ja) 燃料スペーサおよび燃料集合体
JPH06249987A (ja) 燃料スペーサおよび燃料集合体
JPH07140279A (ja) チャンネルボックス
JPS61223691A (ja) 原子燃料集合体の支持格子

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20071115

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A132

Effective date: 20101221

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20110318

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20110419

A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20110513

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140520

Year of fee payment: 3

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 4746562

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250