JP5713480B2 - 原子炉燃料集合体に用いるグリッドとスペーサの組み合わせ - Google Patents

Description

本発明は一般的に原子炉に係り、さらに詳細には、グリッドを用いる燃料集合体を備えた原子炉に係る。

大部分の水冷式原子炉は、炉心が多数の細長い燃料集合体で構成されている。加圧水型原子炉では、これらの燃料集合体は通常、軸方向に燃料集合体の長さに沿って離隔し燃料集合体の複数の細長いシンブル管に固着された複数のグリッドが複数の燃料棒を整列アレイの形に保持する構成である。シンブル管は通常、制御棒または計測手段を受容する。燃料集合体の互いに反対の端部上には上部ノズル及び下部ノズルがあるが、これらのノズルは燃料棒の端部よりもわずかに上方及び下方へ延びるシンブル管の端部に固定されている。

原子炉の冷却材循環系を構成するコンポーネントの製造、その後の据付け並びに補修時に、種々の運転条件の下で原子炉一次冷却ループを介して冷却材を循環させる原子炉容器及びその関連システムから全ての破片を確実に除去するのを支援するため、不断の努力が成されている。破片の確実な除去を支援するために入念な手順が実行されるが、これまでの経験では、かかる除去のための安全策にもかかわらず、系統内に幾分かの破片または金属粒子が隠れた状態で依然として残留することがわかっている。破片の大部分は、恐らく蒸気発生器の補修または交換後に一次系に残された金属の削りくずより成る。

幾つかの原子炉において、最下方のグリッドに捕捉された破片による燃料集合体の損傷が注目されている。破片は、発電所の運転が開始されると冷却材を通す下部炉心支持板の穴から燃料集合体下部ノズルの穴を通って流入する。破片は、燃料集合体の最下方の支持グリッドの燃料棒支持セルの壁と燃料棒被覆管の下端部との間の空間に捕捉される傾向がある。損傷は、燃料棒内に核分裂性物質を封入する被覆管の外面と接触する破片の擦過により引き起こされる燃料棒被覆管の穿孔である。破片は下部ノズル板の穴にも捕捉されるが、破片が冷却材の流れにより旋回すると燃料棒被覆管を切り貫く傾向がある。

破片が燃料集合体のコンポーネントに損傷を与える可能性があるため、下部支持グリッドと下部ノズルの間に保護グリッドを別に設けることが知られている。保護グリッドは燃料棒を破片から保護するフィルタとして機能する。保護グリッドを下部ノズルに対してしっかりと配置し、下部ノズルとグリッドの組立て済みストラップの端縁部上の不規則箇所との間の望ましくない接触を回避するために保護グリッドを下部ノズルから離隔することも知られている。

保護グリッドを含む原子炉の燃料集合体の全てのグリッドは通常、格子パターンを形成するように配列され互いに固着されて複数のセルを画定する複数のストラップより成る。セルは制御棒案内シンブル管のセルと燃料棒とのセルとを含む。上部支持グリッド、下部支持グリッド及び中間支持グリッドはシンブル管のセル内に配置されるシンブル管に機械的あるいは他の方法で固着される。燃料棒は通常、保護グリッドを含むグリッドの燃料棒用セル内に、グリッドのストラップに形成した各燃料棒セル内の複数のばね及び／またはディンプルにより保持される。

保護グリッドは、通常、グリッドの下側に溶接または他の方法で固着され、保護グリッドと燃料集合体の下部ノズルとの間にしっかりと捕捉されるスペーサを有する。

最近、保護グリッドの特徴部分に割れが発生し、これが燃料棒の破損を引き起こしている。これらの破損は応力腐食割れに通じる粒界割れが原因であることが判明している。応力源の１つは、下部ノズルと保護グリッドの間の異なる熱膨張率であるが、その理由は下部ノズルがステンレス鋼で作られ、保護グリッドが合金７１８で作られることによる。これらの部品は、下部ノズルの下側から螺入され制御棒案内シンブル管上の端栓にねじ込まれるシンブルねじにより剛性的に連結される。ステンレス鋼は合金７１８よりも加熱時に大きく膨張するため、保護グリッド、特に固着点近くに応力が発生する。

従って、原子炉の加熱時に応力の増大を回避する保護グリッドの新しい固着手段が望ましい。

本発明は、原子炉の改良型燃料集合体を提供することにより上記目的を達成する。燃料集合体は、大きい軸方向長さを有する複数の細長い原子燃料棒を有する。最下方のグリッドは、整列アレイの燃料棒を支持し、燃料集合体が原子炉に据付けられると冷却材の流れが貫流し燃料棒を通過できる非占有空間を有する。スペーサは貫通孔を形成した板材の形状である。固着手段は、下部ノズルの下側を介して案内シンブル管の下方端部にねじ込むことにより、スペーサを下部ノズルと案内シンブル管の下方端部の間に介在させて、下部ノズルを案内シンブル管に連結する。複数の案内シンブル管は燃料棒に沿って前記最下方グリッドを貫通する。下部ノズルはグリッド及び燃料棒の下端部の下方に位置して案内シンブル管を支持し、冷却材の流れを燃料集合体へ流入させる。下部ノズルは燃料棒の軸に対して横方向へ延び、最下方のグリッドに向いた上側表面を有するほぼ水平なノズルプレートより成る。ノズルプレートの上側表面は、冷却材の流れをノズルプレートの下側表面から上側表面へ通過させるべくノズルプレートを完全に貫通する複数の流路穴を有し、流路穴はそれぞれ非占有空間と流体連通関係にある。最下方のグリッドは、案内シンブル管の１つが内部で支持される第１の案内シンブルセルを画定するように互いに接続された複数のストラップより成り、各ストラップは下方端縁部を有する。グリッドの下方端縁部は、ストラップの下方端縁部により画定される。貫通孔を形成した板材の形状のスペーサはストラップの下方端縁部と下部ノズルの上側表面の間に位置する。板材は互いに対向する実質的に平坦な係合表面と実質的に平坦な保持表面とを有し、係合表面は下部ノズルと対向し、保持表面は係合表面より上方にあって、案内シンブル管の下方端部と対向する位置関係にあり、係合表面がグリッドの下方端縁部から下方に突出するようにグリッドに固定的に装着されている。係合表面は、グリッドを下部ノズルから離隔するために下部ノズル上において第１の案内シンブルセルを画定するストラップの下方端縁部と下部ノズルの間に位置する構造を有し、貫通孔は固着手段の少なくとも一部を受容する構造を有し、保持表面は固着手段が貫通孔に受容されて案内シンブル管と協働的に連結されると案内シンブル管の下方端部を受容する構造を有する。案内シンブル管の下方端部の一部は貫通孔に突出して下部ノズルと直接接触し、貫通孔に突出する案内シンブル管の下方端部の前記一部の大きさはシンブル管の端部とスペーサの間に軸方向及び半径方向の両方向において空間を生じさせる大きさであり、かくして原子炉の冷温状態においてスペーサは案内シンブル管の下方端部と実質的に接触しない。

案内シンブル管の下方端部とスペーサの間の半径方向の空間は、スペーサの材料、ノズルの材料及びシンブル管の下方端部の間の半径方向の熱膨張の差を吸収するに十分な大きさであるのが好ましい。案内シンブル管の下方端部とスペーサの間の軸方向の空間はほぼ０．００１インチと０．００２インチ（０．００３ｃｍと０．００５ｃｍ）の間であるのが望ましい。この横方向の間隙は異なる熱膨張を吸収する。さらに、小さい軸方向の間隙はグリッド、スペーサ及び下部ノズルがそれぞれ独立に移動できる非剛性的な接続部を提供する。

図１は、本発明の好ましい実施例を組み込んだ燃料集合体の部分断面立面図であり、図示を明瞭にするために集合体を一部を破断し垂直方向に短縮した形で示す。 図２は、図１に示すものと同様な燃料集合体の下部ノズル及び最下方グリッドの一部の断面図であり、最下方グリッドと下部ノズルの従来式接続部を示す。 図３は、図１に示す最下方グリッドと下部ノズルの一部の断面図であり、最下方グリッドと下部ノズルの間の本発明による接続部を示す。

図面、特に図１を参照して、該図は垂直方向に短縮した形の、総括的に参照番号１０で示す燃料集合体の立面図である。燃料集合体１０は加圧水型原子炉に用いるタイプであり、その骨格構造は下端部に下部ノズル１２を有する。下部ノズル１２は原子炉の炉心領域（図示せず）において下部炉心支持板１４上に燃料集合体１０を支持する。燃料集合体１０の骨格構造は、下部ノズル１２に加えて、上端部の上部ノズル１６と、下部ノズル１２と上部ノズル１６の間を縦方向に延びてそれらに両端部を剛性的に固着された多数の案内管またはシンブル１８とを含む。

燃料集合体１０はさらに、案内シンブル管１８に沿って軸方向に離隔され該管に固着された複数の横方向グリッド２０と、グリッド２０により横方向離隔関係に支持された細長い燃料棒２２の整列アレイとを含む。燃料集合体１０はまた、中心部に位置し、下部ノズル１２と上部ノズル１６の間を延びてそれらに捕捉又は装着される計測管２４も有する。燃料集合体１０は、部品のかかる構成により、集合体の一体性を損うことなく便利に取扱うことの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。各燃料棒２２は原子燃料ペレット２６を含み、上方の端部プラグ２８と下方の端部プラグ３０により両端部を閉じられている。ペレット２６は上方の端部プラグ２８と、積み重ねたペレットの頂部の間にあるプレナムばね３２により積み重ねた形で保持される。核分裂性物質より成る燃料ペレット２６は原子炉の反応エネルギーを発生させる元となる。水またはホウ素を含む水のような液体減速材／冷却材は下部炉心板１４の複数の流路穴を通って燃料集合体へ上方に圧送される。燃料集合体１０の下部ノズル１２を通過した冷却材は燃料集合体の案内管１８を上方に通過し、燃料棒２２に沿って流れることにより、燃料棒の内部で発生する熱を抽出して利用可能な仕事を発生させる。

核分裂プロセスを制御するために、多数の制御棒３４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。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３６が制御棒３４を支持する。制御機構は内部にネジ山を設けた円筒形部材３７を有し、複数のアーム３８が半径方向に延びるものである。各アーム３８は制御棒３４と相互連結されているため、制御棒機構３６は、全て公知の態様で、制御棒を案内シンブル１８内で垂直方向に移動させることにより燃料集合体１０内の核分裂プロセスを制御する。

保護グリッド４０は燃料集合体の最下方グリッドであり、下部ノズルを通過する冷却材中の破片が燃料集合体に流入するのを制限する機能を有する。保護グリッド４０とそれ以外のグリッド２０とは、それらが格子パターンを形成するように配置され互いに固着されて、一部が燃料棒を支持し他のものが制御棒案内シンブル管を支持する複数のセルを画定する複数のストラップより成る点で同じである。図２は、下部ノズル１２に固着された公知の保護グリッド４０を示す断面図である。燃料棒セルを参照番号４２で、また、案内シンブル管セルを参照番号４６で示す。燃料棒セルはそれぞれ該セル内で燃料棒を支持するためのディンプル５４を有する。端栓４８を有する案内シンブル管１８は、下部ノズル１２の下側を介して端栓４８にねじ込むことにより案内シンブル管１８を下部ノズル１２に固定するシンブルねじ５０により案内シンブル支持セル４６内に固定される。スペーサ５２は下部ノズル１２と端栓４８の間に介在する。図２は、下部グリッドが挿入材を持たず、「管内管」構成の燃料集合体に通常使用される現在の保護グリッド接続部の基本的な幾何学的関係を示す。「管内管」式設計とは、制御棒案内シンブル管がその被覆の内部の管体により形成されるダッシュポットを有し、グリッドのストラップがジルカロイまたはイ
ンコネルにより、また、案内シンブル管がジルカロイにより形成される燃料集合体のことを言う。かかる構成では、比較的短いジルカロイまたはインコネルのスリーブを制御棒案内シンブル管支持セルに溶接またはろう付けした後、ジルカロイの案内シンブル管１８をこれらのスリーブに挿入し、案内シンブル管をスリーブの所で膨径して適当な高さでグリッドを案内シンブル管に固着する機械的接続部を形成する。

「管内管」構成では、保護グリッドには制御棒案内シンブル管の端栓４８と下部ノズル１２の間に挿入されたスペーサ５２があり、スペーサの端部は隣接する燃料棒支持セル４２の壁を包み込んで該壁に溶接される。この構成は非常に剛性的な接続部を提供する。最近、保護グリッドの特徴部分に燃料棒の破損を惹き起す割れが見つかっている。これらの破損は応力腐食割れに通じる粒界割れであることがわかっている。応力源の１つは、下部ノズルがステンレス鋼で、また、保護グリッドが合金７１８で作られていることによる下部ノズル１２と保護グリッド４０の間の異なる熱膨張率である。ステンレス鋼は合金７１８よりも加熱時に大きく膨張するため、保護グリッド、特に固着点の近くで応力が発生する。本発明は、原子炉加熱時に以前増大していた応力の発生を回避する新しい固着手段を提供するものである。

図３は、スペーサ５２の穴５６が大きい点を除き図２に示す現在のものと同じ設計のスペーサ５２を用いる本発明の固着方式を示す。スペーサ５２は、下部グリッドに挿入される端栓（据え込みダッシュポット設計の場合）またはシンブル管端栓（「管内管」構成の場合、後者は図３に示す）の間に捕捉される。重要な相違点は、端栓４８とスペーサ５２との間に最小の横方向及び軸方向間隙が提供されるように挿入端栓または案内管端栓の何れかに段部５８が存在することである。横方向の間隙４４は部品間の許容誤差及び異なる熱膨張を吸収するにちょうど十分なものである。好ましくは、軸方向の間隙６０は０．００１インチと０．０１０インチ（０．００３ｃｍと０．０２５ｃｍ）の間であり、好ましくは０．００１インチと０．００２インチ（０．００３ｃｍと０．００５ｃｍ）の間である。この小さな間隙により部品の加熱及び膨張時に部品が小量の相対的移動を行なうことが出来る。横方向の間隙４４の重要性は軸方向の間隙６０と少なくとも同じか、そうでなければそれより重要である。軸方向には実質的な熱膨張の相違は存在せず、存在するのは横方向の違いである。しかしながら、その間隙は運転時におけるグリッドの振動または燃料棒装荷前のグリッドの有意の運動を阻止するに十分小さいものである。グリッドを保持する力の有意な部分は燃料棒との相互作用であり、また、接続部領域の流れは大きくなく、部品の相対的な間隙も大きくないため、接続部の振動は有意な懸念材料ではない。しかしながら、スペーサ５２と端栓４８の間の間隙はこれまで発生した粒界割れ及び燃料棒の破損を惹き起す保護グリッドが受ける応力を有意に減少するに十分なものである。

本発明を特定の実施例につき詳細に説明したが、当業者はこれらの詳細事項に対する種々の変形例及び設計変更を本願の開示全体に照らして想到しうることがわかるであろう。従って、図示説明した特定実施例は例示的なものに過ぎず、本発明の範囲を限定するものではなく、本発明の範囲は添付した特許請求の範囲及び任意且つ全ての均等物の幅を与えられるべきである。

Claims (14)

1. 原子炉の燃料集合体に用いるグリッドとスペーサの組み合わせであって、燃料集合体は下部ノズル、下方端部を有するシンブル管及び固着手段を含み、固着手段は下部ノズルの下側を介してシンブル管の下方端部にねじ込むことにより、スペーサを下部ノズルとシンブル管の下方端部の間に介在させて、下部ノズルをシンブル管に協働的に連結する構造を有し、その組み合わせは、
   各々が下方端縁部を有し、少なくとも第１のシンブルセルを画定するために互いに連結された複数のストラップより成り、ストラップの下方端縁部によりその下方端縁部が画定されるグリッドと、
   貫通孔を形成した板材の形状のスペーサとより成り、前記板材は互いに対向する実質的に平坦な係合表面と実質的に平坦な保持表面とを有し、係合表面は下部ノズルと対向し、保持表面は係合表面より上方にあって、シンブル管の下方端部と対向する位置関係にあり、前記板材は係合表面がグリッドの下方端縁部から下方に突出するようにグリッドに固定的に装着され、前記係合表面はグリッドを下部ノズルから離隔するために下部ノズル上において第１のシンブルセルを画定するストラップの下方端縁部と下部ノズルの間に位置する構造を有し、前記貫通孔は前記固着手段の少なくとも一部を受容する構造を有し、前記保持表面は前記固着手段が貫通孔に受容されてシンブル管と協働的に連結されると前記シンブル管の下方端部を受容する構造を有し、前記シンブル管の下方端部の一部は前記貫通孔に突出して下部ノズルと直接接触し、前記貫通孔に突出するシンブル管の下方端部の前記一部の大きさはシンブル管の下方端部とスペーサの間に軸方向及び半径方向の両方向において空間を生じさせる大きさであり、かくして原子炉の冷温状態においてスペーサはシンブル管の下方端部と実質的に接触しない組み合わせ。
2. シンブル管の下方端部とスペーサの間の半径方向の空間は、スペーサの材料とノズルの材料の間の半径方向の熱膨張の差を吸収するに十分な大きさである請求項１の組み合わせ。
3. シンブル管の下方端部とスペーサの間の軸方向の空間はほぼ０．００３ｃｍと０．０２５ｃｍの間である請求項１の組み合わせ。
4. シンブル管の下方端部とスペーサの間の軸方向の空間はほぼ０．００３ｃｍと０．００５ｃｍの間である請求項３の組み合わせ。
5. ストラップと下部ノズルは異なる材料で形成されている請求項１の組み合わせ。
6. スペーサとグリッドは実質的に同じ材料で形成され、スペーサは溶接によりグリッド上に固定的に装着される請求項１の組み合わせ。
7. スペーサとグリッドは機械的結合によりグリッド上に固定的に装着される請求項１の組み合わせ。
8. 原子炉の燃料集合体であって、
   大きい軸方向長さを有する複数の細長い原子燃料棒と、
   整列アレイの燃料棒を支持し、燃料集合体が原子炉に据付けられると冷却材の流れが貫流し燃料棒を通過できる非占有空間を画定する最下方のグリッドと、
   燃料棒に沿って前記最下方グリッドを貫通する複数の案内シンブル管と、
   前記グリッド及び燃料棒の下端部の下方に位置して前記案内シンブル管を支持し、冷却材の流れを燃料集合体へ流入させる下部ノズルと、
   貫通孔を形成した板材の形状のスペーサと、
   下部ノズルの下側を介して案内シンブル管の下方端部にねじ込むことにより、スペーサを下部ノズルと案内シンブル管の下方端部の間に介在させて、下部ノズルを案内シンブル管に協働的に連結する固着手段より成り、
   前記下部ノズルは燃料棒の軸に対して横方向へ延び、前記最下方のグリッドに向いた上側表面を有するほぼ水平なノズルプレートより成り、前記ノズルプレートの上側表面は冷却材の流れをノズルプレートの下側表面から上側表面へ通過させるべくノズルプレートを完全に貫通する複数の流路穴を有し、前記流路穴はそれぞれ前記非占有空間と流体連通関係にあり、
   前記最下方のグリッドは案内シンブル管の１つが内部で支持される第１の案内シンブルセルを画定するように互いに接続された複数のストラップより成り、各ストラップは下方端縁部を有し、ストラップの下方端縁部によりグリッドの下方端縁部が画定され、
   前記板材は互いに対向する実質的に平坦な係合表面と実質的に平坦な保持表面とを有し、係合表面は下部ノズルと対向し、保持表面は係合表面より上方にあって、案内シンブル管の下方端部と対向する位置関係にあり、前記板材は係合表面がグリッドの下方端縁部から下方に突出するようにグリッドに固定的に装着され、前記係合表面はグリッドを下部ノズルから離隔するために下部ノズル上において第１の案内シンブルセルを画定するストラップの下方端縁部と下部ノズルの間に位置する構造を有し、前記貫通孔は前記固着手段の少なくとも一部を受容する構造を有し、前記保持表面は前記固着手段が貫通孔に受容されて案内シンブル管と協働的に連結されると前記案内シンブル管の下方端部を受容する構造を有し、前記案内シンブル管の下方端部の一部は前記貫通孔に突出して下部ノズルと直接接触し、前記貫通孔に突出する案内シンブル管の下方端部の前記一部の大きさは案内シンブル管の下方端部とスペーサの間に軸方向及び半径方向の両方向において空間を生じさせる大きさであり、かくして原子炉の冷温状態においてスペーサは案内シンブル管の下方端部と実質的に接触しない燃料集合体。
9. 案内シンブル管の下方端部とスペーサの間の半径方向の空間は、スペーサの材料、ノズルの材料及び案内シンブル管の下方端部の間の半径方向の熱膨張の差を吸収するに十分な大きさである請求項８の燃料集合体。
10. 案内シンブル管の下方端部とスペーサの間の軸方向の空間はほぼ０．００３ｃｍと０．０２５ｃｍの間である請求項８の燃料集合体。
11. 案内シンブル管の下方端部とスペーサの間の軸方向の空間はほぼ０．００３ｃｍと０．００５ｃｍの間である請求項１０の燃料集合体。
12. ストラップと下部ノズルは異なる材料で形成されている請求項８の燃料集合体。
13. スペーサとグリッドは実質的に同じ材料で形成され、スペーサは溶接によりグリッド上に固定的に装着される請求項８の燃料集合体。
14. スペーサとグリッドは機械的結合によりグリッド上に固定的に装着される請求項８の燃料集合体。

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