JPH0375076B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 （産業上の利用分野） 本発明は加圧水型原子炉燃料集合体に係り、特
に上部太径部，下部細径ダツシユポツト部を含む
制御棒案内管の水抜き孔を通過する冷却材流量制
御を可能とした加圧水型原子炉燃料集合体に関す
る。

（従来の技術） 加圧水型原子炉燃料集合体は、第９図に例示し
ている如く多数の長尺燃料棒１及び制御棒案内管
３を正方格子状平行に配列し、複数の支持格子２
で保持し、上下端に夫々上部ノズル４，下部ノズ
ル５を装設することによて構成されており、例え
ば、燃料棒１及び制御棒案内管等は第１０図の模
式図に示す如く配置される。即ち、一重丸を含む
セルは制御棒案内管セル，二重丸を含むセルは計
装用案内管セル，他のセルは燃料棒セルであり、
夫々に制御棒案内管，計装用案内管，燃料棒が挿
通される。

ここで、制御棒案内管は燃料の上部ノズル４，
下部ノズル５を連結し、支持格子を保持して燃料
集合体の骨格を形成する構造部材の役割を果たす
と同時に、加圧水型原子炉燃料では通常、燃料棒
配列間の所定位置に上方より挿入される複数の制
御棒に対してそれぞれに連続した挿通通路を与え
る。

かかる制御棒案内管３は通常、中性子吸収の少
ないSn−Fe−Cr系ジルコニウム合金管によつて
形成され、下方には原子炉緊急停止時に自重によ
る自由落下で制御棒を急速挿入した時に所定の挿
入長を過ぎた後、燃料と制御棒クラスターの部品
同志の間で過大な衝撃力が発生しないよう落下速
度を流体的に減速するための細径ダツシユポツト
部３ｂが第１１〜１３図の如く上部太径部３ａの
下部に設けられている。

そして、制御棒案内管３最下端には下部ノズル
５とねじ等による機械的結合が可能なように下部
端栓８が溶接され、この端栓の中央部には制御棒
落下時に内部の冷却材圧力が大きくなり過ぎて制
御棒案内管３自体や案内管３と下部端栓８溶接部
に機械的損傷を与えることがないよう所定の大き
さの水抜き孔９が穿設される。

また、制御棒案内管３の太径部３ａ下端付近，
ダツシユポツト部３ｂのすぐ上の領域においても
制御棒がなるべく早くダツシユポツト入口部まで
到達するように所定寸法，数量の水抜き孔７が通
常設計として設けられる。

しかして、原子炉の通常運転時には加圧水型原
子炉では上記制御棒案内管に関し、制御棒６又は
バーナブルポイズンロツド（BPR）等の内挿物
棒が第１１図に示される位置関係になるように挿
入されており、制御棒６は原子炉の反応度を調整
する目的で所定量だけ上方に引き抜かれた状態で
保持され、多くの制御棒６は制御棒案内管上端入
口部近くまで引き抜かれている。

このとき、冷却材は図中の矢印に示されるよう
に制御棒案内管３内部と外部のそれぞれの流路に
おける流動抵抗の差によつて前述の水抜き孔７を
通つて制御棒案内管３の内部へ流入する。そして
制御棒案内管３内部を流れる冷却材は主たる熱源
である燃料棒の冷却には寄与しないが、制御棒や
BPRも中性子吸収反応や燃料棒からのガンマ線
加熱による発熱が若干あり、その冷却に丁度足り
るだけの冷却材流量が確保されることが好ましい
とされる。

上記に対し、一方、制御棒落下時は第１２図に
その状況を示しているが、制御棒６がダツシユポ
ツト部３ｂ上にあるときは、図のように太径部水
抜き孔７を通じて激しく冷却材は押し出され、下
端端栓８の水抜き孔９を通過する流量はごく僅か
である。しかし、更に下方に制御棒６が移動した
後は最下部の水抜き孔９のみが実質上、水抜き効
果を有するように変化する。

そこで、上記の水抜き孔７，９の寸法，配置，
個数などは上記冷却材流量の要求，制御棒挿入時
間，制御棒落下最終段階の減速の程度等を考慮し
て最適に設計されなければならない。

ところが、このような最適設計を行つても、加
圧水型原子炉の炉心に装荷された燃料は必ずしも
全数に制御棒やBPR等内挿物が挿入される訳で
はなく、原子炉自体の設計や、炉心特性の最適化
の目的から全集合体の約半数以上の燃料について
は上記のような内挿物が挿入されない状態で用い
られる。そのため、もし制御棒案内管３が内挿物
なしの状態で、当該燃料集合体が炉心内に装荷さ
れた場合、内挿物による冷却材流動抵抗がない分
だけ制御棒案内管３内の冷却材流通が容易とな
り、圧力バランスからより多くの流量が案内管内
を流れることになる。

そこで、従来、かかる現象を防止するために、
制御棒やBPR等の内挿物を挿入しない燃料集合
体に対しては、短尺，太径の通常ステンレス鋼棒
からなるプラツギングデバイス、即ち、第１４図
に例示する如くプラツギングデバイスプラグ棒
６′をプレート１０にかしめ、溶接，螺着などに
より固着し、ホールドダウンスプリング１１を介
してホールドダウンバー１２で弾性圧着せしめた
構成をもつプラツギングデバイスを第１３図に示
すように集合体内に挿通し、制御棒案内管３内上
端部付近に挿通して制御棒案内管３を部分的に閉
塞して管内流量の調整を行つている。

（発明が解決しようとする問題点） ところが、このようなプラツギングデバイスを
用いた場合には次のような欠点が存在する。

(1) 原子炉定期検査時の燃料入れ替え（シヤフリ
ングと言う）時には、その度にプラツギングデ
バイスも入れ替えなければならず、燃料装荷の
手間が増大する。原子炉の経済的な運転のため
には、定期検査に要する時間を出来るだけ短縮
することが望まれているが、シヤフリング時の
プラツギングデバイスの入れ替え作業は定期検
査期間短縮に対する大きな障害ともなつてい
る。

(2) プラツギングデバイス製作に費用がかかると
同時に、それ自体が寿命終了後には放射性の廃
棄物となり、保管或いは処理に多大の費用を要
する。などである。

一方、また、プラツギングデバイスを用いない
ときは前述の如く制御棒案内管３内を流れる冷却
材流量が大きくなり過ぎ、有効に燃料棒を冷却す
る冷却材の割合が低下して原子炉の出力を所定の
レベルまで上げられない弊害がある。

更に制御棒案内管内流量を低減させる目的で制
御棒案内管の水抜き孔の断面積を小さくしたよう
な場合には制御棒の落下抵抗が大きくなつて緊急
時の原子炉安全停止の面で問題を生じる。

本発明は上述の如き従来技術における燃料集合
体設計の問題点に鑑み、これを解消することを課
題とし、制御棒案内管太径部の水抜き孔の外側面
に該水抜き孔を覆うような金属薄板状のリード弁
を設け、 (1) 通常運転時には制御棒案内管内外の冷却材圧
力損失の差のために外方より流体力を受けたリ
ード弁が閉止されて了まうことによつてプラツ
ギングデバイスを用いない場合にも水抜き孔を
通つて制御棒案内管内に流入する冷却材流量を
抑制し、必要以上の冷却材が制御棒案内管内を
流通することを防止し、 (2) 原子炉炉心内で制御棒挿通位置に装荷された
燃料集合体にあつては、制御棒落下時に制御棒
落下によつて制御棒案内管内で圧縮され、圧力
が著しく上昇された冷却材によつて上記のリー
ド弁が内方から押し拡げられ、水抜き孔を通し
て冷却材が制御棒案内管の外部に比較的容易に
逃げ得るよう流路を与える。

ことを目的とするものである。

（問題点を解決するための手段） しかして、上記目的を達成する本発明の特徴と
するところは、第１図〜第８図にその態様を示し
ているが、第１図，第２図にもとづいてその基本
的構成を説明すると、前述の如き燃料集合体の上
部太径部３ａと下部ダツシユポツト部３ｂを含む
制御棒案内管３において、その太径部３ａの側面
に少なくとも１個の水抜き孔７を設けると共に、
その外側面に前記水抜き孔７を覆つて、少なくと
も１枚以上の金属薄板状のリード弁部２２をスリ
ーブ本体リング部２１と一体に形成したリード弁
付スリーブ２０を設ける。そして、上記リード弁
付スリーブ２０を上記水抜き孔７の少なくとも一
部を外側面から覆うような位置関係において上記
リード弁付スリーブの上記スリーブ本体リング部
２１と上記制御棒案内管３とを機械的又は治金約
に固定せしめる構成である。

ここで、上記リード弁付スリーブ２０の材質と
しては、ステンレス鋼のSn−Fe−Cr系ジルコニ
ウム合金が用いられる。又、スリーブ本体リング
部２１と制御棒案内管３との機械的固定として
は、両者を同時に局部的に外方へ膨出させるバル
ジ加工等が挙げられ、一方、冶金的固定手段とし
ては両者の溶接などが挙げられる。

（作 用） 次に上記構成に係る本発明の作用については、
先ず、前記リード弁付スリーブの固定は、燃料集
合体の組立時、支持格子に制御棒案内管３を挿通
するときに前記リード弁付スリーブ２０を制御棒
案内管３外周に嵌装し、位置決めをした後、制御
棒案内管３とリード弁付スリーブ２０を固定す
る。

そして、このようにして固定された燃料集合体
は制御棒落下時以外は第３図に示すように制御棒
案内管３の内外の圧力差によつてリード弁部２２
は閉止されており、水抜き孔７を通る冷却材の流
れを抑制する。

一方、制御棒６が挿通され、その制御棒６が原
子炉緊急停止のために落下してくる時には第４図
に示すように大きな制御棒案内管内の内圧のため
にリード弁部２２は押し拡げられ、冷却材は矢印
方向に比較的自由に外部に逃げることとなり、加
圧水型原子炉燃料集合体において、制御棒あるい
は可燃性毒物質棒（例えばBPR）などの内挿物
を挿入しない集合体に対してもプラツギングデバ
イスを用いることなく、制御棒案内管内の冷却材
流量が過大にならないよう制御すると共に、緊急
時に制御棒を急速挿入しなければならないような
場合にも、その流体抵抗を減じて必要な制御棒落
下（挿入）速度を保証することができる。

（実施例） 以下、更に添付図面にもとづき本発明の実施例
について詳述する。

第１図乃至第８図は本発明に係る燃料集合体の
要部の態様を示す各図であり、第１図はリード弁
付スリーブを固定した状態を示す斜視説明図、第
２図は同第１図Ａ−Ａ断面図、第３図及び第４図
はリード弁作用説明図、第５図はリード弁付スリ
ーブの１例を示す斜視図、第６図〜第８図はリー
ド弁付スリーブの各実施例を示す軸方向断面図で
ある。

上記各図において３は制御棒案内管で、上部に
太径部３ａ，下部に細径のダツシユポツト部３ｂ
が形成されており、制御棒案内管３の太径部３ａ
下端付近に穿設されている水抜き孔７の外周に本
発明の要部をなすリード弁付スリーブ２０が覆装
されている。

このリード弁付スリーブ２０は例えば、肉厚
0.2mmのステンレス鋼，Sn−Fe−Cr系ジルコニウ
ム合金の薄板を材料とし、管状に加工し、或いは
それらの材料から圧延，引抜きで製作された管状
半製品から作られ、更に切欠き加工を施すことに
よつてスリーブ本体リング部２１と、該リング部
２１より下方に分岐延出するリード弁部２２を備
えた第５図図示の形状で、制御棒案内管太径部３
ａの下端付近にバルジ加工部２３によつて制御棒
案内管を一体に固定されている。なお、前記下方
へ延びたリード弁部２２は制御棒案内管３の水抜
き孔７に対応するものであり、図示例では制御棒
案内管３の太径部側面の水抜き孔７は軸方向位置
の僅かに異なる２個所で２個宛、計４個であるた
めリード弁部２２も夫々の水抜き孔７に対応する
よう長さを変化させて４個が設けられている。

又、リード弁付スリーブ２０と制御棒案内管３
との固定としては実施例ではバルジ加工が用いら
れているが、これはリード弁部付スリーブ２０を
制御棒案内管外周に嵌装し位置決めをした後、制
御棒案内管３内に治具を挿入することによつて行
われ、これにより局部的に外方に膨出させて機械
的に固定される。

かかるバルジ加工は加圧水型原子炉燃料の加工
技術としてはよく知られた方法であり、上記固定
は、かかるバルジ加工に限らず、溶接により冶金
的に固定することも可能である。

しかし、制御棒案内管とリード弁付スリーブが
異種金属である場合を考慮すればバルジ加工によ
る機械的固定は頗る効果的である。

かくして、以上のうな構成が制御棒案内管に付
された燃料集合体は制御棒落下時以外においては
第３図の如く制御棒案内管の内外の圧力差によつ
てリード弁部２２は閉じられ、水抜き孔７を通る
冷却材の流れは抑制される。そして、制御棒６が
挿通され、その制御棒が原子炉緊急停止のために
落下してくる時には第４図に示す如く大きな制御
棒案内管内圧のためにリード弁部２２は押し拡げ
られ冷却材は比較的自由に外部に逃げることにな
る。

なお、以上は制御棒を挿通することを主として
いるが、BPRその他内挿物を挿入する場合も同
様である。

又、上記図示例では水抜き孔７の数は４個とな
つているが、水抜き孔７は４個に限定されたもの
ではなく、その位置，寸法，個数は前述の必要な
制御棒案内管内冷却材流量の要求と制御棒落下速
度の要求から最適な値が得られるよう設計すべき
ものである。

同様にリード弁部付スリーブ２０のリード弁部
２２の数も必ずしも全部の水抜き孔７を覆う数量
が必要という訳ではなく、幾つのリード弁部２２
を設ければ好適であるかも設計の範囲である。

更に付言すると、リード弁は当該水抜き孔を全
く覆い、冷却材流れを完全に遮断すべきものとい
う訳でもなく、リード弁が閉じた時に如何程の冷
却材流通孔断面積が残るかも亦、設計的に決めら
れるべきである。要はリード弁部２２のリード弁
が閉じた時には制御棒案内管内の冷却材流量を所
定値に抑制し、制御棒落下時でリード弁が開いた
ときは出来るだけ制御棒案内管内冷却材を自由に
外部に逃がすことが肝要である。

第７図，第８図は本発明に係るリード弁付スリ
ーブ２０の他の実施例を示し、これらはスリーブ
本体リング部２１の肉厚をリード弁部２２のそれ
より大きくしたもので機械加工の手間は増大する
が、スリーブ取付部の強度を増加させる一方でリ
ード弁部２２自体はより柔らかく、冷却材による
流体力により容易に追随する優れた利点を与え
る。

特に第７図，第８図におけるスリーブ本体リン
グ部２１とリード弁部２２の材料は、304型ステ
ンレス鋼を用い、前者は肉厚約0.4mm，後者は肉
厚0.1mmで製作し、予想通りの所期の効果を得た
ことは評価される。

更に他の実施例として、中性子吸収を減少する
目的でリード弁付スリーブ２０を制御棒案内管３
と同材質のSn−Fe−Cr系ジルコニウム合金を用
いて作ることもあり、例えば、第８図に示される
断面形状において、スリーブ本体リング部２１を
肉厚0.5mm，リード弁部２２を肉厚0.08mmの前記
材料で作り、スリーブの固定を両者同材質である
ことから抵抗溶接法を用いて溶接すれば一層容易
な組立ても実施することができる。

以上の実施例説明ではスリーブ本体リング部２
１が上，リード弁部２２が下になるような位置関
係で構造を説明して来たが、本発明は別段、これ
に限定されるものではなく、上下逆の配置を採用
しても全く同等の効果が得られる。

（発明の効果） 本発明は以上の如く、制御棒案内管の太径部外
周にリード弁部とスリーブ本体リング部を一体的
に形成した金属薄板状のリード弁付スリーブを覆
装し固定したものであり、水抜き孔を覆うような
前記金属薄板状リード弁部を設けることによつて
水抜き孔寸法を大きく保つた状態で (1) 制御棒落下時以外には内挿物の有無に拘らず
制御棒案内管内を流れる冷却材流量を所定の値
に抑制することができると共に、 (2) 制御棒落下時には、水抜き孔を通つて制御棒
案内管の中の冷却材が容易に外部に逃げること
ができ、原子炉の緊急停止時の燃料集合体への
制御棒挿入性を保証することができる。

などの効果を有し、その結果、原子炉炉心内で制
御棒やBPR等の内挿物が挿通されない位置に装
荷される燃料に対してもプラツギングデバイスを
使用する必要はなくなり、 (a) 燃料シヤフリング時にプラツギングデバイス
入れ替え作業が不必要である。

(b) そのため、プラツギングデバイス製作費用や
放射性廃棄物となるプラツギンクデバイスの保
管処理費用を不要とする。

などの優れた諸効果を生じ、加圧水型原子炉燃料
集合体として今後にその有用性が大きく期待され
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の要部をなすリード弁付スリー
ブを制御棒案内管に固定した状態を示す斜視説明
図、第２図は同第１図のＡ−Ａ断面図、第３図及
び第４図はリード弁の作用を説明する断面概要図
で第３図は制御棒落下時以外，第４図は制御棒落
下時の場合である。第５図は本発明におけるリー
ド弁付スリーブの斜視外観図、第６図は同スリー
ブの軸方向断面図、第７図及び第８図は他の各実
施例を示すリード弁付スリーブの軸方向断面図、
第９図は燃料集合体の一部省略正面図、第１０図
は燃料棒，制御棒案内管等の配置を示す模式図、
第１１図，第１２図及び第１３図は制御棒案内管
断面概要図で、第１１図はBPR等内挿物挿入状
態，第１２図は制御棒落下時の状態，第１３図は
プラツギングデバイス挿通状態を夫々示す。又、
第１４図はプラツギングデバイスの正面図であ
る。 １……燃料棒、３……制御棒案内管、３ａ……
太径部、３ｂ……ダツシユポツト部、４……上部
ノズル、５……下部ノズル、６……制御棒、６′
……プラツギングデバイスプラグ棒、７……水抜
き孔、２０……リード弁付スリーブ、２１……ス
リーブ本体リング部、２２……リード弁部、２３
……バルジ加工部。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 複数の長尺の燃料棒及び制御棒案内管等を正
   方格子状平行に配列し、複数の支持格子で保持
   し、上下端には夫々、上部ノズル，下部ノズルを
   備えた加圧水型原子炉燃料集合体において、上記
   制御棒案内管は上部太径部と、下部細径ダツシユ
   ポツト部を含み、上記制御棒案内管太径部の側面
   には少なくとも１個の水抜き孔が設けられている
   と共に、上記制御棒案内管の外側には、少なくと
   も１枚以上の金属薄板状のリード弁部をスリーブ
   本体リング部と一体に形成したリード弁付スリー
   ブが覆装され、上記リード弁部が前記水抜き孔の
   少なくとも一部を外側面から覆うような位置関係
   において、上記リード弁付スリーブのスリーブ本
   体リング部と上記制御棒案内管とが機械的又は治
   金的に固定されてなることを特徴とする加圧水型
   原子炉燃料集合体。 ２ リード弁付スリーブがステンレス鋼からなる
   特許請求の範囲第１項記載の加圧水型原子炉燃料
   集合体。 ３ リード弁付スイツチがSn−Fe−Cr系ジルコ
   ニウム合金からなる特許請求の範囲第１項記載の
   加圧水型原子炉燃料集合体。 ４ スリーブ本体リング部と制御棒案内管との固
   定が両者を同時に局部的に外方へ膨出させるバル
   ジ加工である特許請求の範囲第１項，第２項又は
   第３項記載の加圧水型原子炉燃料集合体。 ５ スリーブ本体リング部と制御棒案内管との固
   定が溶接である特許請求の範囲第１項，第２項又
   は第３項記載の加圧水型原子炉燃料集合体。