JPH04212098A - 原子炉で用いる核燃料要素のバンドルにおける構成部の接触による損傷を防止する方法及び原子炉で用いる核燃料要素のバンドル - Google Patents
原子炉で用いる核燃料要素のバンドルにおける構成部の接触による損傷を防止する方法及び原子炉で用いる核燃料要素のバンドルInfo
- Publication number
- JPH04212098A JPH04212098A JP3020266A JP2026691A JPH04212098A JP H04212098 A JPH04212098 A JP H04212098A JP 3020266 A JP3020266 A JP 3020266A JP 2026691 A JP2026691 A JP 2026691A JP H04212098 A JPH04212098 A JP H04212098A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- fuel rod
- bundle
- water
- rod elements
- 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.)
- Granted
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 40
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 39
- 238000006748 scratching Methods 0.000 title description 5
- 230000002393 scratching effect Effects 0.000 title description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 190
- 108010010803 Gelatin Proteins 0.000 claims abstract description 42
- 229920000159 gelatin Polymers 0.000 claims abstract description 42
- 239000008273 gelatin Substances 0.000 claims abstract description 42
- 235000019322 gelatine Nutrition 0.000 claims abstract description 42
- 235000011852 gelatine desserts Nutrition 0.000 claims abstract description 42
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims abstract description 35
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims abstract description 26
- 230000003678 scratch resistant effect Effects 0.000 claims abstract description 26
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 22
- 230000006378 damage Effects 0.000 claims abstract description 21
- 239000004115 Sodium Silicate Substances 0.000 claims abstract description 14
- NTHWMYGWWRZVTN-UHFFFAOYSA-N sodium silicate Chemical compound [Na+].[Na+].[O-][Si]([O-])=O NTHWMYGWWRZVTN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 14
- 229910052911 sodium silicate Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 claims abstract description 5
- 239000002131 composite material Substances 0.000 claims description 19
- 239000002195 soluble material Substances 0.000 claims description 16
- 238000000576 coating method Methods 0.000 claims description 15
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 claims description 14
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 12
- 238000003491 array Methods 0.000 claims description 5
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims description 5
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 claims 10
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 claims 4
- 238000002955 isolation Methods 0.000 abstract description 4
- 238000007689 inspection Methods 0.000 abstract description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 11
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 11
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 10
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 10
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 9
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 9
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 6
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 4
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 4
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 4
- AUNGANRZJHBGPY-SCRDCRAPSA-N Riboflavin Chemical compound OC[C@@H](O)[C@@H](O)[C@@H](O)CN1C=2C=C(C)C(C)=CC=2N=C2C1=NC(=O)NC2=O AUNGANRZJHBGPY-SCRDCRAPSA-N 0.000 description 3
- 238000005299 abrasion Methods 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 230000003749 cleanliness Effects 0.000 description 3
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 3
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 3
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 3
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 3
- PEDCQBHIVMGVHV-UHFFFAOYSA-N Glycerine Chemical compound OCC(O)CO PEDCQBHIVMGVHV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 2
- 239000000356 contaminant Substances 0.000 description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- NJDNXYGOVLYJHP-UHFFFAOYSA-L disodium;2-(3-oxido-6-oxoxanthen-9-yl)benzoate Chemical compound [Na+].[Na+].[O-]C(=O)C1=CC=CC=C1C1=C2C=CC(=O)C=C2OC2=CC([O-])=CC=C21 NJDNXYGOVLYJHP-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- 230000003628 erosive effect Effects 0.000 description 2
- 238000007667 floating Methods 0.000 description 2
- 239000007850 fluorescent dye Substances 0.000 description 2
- 239000000314 lubricant Substances 0.000 description 2
- 238000000465 moulding Methods 0.000 description 2
- 230000000750 progressive effect Effects 0.000 description 2
- 239000011253 protective coating Substances 0.000 description 2
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 2
- 239000000758 substrate Substances 0.000 description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- AUNGANRZJHBGPY-UHFFFAOYSA-N D-Lyxoflavin Natural products OCC(O)C(O)C(O)CN1C=2C=C(C)C(C)=CC=2N=C2C1=NC(=O)NC2=O AUNGANRZJHBGPY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010793 Steam injection (oil industry) Methods 0.000 description 1
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000996 additive effect Effects 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- GNBHRKFJIUUOQI-UHFFFAOYSA-N fluorescein Chemical compound O1C(=O)C2=CC=CC=C2C21C1=CC=C(O)C=C1OC1=CC(O)=CC=C21 GNBHRKFJIUUOQI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000007903 gelatin capsule Substances 0.000 description 1
- 235000011187 glycerol Nutrition 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 239000006082 mold release agent Substances 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 108090000623 proteins and genes Proteins 0.000 description 1
- 102000004169 proteins and genes Human genes 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 229960002477 riboflavin Drugs 0.000 description 1
- 235000019192 riboflavin Nutrition 0.000 description 1
- 239000002151 riboflavin Substances 0.000 description 1
- 238000002791 soaking Methods 0.000 description 1
- 238000002798 spectrophotometry method Methods 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 239000002344 surface layer Substances 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 235000015112 vegetable and seed oil Nutrition 0.000 description 1
- 239000008158 vegetable oil Substances 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/334—Assembling, maintenance or repair of the bundles
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors
- Y10S376/901—Fuel
- Y10S376/902—Fuel with external lubricating or absorbing material
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)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、一群の個別燃料棒要素
と構造部品を組立てて設計配列の燃料要素群とすること
により従来の水冷、水減速型の発電用原子炉設備におい
て用いる代表的な複合燃料束または集合体を製造するこ
とからなる核燃料束の製造に関する。本発明は、組立て
ずみ構成部の損傷を減らしかつ最少にするように改良さ
れた製造方法と製造後の処理からなり、優れた核燃料製
品を提供するものである。
と構造部品を組立てて設計配列の燃料要素群とすること
により従来の水冷、水減速型の発電用原子炉設備におい
て用いる代表的な複合燃料束または集合体を製造するこ
とからなる核燃料束の製造に関する。本発明は、組立て
ずみ構成部の損傷を減らしかつ最少にするように改良さ
れた製造方法と製造後の処理からなり、優れた核燃料製
品を提供するものである。
【０００２】
【従来の技術】ウラン、プルトニウム、トリウムの酸化
物およびそれらの組合せのような核分裂性燃料材料は、
通例、小さな筒形ペレットに形成され、そして当該技術
において時々被覆管と呼ばれる密封管または細長い容器
内に収納される。密封燃料容器は燃料が冷却材またはそ
れに混入している異物と反応することを防ぐとともに、
通常反応性と腐食性の高い核分裂生成物が燃料から冷却
材内に逃げて全系を汚染することを防止する。従って、
核分裂性燃料を入れた密封容器の健全性の持続は極めて
重要である。
物およびそれらの組合せのような核分裂性燃料材料は、
通例、小さな筒形ペレットに形成され、そして当該技術
において時々被覆管と呼ばれる密封管または細長い容器
内に収納される。密封燃料容器は燃料が冷却材またはそ
れに混入している異物と反応することを防ぐとともに、
通常反応性と腐食性の高い核分裂生成物が燃料から冷却
材内に逃げて全系を汚染することを防止する。従って、
核分裂性燃料を入れた密封容器の健全性の持続は極めて
重要である。
【０００３】大容量発電用核分裂炉設備は、通常、核分
裂性燃料を入れた上記のような密封管状容器を数百個用
いる。定期的な燃料交換は全燃料を一部分ずつある期間
毎に交換しそして他の部分を再配置することによりなさ
れるが、この定期交換を容易にするため、管状燃料容器
またはそれらからなる燃料要素は、普通、単一複合ユニ
ットとして取扱い得る約４０〜９０個の要素の束または
群をなすように組合わされる。
裂性燃料を入れた上記のような密封管状容器を数百個用
いる。定期的な燃料交換は全燃料を一部分ずつある期間
毎に交換しそして他の部分を再配置することによりなさ
れるが、この定期交換を容易にするため、管状燃料容器
またはそれらからなる燃料要素は、普通、単一複合ユニ
ットとして取扱い得る約４０〜９０個の要素の束または
群をなすように組合わされる。
【０００４】従って、核分裂性核燃料材料を入れた細長
いまたは管状の容器は設計配列状に組合わされ、この列
は、普通、機械的手段によって固定された一群の相隔た
る平行整列管状容器からなる。代表的な燃料束は、例え
ば、８×８または９×９配列の相隔たる燃料容器からな
る。管状燃料容器は通常長さが数フィート、例えば、約
１４フィートであり、直径が約半インチであり、互いに
１インチ足らずの距離だけ離隔される。この離隔は、全
ての管状燃料容器の全外面にわたって水のような除熱冷
却材の十分な流れを許容して有効な熱伝達、従って、有
効な作用をもたらす必要がある。
いまたは管状の容器は設計配列状に組合わされ、この列
は、普通、機械的手段によって固定された一群の相隔た
る平行整列管状容器からなる。代表的な燃料束は、例え
ば、８×８または９×９配列の相隔たる燃料容器からな
る。管状燃料容器は通常長さが数フィート、例えば、約
１４フィートであり、直径が約半インチであり、互いに
１インチ足らずの距離だけ離隔される。この離隔は、全
ての管状燃料容器の全外面にわたって水のような除熱冷
却材の十分な流れを許容して有効な熱伝達、従って、有
効な作用をもたらす必要がある。
【０００５】このような細長い燃料要素がその周囲を流
れる冷却材の高熱と高速により湾曲しかつ振動すること
により燃料要素相互の接触が起こって冷却材流を妨害す
るか不均等にするおそれをなくするために、管状燃料要
素を、それらの長さに沿って隔置した複数の離隔ユニッ
トにより離隔配列関係に保持することが必要である。
れる冷却材の高熱と高速により湾曲しかつ振動すること
により燃料要素相互の接触が起こって冷却材流を妨害す
るか不均等にするおそれをなくするために、管状燃料要
素を、それらの長さに沿って隔置した複数の離隔ユニッ
トにより離隔配列関係に保持することが必要である。
【０００６】管状燃料要素用の代表的な離隔ユニットは
、多数の交差構成部を有する枠、または平行整列燃料要
素を相隔てるために所定形状に配設された複数の開口を
形成する格子からなる。一群の管状燃料要素はそれぞれ
、同要素の長さに沿って所定態様にまたは所定距離だけ
隔置した一連の上記離隔ユニットの整合開口に挿通され
る。すなわち、一群の細長い燃料要素はそれぞれ、同群
の横方向の中間拘束と中間支持をなす隔置された数個の
離隔ユニットを貫通しているので、相隔たる平行整列燃
料要素はそれぞれ、それらの構造を破損するかまたは各
燃料容器の周囲および相互間の有効な冷却材流を妨げる
おそれのある横方向の湾曲と振動を起こさない。原子炉
燃料束の普通の一商用例は、配列要素群の長さに沿って
隔置された約７個の上記のような離隔ユニットを有し、
これらの離隔ユニットはそれらを貫通する全ての管状燃
料要素を固定している。
、多数の交差構成部を有する枠、または平行整列燃料要
素を相隔てるために所定形状に配設された複数の開口を
形成する格子からなる。一群の管状燃料要素はそれぞれ
、同要素の長さに沿って所定態様にまたは所定距離だけ
隔置した一連の上記離隔ユニットの整合開口に挿通され
る。すなわち、一群の細長い燃料要素はそれぞれ、同群
の横方向の中間拘束と中間支持をなす隔置された数個の
離隔ユニットを貫通しているので、相隔たる平行整列燃
料要素はそれぞれ、それらの構造を破損するかまたは各
燃料容器の周囲および相互間の有効な冷却材流を妨げる
おそれのある横方向の湾曲と振動を起こさない。原子炉
燃料束の普通の一商用例は、配列要素群の長さに沿って
隔置された約７個の上記のような離隔ユニットを有し、
これらの離隔ユニットはそれらを貫通する全ての管状燃
料要素を固定している。
【０００７】燃料棒要素束を固定する離隔ユニットは、
しばしば、ばね部材と止め部材を備え、これらの部材は
燃料棒要素を確実に把持しかつ適所に保持する手段とし
て燃料棒要素と金属対金属接触をなすように圧接する。
しばしば、ばね部材と止め部材を備え、これらの部材は
燃料棒要素を確実に把持しかつ適所に保持する手段とし
て燃料棒要素と金属対金属接触をなすように圧接する。
【０００８】管状燃料要素の長さに沿って隔置された一
連の離隔ユニットの開口を貫通することにより互いに固
定された一群の相隔たる平行配列の管状燃料要素からな
る組立てずみ燃料束は、さらにそれぞれの端部が結合板
のソケット内に支持される。この燃料束組立体はまた、
通例、開端管状チャネルによって囲まれ、このチャネル
は正方形のような適当な断面を有し、燃料要素の表面に
沿う長さ方向の冷却材流を導き、また、チャネルに囲ま
れた束をなす燃料要素の間を長さ方向に往復移動する中
性子吸収核分裂制御棒ユニットを案内する。
連の離隔ユニットの開口を貫通することにより互いに固
定された一群の相隔たる平行配列の管状燃料要素からな
る組立てずみ燃料束は、さらにそれぞれの端部が結合板
のソケット内に支持される。この燃料束組立体はまた、
通例、開端管状チャネルによって囲まれ、このチャネル
は正方形のような適当な断面を有し、燃料要素の表面に
沿う長さ方向の冷却材流を導き、また、チャネルに囲ま
れた束をなす燃料要素の間を長さ方向に往復移動する中
性子吸収核分裂制御棒ユニットを案内する。
【０００９】前記普通構造の代表的な燃料束組立体は、
１９６７年１０月の米国特許第３３５０２７５ 号と、
１９７２年４月４日付け米国特許第３６５４０７７ 号
に開示されている。これら引用特許の開示内容と同特許
における引用内容は参照によりここに包含される。
１９６７年１０月の米国特許第３３５０２７５ 号と、
１９７２年４月４日付け米国特許第３６５４０７７ 号
に開示されている。これら引用特許の開示内容と同特許
における引用内容は参照によりここに包含される。
【００１０】核分裂性燃料の炉心内で利用される構造部
品、例えば、燃料を入れた管状容器とそれらの離隔ユニ
ット等は、中性子により誘起される核分裂連鎖反応を妨
げないように、低中性子吸収能力または断面積をもつ耐
久金属から製造される必要がある。最も普通に用いられ
る好適材料は、ステンレス鋼の中性子吸収能力の約１５
分の１程度の中性子吸収能力をもつジルコニウム合金か
らなる。しかし、ジルコニウム合金は、状況によっては
、腐食を起こしやすく、その結果構造破損が生じるおそ
れがある。ジルコニウムとその合金に特有の破壊性の自
己永続腐食は当該技術においてモジュラ腐食と呼ばれる
が、このモジュラ腐食を防ぐために、燃料容器のような
ジルコニウム合金製構成部は、通常、原子炉の諸状態で
モジュラ腐食と表面腐食に抗する特定の酸化物表面層を
形成するように処理される。
品、例えば、燃料を入れた管状容器とそれらの離隔ユニ
ット等は、中性子により誘起される核分裂連鎖反応を妨
げないように、低中性子吸収能力または断面積をもつ耐
久金属から製造される必要がある。最も普通に用いられ
る好適材料は、ステンレス鋼の中性子吸収能力の約１５
分の１程度の中性子吸収能力をもつジルコニウム合金か
らなる。しかし、ジルコニウム合金は、状況によっては
、腐食を起こしやすく、その結果構造破損が生じるおそ
れがある。ジルコニウムとその合金に特有の破壊性の自
己永続腐食は当該技術においてモジュラ腐食と呼ばれる
が、このモジュラ腐食を防ぐために、燃料容器のような
ジルコニウム合金製構成部は、通常、原子炉の諸状態で
モジュラ腐食と表面腐食に抗する特定の酸化物表面層を
形成するように処理される。
【００１１】
【発明の概要】本発明は、隔置した一連の離隔ユニット
を貫通する核燃料要素束を組立てる改良方法であって、
組立て後の破壊的腐食のおそれを減らす組立て方法と、
その優れた組立体からなる。この改良方法は、核燃料束
が炉心内に設置されて使用されるまで、組立て中および
その後の出荷と取扱い中の核燃料束の金属構成部の金属
表面の損傷または摩耗を防ぐ独特な手段を利用する。
を貫通する核燃料要素束を組立てる改良方法であって、
組立て後の破壊的腐食のおそれを減らす組立て方法と、
その優れた組立体からなる。この改良方法は、核燃料束
が炉心内に設置されて使用されるまで、組立て中および
その後の出荷と取扱い中の核燃料束の金属構成部の金属
表面の損傷または摩耗を防ぐ独特な手段を利用する。
【００１２】
【発明の目的】本発明の主目的は、核燃料束を製造する
改良方法と、同方法による優れた製品を提供することで
ある。
改良方法と、同方法による優れた製品を提供することで
ある。
【００１３】本発明の他の目的は金属構成部の表面損傷
のおそれを減らす核燃料束組立て方法を提供することで
ある。
のおそれを減らす核燃料束組立て方法を提供することで
ある。
【００１４】本発明の他の目的は核燃料束組立て後の束
構成部の腐食損傷のおそれを減らす核燃料束組立て方法
を提供することである。
構成部の腐食損傷のおそれを減らす核燃料束組立て方法
を提供することである。
【００１５】本発明の他の目的は、原子炉で用いる核燃
料束の構造健全性と耐久性を高めるような、核燃料束を
製造する廉価かつ有効な改良方法を提供することである
。
料束の構造健全性と耐久性を高めるような、核燃料束を
製造する廉価かつ有効な改良方法を提供することである
。
【００１６】本発明の他の目的は、離隔平行配列状に組
合わされそして各核燃料要素が一連の相隔たる離隔ユニ
ットを貫通することによりこのような配列状に固定され
た一群の核燃料要素からなる核燃料束であって、組立て
による損傷または摩耗および（または）その後の出荷と
取扱い中の損傷または摩耗を実質的に起こさないものを
提供することである。
合わされそして各核燃料要素が一連の相隔たる離隔ユニ
ットを貫通することによりこのような配列状に固定され
た一群の核燃料要素からなる核燃料束であって、組立て
による損傷または摩耗および（または）その後の出荷と
取扱い中の損傷または摩耗を実質的に起こさないものを
提供することである。
【００１７】
【実施例の記載】添付図面の図１において、代表的な核
燃料束１０が一群の相隔たる平行整列燃料棒要素１２か
らなっている。燃料棒要素１２は、核分裂性燃料（図示
せず）を封入した容器１４からなる。燃料棒要素１２は
それぞれが一連の離隔ユニット１６を貫通することによ
り離隔平行配列状に固定され、これらの離隔ユニットは
前記一群の配列燃料棒要素１２の長さに沿って隔置され
ている。配列燃料棒要素群の両端は上下両結合板１８、
２０のソケット内に固定されている。一群の燃料棒要素
１２と固定用離隔ユニット１６との束組立体は開端チャ
ネル２２により囲まれている。
燃料束１０が一群の相隔たる平行整列燃料棒要素１２か
らなっている。燃料棒要素１２は、核分裂性燃料（図示
せず）を封入した容器１４からなる。燃料棒要素１２は
それぞれが一連の離隔ユニット１６を貫通することによ
り離隔平行配列状に固定され、これらの離隔ユニットは
前記一群の配列燃料棒要素１２の長さに沿って隔置され
ている。配列燃料棒要素群の両端は上下両結合板１８、
２０のソケット内に固定されている。一群の燃料棒要素
１２と固定用離隔ユニット１６との束組立体は開端チャ
ネル２２により囲まれている。
【００１８】金属製燃料棒要素の表面における摩耗また
は引かきのような損傷は、後に破壊性腐食が生じるおそ
れのある場となることがわかっている。例えば、ジルコ
ニウム合金の表面摩耗または引かきは、炉心の厳しい熱
的化学的環境にさらされた時、進行性侵食を起こすおそ
れのあるような態様の腐食を起こしやすい場となる。こ
の進行性腐食は、白色酸化物表面モジュールを生じるよ
うな深く侵入した区域の侵食として起こるので、モジュ
ラ腐食と呼ばれるが、このモジュラ腐食は、燃料棒要素
の金属壁の構造健全性を、同要素が破壊しやすくなる程
ひどく損なうおそれがある。燃料棒要素の破壊に至るこ
のような腐食侵入または損傷の結果、放射性核分裂生成
物が燃料容器から漏れて冷却材に混入するので冷却材は
汚染物を系全体に運ぶことになる。これに加え（あるい
はまた）、冷却材とその混入異物が燃料容器に入って核
分裂性燃料と接触する結果となる。
は引かきのような損傷は、後に破壊性腐食が生じるおそ
れのある場となることがわかっている。例えば、ジルコ
ニウム合金の表面摩耗または引かきは、炉心の厳しい熱
的化学的環境にさらされた時、進行性侵食を起こすおそ
れのあるような態様の腐食を起こしやすい場となる。こ
の進行性腐食は、白色酸化物表面モジュールを生じるよ
うな深く侵入した区域の侵食として起こるので、モジュ
ラ腐食と呼ばれるが、このモジュラ腐食は、燃料棒要素
の金属壁の構造健全性を、同要素が破壊しやすくなる程
ひどく損なうおそれがある。燃料棒要素の破壊に至るこ
のような腐食侵入または損傷の結果、放射性核分裂生成
物が燃料容器から漏れて冷却材に混入するので冷却材は
汚染物を系全体に運ぶことになる。これに加え（あるい
はまた）、冷却材とその混入異物が燃料容器に入って核
分裂性燃料と接触する結果となる。
【００１９】表面摩耗と引かきのような損傷は主として
燃料束の組立てによるものであり、特に、相隔たる一連
の離隔ユニットを貫通する一群の配列燃料容器の製造に
おいて離隔ユニットの開口を通過する燃料棒要素の接触
によるものであることが判明している。
燃料束の組立てによるものであり、特に、相隔たる一連
の離隔ユニットを貫通する一群の配列燃料容器の製造に
おいて離隔ユニットの開口を通過する燃料棒要素の接触
によるものであることが判明している。
【００２０】しかし、このような損傷または摩耗はまた
、組立て前に、燃料棒容器の組立て前操作の結果として
、例えば、相互の接触または貯蔵用および製造用構造部
材との接触の結果として起こり得るものであり、あるい
は組立て後、例えば、出荷中および（または）炉心内の
設置前の取扱い中に起こり得る。
、組立て前に、燃料棒容器の組立て前操作の結果として
、例えば、相互の接触または貯蔵用および製造用構造部
材との接触の結果として起こり得るものであり、あるい
は組立て後、例えば、出荷中および（または）炉心内の
設置前の取扱い中に起こり得る。
【００２１】本発明によれば、水溶性材料の耐引かき性
仮保護障害物が、組立て前に、燃料棒要素と離隔ユニッ
トの開口との間に設けられ、その後、組立てずみの構成
部または燃料束から除去される。
仮保護障害物が、組立て前に、燃料棒要素と離隔ユニッ
トの開口との間に設けられ、その後、組立てずみの構成
部または燃料束から除去される。
【００２２】本発明の好適方法は、組立て前にそしてな
るべく製造段階の初期の内に水溶性ケイ酸ナトリウムま
たはゼラチンの耐引かき性仮被覆２４を各燃料棒容器１
４の外面に施すことからなる。保護被覆を施した燃料棒
容器１４を離隔ユニット１６に挿通することを包含する
燃料束組立て後、またはそれより後に、水溶性保護被覆
を、実行可能な場合、熱水または蒸気を用いることによ
り、そして好ましくは熱水と蒸気を併用することにより
容易に除去し得る。例えば、約５分ほどの短い間水に浸
し、その後蒸気を施すことにより好結果が得られる。
るべく製造段階の初期の内に水溶性ケイ酸ナトリウムま
たはゼラチンの耐引かき性仮被覆２４を各燃料棒容器１
４の外面に施すことからなる。保護被覆を施した燃料棒
容器１４を離隔ユニット１６に挿通することを包含する
燃料束組立て後、またはそれより後に、水溶性保護被覆
を、実行可能な場合、熱水または蒸気を用いることによ
り、そして好ましくは熱水と蒸気を併用することにより
容易に除去し得る。例えば、約５分ほどの短い間水に浸
し、その後蒸気を施すことにより好結果が得られる。
【００２３】ケイ酸ナトリウムとゼラチン、または動物
材料から得られた蛋白質材料は水溶性であり、水溶液と
して、任意の適当な厚さの被膜を形成するために容易に
適用され、その後、熱水浴および（または）蒸気噴射に
より効果的に完全に除去され得る。これらの保護被覆は
着脱が容易であり、金属表面に影響を与えたりそれと反
応したりせず、環境的に無害であり、そして廃棄物処理
上の心配は極めて少なくてすむ。
材料から得られた蛋白質材料は水溶性であり、水溶液と
して、任意の適当な厚さの被膜を形成するために容易に
適用され、その後、熱水浴および（または）蒸気噴射に
より効果的に完全に除去され得る。これらの保護被覆は
着脱が容易であり、金属表面に影響を与えたりそれと反
応したりせず、環境的に無害であり、そして廃棄物処理
上の心配は極めて少なくてすむ。
【００２４】図３に示す本発明の他の好適実施例は、保
護「スリーブ」２６の利用からなり、これらのスリーブ
は、燃料棒容器１４を挿通する離隔ユニット１６の開口
内に設置される水溶性ゼラチン製の管である。離隔ユニ
ット１６の開口とそれらに挿通した燃料棒容器１４との
間に配置したゼラチンスリーブは、燃料容器１４の摩耗
または引かきのような損傷を防ぎ、そして適時に熱水ま
たは蒸気で容易に除去し得るものである。
護「スリーブ」２６の利用からなり、これらのスリーブ
は、燃料棒容器１４を挿通する離隔ユニット１６の開口
内に設置される水溶性ゼラチン製の管である。離隔ユニ
ット１６の開口とそれらに挿通した燃料棒容器１４との
間に配置したゼラチンスリーブは、燃料容器１４の摩耗
または引かきのような損傷を防ぎ、そして適時に熱水ま
たは蒸気で容易に除去し得るものである。
【００２５】ゼラチンスリーブ２６は、所与設計の離隔
ユニット１６の開口と合う個数およびパターンの接合さ
れたスリーブの複合ユニット、例えば、図４に示す複合
ユニット２８として成形され得、従って、単一離隔ユニ
ット１６用の全スリーブを一緒にユニットとして設置で
きるので、組立て作業が容易になる。好適複合ユニット
２８は、突出する多数のスリーブ２６を接合した平坦ベ
ース形連結部材３０からなる。また、この技術によれば
、離隔ユニットに設置すべき幾つかの保護スリーブが組
立ての前に見落されたため挿入された燃料棒容器の損傷
が起こるようなことはない。
ユニット１６の開口と合う個数およびパターンの接合さ
れたスリーブの複合ユニット、例えば、図４に示す複合
ユニット２８として成形され得、従って、単一離隔ユニ
ット１６用の全スリーブを一緒にユニットとして設置で
きるので、組立て作業が容易になる。好適複合ユニット
２８は、突出する多数のスリーブ２６を接合した平坦ベ
ース形連結部材３０からなる。また、この技術によれば
、離隔ユニットに設置すべき幾つかの保護スリーブが組
立ての前に見落されたため挿入された燃料棒容器の損傷
が起こるようなことはない。
【００２６】水溶性ケイ酸ナトリウムまたはゼラチンの
被覆２４またはスリーブ２６の厚さは、多数のスリーブ
２６の複合体の厚さとともに、水溶液の粘度とその使用
温度を制御することにより容易に調整され得る。また、
適切な保護に要する被覆２４またはゼラチンスリーブ２
６あるいは複合体２８の厚さは、液体または乾燥粉体の
形態の潤滑剤、好ましくは除去しやすい水溶性組成また
は形態の潤滑剤をそれらに含めることにより減らし得る
。潤滑剤は接触箇所における摩擦の程度を減らし、従っ
て、適切な保護に要する厚さを減らす。
被覆２４またはスリーブ２６の厚さは、多数のスリーブ
２６の複合体の厚さとともに、水溶液の粘度とその使用
温度を制御することにより容易に調整され得る。また、
適切な保護に要する被覆２４またはゼラチンスリーブ２
６あるいは複合体２８の厚さは、液体または乾燥粉体の
形態の潤滑剤、好ましくは除去しやすい水溶性組成また
は形態の潤滑剤をそれらに含めることにより減らし得る
。潤滑剤は接触箇所における摩擦の程度を減らし、従っ
て、適切な保護に要する厚さを減らす。
【００２７】原子炉内の使用上の厳しい要件、すなわち
、冷却系に異材料または異成分をなるべく混入させない
という要件により特に重要なことは、組立てずみ燃料束
の使用前に全ての異物を燃料束から除去することである
。本発明において用いる水溶性材料は、熱水浴で、ある
いは熱水または蒸気を用いた任意の洗浄、例えば、噴射
により容易に除去され得る。特殊な装置を必要としない
この容易な除去により、燃料束を炉心内に設置する時ま
で本発明の保護手段を燃料束内の適所に残存させて燃料
束の損傷を防ぐことができる。なぜなら、本発明の材料
は、燃料束を使用のため設置する直前に、原子炉の現場
で容易に除去され得るからである。
、冷却系に異材料または異成分をなるべく混入させない
という要件により特に重要なことは、組立てずみ燃料束
の使用前に全ての異物を燃料束から除去することである
。本発明において用いる水溶性材料は、熱水浴で、ある
いは熱水または蒸気を用いた任意の洗浄、例えば、噴射
により容易に除去され得る。特殊な装置を必要としない
この容易な除去により、燃料束を炉心内に設置する時ま
で本発明の保護手段を燃料束内の適所に残存させて燃料
束の損傷を防ぐことができる。なぜなら、本発明の材料
は、燃料束を使用のため設置する直前に、原子炉の現場
で容易に除去され得るからである。
【００２８】さらに、使用前の組立てずみ燃料束からの
全ての外来保護材料の完全除去を確実にするために、少
量の指示薬、例えば、蛍光剤を水溶性のケイ酸ナトリウ
ムまたはゼラチンに含め得る。このような蛍光剤は、例
えば、ビタミンＢー２（リボフラビン）またはフルオレ
セイン二ナトリウム塩であり、特定波長の紫外線を吸収
しそのエネルギーを可視光線として再放射する。蛍光剤
のこの現象は除去後の検査に使用されて完全除去に役立
つ。また、この手段は、除去と清浄度を評価するために
分光光度計によるオンライン洗浄水濃度測定に適用し得
るものである。
全ての外来保護材料の完全除去を確実にするために、少
量の指示薬、例えば、蛍光剤を水溶性のケイ酸ナトリウ
ムまたはゼラチンに含め得る。このような蛍光剤は、例
えば、ビタミンＢー２（リボフラビン）またはフルオレ
セイン二ナトリウム塩であり、特定波長の紫外線を吸収
しそのエネルギーを可視光線として再放射する。蛍光剤
のこの現象は除去後の検査に使用されて完全除去に役立
つ。また、この手段は、除去と清浄度を評価するために
分光光度計によるオンライン洗浄水濃度測定に適用し得
るものである。
【００２９】本発明の他の特徴は、組立てずみ燃料束を
核分裂反応に役立てるため炉心内に設置する時まで、組
立て後の取扱いおよび（または）出荷中、燃料束を保護
することからなる。すなわち、仮被覆またはスリーブに
よって燃料棒要素を保護するほか、本発明はケイ酸ナト
リウムおよび（または）ゼラチンからなる水溶性材料の
仮障害物を、燃料束内において、燃料棒要素１２と離隔
ユニット１６の開口とを含む燃料束構成部相互間に、さ
らにまた、周囲チャネル２２内の全自由残域を実質的に
占有するように設けることを包含する。
核分裂反応に役立てるため炉心内に設置する時まで、組
立て後の取扱いおよび（または）出荷中、燃料束を保護
することからなる。すなわち、仮被覆またはスリーブに
よって燃料棒要素を保護するほか、本発明はケイ酸ナト
リウムおよび（または）ゼラチンからなる水溶性材料の
仮障害物を、燃料束内において、燃料棒要素１２と離隔
ユニット１６の開口とを含む燃料束構成部相互間に、さ
らにまた、周囲チャネル２２内の全自由残域を実質的に
占有するように設けることを包含する。
【００３０】燃料束の外周を画成するチャネルユニット
２２内の自由域すなわち開域を実質的に満たして燃料棒
要素と離隔ユニットとを実質的に囲む仮障害物をなす水
溶性材料は、燃料束が原子炉設備の現場にあって炉心内
への設置の準備が整うまで、全構成部を損傷から守るた
めに、燃料束の取扱い、貯蔵および（または）出荷中、
同位置に残され得る。上記設置の直前に、水溶性仮障害
物材料を前述のように熱水および（または）蒸気で除去
することにより、燃料束組立て前から炉心内の設置時ま
でに起こるおそれのある破損を最少にし得る。
２２内の自由域すなわち開域を実質的に満たして燃料棒
要素と離隔ユニットとを実質的に囲む仮障害物をなす水
溶性材料は、燃料束が原子炉設備の現場にあって炉心内
への設置の準備が整うまで、全構成部を損傷から守るた
めに、燃料束の取扱い、貯蔵および（または）出荷中、
同位置に残され得る。上記設置の直前に、水溶性仮障害
物材料を前述のように熱水および（または）蒸気で除去
することにより、燃料束組立て前から炉心内の設置時ま
でに起こるおそれのある破損を最少にし得る。
【００３１】本発明の実施に好適な手段の一例は次の通
りである。
りである。
【００３２】離隔ユニットの燃料棒挿通開口に相当し、
そして同開口を貫通しかつ全接触点にわたって離隔用ば
ねを覆うような寸法をもつ多数の接合されたゼラチンス
リーブの複合ユニットからなる仮保護障害物を製造する
。
そして同開口を貫通しかつ全接触点にわたって離隔用ば
ねを覆うような寸法をもつ多数の接合されたゼラチンス
リーブの複合ユニットからなる仮保護障害物を製造する
。
【００３３】複合ゼラチンスリーブ保護障害物は、平坦
ベース形連結部材に固定されたわずかにテーパの付いた
適当な寸法のスタッド群からなる金属型によりゼラチン
溶液から成形される。スタッドには離型テ−パ半径と、
鋭い縁角を除去するすみ肉を設けることが好ましい。ま
た、型には適当な離型剤、例えば、植物油の被膜を設け
るべきである。
ベース形連結部材に固定されたわずかにテーパの付いた
適当な寸法のスタッド群からなる金属型によりゼラチン
溶液から成形される。スタッドには離型テ−パ半径と、
鋭い縁角を除去するすみ肉を設けることが好ましい。ま
た、型には適当な離型剤、例えば、植物油の被膜を設け
るべきである。
【００３４】適切に設計されかつ準備された型をゼラチ
ンの溶液に浸す。ゼラチンの溶液は、その強度と収縮度
を高める添加剤と清浄度試験用の添加剤を含有すること
が好ましい。このような添加剤の一例はゼラチンのたわ
み性を高めるグリセリンからなり、また、フルオレセイ
ン二ナトリウム塩は清浄度試験用添加剤となる。成形用
水溶性ゼラチン溶液の粘度と温度は、成形されたスリー
ブの所望厚さを得るために制御される。成形技術は、薬
品業界におけるゼラチンカプセルの製造技術に従うもの
でよい。
ンの溶液に浸す。ゼラチンの溶液は、その強度と収縮度
を高める添加剤と清浄度試験用の添加剤を含有すること
が好ましい。このような添加剤の一例はゼラチンのたわ
み性を高めるグリセリンからなり、また、フルオレセイ
ン二ナトリウム塩は清浄度試験用添加剤となる。成形用
水溶性ゼラチン溶液の粘度と温度は、成形されたスリー
ブの所望厚さを得るために制御される。成形技術は、薬
品業界におけるゼラチンカプセルの製造技術に従うもの
でよい。
【００３５】成形された複合スリーブユニットの乾燥は
、温度と湿度の制御域を経由することにより達成される
。水溶性ゼラチンを乾燥する速度と程度は複合ユニット
の強度と軟度に影響を与え得る。
、温度と湿度の制御域を経由することにより達成される
。水溶性ゼラチンを乾燥する速度と程度は複合ユニット
の強度と軟度に影響を与え得る。
【００３６】乾燥されたゼラチンスリーブユニットは、
型に浮き基板を設けることにより型から容易に除去され
る。この浮き基板は、成形されたゼラチンスリーブをス
タッドから離脱させるようにスタッドに沿って動かし得
るものである。各成形スリーブの端部にＸ形スロットま
たは穴を切ることにより、燃料束の組立て中燃料棒をス
リーブ端部に通しやすくし得る。このＸ形スロットまた
は穴は、型から離脱中のスリーブの真空破壊を防ぐため
に離型前に形成されるべきである。
型に浮き基板を設けることにより型から容易に除去され
る。この浮き基板は、成形されたゼラチンスリーブをス
タッドから離脱させるようにスタッドに沿って動かし得
るものである。各成形スリーブの端部にＸ形スロットま
たは穴を切ることにより、燃料束の組立て中燃料棒をス
リーブ端部に通しやすくし得る。このＸ形スロットまた
は穴は、型から離脱中のスリーブの真空破壊を防ぐため
に離型前に形成されるべきである。
【００３７】成形されかつ乾燥された複合ゼラチンスリ
ーブユニットは、金属製離隔ユニットを燃料束組立具ま
たは組立枠内に装着する前に離隔ユニット内に挿入され
る。多数のスリーブの連結ベースは、燃料棒要素が離隔
ユニットを通る際に最初に入る離隔ユニットの側に配置
されるべきである。この連結ベースは離隔ユニット上に
載置され、そして燃料棒が離隔ユニットに挿通されるに
つれ取付けずみ保護スリーブが離隔ユニットを通り抜け
ないように作用する。
ーブユニットは、金属製離隔ユニットを燃料束組立具ま
たは組立枠内に装着する前に離隔ユニット内に挿入され
る。多数のスリーブの連結ベースは、燃料棒要素が離隔
ユニットを通る際に最初に入る離隔ユニットの側に配置
されるべきである。この連結ベースは離隔ユニット上に
載置され、そして燃料棒が離隔ユニットに挿通されるに
つれ取付けずみ保護スリーブが離隔ユニットを通り抜け
ないように作用する。
【００３８】燃料束の組立て後、組立てずみ燃料束を適
当な容器に入れ短時間冷水に浸し、次いで熱水をその表
面上に流して水溶性ゼラチン材料を溶解し、そして溶解
ゼラチンを燃料束から洗い流す。この最後の洗い流しを
微量のフルオレセインに関して監視することにより、組
立てずみ燃料束が十分洗浄され全てのゼラチンが除去さ
れているかどうか判定する。洗浄が完全であれば燃料束
を高温空気で乾かす。
当な容器に入れ短時間冷水に浸し、次いで熱水をその表
面上に流して水溶性ゼラチン材料を溶解し、そして溶解
ゼラチンを燃料束から洗い流す。この最後の洗い流しを
微量のフルオレセインに関して監視することにより、組
立てずみ燃料束が十分洗浄され全てのゼラチンが除去さ
れているかどうか判定する。洗浄が完全であれば燃料束
を高温空気で乾かす。
【図１】離隔ユニットで固定された一群の核燃料要素か
らなる組立てずみ核燃料束の部分断面斜視図である。
らなる組立てずみ核燃料束の部分断面斜視図である。
【図２】本発明の一実施例の部分斜視図である。
【図３】本発明の他の実施例の斜視図である。
【図４】本発明の複合構成部の斜視図である。
１０ 核燃料束
１２ 燃料棒要素
１６ 離隔ユニット
２２ チャネル
２４ 仮被覆
２６ スリーブ
２８ スリーブ複合体
３０ 連結ベース
Claims (29)
- 【請求項１】 離隔平行配列の一群の燃料棒要素を含
み、これらの燃料棒要素はそれぞれが一連の離隔ユニッ
トを貫通することによって固定され、前記離隔ユニット
は前記一群の燃料棒要素の長さに沿って隔置されそして
貫通燃料棒要素を受入れる開口を有するような、原子炉
で用いる核燃料要素束における構成部接触による損傷を
防ぐ改良方法であって、燃料棒要素と離隔ユニットの開
口とからなる構成部相互間に水溶性材料の仮保護障害物
を設けることからなる方法。 - 【請求項２】 前記燃料棒要素に水溶性ケイ酸ナトリ
ウムの耐引かき性仮保護障害物を付設することを包含す
る、請求項１記載の方法。 - 【請求項３】 前記燃料棒要素の周囲に適用した水溶
性ゼラチンの耐引かき性仮保護障害物を設けることを包
含する、請求項１記載の方法。 - 【請求項４】 組立てずみ燃料束を原子炉の炉心内に
設置する前に該燃料束から水溶性材料の前記耐引かき性
仮保護障害物を熱水で除去することを包含する、請求項
１記載の方法。 - 【請求項５】 離隔平行配列の一群の燃料棒要素を含
み、これらの燃料棒要素はそれぞれが一連の離隔ユニッ
トを貫通することによって固定され、前記離隔ユニット
は前記一群の燃料棒要素の長さに沿って隔置されそして
貫通燃料棒要素を受入れる開口を有するような、原子炉
で用いる核燃料要素束における構成部接触による損傷を
防ぐ改良方法であって、燃料棒要素と離隔ユニットの開
口との間に水溶性材料の耐引かき性仮保護障害物を設け
ることと、その後、前記燃料棒要素をそれぞれ一連の相
隔たる離隔ユニットの前記開口に通して離隔ユニットと
ともに固定された離隔平行配列の燃料棒要素の複合燃料
束組立体を設けるように前記燃料束を組立てることから
なる改良方法。 - 【請求項６】 前記燃料棒要素に被覆として付着され
た水溶性ケイ酸ナトリウムの耐引かき性仮保護障害物を
設けることと、その後、これらの被覆された燃料棒要素
をそれぞれ一連の離隔ユニットの前記開口に通すことに
より前記燃料束を組立てることとを包含する、請求項５
記載の方法。 - 【請求項７】 一連の離隔ユニットの前記開口内にス
リーブとして適用された水溶性ゼラチンの耐引かき性仮
保護障害物を設けることと、その後、前記燃料棒要素を
それぞれ前記離隔ユニット開口内の前記スリーブに通す
ことにより前記燃料束を組立てることとを包含する、請
求項５記載の方法。 - 【請求項８】 組立てずみ燃料束から水溶性材料の前
記耐引かき性仮保護障害物を熱水で除去することを包含
する、請求項５記載の方法。 - 【請求項９】 離隔平行配列の一群の燃料棒要素を含
み、これらの燃料棒要素はそれぞれが一連の離隔ユニッ
トを貫通することによって固定され、前記離隔ユニット
は前記一群の燃料棒要素の長さに沿って隔置されそして
貫通燃料棒要素を受入れる開口を有するような、原子炉
で用いる核燃料要素束を組立てる方法において、燃料棒
要素と離隔ユニットの開口との間に水溶性材料の耐引か
き性仮保護障害物を設けることと、その後、前記燃料棒
要素をそれぞれ一連の相隔たる離隔ユニットの前記開口
に通して離隔ユニットとともに固定された離隔平行配列
の燃料棒要素の複合燃料束組立体を設けるように前記燃
料束を組立てることと、この組立てずみ燃料束から水溶
性材料の前記耐引かき性仮保護障害物を熱水で除去する
ことからなる改良方法。 - 【請求項１０】 前記燃料棒要素に被覆として付着さ
れた水溶性ケイ酸ナトリウムの耐引かき性仮保護障害物
を設けることと、その後これらの被覆された燃料棒要素
をそれぞれ一連の離隔ユニットの前記開口に通すことに
より前記燃料束を組立てることとを包含する、請求項９
記載の方法。 - 【請求項１１】 一連の離隔ユニットの前記開口内に
ゼラチンのスリーブとして適用された水溶性ゼラチンの
耐引かき性仮保護障害物を設けることと、その後、前記
燃料棒要素をそれぞれ前記離隔ユニット開口内のゼラチ
ンスリーブに通すことにより前記燃料束を組立てること
とを包含する、請求項９記載の方法。 - 【請求項１２】 組立てずみ燃料束から水溶性材料の
前記耐引かき性仮保護障害物を蒸気で除去することを包
含する、請求項９記載の方法。 - 【請求項１３】 離隔平行配列の一群の燃料棒要素を
含み、これらの燃料棒要素はそれぞれが一連の離隔ユニ
ットを貫通することによって固定され、前記離隔ユニッ
トは前記一群の燃料棒要素の長さに沿って隔置されそし
て貫通燃料棒要素を受入れる開口を有するような、原子
炉で用いる核燃料要素束を組立てる方法において、前記
燃料棒要素の外面を覆うケイ酸ナトリウムの水溶性被覆
からなる耐引かき性仮保護障害物を設けることと、その
後、前記燃料棒要素をそれぞれ一連の相隔たる離隔ユニ
ットの前記開口に通して離隔ユニットとともに固定され
た離隔平行配列の燃料棒要素の複合燃料束組立体を設け
るように前記燃料束を組立てることと、この組立てずみ
燃料束からケイ酸ナトリウムの水溶性被覆からなる前記
耐引かき性仮保護障害物を熱水で除去することからなる
改良方法。 - 【請求項１４】 蛍光剤がケイ酸ナトリウムの前記水
溶性被覆に含有されている、請求項１３記載の方法。 - 【請求項１５】 離隔平行配列の一群の燃料棒要素を
含み、これらの燃料棒要素はそれぞれが一連の離隔ユニ
ットを貫通することによって固定され、前記離隔ユニッ
トは前記一群の燃料棒要素の長さに沿って隔置されそし
て貫通燃料棒要素を受入れる開口を有するような、原子
炉で用いる核燃料要素束を組立てる方法において、一連
の離隔ユニットの前記開口内にゼラチンのスリーブとし
て適用された水溶性ゼラチンの耐引かき性仮保護障害物
を設けることと、その後、前記燃料棒要素をそれぞれ一
連の相隔たる離隔ユニットの前記開口内のゼラチンスリ
ーブに通して離隔ユニットとともに固定された離隔平行
配列の燃料棒要素の複合燃料束組立体を設けるように前
記燃料束を組立てることと、前記離隔ユニット開口内か
ら水溶性ゼラチンスリーブからなる前記耐引かき性仮保
護障害物を熱水で除去することからなる改良方法。 - 【請求項１６】 蛍光剤が前記水溶性ゼラチンスリー
ブに含有されている、請求項１５記載の改良方法。 - 【請求項１７】 離隔平行配列の一群の燃料棒要素を
含み、これらの燃料棒要素はそれぞれが一連の離隔ユニ
ットを貫通することによって固定され、前記離隔ユニッ
トは前記一群の燃料棒要素の長さに沿って隔置されそし
て貫通燃料棒要素を受入れる開口を有するような、原子
炉で用いる核燃料要素束を組立てる方法において、前記
燃料棒要素の表面を覆うゼラチンの水溶性被覆からなる
耐引かき性仮保護障害物を設けることと、その後、前記
燃料棒要素をそれぞれ一連の相隔たる離隔ユニットの前
記開口に通して離隔ユニットとともに固定された離隔平
行配列の燃料棒要素の複合燃料束組立体を設けるように
前記燃料束を組立てることと、この組立てずみ燃料束か
らゼラチンの水溶性被覆からなる前記耐引かき性仮保護
障害物を熱水で除去することからなる改良方法。 - 【請求項１８】 組立てずみ燃料束からゼラチンの水
溶性被覆からなる前記耐引かき性仮保護障害物を蒸気で
除去することを包含する、請求項１５記載の方法。 - 【請求項１９】 蛍光剤が前記水溶性ゼラチン被覆に
含有されている、請求項１３記載の方法。 - 【請求項２０】 離隔平行配列の一群の燃料棒要素か
らなり、これらの燃料棒要素はそれぞれが一連の離隔ユ
ニットを貫通することによって固定され、前記離隔ユニ
ットは前記一群の燃料棒要素の長さに沿って隔置されそ
して貫通燃料棒要素を受入れる開口を有するような、原
子炉で用いる核燃料要素束において、前記燃料棒要素と
前記離隔ユニットの前記開口との間に水溶性材料の耐引
かき性仮保護障害物を設けてなる核燃料要素束。 - 【請求項２１】 前記耐引かき性仮保護障害物は前記
燃料棒要素に付着した水溶性ケイ酸ナトリウムの被覆か
らなる、請求項２０記載の核燃料要素束。 - 【請求項２２】 前記耐引かき性仮保護障害物は前記
一連の離隔ユニットの前記開口内の水溶性ゼラチンのス
リーブからなる、請求項２０記載の核燃料要素束。 - 【請求項２３】 離隔平行配列の一群の燃料棒要素を
含み、これらの燃料棒要素はそれぞれが一連の離隔ユニ
ットを貫通することによって固定され、前記離隔ユニッ
トは前記一群の燃料棒要素の長さに沿って隔置されそし
て貫通燃料棒要素を受入れる開口を有するような核燃料
要素束であって開端チャネルにより包囲されているよう
な、原子炉で用いる核燃料要素束における構成部接触に
よる損傷を防ぐ改良方法であって、燃料棒要素と離隔ユ
ニットの開口とからなる構成部相互間に存しまた前記周
囲チャネル内の残域を実質的に占有する水溶性材料の仮
保護障害物を設けることからなる改良方法。 - 【請求項２４】 前記構成部相互間に適用されまた前
記周囲チャネル内の残域を実質的に占有する水溶性ケイ
酸ナトリウムの仮保護障害物を設けることを包含する、
請求項２３記載の方法。 - 【請求項２５】 前記構成部相互間に適用されまた前
記周囲チャネル内の残域を実質的に占有する水溶性ゼラ
チンの仮保護障害物を設けることを包含する、請求項２
３記載の方法。 - 【請求項２６】 前記構成部相互間に存しまた前記周
囲チャネル内の残域を実質的に占有する水溶性材料の仮
保護障害物を、原子炉の炉心内に設置する前の核燃料要
素束から熱水で除去することを包含する、請求項２３記
載の方法。 - 【請求項２７】 離隔平行配列の一群の燃料棒要素か
らなり、これらの燃料棒要素はそれぞれが一連の離隔ユ
ニットを貫通することによって固定され、前記離隔ユニ
ットは前記一群の燃料棒要素の長さに沿って隔置されそ
して貫通燃料棒要素を受入れる開口を有するような核燃
料要素束であって開端チャネルにより包囲されているよ
うな、原子炉で用いる核燃料要素束において、前記燃料
棒要素と前記離隔ユニットの前記開口との間に存しまた
前記周囲チャネル内の残域を実質的に占有する水溶性材
料の耐引かき性仮保護障害物を設けてなる核燃料要素束
。 - 【請求項２８】 水溶性材料の前記耐引かき性仮保護
障害物はケイ酸ナトリウムからなる、請求項２７記載の
核燃料要素束。 - 【請求項２９】 水溶性材料の前記耐引かき性仮保護
障害物はゼラチンからなる、請求項２７記載の核燃料要
素束。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/469,101 US5028382A (en) | 1990-01-24 | 1990-01-24 | Scratch preventing method of assembling nuclear fuel bundles, and the assembly |
| US469101 | 1990-01-24 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04212098A true JPH04212098A (ja) | 1992-08-03 |
| JP2511578B2 JP2511578B2 (ja) | 1996-06-26 |
Family
ID=23862419
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3020266A Expired - Lifetime JP2511578B2 (ja) | 1990-01-24 | 1991-01-22 | 原子炉で用いる核燃料要素のバンドルにおける構成部の接触による損傷を防止する方法及び原子炉で用いる核燃料要素のバンドル |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5028382A (ja) |
| JP (1) | JP2511578B2 (ja) |
| ES (1) | ES2027599A6 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011133481A (ja) * | 2009-12-22 | 2011-07-07 | Westinghouse Electric Co Llc | 原子燃料集合体の燃料棒と支持格子の間の摩擦及び物理的接触の減少方法 |
| JP2022515682A (ja) * | 2018-12-31 | 2022-02-21 | グローバル・ニュークリア・フュエル・アメリカズ・エルエルシー | デブリフリーコンポーネント処理システム及び方法 |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH05288892A (ja) * | 1992-04-07 | 1993-11-05 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 燃料棒の案内装置および燃料棒の挿通方法 |
| US5319690A (en) * | 1992-06-30 | 1994-06-07 | Combustion Engineering Inc. | Internal fuel rod coating comprising metal silicates |
| EP0650168A1 (en) * | 1993-10-25 | 1995-04-26 | General Electric Company | Method for preventing scratches on fuel rods during fuel bundle assembly |
| US20060018422A1 (en) * | 2004-07-20 | 2006-01-26 | Mayer John A | Nuclear fuel assembly end cap arrangement |
| US8208597B2 (en) | 2008-07-31 | 2012-06-26 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Channel confinement system and method for dry-storage of BWR fuel bundles |
| ES2860525T3 (es) * | 2018-12-14 | 2021-10-05 | Framatome Sa | Procedimiento y sistema de ensamblaje para insertar al menos una varilla de combustible nuclear en las rejillas espaciadoras de un conjunto de combustible nuclear |
| US11854710B2 (en) * | 2019-07-15 | 2023-12-26 | Publichnoe Aktsionernoe Obshchestvo “Novosibirsky Zabod Khimkontsentratov” | Nuclear reactor fuel assembly manufacturing method |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5639483A (en) * | 1979-09-07 | 1981-04-15 | Tokyo Shibaura Electric Co | Method of making fuel assembly |
| JPH02168197A (ja) * | 1988-12-22 | 1990-06-28 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 核燃料集合体の組立方法 |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3531311A (en) * | 1967-10-31 | 1970-09-29 | Apyrco Inc | Method of applying gelled water soluble coatings as parting agents |
| US3757403A (en) * | 1971-04-29 | 1973-09-11 | Atlantic Richfield Co | Method of inserting nuclear fuel rods in grid assembly |
| US4071639A (en) * | 1975-10-22 | 1978-01-31 | Combustion Engineering, Inc. | Coating material and method |
| FR2560423B1 (fr) * | 1984-02-29 | 1988-05-27 | Nippon Nuclear Fuels | Procede et dispositif de protection d'assemblages combustibles nucleaires |
| US4800061A (en) * | 1987-05-06 | 1989-01-24 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus for loading fuel rods into grids of nuclear fuel assemblies |
| JPH068909B2 (ja) * | 1987-07-28 | 1994-02-02 | 三菱原子燃料株式会社 | 燃料集合体組立方法 |
| JPH0660956B2 (ja) * | 1987-10-27 | 1994-08-10 | 三菱原子燃料株式会社 | 核燃料集合体組立方法 |
-
1990
- 1990-01-24 US US07/469,101 patent/US5028382A/en not_active Expired - Fee Related
-
1991
- 1991-01-17 ES ES9100113A patent/ES2027599A6/es not_active Expired - Fee Related
- 1991-01-22 JP JP3020266A patent/JP2511578B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5639483A (en) * | 1979-09-07 | 1981-04-15 | Tokyo Shibaura Electric Co | Method of making fuel assembly |
| JPH02168197A (ja) * | 1988-12-22 | 1990-06-28 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 核燃料集合体の組立方法 |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011133481A (ja) * | 2009-12-22 | 2011-07-07 | Westinghouse Electric Co Llc | 原子燃料集合体の燃料棒と支持格子の間の摩擦及び物理的接触の減少方法 |
| JP2022515682A (ja) * | 2018-12-31 | 2022-02-21 | グローバル・ニュークリア・フュエル・アメリカズ・エルエルシー | デブリフリーコンポーネント処理システム及び方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5028382A (en) | 1991-07-02 |
| ES2027599A6 (es) | 1992-06-01 |
| JP2511578B2 (ja) | 1996-06-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US6396892B1 (en) | Apparatus and method for ultrasonically cleaning irradiated nuclear fuel assemblies | |
| JPH04212098A (ja) | 原子炉で用いる核燃料要素のバンドルにおける構成部の接触による損傷を防止する方法及び原子炉で用いる核燃料要素のバンドル | |
| DE2822397A1 (de) | Lagermodul fuer kernbrennstoff-baueinheiten | |
| KR101851184B1 (ko) | 향상된 이물질 여과성능을 제공하는 핵연료집합체용 하단고정체 | |
| US4729869A (en) | Modular radiation shielding system | |
| US4697322A (en) | Method and device for repairing fuel assemblies of boiling-water nuclear reactors | |
| US5533077A (en) | Method for preventing scratches on fuel rods during fuel bundle assembly | |
| US9543047B2 (en) | System and method for storing fresh and irradiated nuclear fuel | |
| CA1142654A (en) | Method of an an apparatus for the evaluation of burned-out nuclear fuel elements | |
| KR20000046254A (ko) | 원자로용 건조상태 조사시편 취급공구 | |
| JPH058557Y2 (ja) | ||
| RU2179760C2 (ru) | Способ предотвращения образования задиров на тепловыделяющих элементах | |
| EP1681107A2 (en) | Apparatus and method for ultrasonically cleaning irradiated nuclear fuel assemblies | |
| JPS6211196A (ja) | 燃料破損検出装置 | |
| JPS5811599B2 (ja) | 燃料支持金具プラグ | |
| Parzer | Mavko, B., see Parzer, 1. Mavko, B., see Petelin, S. M/ingel, B., see Krell, J. Mertens, J., see Degen, G. Mfiller, R., see Hauser, W. | |
| Bucholz | Separator assembly for use in spent-nuclear-fuel shipping cask.[Patent application] | |
| Kenneally et al. | Behavior of Spent Fuel and Safety-Related Components in Dry Cask Storage Systems | |
| JPS62263500A (ja) | 放射線遮蔽装置 | |
| Statens | OECD/NEA Aagesta decontamination project. Phase 1, final report | |
| Irwin | Spent fuel storage and transportation-ANSTO experience | |
| Davis et al. | Remote characterization of spent LWR fuel for geologic disposal demonstrations | |
| Leder | Concept for in-service inspection at the Kalkar nuclear power plant | |
| DE1238113B (de) | Kernreaktorkanal | |
| Josephson | Capsule Characterization Report for Capsule Dry Storage Project |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 19960220 |