JPH0763866A - 原子炉の核燃料集合体 - Google Patents
原子炉の核燃料集合体Info
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- JPH0763866A JPH0763866A JP6215375A JP21537594A JPH0763866A JP H0763866 A JPH0763866 A JP H0763866A JP 6215375 A JP6215375 A JP 6215375A JP 21537594 A JP21537594 A JP 21537594A JP H0763866 A JPH0763866 A JP H0763866A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- orifice
- transition piece
- nuclear fuel
- fuel assembly
- coolant
- 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.)
- Pending
Links
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
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Liquid Carbonaceous Fuels (AREA)
- Fuel-Injection Apparatus (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 オリフィスを通過した冷却材が圧力低下を生
じて燃料棒およびウォーターロッドに振動を生じさせ下
部エンドキャップを損傷させることを回避する。 【構成】 冷却材の流れをオリフィス２０からチャンネ
ル流入部へ案内するための遷移ピース１５が、オリフィ
スのすぐ上に配置されオリフィスとほぼ同じ一定の直径
を全長にわたって有しオリフィスからの冷却材の流れが
その内側に沿って完全に流入するようにした円筒状の第
１部分２１と、チャンネル流入部と接続するためほぼ正
方形の上部セクションと丸い下部セクション１７を備え
た第２部分１６と、前記第１部分と第２部分とを接続し
遷移ピース内の冷却材の流れの広がりを制御できるよう
に第１部分から第２部分へ流れ方向に大きくなる横断面
直径を有する外側に向かって広がった第３部分２２とを
有する。
じて燃料棒およびウォーターロッドに振動を生じさせ下
部エンドキャップを損傷させることを回避する。 【構成】 冷却材の流れをオリフィス２０からチャンネ
ル流入部へ案内するための遷移ピース１５が、オリフィ
スのすぐ上に配置されオリフィスとほぼ同じ一定の直径
を全長にわたって有しオリフィスからの冷却材の流れが
その内側に沿って完全に流入するようにした円筒状の第
１部分２１と、チャンネル流入部と接続するためほぼ正
方形の上部セクションと丸い下部セクション１７を備え
た第２部分１６と、前記第１部分と第２部分とを接続し
遷移ピース内の冷却材の流れの広がりを制御できるよう
に第１部分から第２部分へ流れ方向に大きくなる横断面
直径を有する外側に向かって広がった第３部分２２とを
有する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、冷却材が底部から流入
する原子炉の核燃料集合体、特に冷却材の圧力低下を減
少させるように改良した核燃料集合体の遷移ピースに関
する。
する原子炉の核燃料集合体、特に冷却材の圧力低下を減
少させるように改良した核燃料集合体の遷移ピースに関
する。
【０００２】
【従来の技術】図１に、主として沸騰水型原子炉で使用
される従来技術における冷却材が底部から流入する形式
の核燃料集合体１０を示す。この集合体１０は、上下の
タイプレート１２および１３の間に配置された多数の核
燃料棒１１を有している。またこの集合体には、冷却材
を核燃料集合体に導くための下部タイプレート１３の遷
移部１５が含まれている。この遷移部は核燃料集合体支
持プレート１８と関連して図２により明瞭に示されてい
る。この遷移部は以下遷移ピース１５と呼ぶが、燃料チ
ャネルの境界部の設計に応じて、下部タイプレート格子
と分離されたり格子中に組み込まれたりするものであ
る。
される従来技術における冷却材が底部から流入する形式
の核燃料集合体１０を示す。この集合体１０は、上下の
タイプレート１２および１３の間に配置された多数の核
燃料棒１１を有している。またこの集合体には、冷却材
を核燃料集合体に導くための下部タイプレート１３の遷
移部１５が含まれている。この遷移部は核燃料集合体支
持プレート１８と関連して図２により明瞭に示されてい
る。この遷移部は以下遷移ピース１５と呼ぶが、燃料チ
ャネルの境界部の設計に応じて、下部タイプレート格子
と分離されたり格子中に組み込まれたりするものであ
る。
【０００３】図２に示すこの種の底部流入形原子炉の核
燃料集合体と支持プレート１８の間の遷移ピース１５は
ある種の制約を受けている。頂部分１６は、あらかじめ
定められた方法でチャネルと接続する必要があり、通常
その形状は正方形である。丸形から正方形に移る部分は
Ａで示されており、その長さは従来技術では約６９ｍｍ
であった。図２において支持プレート１８の中に下方に
伸びている遷移ピース１５のセクション１７は一般に丸
く、ある深さをもった特定の直径の開口部（オリフィ
ス）に着座しなければならない。核燃料集合体支持プレ
ート１８と核燃料集合体自体との間の距離は限定されて
いる。
燃料集合体と支持プレート１８の間の遷移ピース１５は
ある種の制約を受けている。頂部分１６は、あらかじめ
定められた方法でチャネルと接続する必要があり、通常
その形状は正方形である。丸形から正方形に移る部分は
Ａで示されており、その長さは従来技術では約６９ｍｍ
であった。図２において支持プレート１８の中に下方に
伸びている遷移ピース１５のセクション１７は一般に丸
く、ある深さをもった特定の直径の開口部（オリフィ
ス）に着座しなければならない。核燃料集合体支持プレ
ート１８と核燃料集合体自体との間の距離は限定されて
いる。
【０００４】図１と図２に示す従来の設計では、遷移ピ
ース１５の下端部は、遷移ピース１５が核燃料集合体支
持プレート１８に着座したときに、オリフィス２０の真
上にフィンガ１９の先端の尖った３つのリード部がくる
ように位置決めされる。この従来の配置例では、冷却材
の流れは無制限に広がって、オリフィスからの流体ジェ
ット流は時間とともに変化する。このため、燃料棒およ
びウォーターロッドが振動をこうむり、下部エンドキャ
ップを損傷させることがある。
ース１５の下端部は、遷移ピース１５が核燃料集合体支
持プレート１８に着座したときに、オリフィス２０の真
上にフィンガ１９の先端の尖った３つのリード部がくる
ように位置決めされる。この従来の配置例では、冷却材
の流れは無制限に広がって、オリフィスからの流体ジェ
ット流は時間とともに変化する。このため、燃料棒およ
びウォーターロッドが振動をこうむり、下部エンドキャ
ップを損傷させることがある。
【０００５】この従来の設計では、特に冷却材の流れが
支持プレートの開口部（オリフィス）を通り抜けるよう
になっているため、流れはその直径が狭められた後に広
げられる。流れの主要な部分は、オリフィス横断面通過
時の流速状態を維持し、ジェット流の境界が広がって既
知の標準的な遷移ピースの内壁に接触する前に、下流側
の移動距離としてオリフィスの直径の数倍が必要とな
る。ジェット流は遷移ピースに接触するようにして広が
らないため、遷移ピースの範囲内では横方向に振動す
る。流速がより高まると、オリフィスから流入する確認
できる流れの長さは長くなる。すなわち、下流側の流れ
の直径は、標準遷移ピースと接触させるためには大きく
する必要がある。流れの振動現象は、底部流入形核燃料
集合体の中央のオリフィス領域の流れに対して遷移ピー
スの全長にわたって発生する。
支持プレートの開口部（オリフィス）を通り抜けるよう
になっているため、流れはその直径が狭められた後に広
げられる。流れの主要な部分は、オリフィス横断面通過
時の流速状態を維持し、ジェット流の境界が広がって既
知の標準的な遷移ピースの内壁に接触する前に、下流側
の移動距離としてオリフィスの直径の数倍が必要とな
る。ジェット流は遷移ピースに接触するようにして広が
らないため、遷移ピースの範囲内では横方向に振動す
る。流速がより高まると、オリフィスから流入する確認
できる流れの長さは長くなる。すなわち、下流側の流れ
の直径は、標準遷移ピースと接触させるためには大きく
する必要がある。流れの振動現象は、底部流入形核燃料
集合体の中央のオリフィス領域の流れに対して遷移ピー
スの全長にわたって発生する。
【０００６】オリフィスと標準遷移ピースを通過する流
れを観察するための幾つかの実験がなされた。これらの
実験から遷移ピースに流入するジェット流の振動現象が
確かめられた。すなわちジェット流は遷移ピースに再度
触れることなく横方向に振動する。遷移ピース部分で確
認される振動性の流れが持続すると、遷移ピースの端部
のすぐ下流側の下部タイプレートに着座するウォーター
ロッドと燃料棒のエンドキャップに機械的な摩耗を生じ
させる因子が働く。実験では、振動性ジェット流が存在
する場合にエンドキャップの機械的摩耗が確認されてい
る。エンドキャップに作用する原子炉内摩耗が観察さ
れ、ウォーターロッドはエンドキャップが摩耗するため
に下部タイプレートから外れることが観察された。
れを観察するための幾つかの実験がなされた。これらの
実験から遷移ピースに流入するジェット流の振動現象が
確かめられた。すなわちジェット流は遷移ピースに再度
触れることなく横方向に振動する。遷移ピース部分で確
認される振動性の流れが持続すると、遷移ピースの端部
のすぐ下流側の下部タイプレートに着座するウォーター
ロッドと燃料棒のエンドキャップに機械的な摩耗を生じ
させる因子が働く。実験では、振動性ジェット流が存在
する場合にエンドキャップの機械的摩耗が確認されてい
る。エンドキャップに作用する原子炉内摩耗が観察さ
れ、ウォーターロッドはエンドキャップが摩耗するため
に下部タイプレートから外れることが観察された。
【０００７】従来技術では種々の形の遷移ピースが使用
されているが、上述のような底部流入形核燃料集合体の
設計にあたっての特別な問題を指摘するものはない。
されているが、上述のような底部流入形核燃料集合体の
設計にあたっての特別な問題を指摘するものはない。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】本発明の課題は、原子
炉の底部流入形核燃料集合体において、従来技術の上記
の問題を回避するために、遷移ピースを改良することに
ある。
炉の底部流入形核燃料集合体において、従来技術の上記
の問題を回避するために、遷移ピースを改良することに
ある。
【０００９】また本発明の他の課題は、核燃料集合体の
振動とエンドキャップの摩耗を減少させるために、遷移
ピースの配置を定めることにある。
振動とエンドキャップの摩耗を減少させるために、遷移
ピースの配置を定めることにある。
【００１０】本発明のさらに別の課題は、核燃料集合体
支持プレートに設けられたオリフィスからのジェット流
が遷移ピースに再付着して、燃料集合体の下部タイプレ
ートの中に制御された状態で広がり、それによって冷却
材の流路の時間的変動およびそれに伴う振動を緩和でき
るように、適切な直径、長さおよび広がり角度の遷移ピ
ースを設置することにある。
支持プレートに設けられたオリフィスからのジェット流
が遷移ピースに再付着して、燃料集合体の下部タイプレ
ートの中に制御された状態で広がり、それによって冷却
材の流路の時間的変動およびそれに伴う振動を緩和でき
るように、適切な直径、長さおよび広がり角度の遷移ピ
ースを設置することにある。
【００１１】
【課題を解決するための手段】これらの課題は本発明に
よれば、冷却材の流れをオリフィスからチャンネル流入
部へ案内するための遷移ピースが、オリフィスのすぐ上
に配置されオリフィスとほぼ同じ一定の直径を全長にわ
たって有しオリフィスからの冷却材の流れがその内側に
沿って完全に流入するようにした円筒状の第１部分と、
チャンネル流入部と接続するためほぼ正方形の上部セク
ションと丸い下部セクションを備えた第２部分と、第１
部分と第２部分とを接続し遷移ピース内の冷却材の流れ
の広がりを制御できるように第１部分から第２部分へ流
れ方向に大きくなる横断面直径を有する外側に向かって
広がった第３部分とを有することによって解決される。
よれば、冷却材の流れをオリフィスからチャンネル流入
部へ案内するための遷移ピースが、オリフィスのすぐ上
に配置されオリフィスとほぼ同じ一定の直径を全長にわ
たって有しオリフィスからの冷却材の流れがその内側に
沿って完全に流入するようにした円筒状の第１部分と、
チャンネル流入部と接続するためほぼ正方形の上部セク
ションと丸い下部セクションを備えた第２部分と、第１
部分と第２部分とを接続し遷移ピース内の冷却材の流れ
の広がりを制御できるように第１部分から第２部分へ流
れ方向に大きくなる横断面直径を有する外側に向かって
広がった第３部分とを有することによって解決される。
【００１２】
【実施例】以下図面について本発明の実施例を詳細に説
明する。図３には、本発明によって従来技術における問
題が解決されることが示されている。この図において、
図１および図２で同じ機能を有する要素には同じ符号が
付けられている。
明する。図３には、本発明によって従来技術における問
題が解決されることが示されている。この図において、
図１および図２で同じ機能を有する要素には同じ符号が
付けられている。
【００１３】オリフィス２０は、核燃料集合体支持プレ
ート８の冷却材流入部を形成する。遷移ピース１５の第
１部分２１は直径が全長にわたり一定であり、オリフィ
ス２０のすぐ上に配置される。第１部分２１の直径は、
オリフィス２０からの流れがこの部分に完全に入り込
み、第１部分の内側に沿うように、少くともオリフィス
と同じ程度の大きさになるように選択される。
ート８の冷却材流入部を形成する。遷移ピース１５の第
１部分２１は直径が全長にわたり一定であり、オリフィ
ス２０のすぐ上に配置される。第１部分２１の直径は、
オリフィス２０からの流れがこの部分に完全に入り込
み、第１部分の内側に沿うように、少くともオリフィス
と同じ程度の大きさになるように選択される。
【００１４】核燃料集合体の直ぐ下に、遷移ピース１５
の第２部分１６があり、その上部セクションは一般に正
方形をしており、核燃料集合体の正方形のチャンネル入
口部に接続されるようになっている。遷移ピースの第２
部分１６には、前述のように丸い下部セクション１７が
ある。この第２部分１６と直径が一定の第１部分２１と
の間には、遷移ピース１５の円錐形をした第３部分２２
がある。この第３部分２２は、第１部分２１の上端と第
２部分１６の丸い下部セクション１７とを接続し、ディ
フューザとしての機能を発揮する。
の第２部分１６があり、その上部セクションは一般に正
方形をしており、核燃料集合体の正方形のチャンネル入
口部に接続されるようになっている。遷移ピースの第２
部分１６には、前述のように丸い下部セクション１７が
ある。この第２部分１６と直径が一定の第１部分２１と
の間には、遷移ピース１５の円錐形をした第３部分２２
がある。この第３部分２２は、第１部分２１の上端と第
２部分１６の丸い下部セクション１７とを接続し、ディ
フューザとしての機能を発揮する。
【００１５】第１部分２１の長さは、オリフィス２０を
通る流れが遷移ピース１５に再度沿えるように十分長く
なければならない。一実施例では、第１部分２１の長さ
は約９２ｍｍであり、その直径は約５３ｍｍである。第
２部分１６の丸い下部セクション１７の直径は、既設の
関連構造によって定まり、約１００．０７ｍｍである。
ただし、この寸法は一例として示しただけである。従っ
て第１部分２１は円錐形の第３部分２２を通って外側に
向かって広がり、その端部は遷移ピース１５の第２部分
１６の丸い下部セクション１７とつながる。好適な例に
おいては円錐部分２２の側面は、垂直方向（または長手
軸）と約１５度の角度をなす。円錐部分２２の好適な軸
長は９１ｍｍである。
通る流れが遷移ピース１５に再度沿えるように十分長く
なければならない。一実施例では、第１部分２１の長さ
は約９２ｍｍであり、その直径は約５３ｍｍである。第
２部分１６の丸い下部セクション１７の直径は、既設の
関連構造によって定まり、約１００．０７ｍｍである。
ただし、この寸法は一例として示しただけである。従っ
て第１部分２１は円錐形の第３部分２２を通って外側に
向かって広がり、その端部は遷移ピース１５の第２部分
１６の丸い下部セクション１７とつながる。好適な例に
おいては円錐部分２２の側面は、垂直方向（または長手
軸）と約１５度の角度をなす。円錐部分２２の好適な軸
長は９１ｍｍである。
【００１６】上記の配置により、冷却材は遷移ピース１
５に流入し、その内表面に沿って円錐またはディフュー
ザ部分２２に沿って制御された状態で広がることができ
る。これにより入口での流体の圧力低下が防止され、振
動現象が回避されるとともに、核燃料集合体の下部エン
ドキャップの摩耗を防止することができる。
５に流入し、その内表面に沿って円錐またはディフュー
ザ部分２２に沿って制御された状態で広がることができ
る。これにより入口での流体の圧力低下が防止され、振
動現象が回避されるとともに、核燃料集合体の下部エン
ドキャップの摩耗を防止することができる。
【００１７】第３部分２２は円錐形として示されている
が、外側に広がった曲線部分として構成することもでき
る。この点に関しては放物線形が好適である。図４に示
す実施例では、外側に広がった放物線形部分は２２′と
して示されている。
が、外側に広がった曲線部分として構成することもでき
る。この点に関しては放物線形が好適である。図４に示
す実施例では、外側に広がった放物線形部分は２２′と
して示されている。
【図１】従来の核燃料集合体の一部切欠縦断面図。
【図２】図１の核燃料集合体の拡大縦断面図。
【図３】本発明の一実施例における核燃料集合体の下部
の拡大縦断面図。
の拡大縦断面図。
【図４】本発明の別の実施例における核燃料集合体の下
部の拡大縦断面図。
部の拡大縦断面図。
１０ 核燃料集合体 １５ 遷移ピース １６ 第２部分 １７ 第２部分の下部セクション １８ 支持プレート ２０ オリフィス ２１ 第１部分 ２２ 第３部分
Claims (4)
- 【請求項１】 冷却材が底部から流入する核燃料集合体
と冷却材の通過部に丸いオリフィスを設けた核燃料集合
体支持プレートを有し、核燃料集合体のすぐ下にほぼ正
方形の冷却材チャンネルを有する原子炉の核燃料集合体
において、 冷却材の流れをオリフィス（２０）からチャンネル流入
部へ案内するための遷移ピース（１５）が、オリフィス
のすぐ上に配置されオリフィスとほぼ同じ一定の直径を
全長にわたって有しオリフィスからの冷却材の流れがそ
の内側に沿って完全に流入するようにした円筒状の第１
部分（２１）と、チャンネル流入部と接続するためほぼ
正方形の上部セクションと丸い下部セクション（１７）
を備えた第２部分（１６）と、第１部分と第２部分とを
接続し遷移ピース内の冷却材の流れの広がりを制御でき
るように第１部分から第２部分へ流れ方向に大きくなる
横断面直径を有する外側に向かって広がった第３部分
（２２）とを有する原子炉の核燃料集合体。 - 【請求項２】 遷移ピース（１５）の外側に向かって広
がった第３部分（２２）が円錐形になっている請求項１
記載の核燃料集合体。 - 【請求項３】 遷移ピース（１５）の円錐形の第３部分
（２２）が遷移ピースの長手軸と約１５度の角度をなす
請求項１記載の核燃料集合体。 - 【請求項４】 遷移ピース（１５）の外側に向かって広
がった第３部分（２２）が放物線形になっている請求項
１記載の核燃料集合体。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US11064193A | 1993-08-23 | 1993-08-23 | |
| US08/110641 | 1993-08-23 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0763866A true JPH0763866A (ja) | 1995-03-10 |
Family
ID=22334119
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6215375A Pending JPH0763866A (ja) | 1993-08-23 | 1994-08-17 | 原子炉の核燃料集合体 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0640988A1 (ja) |
| JP (1) | JPH0763866A (ja) |
| KR (1) | KR950006880A (ja) |
| CA (1) | CA2130500A1 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE19843962A1 (de) * | 1998-09-24 | 2000-04-06 | Siemens Ag | Einströmvorrichtung und Verfahren zur Zuleitung eines Kühlmediums in ein Brennelement |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1190409A (en) * | 1966-09-23 | 1970-05-06 | Gen Electric | Nuclear Reactor Fuel Bundle |
| SE419006B (sv) * | 1979-10-30 | 1981-07-06 | Asea Atom Ab | Kokarreaktor med diffusor i brenslepatroner |
| SE424237B (sv) * | 1980-10-29 | 1982-07-05 | Asea Atom Ab | Brensleelement for en kokarreaktor |
| US4889684A (en) * | 1988-08-01 | 1989-12-26 | General Electric Company | Hydraulic reinforcement of channel at lower tie-plate in BWR fuel bundle |
-
1994
- 1994-08-17 JP JP6215375A patent/JPH0763866A/ja active Pending
- 1994-08-18 EP EP94112933A patent/EP0640988A1/en not_active Withdrawn
- 1994-08-19 CA CA002130500A patent/CA2130500A1/en not_active Abandoned
- 1994-08-23 KR KR1019940020727A patent/KR950006880A/ko not_active Application Discontinuation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CA2130500A1 (en) | 1995-02-24 |
| KR950006880A (ko) | 1995-03-21 |
| EP0640988A1 (en) | 1995-03-01 |
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