JPH0769445B2 - 高速炉用核燃料集合体 - Google Patents
高速炉用核燃料集合体Info
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- JPH0769445B2 JPH0769445B2 JP63247381A JP24738188A JPH0769445B2 JP H0769445 B2 JPH0769445 B2 JP H0769445B2 JP 63247381 A JP63247381 A JP 63247381A JP 24738188 A JP24738188 A JP 24738188A JP H0769445 B2 JPH0769445 B2 JP H0769445B2
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- JP
- Japan
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- nuclear fuel
- fuel assembly
- particle trap
- fuel
- damaged
- Prior art date
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- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ この発明は、液体金属冷却材を用いる高速炉用の核燃料
集合体に関するものである。
集合体に関するものである。
［従来の技術］ 高速炉は軽水炉に比べて炉心単位体積当りの出力が高い
ため、冷却材による除熱能力の確保は燃料集合体の健全
性を含め、炉心安全上および運転管理上きわめて重要で
ある。
ため、冷却材による除熱能力の確保は燃料集合体の健全
性を含め、炉心安全上および運転管理上きわめて重要で
ある。
特に、炉心の大型化に伴い炉心の局所的な除熱異常を高
い信頼性をもって高感度かつ早期に検出できるような破
損燃料検出システムの開発が必須となる。
い信頼性をもって高感度かつ早期に検出できるような破
損燃料検出システムの開発が必須となる。
これらの検出システムに供するための核燃料集合体の開
発実績については経験が浅い状況下にある。従来の核燃
料集合体の例を第１図、第２図に示すが、ハンドリング
ヘッド１とエントランスノズル３の間に設けられたラッ
パ管（六角管）２内に燃料要素４を燃料要素支持機構５
を介してエントランスノズル３上に正列配置して多数本
が装荷立脚される構造である。
発実績については経験が浅い状況下にある。従来の核燃
料集合体の例を第１図、第２図に示すが、ハンドリング
ヘッド１とエントランスノズル３の間に設けられたラッ
パ管（六角管）２内に燃料要素４を燃料要素支持機構５
を介してエントランスノズル３上に正列配置して多数本
が装荷立脚される構造である。
第２図で、燃料要素４は上部端栓９と下部端栓10との間
に被覆管７を接続し外殻部を形成して内部に燃料ペレッ
ト８等を装荷し形成する。
に被覆管７を接続し外殻部を形成して内部に燃料ペレッ
ト８等を装荷し形成する。
また、各燃料要素４にはラッピングワイヤ６を施し、集
合体内でピンバンドル構成時に各燃料要素４間に均一な
る間隙を保つとともに冷却流路を確保するべく各要素毎
に巻き付けられている。
合体内でピンバンドル構成時に各燃料要素４間に均一な
る間隙を保つとともに冷却流路を確保するべく各要素毎
に巻き付けられている。
一方、破損燃料検出装置は第３図のごとく、原子炉容器
内装荷型の構造システムが安全、検出精度および製作コ
スト等に関して有効であり採用段階に至っている。
内装荷型の構造システムが安全、検出精度および製作コ
スト等に関して有効であり採用段階に至っている。
このような破損燃料検出装置は、システム本体20が細円
筒（＜φ200mm）形状を呈して内部にディポジッション
リング11、流量計12、遅発中性子検出器13等の検出機構
を配備するとともに、各種機能を装備して炉上部機構上
面上14に据付けられる。
筒（＜φ200mm）形状を呈して内部にディポジッション
リング11、流量計12、遅発中性子検出器13等の検出機構
を配備するとともに、各種機能を装備して炉上部機構上
面上14に据付けられる。
また、主要検出機構部である燃料破損物質捕獲用の粒子
トラップ16はその交換性、取扱性等の観点から燃料15側
に配備されている。
トラップ16はその交換性、取扱性等の観点から燃料15側
に配備されている。
しかし、主要検出機構部である粒子トラップ16を核燃料
集合体に組み込んだ燃料集合体の研究開発および採用蓄
積等については従来技術に先行例がなく、今後の開発が
急務となっている。
集合体に組み込んだ燃料集合体の研究開発および採用蓄
積等については従来技術に先行例がなく、今後の開発が
急務となっている。
［発明が解決しようとする課題］ 従来の核燃料集合体は固有（独自）に燃料破損物質を捕
獲する機能を有さない構造であったが、本発明は核燃料
集合体に粒子トラップを組み込んだ破損燃料検出システ
ムを構成して検出部を除く破損燃料検出システム本体等
の再利用化を図り、主要検出部である粒子トラップの交
換法の簡素化および燃交設備の流用化、さらに、固有に
燃料破損物質を捕獲する粒子トラップ組込型核燃料集合
体を構築することを目的としている。
獲する機能を有さない構造であったが、本発明は核燃料
集合体に粒子トラップを組み込んだ破損燃料検出システ
ムを構成して検出部を除く破損燃料検出システム本体等
の再利用化を図り、主要検出部である粒子トラップの交
換法の簡素化および燃交設備の流用化、さらに、固有に
燃料破損物質を捕獲する粒子トラップ組込型核燃料集合
体を構築することを目的としている。
［課題を解決するための手段］ 核燃料集合体内の燃料要素ピンバンドル上端（冷却材流
下流側）に必要となるNa透過表面積を有した粒子トラッ
プを配備して粒子トラップ部はその取扱、交換性を踏え
外殻部を形成する収納筒内に装備するとともに、燃料要
素の短尺化を避けるため、粒子トラップを細径ピンバン
ドル構成にて形成する。
下流側）に必要となるNa透過表面積を有した粒子トラッ
プを配備して粒子トラップ部はその取扱、交換性を踏え
外殻部を形成する収納筒内に装備するとともに、燃料要
素の短尺化を避けるため、粒子トラップを細径ピンバン
ドル構成にて形成する。
また、粒子トラップ収納筒は核燃料集合体頂部のハンド
リングヘッドにボルトまたは固定ピン等にて着脱容易に
取付けられる構造とし、併せて燃料要素ピンの核熱特性
および粒子トラップ閉塞（目詰まり）事象を踏えて冷却
材バイパス流路孔を収納筒上端近傍に周方向複数配備す
る構成とする。
リングヘッドにボルトまたは固定ピン等にて着脱容易に
取付けられる構造とし、併せて燃料要素ピンの核熱特性
および粒子トラップ閉塞（目詰まり）事象を踏えて冷却
材バイパス流路孔を収納筒上端近傍に周方向複数配備す
る構成とする。
［作用］ 従来の核燃料集合体は固有（独自）に燃料破損物質を捕
獲する機能を有さない構造であったが、上記の構成によ
り粒子トラップ（中空円筒形状のSUS焼結体）を配備す
ることにより、燃料要素破損時における破損物質を独自
に捕獲する機能を有することができる。併せてこれら
は、原子炉容器内への破損物質の放出を防止・抑制する
ことができる。
獲する機能を有さない構造であったが、上記の構成によ
り粒子トラップ（中空円筒形状のSUS焼結体）を配備す
ることにより、燃料要素破損時における破損物質を独自
に捕獲する機能を有することができる。併せてこれら
は、原子炉容器内への破損物質の放出を防止・抑制する
ことができる。
燃料側粒子トラップ組込型破損燃料検出システムにおい
て、その主要検出部の粒子トラップが燃料側に配備可能
となることにより、検出システムの成立性が得られると
ともに、検出部を除く破損燃料検出システム本体等の再
利用を図ることができる。
て、その主要検出部の粒子トラップが燃料側に配備可能
となることにより、検出システムの成立性が得られると
ともに、検出部を除く破損燃料検出システム本体等の再
利用を図ることができる。
さらに、核燃料集合体側に主要な検出部の粒子トラップ
を装備したため、粒子トラップの交換法はきわめて簡便
となり、通常の炉心構成要素の燃料交換ルートにて対応
可能となり、サイト内取扱設備をそのまま流用すること
ができるとともに、破損燃料検出装置と独立に取り扱え
るので破損燃料検出装置は炉上部機構上面上に据付けた
ままで粒子トラップの交換が行える。
を装備したため、粒子トラップの交換法はきわめて簡便
となり、通常の炉心構成要素の燃料交換ルートにて対応
可能となり、サイト内取扱設備をそのまま流用すること
ができるとともに、破損燃料検出装置と独立に取り扱え
るので破損燃料検出装置は炉上部機構上面上に据付けた
ままで粒子トラップの交換が行える。
［実施例］ 第４図はこの発明の粒子トラップを内蔵した核燃料集合
体を示すもので粒子トラップ16（例えば中空円筒形状の
SUS焼結体）を、別途実施した水流動試験の結果を反映
して多柱状配列、この例では７本ピンバンドル構成と
し、その外側に一括収納を図るとともに核燃料集合体に
取付・離脱が容易に図れる収納筒17を外殻部にして一体
的に形成されている。
体を示すもので粒子トラップ16（例えば中空円筒形状の
SUS焼結体）を、別途実施した水流動試験の結果を反映
して多柱状配列、この例では７本ピンバンドル構成と
し、その外側に一括収納を図るとともに核燃料集合体に
取付・離脱が容易に図れる収納筒17を外殻部にして一体
的に形成されている。
これらの粒子トラップ16は核燃料集合体の外殻部を形成
するハンドリングヘッド１、ラッパ管（六角管）２、エ
ントランスノズル３内に収納された燃料要素４上に配備
され、上端部を形成するハンドリングヘッド１の内面下
端に固定ピン21にて着脱容易に取付けられ一体化されて
いる。
するハンドリングヘッド１、ラッパ管（六角管）２、エ
ントランスノズル３内に収納された燃料要素４上に配備
され、上端部を形成するハンドリングヘッド１の内面下
端に固定ピン21にて着脱容易に取付けられ一体化されて
いる。
また、冷却材18の流路としては、粒子トラップ下端内面
を閉孔状態にし、上端に盲栓を施して下方内面より流入
した冷却材18が外面に透過するIN→OUT方向の流炉を形
成しており、これらは引抜交換時におけるNa溜りの防止
構造対応となっている。併せて収納筒17の上端部には燃
料要素４の健全性（除熱）を図るためにバイパス流路孔
22、この例では６か所を第５図のごとく、円周上に配備
するとともに下端部にはNaドレン孔23を周方向に数か所
配備した構造となっている。
を閉孔状態にし、上端に盲栓を施して下方内面より流入
した冷却材18が外面に透過するIN→OUT方向の流炉を形
成しており、これらは引抜交換時におけるNa溜りの防止
構造対応となっている。併せて収納筒17の上端部には燃
料要素４の健全性（除熱）を図るためにバイパス流路孔
22、この例では６か所を第５図のごとく、円周上に配備
するとともに下端部にはNaドレン孔23を周方向に数か所
配備した構造となっている。
第５図は第４図のＡ−Ａ部の断面を示し、粒子トラップ
16の収納筒17上端近傍の冷却材流路孔の配置状況を示す
ものである。
16の収納筒17上端近傍の冷却材流路孔の配置状況を示す
ものである。
第６図は第４図のＢ−Ｂ部の断面を示し、粒子トラップ
16、収納筒17、ラッパ管２および冷却材流路18等の配置
状況を示すものである。
16、収納筒17、ラッパ管２および冷却材流路18等の配置
状況を示すものである。
第７図〜第10図は粒子トラップ16の異なる構造例を示
し、第７図は流路分岐型、第８図は二重円筒型、第９図
は仕切板19装備型の例１、第10図は仕切板19装備型の例
２を示す装荷構造の部分縦断面図である。
し、第７図は流路分岐型、第８図は二重円筒型、第９図
は仕切板19装備型の例１、第10図は仕切板19装備型の例
２を示す装荷構造の部分縦断面図である。
このように構成された核燃料集合体は第３図に示す原子
炉容器内装荷型破損燃料検出装置のシステム構成を満足
させることができるとともに燃料要素破損時における破
損物質を独自に捕獲する機能を有し、併せて原子炉容器
内への破損物質の放出を防止・抑制することが可能とな
る。
炉容器内装荷型破損燃料検出装置のシステム構成を満足
させることができるとともに燃料要素破損時における破
損物質を独自に捕獲する機能を有し、併せて原子炉容器
内への破損物質の放出を防止・抑制することが可能とな
る。
また、粒子トラップの交換に際しては、破損燃料検出装
置本体に関係なく、通常の炉心構成要素の燃料交換ルー
トにて対応可能となり、その取扱はきわめて簡便となる
とともにサイト内取扱設備をそのまま流用することがで
きる。これはサイト内ハンドリング操作を含む燃料取扱
設備の繁雑・増大化を防ぐことができるとともにプラン
ト稼動率の向上を併せて図ることができる。
置本体に関係なく、通常の炉心構成要素の燃料交換ルー
トにて対応可能となり、その取扱はきわめて簡便となる
とともにサイト内取扱設備をそのまま流用することがで
きる。これはサイト内ハンドリング操作を含む燃料取扱
設備の繁雑・増大化を防ぐことができるとともにプラン
ト稼動率の向上を併せて図ることができる。
なお、粒子トラップ16は燃料要素頂部側に配備するだけ
でなく、下部（下端）側にも併設、すなわち、エントラ
ンスノズル３上端に装荷して炉内および核燃料集合体内
に流入する冷却材不純物を捕獲する構造とすることもで
きる。
でなく、下部（下端）側にも併設、すなわち、エントラ
ンスノズル３上端に装荷して炉内および核燃料集合体内
に流入する冷却材不純物を捕獲する構造とすることもで
きる。
上述するような粒子トラップ16を内蔵した核燃料集合体
の他に別案として、燃料要素の被覆管部に粒子トラップ
として中空円筒形状を呈したステンレス鋼焼結体を直接
用いる構造とすることもできる。
の他に別案として、燃料要素の被覆管部に粒子トラップ
として中空円筒形状を呈したステンレス鋼焼結体を直接
用いる構造とすることもできる。
［発明の効果］ 以上説明したとおり、従来の核燃料集合体は独自（固
有）に燃料破損物質を捕獲する機能を有さない構造であ
ったが、本発明は粒子トラップを配備することにより、
燃料要素破損時における破損物質を独自に捕獲する機能
を有することができる。
有）に燃料破損物質を捕獲する機能を有さない構造であ
ったが、本発明は粒子トラップを配備することにより、
燃料要素破損時における破損物質を独自に捕獲する機能
を有することができる。
また、これらは、原子炉容器内への破損物質の放出を防
止・抑制して原子炉の安全性の向上に有効であり、さら
に粒子トラップおよび核燃料集合体の交換に際しては、
破損燃料検出装置本体に関係なく、通常の炉心構成要素
の燃料交換ルートにて対応可能となり、その取扱法はき
わめて簡便となるとともにサイト内取扱設備をそのまま
流用することができる。これらはサイト内ハンドリング
操作における建家を含む燃料取扱設備の繁雑・増大化を
防ぐことができる。
止・抑制して原子炉の安全性の向上に有効であり、さら
に粒子トラップおよび核燃料集合体の交換に際しては、
破損燃料検出装置本体に関係なく、通常の炉心構成要素
の燃料交換ルートにて対応可能となり、その取扱法はき
わめて簡便となるとともにサイト内取扱設備をそのまま
流用することができる。これらはサイト内ハンドリング
操作における建家を含む燃料取扱設備の繁雑・増大化を
防ぐことができる。
第１図は従来の核燃料集合体の一例を示す斜視図、第２
図は第１図における燃料要素部分の詳細を示す斜視図、
第３図は原子炉容器内装荷型破損燃料検出装置の具体的
構造の一例を示す縦断面図、第４図はこの発明の粒子ト
ラップを組込んだ核燃料集合体の縦断面図、第５図は第
４図のＡ−Ａ部断面であり粒子トラップ収納筒上端近傍
の冷却材流炉孔の配置状況を示す図、第６図は第４図の
Ｂ−Ｂ部断面であり粒子トラップおよび冷却材流路等の
配置状況を示す図、第７図，第８図，第９図，第10図は
この発明の核燃料集合体であって第４図に示す粒子トラ
ップ構造とは異なる構造を示す部分縦断面図である。 図中． 1:ハンドリングヘッド 2:ラッパ管 3:エントランスノズル 4:燃料要素 16:粒子トラップ 17:収納筒 18:冷却材 19:仕切板
図は第１図における燃料要素部分の詳細を示す斜視図、
第３図は原子炉容器内装荷型破損燃料検出装置の具体的
構造の一例を示す縦断面図、第４図はこの発明の粒子ト
ラップを組込んだ核燃料集合体の縦断面図、第５図は第
４図のＡ−Ａ部断面であり粒子トラップ収納筒上端近傍
の冷却材流炉孔の配置状況を示す図、第６図は第４図の
Ｂ−Ｂ部断面であり粒子トラップおよび冷却材流路等の
配置状況を示す図、第７図，第８図，第９図，第10図は
この発明の核燃料集合体であって第４図に示す粒子トラ
ップ構造とは異なる構造を示す部分縦断面図である。 図中． 1:ハンドリングヘッド 2:ラッパ管 3:エントランスノズル 4:燃料要素 16:粒子トラップ 17:収納筒 18:冷却材 19:仕切板
フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭60−179687（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−178385（ＪＰ，Ａ) 特開 昭58−219488（ＪＰ，Ａ)
Claims (3)
- 【請求項１】燃料要素ピンの短尺化を避けるべく、中空
円筒形状を呈したステンレス鋼焼結体の粒子トラップを
複数本多柱状に正列配置してピンバンドル構成とした粒
子トラップを核燃料集合体内の燃料要素上方およびハン
ドリングヘッド下方に介在装備したことを特徴とする核
燃料集合体。 - 【請求項２】請求項（１）に記載の核燃料集合体におい
て、粒子トラップをエントランスノズル上端に併設装備
した高速炉用核燃料集合体。 - 【請求項３】請求項（１）に記載の核燃料集合体におい
て、粒子トラップの外周部にそれを一括収納する収納筒
を配備形成するとともに、その上下端部には冷却材の流
路確保およびNa溜りを考慮した冷却材流路孔を複数円周
上に設けたことを特徴とする高速炉用核燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63247381A JPH0769445B2 (ja) | 1988-10-03 | 1988-10-03 | 高速炉用核燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63247381A JPH0769445B2 (ja) | 1988-10-03 | 1988-10-03 | 高速炉用核燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0296687A JPH0296687A (ja) | 1990-04-09 |
| JPH0769445B2 true JPH0769445B2 (ja) | 1995-07-31 |
Family
ID=17162584
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63247381A Expired - Fee Related JPH0769445B2 (ja) | 1988-10-03 | 1988-10-03 | 高速炉用核燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0769445B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2951578B1 (fr) * | 2009-10-16 | 2012-06-08 | Commissariat Energie Atomique | Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant au moins un tel assemblage |
-
1988
- 1988-10-03 JP JP63247381A patent/JPH0769445B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0296687A (ja) | 1990-04-09 |
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| SOCHASKI | Mr. RO SOCHASKI AECL WNRE Pinawa, Manitoba |
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