JPS5847440Y2 - カクネンリヨウボウ - Google Patents
カクネンリヨウボウInfo
- Publication number
- JPS5847440Y2 JPS5847440Y2 JP1975083360U JP8336075U JPS5847440Y2 JP S5847440 Y2 JPS5847440 Y2 JP S5847440Y2 JP 1975083360 U JP1975083360 U JP 1975083360U JP 8336075 U JP8336075 U JP 8336075U JP S5847440 Y2 JPS5847440 Y2 JP S5847440Y2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pellet
- end plug
- inner cylinder
- collar
- fuel rod
- 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.)
- Expired
Links
Classifications
-
- 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
【考案の詳細な説明】
本考案は核燃料棒中に一定限度以上の荷重が作用した際
にせん断破壊する部材、すなわちつばを設けた支持部材
を挿入したものであって、原子炉の出力上昇中にペレッ
トの熱膨張等により被覆管が軸方向に破損するのを防止
しようとするものである。
にせん断破壊する部材、すなわちつばを設けた支持部材
を挿入したものであって、原子炉の出力上昇中にペレッ
トの熱膨張等により被覆管が軸方向に破損するのを防止
しようとするものである。
従来より用いられている核燃料棒は、例えば第１図ａに
示されるように、外径７〜１７ｍｍ、肉厚０゜５〜ｌ
、Ｑ ｍｍ、全要約４ｍの被覆管２内に通常ペレットと
称する二酸化ウラン焼結体等の核分裂性物質３を挿入し
、被覆管の両端をそれぞれ上部端栓１および下部端栓５
を用いて溶接等により気密に封じて製作され、このとき
上部端栓１とペレットスタックとの間に核分裂時の生成
ガスによる燃料棒内圧上昇やペレットスタックの熱膨張
等を吸収するための空所４を設けるようになし、またそ
の空所にはペレットスタックを押圧するコイルスプリン
グ６を設け、主として原子炉内に装着される以前の取扱
いによるペレットの動揺を防止していた。
示されるように、外径７〜１７ｍｍ、肉厚０゜５〜ｌ
、Ｑ ｍｍ、全要約４ｍの被覆管２内に通常ペレットと
称する二酸化ウラン焼結体等の核分裂性物質３を挿入し
、被覆管の両端をそれぞれ上部端栓１および下部端栓５
を用いて溶接等により気密に封じて製作され、このとき
上部端栓１とペレットスタックとの間に核分裂時の生成
ガスによる燃料棒内圧上昇やペレットスタックの熱膨張
等を吸収するための空所４を設けるようになし、またそ
の空所にはペレットスタックを押圧するコイルスプリン
グ６を設け、主として原子炉内に装着される以前の取扱
いによるペレットの動揺を防止していた。
ところで被覆管２とペレット３との間隙は、ペレットか
らの熱伝達を向上させるため燃料棒製作時でＱ、３ｍｍ
程度以下に狭める設計としており、しかも実際の原子炉
内ではペレットには被覆管より著しく高温となること、
ペレットの方が熱膨張の程度は被覆管より大であること
、照射に伴ってペレット体積が増大することなどにより
、ペレットと被覆管間隙は更に狭くなる傾向にある。
らの熱伝達を向上させるため燃料棒製作時でＱ、３ｍｍ
程度以下に狭める設計としており、しかも実際の原子炉
内ではペレットには被覆管より著しく高温となること、
ペレットの方が熱膨張の程度は被覆管より大であること
、照射に伴ってペレット体積が増大することなどにより
、ペレットと被覆管間隙は更に狭くなる傾向にある。
一方、原子炉での使用にあたっては、ペレットの割れ、
かけ等により、ペレットは被覆管と少なくとも部分的に
強く接触して、必ずしもペレットが被覆管内を長さ方向
に自由に移動し得るものではなく、前述の第１図ａの空
所４のみではペレットの熱膨張による軸方向スタック伸
長を十分に吸収することは困難であった。
かけ等により、ペレットは被覆管と少なくとも部分的に
強く接触して、必ずしもペレットが被覆管内を長さ方向
に自由に移動し得るものではなく、前述の第１図ａの空
所４のみではペレットの熱膨張による軸方向スタック伸
長を十分に吸収することは困難であった。
他方、燃料棒はその中央部分での発熱量が大であり、従
ってペレット被覆管は他の部分よりも中央部分において
強く接触することが予想され、このため原子炉再起動時
とか過出力運転のほか原子炉の急激な出力上昇時には、
ペレットスタックの約圭の部分（燃料棒中央より下部端
栓側）の熱膨張を吸収することができず、過剰の異常な
応力が被覆管もしくは端栓合部に作用し、燃料棒破損に
至る可能性が存在していた。
ってペレット被覆管は他の部分よりも中央部分において
強く接触することが予想され、このため原子炉再起動時
とか過出力運転のほか原子炉の急激な出力上昇時には、
ペレットスタックの約圭の部分（燃料棒中央より下部端
栓側）の熱膨張を吸収することができず、過剰の異常な
応力が被覆管もしくは端栓合部に作用し、燃料棒破損に
至る可能性が存在していた。
この点を解消する従来の試みとして、第１図ｂのように
、ペレットスタック上部に設けた空所４と同様な空所４
′を下部端栓５とペレット３の間にも設け、コイルスプ
リング６′によりペレットの下向きの伸びを吸収する提
案もなされている。
、ペレットスタック上部に設けた空所４と同様な空所４
′を下部端栓５とペレット３の間にも設け、コイルスプ
リング６′によりペレットの下向きの伸びを吸収する提
案もなされている。
しかし、このような構造にては、コイルスプリングの弾
性が原子炉内の高温条件下で失われ、実質的なバネ機能
を燃料棒炉内滞在期間を通じて保持し得ないこと、更に
はスプリングの弾性が失われてスプリング長さが短あく
なった場合にはペレット間に空隙が生じ、局所的な燃料
棒出力の増大（ホット・スポット）を招いて安全上好ま
しくない。
性が原子炉内の高温条件下で失われ、実質的なバネ機能
を燃料棒炉内滞在期間を通じて保持し得ないこと、更に
はスプリングの弾性が失われてスプリング長さが短あく
なった場合にはペレット間に空隙が生じ、局所的な燃料
棒出力の増大（ホット・スポット）を招いて安全上好ま
しくない。
また燃料集合体中に多数並列されている燃料棒の各ペレ
ットスタック下部位置が不揃いになることがら、炉心核
特性の低下をきたすといった欠点を有し、依然として上
述の燃料棒破損の可能性等不都合点を除去するものでは
なかった。
ットスタック下部位置が不揃いになることがら、炉心核
特性の低下をきたすといった欠点を有し、依然として上
述の燃料棒破損の可能性等不都合点を除去するものでは
なかった。
これらの点に鑑み、本考案では下部端栓とペレットとの
間に成る一定限度以上に過剰な応力が作用するときには
せん断する部材を設け、このせん断によって過剰応力の
一部あるいは全部を解放しようとするものであって、図
面に示す実施例に基づいて詳述すると、つぎのとおりで
ある。
間に成る一定限度以上に過剰な応力が作用するときには
せん断する部材を設け、このせん断によって過剰応力の
一部あるいは全部を解放しようとするものであって、図
面に示す実施例に基づいて詳述すると、つぎのとおりで
ある。
第２図ａにおいて、下部端栓５とペレット３との間には
以下のような支持部材が介在している。
以下のような支持部材が介在している。
この支持部材は第２図すに示すように、その外周部に沿
って３ケ所につば９を突設した内筒７と、その内筒７と
摺動可能に嵌合する外筒８とから戊り、その外筒８には
つば９と係合する受溝１０が形成されている。
って３ケ所につば９を突設した内筒７と、その内筒７と
摺動可能に嵌合する外筒８とから戊り、その外筒８には
つば９と係合する受溝１０が形成されている。
つば９の軸方向厚さＡおよび周方向長さＢを適当に変え
ることにより、適宜のせん断荷重を得ることができるこ
と勿論であって、例えばＳＵＳ ３Ｑ４鋼を用いて厚さ
Ａを１ｍｍ、長さＢを６．３ ｍｍ、４．０ ｍｍ、２
．７ ｍｍとした場合のせん断荷重を調べてみると、第
２図Ｃのとおりであり、それぞれ１５６０ ｋｇ、８８
０ ｋｇ、５０５ ｋｇであった。
ることにより、適宜のせん断荷重を得ることができるこ
と勿論であって、例えばＳＵＳ ３Ｑ４鋼を用いて厚さ
Ａを１ｍｍ、長さＢを６．３ ｍｍ、４．０ ｍｍ、２
．７ ｍｍとした場合のせん断荷重を調べてみると、第
２図Ｃのとおりであり、それぞれ１５６０ ｋｇ、８８
０ ｋｇ、５０５ ｋｇであった。
このような支持部材は、通常の予定された原子炉運転条
件下においては原形を保持しているが、過剰応力によっ
てはつば９の部分からせん断する。
件下においては原形を保持しているが、過剰応力によっ
てはつば９の部分からせん断する。
図示の実施例では内筒ストッパー１１と外筒ストッパー
１２がそれぞれ内筒７および外筒８にスポット溶接にて
接合されていて、つば９部のせん断時に吸収することが
できる歪量を両ストッパーの面間長さにより規制すると
共に、外筒ストッパー１２の固着によって内筒７と外筒
８との一体化を図り、本部材を燃料棒内に組入れる際の
取扱いを容易にしている。
１２がそれぞれ内筒７および外筒８にスポット溶接にて
接合されていて、つば９部のせん断時に吸収することが
できる歪量を両ストッパーの面間長さにより規制すると
共に、外筒ストッパー１２の固着によって内筒７と外筒
８との一体化を図り、本部材を燃料棒内に組入れる際の
取扱いを容易にしている。
以上のような支持部材がペレット下部端栓との間に介在
する本願構成によれば、通常の運転時には支持部材は原
形を保持して剛的に支持するがら、コイルスプリングを
用いた場合に生じる可能性のあるペレット間の空隙を生
じさせなくできる。
する本願構成によれば、通常の運転時には支持部材は原
形を保持して剛的に支持するがら、コイルスプリングを
用いた場合に生じる可能性のあるペレット間の空隙を生
じさせなくできる。
また燃料集合体中に多数並列されている燃料棒の各ペレ
ットスタック下部位置が不揃いになって炉心核特性の低
下をきたすこともない。
ットスタック下部位置が不揃いになって炉心核特性の低
下をきたすこともない。
過剰応力が作用するとつば９の部分でせん断を生じ、内
筒７は外筒８内へ侵入し、これによって過剰応力の一部
あるいは全部を解放するから、被覆管や端栓接合部に無
理な応力を与えないで済む。
筒７は外筒８内へ侵入し、これによって過剰応力の一部
あるいは全部を解放するから、被覆管や端栓接合部に無
理な応力を与えないで済む。
また異常運転状態に至った時には原子炉は停止されるが
、つばがせん断しているか否かは一時的に原子炉から取
出された燃料の該部分をＸ線検査等により簡単に知るこ
とができるといった利点も有する。
、つばがせん断しているか否かは一時的に原子炉から取
出された燃料の該部分をＸ線検査等により簡単に知るこ
とができるといった利点も有する。
第１図ａと第１図すは従来の核燃料棒の断面図、第２図
ａは本案要部を示す断面図、第２図すは第２図ａに示し
た支持部材の組立前の分解斜視図、第２図Ｃは支持部材
の形状を異にした場合のせん断線図である。 １・・・・・・上部端栓、３・・・・・・ペレット、５
・・・・・・下部端栓、７・・・・・・内筒、８・・・
・・・外筒、９・・・・・・つば。
ａは本案要部を示す断面図、第２図すは第２図ａに示し
た支持部材の組立前の分解斜視図、第２図Ｃは支持部材
の形状を異にした場合のせん断線図である。 １・・・・・・上部端栓、３・・・・・・ペレット、５
・・・・・・下部端栓、７・・・・・・内筒、８・・・
・・・外筒、９・・・・・・つば。
Claims (1)
- 内筒の外周面につばを突設し、この内筒に外筒を摺動可
能に嵌合し、前記つばと外筒の受溝とを当接せしめて一
定限度以上の応力が作用した際にはっばがせん断破壊す
るようにした支持部材を、ペレットと下部端栓との間に
介在せしめた核燃料棒。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1975083360U JPS5847440Y2 (ja) | 1975-06-18 | 1975-06-18 | カクネンリヨウボウ |
| US05/689,987 US4111748A (en) | 1975-06-18 | 1976-05-26 | Nuclear fuel rod with stress relieving device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1975083360U JPS5847440Y2 (ja) | 1975-06-18 | 1975-06-18 | カクネンリヨウボウ |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS51162200U JPS51162200U (ja) | 1976-12-23 |
| JPS5847440Y2 true JPS5847440Y2 (ja) | 1983-10-28 |
Family
ID=28564638
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1975083360U Expired JPS5847440Y2 (ja) | 1975-06-18 | 1975-06-18 | カクネンリヨウボウ |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5847440Y2 (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4932555U (ja) * | 1972-06-20 | 1974-03-22 |
-
1975
- 1975-06-18 JP JP1975083360U patent/JPS5847440Y2/ja not_active Expired
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4932555U (ja) * | 1972-06-20 | 1974-03-22 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS51162200U (ja) | 1976-12-23 |
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