JPS6036040B2 - 試験用核燃料集合体 - Google Patents
試験用核燃料集合体Info
- Publication number
- JPS6036040B2 JPS6036040B2 JP53052084A JP5208478A JPS6036040B2 JP S6036040 B2 JPS6036040 B2 JP S6036040B2 JP 53052084 A JP53052084 A JP 53052084A JP 5208478 A JP5208478 A JP 5208478A JP S6036040 B2 JPS6036040 B2 JP S6036040B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- coolant
- fuel assembly
- test
- fuel element
- 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
【発明の詳細な説明】
本発明は試験用核燃料集合体に係り、特に燃料要素東の
周辺部分の温度勾配を大きくして燃料要素の湾曲試験を
行なう試験用核燃料集合体に関する。
周辺部分の温度勾配を大きくして燃料要素の湾曲試験を
行なう試験用核燃料集合体に関する。
本発明は長期間の照射試験を行なう場合に、燃料集合体
の湾曲を少なくして、原子炉からの脱荷を容易にする事
が可能な試験用核燃料集合体を提供することにある。
の湾曲を少なくして、原子炉からの脱荷を容易にする事
が可能な試験用核燃料集合体を提供することにある。
一般に、核燃料要素の原子炉での挙動を試験する場合、
試験用核燃料集合体として原子炉に装荷して照射試験が
行なわれる。
試験用核燃料集合体として原子炉に装荷して照射試験が
行なわれる。
この場合、照射試験用として例えば第１図に示す様な試
験用核燃料集合体が使用される。すなわち、試験用核燃
料要素１０を多数東にして、内筒４に収納し、原子炉内
の装荷位置に合わせた形状の外筒１、ハンドリングヘッ
ド２、ェントランスノズル３により構成された外套体内
に収納する。このとき、試験用核燃料要素束は、冷却材
流入孔２０から流入し、流入孔２１から流出する冷却材
によって除熱される。なお、図中３１は高圧プレナムを
、３２は低圧プレナムを５１および５２は炉心支持板を
部分的に示している。一方、核燃料要素の照射試験項目
の１つとして、核燃料要素東内での径方向の温度分布に
よる湾曲等の影響を試験する事があげられる。
験用核燃料集合体が使用される。すなわち、試験用核燃
料要素１０を多数東にして、内筒４に収納し、原子炉内
の装荷位置に合わせた形状の外筒１、ハンドリングヘッ
ド２、ェントランスノズル３により構成された外套体内
に収納する。このとき、試験用核燃料要素束は、冷却材
流入孔２０から流入し、流入孔２１から流出する冷却材
によって除熱される。なお、図中３１は高圧プレナムを
、３２は低圧プレナムを５１および５２は炉心支持板を
部分的に示している。一方、核燃料要素の照射試験項目
の１つとして、核燃料要素東内での径方向の温度分布に
よる湾曲等の影響を試験する事があげられる。
この場合には第２図に示す様に内筒４と外筒１の間の空
間部（ギャップ）５に冷却材を流動させ、核燃料要素東
の周辺部を中央部よりよく冷却し、核燃料要素東内での
蚤方向の温度勾配を大きくする方法が探られる。すなわ
ち、冷却材の高圧プレナム３１から流入孔２０を通して
流入した冷却材は分流孔２２によって核燃料要素１０を
冷却する部分と、ギャップ５に流入する部分に分流され
る。この場合、流れる流量は少なく、かつ精度よく制御
しておく必要がある。この様な方法でギャップ５に冷却
材を分流させる場合、高圧プレナム３１から流入した冷
却材の圧力は高く、ギャップ５は流動抵抗が燃料要素東
部と比べて非常に小さい。
間部（ギャップ）５に冷却材を流動させ、核燃料要素東
の周辺部を中央部よりよく冷却し、核燃料要素東内での
蚤方向の温度勾配を大きくする方法が探られる。すなわ
ち、冷却材の高圧プレナム３１から流入孔２０を通して
流入した冷却材は分流孔２２によって核燃料要素１０を
冷却する部分と、ギャップ５に流入する部分に分流され
る。この場合、流れる流量は少なく、かつ精度よく制御
しておく必要がある。この様な方法でギャップ５に冷却
材を分流させる場合、高圧プレナム３１から流入した冷
却材の圧力は高く、ギャップ５は流動抵抗が燃料要素東
部と比べて非常に小さい。
このため、分流孔２２で大きな流動抵抗を設け、冷却材
流量を制御する必要がある。しかしながら、少ない流量
で大きな抵抗を設ける事は難しく、特にキャビテーショ
ンの発生する恐れが大きくなる。キャビテーションの発
生は原子炉内の他の計装装置に悪影響を与えるばかりで
なく、構成部材の損傷の可能性もあり、原子炉の安全上
好ましくない。また少ない流量を精度よく制御する事は
、分流入孔２２の上流および下流間の圧力差が高い場合
には困難である。本発明はこの様な事情にかんがみてな
されたもので、燃料要素東内の温度勾配を大きくする目
的で内筒の外側に冷却材を分流させる場合に、キャビテ
ーション発生の問題なしに少ない流量を制御する事ので
きる試験用核燃料集合体を提供するものである。
流量を制御する必要がある。しかしながら、少ない流量
で大きな抵抗を設ける事は難しく、特にキャビテーショ
ンの発生する恐れが大きくなる。キャビテーションの発
生は原子炉内の他の計装装置に悪影響を与えるばかりで
なく、構成部材の損傷の可能性もあり、原子炉の安全上
好ましくない。また少ない流量を精度よく制御する事は
、分流入孔２２の上流および下流間の圧力差が高い場合
には困難である。本発明はこの様な事情にかんがみてな
されたもので、燃料要素東内の温度勾配を大きくする目
的で内筒の外側に冷却材を分流させる場合に、キャビテ
ーション発生の問題なしに少ない流量を制御する事ので
きる試験用核燃料集合体を提供するものである。
以下本発明の１実施例を図面を参照しながら説明する。
第３図は本発明の１実施例を示すもので、試験用燃料要
素１０を内部４内に収納し、外筒１、ハンドリングヘッ
ド２およびエントランスノズル３で、集合体を形成する
のは第１図および第２図の従釆の技術と同一である。内
筒４の中の燃料要素東を冷却する冷却材は高圧プレナム
３１から流入孔２０を経て流入し、流入孔２１から流出
する点も従来技術と同一である。本発明では燃料要素東
内の温度勾配を大きくするために内筒４と外筒１の間の
ギャップ５に流す冷却材を、低圧プレナム３２から流入
させる事を特徴とし、このためギャップ５に蓮適する冷
却材流入管２３は低圧プレナム３２に冷却材流入孔２２
を有している。第３図に例示される様な本発明による核
燃料集合体を用いれば核燃料要素東を冷却する冷却材は
高圧プレナムから従来の方法と同様に流入させ流動抵抗
の小さいギャップ部５には低圧プレナムから冷却材を流
入させる事ができ、このためギャップ部５に流れる冷却
材を制御するオリフィスも簡単なもので済み、キャビテ
ーション発生の可能性もほとんどなくなる。
素１０を内部４内に収納し、外筒１、ハンドリングヘッ
ド２およびエントランスノズル３で、集合体を形成する
のは第１図および第２図の従釆の技術と同一である。内
筒４の中の燃料要素東を冷却する冷却材は高圧プレナム
３１から流入孔２０を経て流入し、流入孔２１から流出
する点も従来技術と同一である。本発明では燃料要素東
内の温度勾配を大きくするために内筒４と外筒１の間の
ギャップ５に流す冷却材を、低圧プレナム３２から流入
させる事を特徴とし、このためギャップ５に蓮適する冷
却材流入管２３は低圧プレナム３２に冷却材流入孔２２
を有している。第３図に例示される様な本発明による核
燃料集合体を用いれば核燃料要素東を冷却する冷却材は
高圧プレナムから従来の方法と同様に流入させ流動抵抗
の小さいギャップ部５には低圧プレナムから冷却材を流
入させる事ができ、このためギャップ部５に流れる冷却
材を制御するオリフィスも簡単なもので済み、キャビテ
ーション発生の可能性もほとんどなくなる。
また、本発明は前述の様な核燃料要素東内の温度勾配を
大きくする目的の他に例えば内筒４を二重管として中間
にガス層を形成して断熱し、外筒１とのギャップ５に冷
却材を本発明の方法によって流動させる事もできる。
大きくする目的の他に例えば内筒４を二重管として中間
にガス層を形成して断熱し、外筒１とのギャップ５に冷
却材を本発明の方法によって流動させる事もできる。
しかして、燃料要素東内の温度には大きな影影響を与え
る事なく外筒１の温度を低くする事ができる。外筒は原
子炉内で照射中に中性子照射によってスウェリングを生
じ、これが原因で湾曲する事が予想されている。長期間
照射すると、湾曲が大きくなり、原子炉から脱荷する際
の支障となる場合もある。これを防ぐにはスウェリング
が温度が低いとほとんど起こらないため外筒１の温度を
下げればよい。従って、上述の様な構成で外筒１を冷却
し、温度を下げると湾曲が小さくなり、長期間照射した
場合の脱荷の問題を軽減する事もできる。
る事なく外筒１の温度を低くする事ができる。外筒は原
子炉内で照射中に中性子照射によってスウェリングを生
じ、これが原因で湾曲する事が予想されている。長期間
照射すると、湾曲が大きくなり、原子炉から脱荷する際
の支障となる場合もある。これを防ぐにはスウェリング
が温度が低いとほとんど起こらないため外筒１の温度を
下げればよい。従って、上述の様な構成で外筒１を冷却
し、温度を下げると湾曲が小さくなり、長期間照射した
場合の脱荷の問題を軽減する事もできる。
第１図は従来の試験用核燃料集合体の１例を示す縦断面
図、第２図は内外筒間に冷却材を流動させる従来の試験
用核燃料集合体の１例を示す縦断面図、第３図は本発明
の１実施例を示す試験用核燃料集合体の縦断面図である
。 １：外筒、２：ハンドリングヘッド、３：ェントランス
ノズル、４：内筒、５：内外筒間ギャップ、１０：試験
用核燃料要素、２０：高圧プレナム側冷却材流入孔、２
１：冷却材流出孔、２２：低圧プレナム側冷却材流入孔
、２３：冷却材流入管、３１：高圧プレナム、３２：低
圧プレナム、５１，５２：炉心支持板。 第１図 第２図 第３図
図、第２図は内外筒間に冷却材を流動させる従来の試験
用核燃料集合体の１例を示す縦断面図、第３図は本発明
の１実施例を示す試験用核燃料集合体の縦断面図である
。 １：外筒、２：ハンドリングヘッド、３：ェントランス
ノズル、４：内筒、５：内外筒間ギャップ、１０：試験
用核燃料要素、２０：高圧プレナム側冷却材流入孔、２
１：冷却材流出孔、２２：低圧プレナム側冷却材流入孔
、２３：冷却材流入管、３１：高圧プレナム、３２：低
圧プレナム、５１，５２：炉心支持板。 第１図 第２図 第３図
Claims (1)
- １ 冷却材の高圧及び低圧プレナムを有する原子炉に装
荷する内部に試験用核燃料要素束を収納する内筒を収納
する外筒を有する試験用核燃料集合体において、前記高
圧及び低圧プレナムにそれぞれ連通する冷却材流入孔を
備え、高圧プレナムに連通する冷却材流入孔は前記内筒
の内部に、低圧プレナムに連通する冷却材流入孔は前記
内筒の外面と前記外筒の内面で形成される空間部にそれ
ぞれ連通する事を特徴とする試験用核燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP53052084A JPS6036040B2 (ja) | 1978-04-29 | 1978-04-29 | 試験用核燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP53052084A JPS6036040B2 (ja) | 1978-04-29 | 1978-04-29 | 試験用核燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS54144584A JPS54144584A (en) | 1979-11-10 |
| JPS6036040B2 true JPS6036040B2 (ja) | 1985-08-17 |
Family
ID=12904952
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP53052084A Expired JPS6036040B2 (ja) | 1978-04-29 | 1978-04-29 | 試験用核燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6036040B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4675154A (en) * | 1985-12-20 | 1987-06-23 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly with large coolant conducting tube |
-
1978
- 1978-04-29 JP JP53052084A patent/JPS6036040B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS54144584A (en) | 1979-11-10 |
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