JPS61217795A - 加圧水型原子炉燃料集合体 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 （産業上の利用分野） 本発明は加圧水型原子炉燃料集合体に係り、特に上部太
径部、下部細径ダッシュポット部を含む制御棒案内管の
水抜き孔を通過する冷却材流量制御を可能とした加圧水
型原子炉燃料集合体に関する。

（従来の技術） 加圧水型原子炉燃料集合体は、第９図に例示している如
く多数の長尺燃料棒（１）及び制御棒案内管（３）を正
方格子状平行に配列し、複数の支持格子（２）で保持し
、上下端に夫々上部ノズル（４）、下部ノズル（５）を
装設することによて構成されており、例えば、燃料棒（
１）及び制御棒案内管等は第１０図の模式図に示す如く
配置される。即ち、−重丸を含むセルは制御棒案内管セ
ル、二重丸を含むセルは計装用案内管セル、他のセルは
燃料棒セルであり、夫々に制御棒案内管、計装用案内管
、燃料棒が挿通される。

ここで、制御棒案内管は燃料の上部ノズル（４）。

下部ノズル（５）を連結し、支持格子を保持して燃料集
合体の骨格を形成する構造部材の役割を果たすと同時に
、加圧水型原子炉燃料では通常、燃料棒配列間の所定位
置に上方より挿入される複数の制御棒に対してそれぞれ
に連続した挿通通路を与える。

かかる制御棒案内管（３）は通常、中性子吸収の少ない
Ｓｎ　−Ｆｅ　−Ｃｒ系ジルコニウム合金管によって形
成され、下方には原子炉緊急停止時に自重による自由落
下で制御棒を急速挿入した時に所定の挿入長を過ぎた後
、燃料と制御棒クラスターの部品同志の間で過大な衝撃
力が発生しないよう落下速度を流体的に減速するための
細径ダッシュポット部（３ｂ）が第１１〜１３図の如く
上部太径部（３ａ）の下部に設けられている。

そして、制御棒案内管（３）最下端には下部ノズル（５
）とねじ等による機械的結合が可能なように下部端栓（
８）が溶接され、この端栓の中央部には制御棒落下時に
内部の冷却材圧力が大きくなり過ぎて制御棒案内管（３
）自体や案内管（３）と下部端栓（８）溶接部に機械的
損傷を与えることがないよう所定の大きさの水抜き孔（
９）が穿設される。

また、制御棒案内管（３）の太径部（３ａ）下端付近。

ダッシュポット部（３ｂ）のすぐ上の領域においても制
御棒がなるべく早くダッシュポット入口部まで到達する
ように所定寸法、数量の水抜き孔（７）が通常設計とし
て設けられる。

しかして、原子炉の通常運転時には加圧水型原子炉では
上記制御棒案内管に関し、制御棒（６）又はパーナブル
ポイズンロッド（ＢＰＲ）等の内挿物棒が第１１図に示
される位置関係になるように挿入されており、制御棒（
６）は原子炉の反応度を調整する目的で所定量だけ上方
に引き抜かれた状態で保持され、多くの制御棒（６）は
制御棒案内管上端入口部近くまで引き抜かれている。

このとき、冷却材は図中の矢印に示されるように制御棒
案内管（３）内部と外部のそれぞれの流路における流動
抵抗の差によって前述の水抜き孔（７）を通って制御棒
案内管（３）の内部へ流入する。そして制御棒案内管（
３）内部を流れる冷却材は主たる熱源である燃料棒の冷
却には寄与しないが、制御棒やＢＰＲも中性子吸収反応
や燃料棒からのガンマ線加熱による発熱が若干あり、そ
の冷却に丁度足りるだけの冷却材流量が確保されること
が好ましいとされる。

上記に対し、一方、制御棒落下時は第１２図にその状況
を示しているが、制御棒（６）がダッシュポット部（３
ｂ）上にあるときは、図のように太径部水抜き孔（７）
を通じて激しく冷却材は押し出され、下端端栓（８）の
水抜き孔（９）を通過する流量はごく僅かである。しか
し、更に下方に制御棒（６）が移動した後は最下部の水
抜き孔（９）のみが実質上、水抜き効果を有するように
変化する。

そこで、上記の水抜き孔（７）　（９）の寸法、配置１
個数などは上記冷却材流量の要求、制御棒挿入時間。

制御棒落下最終段階の減速の程度等を考慮して最適に設
計されなければならない。

ところが、このような最適設計を行っても、加圧水型原
子炉の炉心に装荷された燃料は必ずしも全数に制御棒や
ＢＰＲ等内挿物が挿入される訳ではなく、原子炉自体の
設計や、炉心特性の最適化の目的から全集合体の約半数
以上の燃料については上記のような内挿物が挿入されな
い状態で用いられる。そのため、もし制御棒案内管（３
）が内挿物なしの状態で、当該燃料集合体が炉心内に装
荷された場合、内挿物による冷却材流動抵抗がない分だ
け制御棒案内管（３）内の冷却材流通が容易となり、圧
力バランスからより多くの流量が案内管内を流れること
になる。

そこで、従来、かかる現象を防止するために、制御棒や
ＢＰＲ等の内挿物を挿入しない燃料集合体に対しては、
短尺、大径の通常ステンレス鋼棒からなるプラソギング
デバイス、即ち、第１４図に例示する如くブラッギング
デバイスプラグ捧（６）をプレートαωにかしめ、溶接
、螺着などにより固着し、ホールドダウンスプリング（
１１）を介してホールドダウンバー（１２）で弾性圧着
せしめた構成をもつプラッギングデバイスを第１３図に
示すように集合体内に挿通し、制御棒案内管（３）向上
端部付近に挿通して制御棒案内管（３）を部分的に閉塞
して管内流量の調整を行っている。

（発明が解決しようとする問題点） ところが、このようなプラソギングデバイスを用いた場
合には次のような欠点が存在する。

（１）　　原子炉定期検査時の燃料入れ替え（シャツリ
ングと言う）時には、その度にプラッギングデバイスも
入れ替えなければならず、燃料装荷の手間が増大する。

原子炉の経済的な運転のためには、定期検査に要する時
間を出来るだけ短縮することが望まれているが、シャフ
リング時のブラッギングデバイスの入れ替え作業は定期
検査期間短縮に対する大きな障害ともなっている。

（２）プラッギングデバイス製作に費用がかかると同時
に、それ自体が寿命終了後には放射性の廃棄物となり、
保管或いは処理に多大の費用を要する。

などである。

一方、また、ブラッギングデバイスを用いないときは前
述の如く制御棒案内管（３）内を流れる冷却材流量が大
きくなり過ぎ、有効に燃料棒を冷却する冷却材の割合が
低下して原子炉の出力を所定のレベルまで上げられない
弊害がある。

更に制御棒案内管内流量を低減させる目的で制御棒案内
管の水抜き孔の断面積を小さくしたような場合には制御
棒の落下抵抗が大きくなって緊急時の原子炉安全停止の
面で問題を生じる。

本発明は上述の如き従来技術における燃料集合体設計の
問題点に鑑み、これを解消することを課題とし、制御棒
案内管太径部の水抜き孔の外側面に該水抜き孔を覆うよ
うな金属薄板状のリード弁を設け、 （１）通常運転時には制御棒案内管内外の冷却材圧力損
失の差のために外方より流体力を受けたり−ド弁が閉止
されて了まうことによってブラッギングデバイスを用い
ない場合にも水抜き孔を通って制御棒案内管内に流入す
る冷却材流量を抑制し、必要以上の冷却材が制御棒案内
管内を流通することを防止し、 （２）原子炉炉心内で制御棒挿通位置に装荷された燃料
集合体にあっては、制御棒落下時に制御棒落下によって
制御棒案内管内で圧縮され、圧力が著しく上昇された冷
却材によって上記のリード弁が内方から押し拡げられ、
水抜き孔を通して冷却材が制御棒案内管の外部に比較的
容易に逃げ得るよう流路を与える。

ことを目的とするものである。

（問題点を解決するための手段） しかして、上記目的を達成する本発明の特徴とするとこ
ろは、第１図〜第８図にその態様を示しているが、第１
図、第２図にもとづいてその基本的構成を説明すると、
前述の如き燃料集合体の上部太径部（３ａ）と下部ダッ
シュボ・シト部（３ｂ）を含む制御棒案内管（３）にお
いて、その太径部（３ａ）の側面に少なくとも１個の水
抜き孔（７）を設けると共に、その外側面に前記水抜き
孔（７）を覆って、少なくとも１枚以上の金属薄板状の
り−ド弁部（２２）をスリーブ本体リング部（２１）と
一体に形成したリード弁付スリーブ（２０）を設ける。

そして、上記リード弁付スリーブ（２０）を上記水抜き
孔（７）の少なくとも一部を外側面から覆うような位置
関係において上記リード弁付スリーブの上記スリーブ本
体リング部（２１）と上記制御棒案内管（３）とを機械
的又は冶金的に固定せしめる構成である。

ここで、上記リード弁付スリーブ（２０）の材質として
は、ステンレス鋼のＳｎ　−Ｆｅ　−Ｃｒ系ジルコニウ
ム合金が用いられる。又、スリーブ本体リング部（２１
）と制御棒案内管（３）との機械的固定としては、両者
を同時に局部的に外方へ膨出させるバルジ加工等が挙げ
られ、一方、冶金的固定手段としては両者の溶接などが
挙げられる。

（作　用） 次に上記構成に係る本発明の作用については、先ず、前
記リード弁付スリーブの固定は、燃料集合体の組立時、
支持格子に制御棒案内管（３）を挿通するときに前記リ
ード弁付スリーブ（２０）を制御棒案内管（３）外周に
嵌装し、位置決めをした後、制御棒案内管（３）とり−
ド弁付スリーブ（２０）を固定する。

そして、このようにして固定された燃料集合体は制御棒
落下時板外は第３図に示すように制御棒案内管（３）の
内外の圧力差によってリード弁部（２２）は閉止されて
おり、水抜き孔（７）を通る冷却材の流れを抑制する。

一方、制御棒（６）が挿通され、その制御棒（６）が原
子炉緊急停止のために落下してくる時には第４図に示す
ように大きな制御棒案内管内の内圧のためにリード弁部
（２２）は押し拡げられ、冷却材は矢印方向に比較的自
由に外部に逃げることとなり、加圧水型原子炉燃料集合
体において、制御棒あるいは可燃性毒物質棒（例えばＢ
ＰＲ）などの内挿物を挿入しない集合体に対してもプラ
フギングデバイスを用いることなく、制御棒案内管内の
冷却材流量が過大にならないよう制御すると共に、緊急
時に制御棒を急速挿入しなければならないような場合に
も、その流体抵抗を滅じて必要な制御棒落下（挿入）速
度を保証することができる。

（実施例） 以下、更に添付図面にもとづき本発明の実施例について
詳述する。

第１図乃至第８図は本発明に係る燃料集合体の要部の態
様を示す各図であり、第１図はリード弁付スリーブを固
定した状態を示す斜視説明図、第２図は同第１図Ａ−Ａ
断面図、第３図及び第４図はリード弁作用説明図、第５
図はり−ド弁付スリーブの１例を示す斜視図、第６図〜
第８図はり一ド弁付スリーブの各実施例を示す軸方向断
面図である。

上記各図において（３）は制御棒案内管で、上部に太径
部（３ａ）　、下部に細径のダッシュポット部（３ｂ）
が形成されており、制御棒案内管（３）の太径部（３ａ
）下端付近に穿設されている水抜き孔（７）の外周に本
発明の要部をなすリード弁付スリーブ（２０）が覆装さ
れている。

このリード弁付スリーブ（２０）は例えば、肉厚０．２
酊のステンレス鋼、　Ｓｎ−Ｆｅ−Ｃｒ系ジルコニウム
合金の薄板を材料とし、管状に加工し、或いはそれらの
材料から圧延、引抜きで製作された管状半製品から作ら
れ、更に切欠き加工を施すことによってスリーブ本体リ
ング部（２１）と、該リング部（２１）より下方に分岐
延出するリード弁部（２２）を備えた第・５図図示の形
状で、制御棒案内管太径部（３ａ）の下端付近にバルジ
加工部（２３）によって制御棒案内管と一体に固定され
ている。なお、前記下方へ延びたリード弁部（２２）は
制御棒案内管（３）の水抜き孔（７）に対応するもので
あり、図示例では制御棒案内管（３）の太径部側面の水
抜き孔（７）は軸方向位置の僅かに異なる２個所で２個
宛、計４個であるためリード弁部（２２）も夫々の水抜
き孔（７）に対応するよう長さを変化させて４個が設け
られている。

又、リード弁付スリーブ（２０）と制御棒案内管（３）
との固定としては実施例ではバルジ加工が用いられてい
るが、これはり−ド弁部付スリーブ（２０）を制御棒案
内管外周に嵌装し位置決めをした後、制御棒案内管（３
）内に治具を挿入することによって行われ、これにより
局部的に外方に膨出させて機械的に固定される。

かかるバルジ加工は加圧水型原子炉燃料の加工技術とし
てはよく知られた方法であり、上記固定は、かかるバル
ジ加工に限らず、溶接により冶金的に固定することも可
能である。

しかし、制御棒案内管とリード弁付スリーブが異種金属
である場合を考慮すればバルジ加工による機械的固定は
頗る効果的である。

かくして、以上のような構成が制御棒案内管に付された
燃料集合体は制御棒落下時板外においては第３図の如く
制御棒案内管の内外の圧力差によってリード弁部（２２
）は閉じられ、水抜き孔（７）を通る冷却材の流れは抑
制される。そして、制御棒（６）が挿通され、その制御
棒が原子炉緊急停止のために落下してくる時には第４図
に示す如く大きな制御棒案内管内圧のためにリード弁部
（２２）は押し拡げられ冷却材は比較的自由に外部に逃
げることになる。

なお、以上は制御棒を挿通することを主としているが、
ＢＰＲその他内挿物を挿入する場合も同様である。

又、上記図示例では水抜き孔（７）の数は４個となって
いるが、水抜き孔（７）は４個に限定されたものではな
く、その位置１寸法２個数は前述の必要な制御棒案内管
内冷却材流量の要求と制御棒落下速度の要求から最適な
値が得られるよう設計すべきものであ・る。

同様にリード弁付スリーブ（２０）のり−ド弁部（２２
）の数も必ずしも全部の水抜き孔（７）を覆う数量が必
要という訳ではなく、幾つのリード弁部（２２）を設け
れば好適であるかも設計の範囲である。

更に付言すると、リード弁は当該水抜き孔を全く覆い、
冷却材流れを完全に遮断すべきものという訳でもなく、
リード弁が閉じた時に如何程の冷却材流通孔断面積が残
るかも亦、設計的に決められるべきである。要はり一ド
弁部（２２）のり−ド弁が閉じた時には制御棒案内管内
の冷却材流量を所定値に抑制し、制御棒落下時でリード
弁が開いたときは出来るだけ制御棒案内管内冷却材を自
由に外部に逃がすことが肝要である。

第７図、第８図は本発明に係るリード弁付スリーブ（２
０）の他の実施例を示し、これらはスリーブ本体リング
部（２１）の肉厚をリード弁部（２２）のそれより大き
くしたもので機械加工の手間は増大するが、スリーブ取
付部の強度を増加させる一方でリード弁部（２２）自体
はより柔らかく、冷却材による流体力により容易に追随
する優れた利点を与える。

特に第７図、第８図におけるスリーブ本体リング部（２
１）とり−ド弁部（２２）の材料は３０４型ステンレス
鋼を用い、前者は肉厚約０．４ｆｌ、後者は肉厚０．１
　ｍで製作し、予想通りの所期の効果を得たことは評価
される。

更に他の実施例として、中性子吸収を減少する目的でリ
ード弁付スリーブ（２０）を制御棒案内管（３）と同材
質のＳｎ　−Ｆｅ　−Ｃｒ系ジルコニウム合金を用いて
作ることもあり、例えば、第８図に示される断面形状に
おいて、スリーブ本体リング部（２１）を肉厚０．５ｆ
ｉ、　　リード弁部（２２）を肉厚０．０８ｆｌの前記
材料で作り、スリーブの固定を両者同材質であることか
ら抵抗溶接法を用いて溶接すれば一層容易な組立てを実
施することができる。

以上の実施例説明ではスリーブ本体リング部（２１）が
上、リード弁部（２２）が下になるような位置関係で構
造を説明して来たが、本発明は別設、これに限定される
ものではなく、上下逆の配置を採用しても全く同等の効
果が得られる。

（発明の効果） 本発明は以上の如く、制御棒案内管の太径部外周にリー
ド弁部とスリーブ本体リング部を一体的に形成した金属
薄板状のリード弁付スリーブを覆装し固定したものであ
り、水抜き孔を覆うような前記金属薄板状リード弁部を
設けることによって水抜き孔寸法を大きく保った状態で ＜１）制御棒落下速度外には内挿物の有無に拘らず制御
棒案内管内を流れる冷却材流量を所定の値に抑制するこ
とができると共に、 （２）制御棒落下時には、水抜き孔を通って制御棒案内
管の中の冷却材が容易に外部に逃げることができ、原子
炉の緊急停止時の燃料集合体への制御棒挿入性を保証す
ることができる。

などの効果を有し、その結果、原子炉炉心内で制御棒や
ＢＰＲ等の内挿物が挿通されない位置に装荷される燃料
に対してもプラッギングデバイスを使用する必要はな（
なり、 ＋ａ）　　燃料シャフリング時にブラッギングデバイス
入れ替え作業が不必要である。

（ｂｌ　　そのため、プラッギングデバイス製作費用や
放射性廃棄物となるプラッギンクデバイスの保管処理費
用を不要とする。

などの優れた諸効果を生じ、加圧水型原子炉燃料集合体
として今後にその有用性が大きく期待される。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の要部をなすり−ド弁付スリーブを制御
棒案内管に固定した状態を示す斜視説明図、第２図は同
第１図のＡ−Ａ断面図、第３図及び第４図はリード弁の
作用を説明する断面概要図で第３図は制御棒落下時以外
、第４図は制御棒落下時の場合である。第５図は本発明
におけるリード弁付スリーブの斜視外観図、第６図は同
スリーブの軸方向断面図、第７図及び第８図は他の各実
施例を示すリード弁付スリーブの軸方向断面図、第９図
は燃料集合体の一部省略正面図、第１０図は燃料棒、制
御棒案内管等の配置を示す模式図、第１１図、第１２図
及び第１３図は制御棒案内管断面概要図で、第１１図は
ＢＰＲ等内挿物挿入状態、第１２図は制御棒落下時の状
態、第１３図はプラフギングデバイス挿通状態を夫々示
す。又、第１４図はプラッギングデバイスの正面図であ
る。 （１）・・・燃料棒、（３）・・・制御棒案内管。 （３ａ）・・太径部、　　（３ｂ）・・ダッシュポット
部。 （４）・・・上部ノズル、（５）・・下部ノズル。 （６）・・・制御棒。 （６・・・プラソギングデバイスプラグ棒。 （７）・・・水抜き孔。 （２０）・・・リード弁付スリーブ。 （２１）・・・スリーブ本体リング部。 （２２）・・・リード弁部。 （２３）・・・バルジ加工部。 纂６閏　　第７図　　　第８図 蓼ｑ図 ＄１４図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、複数の長尺の燃料棒及び制御棒案内管等を正方格子
   状平行に配列し、複数の支持格子で保持し、上下端には
   夫々、上部ノズル、下部ノズルを備えた加圧水型原子炉
   燃料集合体において、上記制御棒案内管は上部太径部と
   、下部細径ダッシュポット部を含み、上記制御棒案内管
   太径部の側面には少なくとも１個の水抜き孔が設けられ
   ていると共に、上記制御棒案内管の外側には、少なくと
   も１枚以上の金属薄板状のリード弁部をスリーブ本体リ
   ング部と一体に形成したリード弁付スリーブが覆装され
   、上記リード弁部が前記水抜き孔の少なくとも一部を外
   側面から覆うような位置関係において、上記リード弁付
   スリーブのスリーブ本体リング部と上記制御棒案内管と
   が機械的又は冶金的に固定されてなることを特徴とする
   加圧水型原子炉燃料集合体。 ２、リード弁付スリーブがステンレス鋼からなる特許請
   求の範囲第１項記載の加圧水型原子炉燃料集合体。 ３、リード弁付スイッチがＳｎ−Ｆｅ−Ｃに系ジルコニ
   ウム合金からなる特許請求の範囲第１項記載の加圧水型
   原子炉燃料集合体。 ４、スリーブ本体リング部と制御棒案内管との固定が両
   者を同時に局部的に外方へ膨出させるバルジ加工である
   特許請求の範囲第１項、第２項又は第３項記載の加圧水
   型原子炉燃料集合体。 ５、スリーブ本体リング部と制御棒案内管との固定が溶
   接である特許請求の範囲第１項、第２項又は第３項記載
   の加圧水型原子炉燃料集合体。