JPS6141988A - 核燃料棒 - Google Patents
核燃料棒Info
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- JPS6141988A JPS6141988A JP16309385A JP16309385A JPS6141988A JP S6141988 A JPS6141988 A JP S6141988A JP 16309385 A JP16309385 A JP 16309385A JP 16309385 A JP16309385 A JP 16309385A JP S6141988 A JPS6141988 A JP S6141988A
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/10—Construction of control elements
-
- 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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/10—End closures ; Means for tight mounting therefor
-
- 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
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- Pipe Accessories (AREA)
- Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
- Addition Polymer Or Copolymer, Post-Treatments, Or Chemical Modifications (AREA)
- Shafts, Cranks, Connecting Bars, And Related Bearings (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、一般に、原子炉の燃料集合体に関し、より詳
細には、改良された端栓組立体を備えた核燃料棒に関す
るものである。
細には、改良された端栓組立体を備えた核燃料棒に関す
るものである。
当該技術で周知のように、原子炉の燃料集合体に使用す
る燃料棒は、管状被覆部材、即ち被覆管中に端面同士接
触するように配設された複数の円筒状の燃料ベレット、
例えば、Ｕ−２３５を濃縮したＵＯ２からできている核
燃料ペレットを収納している。被覆管は、好ましくはジ
ルコニウム合金製の、細長い薄肉管であり、好ましくは
被覆管と同じ材質の端栓によって、両端が閉ざされてい
る。
る燃料棒は、管状被覆部材、即ち被覆管中に端面同士接
触するように配設された複数の円筒状の燃料ベレット、
例えば、Ｕ−２３５を濃縮したＵＯ２からできている核
燃料ペレットを収納している。被覆管は、好ましくはジ
ルコニウム合金製の、細長い薄肉管であり、好ましくは
被覆管と同じ材質の端栓によって、両端が閉ざされてい
る。
やはり周知のように、燃料棒を内部から加圧すれば、原
子炉の全体的な効率を高くし、その燃［１棒の使用寿命
を長くすることができる。そのため、燃料棒の製造に当
たり、不活性ガスＣえばヘリウムを圧力下に被覆管に入
れたｔ＆、管端に端栓を溶接し、被覆管とシールする。
子炉の全体的な効率を高くし、その燃［１棒の使用寿命
を長くすることができる。そのため、燃料棒の製造に当
たり、不活性ガスＣえばヘリウムを圧力下に被覆管に入
れたｔ＆、管端に端栓を溶接し、被覆管とシールする。
原子炉の運転中に、種々のガスの発生によりて、管の内
用が増−ｋＩ、燃料棒の使用寿命の終了時には、６８気
圧という大きな値になることがある。
用が増−ｋＩ、燃料棒の使用寿命の終了時には、６８気
圧という大きな値になることがある。
原子炉運転中は、燃料棒の外面に冷却材の高い圧力（約
１７０気圧）が作用するため、燃料棒の内圧は、通常は
相殺される。しかし原子炉の運転停正中は、冷却材の外
圧は零になり、この時に燃料棒の内圧は、被覆管と外方
に向かって膨張させる。
１７０気圧）が作用するため、燃料棒の内圧は、通常は
相殺される。しかし原子炉の運転停正中は、冷却材の外
圧は零になり、この時に燃料棒の内圧は、被覆管と外方
に向かって膨張させる。
中央な端栓が管端に挿入され管端と端栓周囲との継目で
管端に溶接されている燃料棒の場合には、このような被
覆管の外向きの膨張は、溶接継手での応力上昇になった
り、最大不連続応力点の集中になったりする。管材料及
び応力が疲れ限界内にある限り、溶接継手は破壊されな
い、しかし溶接部が不完全であったり、水素化及び／又
は照射硬化によって材料の延性が失われると、溶接継手
は破壊され易くなる。
管端に溶接されている燃料棒の場合には、このような被
覆管の外向きの膨張は、溶接継手での応力上昇になった
り、最大不連続応力点の集中になったりする。管材料及
び応力が疲れ限界内にある限り、溶接継手は破壊されな
い、しかし溶接部が不完全であったり、水素化及び／又
は照射硬化によって材料の延性が失われると、溶接継手
は破壊され易くなる。
このための１つの解決策は、核分裂生成ガス発生に対す
る余分なスペースを与える空所を端栓中に形成すると共
に、端栓に機械切削によって形成した薄い部分と管端と
の間に溶接継手を形成することであり、このような構成
の端栓は、米国特許第３．６７９，５４５号明ＩＩＩ書
に開示されている。この構成は、応力の上からも溶接の
上からも好ましい。
る余分なスペースを与える空所を端栓中に形成すると共
に、端栓に機械切削によって形成した薄い部分と管端と
の間に溶接継手を形成することであり、このような構成
の端栓は、米国特許第３．６７９，５４５号明ＩＩＩ書
に開示されている。この構成は、応力の上からも溶接の
上からも好ましい。
応力の見地からは、端栓中の空所によって与えられた余
分なスペースは、発生した核分裂生成ガスの圧力を減少
させることにより、原子炉の運転停止中の被覆管の膨張
を成る程度緩和する。更に、この構成においても、同一
の不連続応力は発生するが、最大不連続応力点は、空所
内において端栓に沿って更に外側の点にあり、端栓−被
覆管の結合による応力上昇は、最大不連続応力点におい
ては生じない、そのため、最大不連続応力は、中火の端
栓構造のように応力集中因子によって増大しない、溶接
の見地からは、厚さがほぼ等しい部分の溶接は、厚さに
大きな相違のある部分の溶接に比べて容易である。
分なスペースは、発生した核分裂生成ガスの圧力を減少
させることにより、原子炉の運転停止中の被覆管の膨張
を成る程度緩和する。更に、この構成においても、同一
の不連続応力は発生するが、最大不連続応力点は、空所
内において端栓に沿って更に外側の点にあり、端栓−被
覆管の結合による応力上昇は、最大不連続応力点におい
ては生じない、そのため、最大不連続応力は、中火の端
栓構造のように応力集中因子によって増大しない、溶接
の見地からは、厚さがほぼ等しい部分の溶接は、厚さに
大きな相違のある部分の溶接に比べて容易である。
しかし、この既知構造の成る利点は、燃料ベレットから
端栓を熱的に絶縁するために燃料ベレットの成るものを
セラミック製ベレットにより代曹することによって相殺
される。これらのセラミック製ベレットは、被覆管中の
燃料ベレットの貴重なスペースを占有する。更に、この
既知構造においては、垂直に位置決めされた燃料棒の下
端部の端栓の空所に燃料ベレットの断片が落下しないよ
うにする構成を備えていない、端栓の空所中の断片は、
端栓から燃料ベレットにより発生した熱をどのようにし
て除去するかという別の問題も生じさせる。
端栓を熱的に絶縁するために燃料ベレットの成るものを
セラミック製ベレットにより代曹することによって相殺
される。これらのセラミック製ベレットは、被覆管中の
燃料ベレットの貴重なスペースを占有する。更に、この
既知構造においては、垂直に位置決めされた燃料棒の下
端部の端栓の空所に燃料ベレットの断片が落下しないよ
うにする構成を備えていない、端栓の空所中の断片は、
端栓から燃料ベレットにより発生した熱をどのようにし
て除去するかという別の問題も生じさせる。
本発明の主な目的は、燃料棒の長さを増したり燃料ベレ
ットを除去したりする必要なく核分裂生成ガスの発生に
燃料棒が対処しうるように改善された端栓を有する燃料
棒を提供することにある。
ットを除去したりする必要なく核分裂生成ガスの発生に
燃料棒が対処しうるように改善された端栓を有する燃料
棒を提供することにある。
従って、本発明は、核燃料及び加圧ガスを収納した管状
部材を有し、該管状部材の両先端には、該先端に対する
封止関係で１対の端栓が固着されている核燃料棒におい
て、該端栓のうち少なくと６１つは、前記管状部材の隣
接する端部中に嵌合される内側本体部分と、前記管状部
材の外側に延長する外側本体部分と、前記管状部材の内
部に連通した内部空所とを有し、該内部空所は、前記外
側本体部分内の外側領域と、前記内側本体部分内の内側
領域とを含み、該外側領域は該内側領域に対しアンダー
カットされていることを特徴とする核燃料４１ｉ９提供
する。従って、本発明による端栓は、核分裂生成ガスの
ための使用可能なスペースを増大させると共に、端栓と
管状部材との間の溶接継手の位置から十分に離れた位置
に最大不連続応力点を位置させる空所を有し、この空所
は、核分裂生成ガスのスペースを最大とするように、ア
ンダーカット即ち切下げられ、最大不連続応力領域にス
ムースな輪郭を有し、これによって応力をより広い領域
に分散させる。更に、本発明による端栓は、切下げられ
た空所域に薄肉部分を有することにより、溶接継手での
高応力集中を軽減する成る程度の可撓性を与える。
部材を有し、該管状部材の両先端には、該先端に対する
封止関係で１対の端栓が固着されている核燃料棒におい
て、該端栓のうち少なくと６１つは、前記管状部材の隣
接する端部中に嵌合される内側本体部分と、前記管状部
材の外側に延長する外側本体部分と、前記管状部材の内
部に連通した内部空所とを有し、該内部空所は、前記外
側本体部分内の外側領域と、前記内側本体部分内の内側
領域とを含み、該外側領域は該内側領域に対しアンダー
カットされていることを特徴とする核燃料４１ｉ９提供
する。従って、本発明による端栓は、核分裂生成ガスの
ための使用可能なスペースを増大させると共に、端栓と
管状部材との間の溶接継手の位置から十分に離れた位置
に最大不連続応力点を位置させる空所を有し、この空所
は、核分裂生成ガスのスペースを最大とするように、ア
ンダーカット即ち切下げられ、最大不連続応力領域にス
ムースな輪郭を有し、これによって応力をより広い領域
に分散させる。更に、本発明による端栓は、切下げられ
た空所域に薄肉部分を有することにより、溶接継手での
高応力集中を軽減する成る程度の可撓性を与える。
（受用時に下部端栓となる端栓は、インサートを有し、
このインサートは、核燃料を空所外に保持すると共に、
管状部材の内部と該空所との間のガス流の連通分許容す
る。
このインサートは、核燃料を空所外に保持すると共に、
管状部材の内部と該空所との間のガス流の連通分許容す
る。
次に本発明の好ましい実施例を示した添付図面と参照し
て説明する。
て説明する。
各回において、同一の部分又は対応した部分は、同一の
符号によって図示され、また、以下の説明において、「
前方」、「後方」、「左方」、「右方Ｊ、「上方」、「
下方」その他の用語は、制限的にではなく、単に説明の
便宜上から用いられている。
符号によって図示され、また、以下の説明において、「
前方」、「後方」、「左方」、「右方Ｊ、「上方」、「
下方」その他の用語は、制限的にではなく、単に説明の
便宜上から用いられている。
図面特に第１図を９照すると、一般に符号１０によって
示した燃料集合体は、原子炉の炉心領域（図示しない）
の下部炉心支持板（図示しない）上に長している制御棒
案内管即ち案内シンプル１４と、該案内シンプル１４に
沿って軸方向に隔てられた複数の横向きの格子１６と、
該格子１６によって軸方向に支持され横方向に隔置され
た複数の長い燃料棒（核燃料１Ｉｉ）１８（図には１つ
のみ示す）と、燃料集合体１０の中心に配設された計数
管２ｏと、案内シンプル１４の上端に固着された、押さ
え手段を備えた上端構造物即ち上部ノズル２２と、を備
えている。ここで、燃料棒１８の下端部は、下部ノズル
１２の上方に隔てられたように図示されているが、その
上に載置され支持されていてもよい。
示した燃料集合体は、原子炉の炉心領域（図示しない）
の下部炉心支持板（図示しない）上に長している制御棒
案内管即ち案内シンプル１４と、該案内シンプル１４に
沿って軸方向に隔てられた複数の横向きの格子１６と、
該格子１６によって軸方向に支持され横方向に隔置され
た複数の長い燃料棒（核燃料１Ｉｉ）１８（図には１つ
のみ示す）と、燃料集合体１０の中心に配設された計数
管２ｏと、案内シンプル１４の上端に固着された、押さ
え手段を備えた上端構造物即ち上部ノズル２２と、を備
えている。ここで、燃料棒１８の下端部は、下部ノズル
１２の上方に隔てられたように図示されているが、その
上に載置され支持されていてもよい。
燃料集合体１０を形成するために、横向きの格子１６は
、軸方向に隔てられた所定の個所において、案内シンプ
ル１４に固着される。燃料４？ｌ １８は、下方から、
格子１６を経て挿入される０次に下部ノズル１２が、例
えばねじ２４によって案内シンプル１４の下端部に適宜
固着され、次に上部ノズル２２が案内シンプル１４の上
端部に固着される。複数の制御棒（図示しない）は、核
分裂過程を制御するために、燃料集合体１０の案内シン
プル１４中において往復運動させることができる。
、軸方向に隔てられた所定の個所において、案内シンプ
ル１４に固着される。燃料４？ｌ １８は、下方から、
格子１６を経て挿入される０次に下部ノズル１２が、例
えばねじ２４によって案内シンプル１４の下端部に適宜
固着され、次に上部ノズル２２が案内シンプル１４の上
端部に固着される。複数の制御棒（図示しない）は、核
分裂過程を制御するために、燃料集合体１０の案内シン
プル１４中において往復運動させることができる。
第２図を９照すると、燃ｆ：４棒１８は、燃料管、即ち
被覆管（管状部材）２８と、該被覆管２８中に端部同士
接触するように、例えばＵ−２３５濃縮酸化ウラン（Ｕ
Ｏ２）からできている多数の円筒状の燃料ベレット（核
燃料）２６とから成っている。
被覆管（管状部材）２８と、該被覆管２８中に端部同士
接触するように、例えばＵ−２３５濃縮酸化ウラン（Ｕ
Ｏ２）からできている多数の円筒状の燃料ベレット（核
燃料）２６とから成っている。
被覆管２８は、例えばジルコニウム合金製の細長い薄肉
管であり、この被覆管の両端部は、本発明による端栓３
０．３２ により閉止されている。端栓３０，３２
は、好ましくは、被覆管２８と同一の材質であり、被覆
管２８の内部に、核燃ｆｌｔ、与圧された不活性ガスと
共に封入している。燃料ベレット２６の積重体と一方の
端栓例えば上部端栓３０との間において、被覆管２８中
に、ブレナムＭ３４が配設してあり、このプレナム室３
４には、燃料ベレット２６をコンパクトに積み重ねて他
方の端栓即ち下部端栓３２上の所定位置にきっちりと保
持するためのコイルばね３６が配設されている。
管であり、この被覆管の両端部は、本発明による端栓３
０．３２ により閉止されている。端栓３０，３２
は、好ましくは、被覆管２８と同一の材質であり、被覆
管２８の内部に、核燃ｆｌｔ、与圧された不活性ガスと
共に封入している。燃料ベレット２６の積重体と一方の
端栓例えば上部端栓３０との間において、被覆管２８中
に、ブレナムＭ３４が配設してあり、このプレナム室３
４には、燃料ベレット２６をコンパクトに積み重ねて他
方の端栓即ち下部端栓３２上の所定位置にきっちりと保
持するためのコイルばね３６が配設されている。
改良された端栓組立体のうちの上部端栓３０は、この上
部端栓が固着された被覆管２８の外径とほぼ同じ最大直
径の外側本体部分３８と、被覆管２８の内径よりも少し
小さな外径をもった内側本体部分４０とを備えている。
部端栓が固着された被覆管２８の外径とほぼ同じ最大直
径の外側本体部分３８と、被覆管２８の内径よりも少し
小さな外径をもった内側本体部分４０とを備えている。
外側本体部分３８と内側本体部分４０とが合体する部分
での上部端栓３０の円周領域の回りには、外面側の環状
肩部４２が画成されており、この環状肩部には、被覆管
２８の上端部４６に上部端栓３０が圧入された時Ｃ被覆
管２８の上部端４４が当接する０周溶接４８は、被覆管
２８の上端部４６を環状肩部４２において上部端栓３０
に強く連結してシールする。
での上部端栓３０の円周領域の回りには、外面側の環状
肩部４２が画成されており、この環状肩部には、被覆管
２８の上端部４６に上部端栓３０が圧入された時Ｃ被覆
管２８の上部端４４が当接する０周溶接４８は、被覆管
２８の上端部４６を環状肩部４２において上部端栓３０
に強く連結してシールする。
が軸孔５０から被覆管２８中に注入される。軸孔５０の
外端は、この直後に、溶接によってシールされる。
外端は、この直後に、溶接によってシールされる。
上部端栓３０は中空であり、内部空所５２を有し、この
内部空所によって、プレナム室３４からの核分裂生成ガ
スの膨張スペースを増大させる。
内部空所によって、プレナム室３４からの核分裂生成ガ
スの膨張スペースを増大させる。
外側本体部分３８中の内部空所５２の外側領域５４は、
内側本体部分４０中の内部空所５２の内側領域５６に対
してアンダーカット、即ち切下げられ、原子炉の運転停
止の間に被覆管２８の膨張が減少した時に周溶接４８の
ところに生ずる応力集中又は上昇部から外向きに、最大
不連続応力領域Ａ２位置させると共に、上部端栓３０中
の核分裂生成ガスのスペースを最大とするようになって
いる。更に、内部空所５２を画定する上部端栓３０の内
側輪郭は、最大不連続応力領域にスムースな遷移部分を
含み、応力を１点に集中させる代わりに、それとより広
い場所に分布させる。また、アンダーカットされた内部
空所５２の外側領域５４のところで端栓３０の壁厚と減
少させたことにより、端栓３ｏが成る程度可撓性となり
、周溶接４８での高応力の集中が軽減される。
内側本体部分４０中の内部空所５２の内側領域５６に対
してアンダーカット、即ち切下げられ、原子炉の運転停
止の間に被覆管２８の膨張が減少した時に周溶接４８の
ところに生ずる応力集中又は上昇部から外向きに、最大
不連続応力領域Ａ２位置させると共に、上部端栓３０中
の核分裂生成ガスのスペースを最大とするようになって
いる。更に、内部空所５２を画定する上部端栓３０の内
側輪郭は、最大不連続応力領域にスムースな遷移部分を
含み、応力を１点に集中させる代わりに、それとより広
い場所に分布させる。また、アンダーカットされた内部
空所５２の外側領域５４のところで端栓３０の壁厚と減
少させたことにより、端栓３ｏが成る程度可撓性となり
、周溶接４８での高応力の集中が軽減される。
本発明を実施する端栓組立体は、下部端栓３２とインサ
ート５８とを、更に、備えている。下部端栓３２は、−
最に■字形の外側本体部分６０と、外側本体部分６０の
最大の直径に比べて小径の一般に円筒状の内側本体部分
６２とを備えている。
ート５８とを、更に、備えている。下部端栓３２は、−
最に■字形の外側本体部分６０と、外側本体部分６０の
最大の直径に比べて小径の一般に円筒状の内側本体部分
６２とを備えている。
内側本体部分６２の外径は、被覆管２８の内径よりも少
し小さいため、被覆管２８の下端部６８に下部端栓３２
を圧入すると、被覆管２８の下先端６４は、外側本体部
分６２と内側本体部分６４とが合体する部分で下部端栓
３２の外周の回りに形成された外側環状肩部６６に当接
する０周溶接７０は、下部端栓３２を肩部６６のところ
で被覆管２８の下端部６８に溶接しシールしている。
し小さいため、被覆管２８の下端部６８に下部端栓３２
を圧入すると、被覆管２８の下先端６４は、外側本体部
分６２と内側本体部分６４とが合体する部分で下部端栓
３２の外周の回りに形成された外側環状肩部６６に当接
する０周溶接７０は、下部端栓３２を肩部６６のところ
で被覆管２８の下端部６８に溶接しシールしている。
下部端栓３２は、上部端栓３０と同様に中空であり、燃
料ベレット２６によって発生した核分裂生成ガスの膨張
スペースを増大させる内部空所７２を備えている。外側
本体部分６０中の内部空所７２の外ａｍ域７４は、下部
端栓３２中の核分裂生成ガスのスペースを最大にすると
共に、原子炉の運転停止の間に被覆管２８の膨張によっ
て周溶接７０に生じた応力集中又は上昇部から外方に最
大不連続応力領域Ｂを位置させるように、内側本体部分
６２の内部において、内部空所７２の内側領域７６に対
して相対的にアンダーカット、即ち切下げられている。
料ベレット２６によって発生した核分裂生成ガスの膨張
スペースを増大させる内部空所７２を備えている。外側
本体部分６０中の内部空所７２の外ａｍ域７４は、下部
端栓３２中の核分裂生成ガスのスペースを最大にすると
共に、原子炉の運転停止の間に被覆管２８の膨張によっ
て周溶接７０に生じた応力集中又は上昇部から外方に最
大不連続応力領域Ｂを位置させるように、内側本体部分
６２の内部において、内部空所７２の内側領域７６に対
して相対的にアンダーカット、即ち切下げられている。
更に、内部空所７２を画定する下部端栓３２の内側輪郭
は、最大不連続応力領域にスムースな遷移部分を含むた
め、応力を１点に集中させることなく、それをより広い
場所に分散させることが可能となる。更に、アンダーカ
ットされた内部空所７２の外側領域７４において端栓３
２の壁厚を減少させたことにより、下部端栓３２が成る
程度まで可撓性となるため、周溶接７０での高応力の集
中がさけられる。
は、最大不連続応力領域にスムースな遷移部分を含むた
め、応力を１点に集中させることなく、それをより広い
場所に分散させることが可能となる。更に、アンダーカ
ットされた内部空所７２の外側領域７４において端栓３
２の壁厚を減少させたことにより、下部端栓３２が成る
程度まで可撓性となるため、周溶接７０での高応力の集
中がさけられる。
下部端栓３２に組合されたインサート５８は、燃料の断
片が被覆管２８から下部端栓３０の内部空所７２中に落
下することを防止するようになっている。以下に説明す
るように、インサート５８は、燃料の断片が入りこまな
いように一端側で実質的に閉ざされているが、被覆管２
８から端栓３２の内部空所７２中に核分裂生成ガスが入
るようにするための手段は確かに備えている。
片が被覆管２８から下部端栓３０の内部空所７２中に落
下することを防止するようになっている。以下に説明す
るように、インサート５８は、燃料の断片が入りこまな
いように一端側で実質的に閉ざされているが、被覆管２
８から端栓３２の内部空所７２中に核分裂生成ガスが入
るようにするための手段は確かに備えている。
第２．３図に示した好ましい実施例によるインサート５
８は、下方端即ち外側端８０において開放された円筒状
側部壁７８と、インサート５８の側部壁７８の上端又は
内側端に連結されてこれを閉ざし、被覆管２８中の燃料
ベレット２６に隣接して配置されている、端部！！８２
と、を備えている。インサート５８は、下部端栓３２の
内側本体部分６２中の内部空所７２の内側領域７６中に
嵌合しており、開放外ｆｌｌｔａ１８０は、内側本体部
分６２と外側本体部分６０とが合体する円周域の付近に
おいて下部端栓３２中に形成された内側環状段部８４上
において回動する。 。
８は、下方端即ち外側端８０において開放された円筒状
側部壁７８と、インサート５８の側部壁７８の上端又は
内側端に連結されてこれを閉ざし、被覆管２８中の燃料
ベレット２６に隣接して配置されている、端部！！８２
と、を備えている。インサート５８は、下部端栓３２の
内側本体部分６２中の内部空所７２の内側領域７６中に
嵌合しており、開放外ｆｌｌｔａ１８０は、内側本体部
分６２と外側本体部分６０とが合体する円周域の付近に
おいて下部端栓３２中に形成された内側環状段部８４上
において回動する。 。
インサート５８の側部壁７Ｓは、下部端栓３２の内側本
体部分６２の内径よりも少し大きな外径を有している。
体部分６２の内径よりも少し大きな外径を有している。
側部ｇ１７８には軸方向にスロット８６が形成されてい
る。この構造のため、インサート５８は、端栓３２中に
挿入された時に、径方向にばね力を受け、このばね力に
よって、被覆管２８中に下部端栓３２を取付ける時に、
所定位置に保持される。
る。この構造のため、インサート５８は、端栓３２中に
挿入された時に、径方向にばね力を受け、このばね力に
よって、被覆管２８中に下部端栓３２を取付ける時に、
所定位置に保持される。
下部端栓３２の内側本体部分６２の内側縁部８８と段部
８４との距離は、インサート５８の側部ｆｆ１７８のス
ロット８６の長さ及び側部壁７８の高さよりも小さい、
そのため、インサート５８の側部壁７８の内周縁部９０
は、内側本体部分６２の内側縁部８８から先に内方に延
長し、スロット８６の対応した内側端９２は、被覆管２
８の内部に露出される。核分裂生成ガスは、これによっ
て生じた間隙を通って、下部端栓３２の内部空所７２中
に膨張することができる。核分裂生成ガレ、は圧力下に
あるため、インサート５８の側部壁８６の外面９４と下
部端栓３２の内側本体部分６２の内面９６との間の内部
空所７２中にも移行することができる。インサート５８
の側部壁７Ｓの内周縁部９０は、下部端栓３２への熱伝
達な最小とするように、隣接した燃料ベレット２６を下
部端栓３２と接触しない位置に保つはたらきもす第４図
に、下部端栓３２の内側本体部分６２中の内部空所７２
の内側領域７６中に圧入されるようにした、別のインサ
ート９８を示す、インサート９８は、好ましくは、酸化
ジルコニウムからできており、燃料の断片の通過を阻止
しながら被覆管２８から内部空所７２への核分裂生成ガ
スの通過を許容するための小径の中心孔１００を備えて
いる。
８４との距離は、インサート５８の側部ｆｆ１７８のス
ロット８６の長さ及び側部壁７８の高さよりも小さい、
そのため、インサート５８の側部壁７８の内周縁部９０
は、内側本体部分６２の内側縁部８８から先に内方に延
長し、スロット８６の対応した内側端９２は、被覆管２
８の内部に露出される。核分裂生成ガスは、これによっ
て生じた間隙を通って、下部端栓３２の内部空所７２中
に膨張することができる。核分裂生成ガレ、は圧力下に
あるため、インサート５８の側部壁８６の外面９４と下
部端栓３２の内側本体部分６２の内面９６との間の内部
空所７２中にも移行することができる。インサート５８
の側部壁７Ｓの内周縁部９０は、下部端栓３２への熱伝
達な最小とするように、隣接した燃料ベレット２６を下
部端栓３２と接触しない位置に保つはたらきもす第４図
に、下部端栓３２の内側本体部分６２中の内部空所７２
の内側領域７６中に圧入されるようにした、別のインサ
ート９８を示す、インサート９８は、好ましくは、酸化
ジルコニウムからできており、燃料の断片の通過を阻止
しながら被覆管２８から内部空所７２への核分裂生成ガ
スの通過を許容するための小径の中心孔１００を備えて
いる。
インサート５８．９８ は、下部端栓３２中に嵌合する
ので、端栓３２の長さを最小とするように作用し、その
結果として、被覆管２８中の有効な燃料及びプレナムの
長さが最大となる。更に、隣接した燃料ベレットを端栓
から接触しないように隔てるためのインサート５８．９
８ の使用によって、下部端栓３２を燃料ベレットから
熱的に絶縁するためのセラミック製ベレットの使用が不
要になる。そのため燃料ベレットの取替えはさけられる
０本発明の端栓組立体の使用によって増加される核分裂
生成ガスの付加的なスペースは、１個の燃料ベレットが
占める容積にほぼ相当する。
ので、端栓３２の長さを最小とするように作用し、その
結果として、被覆管２８中の有効な燃料及びプレナムの
長さが最大となる。更に、隣接した燃料ベレットを端栓
から接触しないように隔てるためのインサート５８．９
８ の使用によって、下部端栓３２を燃料ベレットから
熱的に絶縁するためのセラミック製ベレットの使用が不
要になる。そのため燃料ベレットの取替えはさけられる
０本発明の端栓組立体の使用によって増加される核分裂
生成ガスの付加的なスペースは、１個の燃料ベレットが
占める容積にほぼ相当する。
第１１１２１は、燃料棒を含む燃料集合体を一部は切欠
き、一部は断面によって示した立面図、第２０は、本発
明の一実施例による燃料棒の１つを示す部分的な拡大断
面図、第３図は、第２（２Ｉの燃料棒に使用されるイン
サートを示す拡大斜視図、第４図は、本発明の変形実施
例による燃料棒の下端部を示す部分的な立断面区である
。 １８・・燃料棒（核燃料棒）、２６・・燃料ベレット（
核燃料）、２８・・・被覆管（管状部材）、３０．３２
・・・端栓、３８・・・外側本体部分、４０・・・内側
本体部分、４４・・・被覆管の下先端、４６・・・被覆
管の上端部、５２・・・内部空所、５４・・・外側領域
、５６・・・内側領域、６０・・・外側本体部分、６２
・・・内側本体部分、６４・・・被覆管の下先端、６８
・・・被覆管の下端部、７２・・・内部空所、７４・・
・外側領域、７６・・・内側領域。 ＦＩＧ、２
き、一部は断面によって示した立面図、第２０は、本発
明の一実施例による燃料棒の１つを示す部分的な拡大断
面図、第３図は、第２（２Ｉの燃料棒に使用されるイン
サートを示す拡大斜視図、第４図は、本発明の変形実施
例による燃料棒の下端部を示す部分的な立断面区である
。 １８・・燃料棒（核燃料棒）、２６・・燃料ベレット（
核燃料）、２８・・・被覆管（管状部材）、３０．３２
・・・端栓、３８・・・外側本体部分、４０・・・内側
本体部分、４４・・・被覆管の下先端、４６・・・被覆
管の上端部、５２・・・内部空所、５４・・・外側領域
、５６・・・内側領域、６０・・・外側本体部分、６２
・・・内側本体部分、６４・・・被覆管の下先端、６８
・・・被覆管の下端部、７２・・・内部空所、７４・・
・外側領域、７６・・・内側領域。 ＦＩＧ、２
Claims (1)
- 核燃料及び加圧ガスを収納した管状部材を有し、該管状
部材の両先端には、該先端に対する封止関係で１対の端
栓が固着されている核燃料棒において、該端栓のうち少
なくとも１つは、前記管状部材の隣接する端部中に嵌合
される内置本体部分と、前記管状部材の外側に延長する
外側本体部分と、前記管状部材の内部に連通した内部空
所とを有し、該内部空所は、前記外側本体部分内の外側
領域と、前記内側本体部分内の内側領域とを含み、該外
側領域は該内側領域に対しアンダーカットされているこ
とを特徴とする核燃料棒。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US06/634,728 US4642217A (en) | 1984-07-26 | 1984-07-26 | Fuel rod for a nuclear reactor having an improved end plug assembly |
| US634728 | 1984-07-26 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6141988A true JPS6141988A (ja) | 1986-02-28 |
| JPH0131156B2 JPH0131156B2 (ja) | 1989-06-23 |
Family
ID=24544983
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP16309385A Granted JPS6141988A (ja) | 1984-07-26 | 1985-07-25 | 核燃料棒 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4642217A (ja) |
| EP (1) | EP0169422B1 (ja) |
| JP (1) | JPS6141988A (ja) |
| KR (1) | KR930005576B1 (ja) |
| DE (1) | DE3578255D1 (ja) |
| ES (1) | ES8702031A1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5348590A (en) * | 1992-08-31 | 1994-09-20 | Hitachi, Ltd. | Surface treating agent for copper or copper alloys |
Families Citing this family (20)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4871509A (en) * | 1988-05-02 | 1989-10-03 | General Electric Company | Fuel column retainer using radially compressed spring |
| US4921663A (en) * | 1988-06-06 | 1990-05-01 | Westinghouse Electric Corp. | End plug weld for nuclear fuel rod |
| JPH04968U (ja) * | 1990-04-16 | 1992-01-07 | ||
| US5158740A (en) * | 1991-08-05 | 1992-10-27 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod end plug welding method |
| SE9404497D0 (sv) * | 1994-12-23 | 1994-12-23 | Asea Atom Ab | Bränslepatron med korta bränsleenheter |
| FR2750529B1 (fr) † | 1996-06-28 | 1998-09-04 | Framatome Sa | Tube de guidage pour assemblage combustible nucleaire |
| US6298108B1 (en) * | 1999-07-21 | 2001-10-02 | Yousef M. Farawila | Nuclear fuel rod with upward-shifted pellet stack and a device to realize same |
| FR2864322B1 (fr) * | 2003-12-22 | 2008-08-08 | Framatome Anp | Crayon de combustible pour un reacteur nucleaire |
| US20110150167A1 (en) * | 2009-08-28 | 2011-06-23 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US9269462B2 (en) * | 2009-08-28 | 2016-02-23 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US8488734B2 (en) * | 2009-08-28 | 2013-07-16 | The Invention Science Fund I, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US8712005B2 (en) * | 2009-08-28 | 2014-04-29 | Invention Science Fund I, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US8929505B2 (en) * | 2009-08-28 | 2015-01-06 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
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| US10734121B2 (en) * | 2014-03-12 | 2020-08-04 | Westinghouse Electric Company Llc | Double-sealed fuel rod end plug for ceramic-containing cladding |
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| WO2017033276A1 (ja) * | 2015-08-25 | 2017-03-02 | 株式会社日立製作所 | 軽水炉用燃料棒及び燃料集合体 |
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| GB923343A (en) * | 1959-08-17 | 1963-04-10 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements |
| GB957605A (en) * | 1960-02-10 | 1964-05-06 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to the fabrication of nuclear reactor fuel elements |
| NL264559A (ja) * | 1960-05-09 | |||
| NL269989A (ja) * | 1960-10-18 | |||
| BE623185A (ja) * | 1961-10-03 | |||
| GB1094564A (en) * | 1964-04-07 | 1967-12-13 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor fuel elements |
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-
1984
- 1984-07-26 US US06/634,728 patent/US4642217A/en not_active Expired - Fee Related
-
1985
- 1985-07-05 DE DE8585108360T patent/DE3578255D1/de not_active Expired - Fee Related
- 1985-07-05 EP EP85108360A patent/EP0169422B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1985-07-22 ES ES545436A patent/ES8702031A1/es not_active Expired
- 1985-07-25 JP JP16309385A patent/JPS6141988A/ja active Granted
- 1985-07-26 KR KR1019850005376A patent/KR930005576B1/ko active IP Right Grant
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| US5348590A (en) * | 1992-08-31 | 1994-09-20 | Hitachi, Ltd. | Surface treating agent for copper or copper alloys |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0169422A3 (en) | 1986-12-30 |
| KR860001435A (ko) | 1986-02-26 |
| KR930005576B1 (ko) | 1993-06-23 |
| EP0169422A2 (en) | 1986-01-29 |
| DE3578255D1 (de) | 1990-07-19 |
| EP0169422B1 (en) | 1990-06-13 |
| JPH0131156B2 (ja) | 1989-06-23 |
| ES8702031A1 (es) | 1986-12-01 |
| ES545436A0 (es) | 1986-12-01 |
| US4642217A (en) | 1987-02-10 |
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