JPS6186675A - 燃料集合体の減速材充填棒 - Google Patents
燃料集合体の減速材充填棒Info
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- JPS6186675A JPS6186675A JP60210356A JP21035685A JPS6186675A JP S6186675 A JPS6186675 A JP S6186675A JP 60210356 A JP60210356 A JP 60210356A JP 21035685 A JP21035685 A JP 21035685A JP S6186675 A JPS6186675 A JP S6186675A
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- fuel assembly
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
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- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
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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
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/26—Control of nuclear reaction by displacement of the moderator or parts thereof by changing the moderator concentration
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Pistons, Piston Rings, And Cylinders (AREA)
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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に係り、特に原子炉の燃料集合体
で用いられる減速材充填棒に関するものである。
で用いられる減速材充填棒に関するものである。
加圧水型原子炉（ＰＷＲとも略称する）のような典型的
な原子炉においては、運転開始時に炉心に過剰量の反応
度が与えられ、その結果１反応度が炉心の寿命期間に渡
って減損しても、伸長された期間に渡りその炉心の動作
を維持するのに十分な反応度が存続するように設計され
ている。一般に、炉心の最初のサイクルもしくは炉心寿
命の初めの期間（ＢＯＬとも略称する）中は、過剰反応
度を減少するために可燃性毒物棒もしくは中性子吸収棒
が炉心に用いられている。
な原子炉においては、運転開始時に炉心に過剰量の反応
度が与えられ、その結果１反応度が炉心の寿命期間に渡
って減損しても、伸長された期間に渡りその炉心の動作
を維持するのに十分な反応度が存続するように設計され
ている。一般に、炉心の最初のサイクルもしくは炉心寿
命の初めの期間（ＢＯＬとも略称する）中は、過剰反応
度を減少するために可燃性毒物棒もしくは中性子吸収棒
が炉心に用いられている。
毒物質は、炉心の反応度を減少するために、中性子を非
生産的に吸収する高い吸収断面積を有する。過剰反応度
が減損した後の原子炉運転の第２番目のサイクル中に反
応度レベルを変更するための手段は付加されていない。
生産的に吸収する高い吸収断面積を有する。過剰反応度
が減損した後の原子炉運転の第２番目のサイクル中に反
応度レベルを変更するための手段は付加されていない。
反応度がさらに減少したならば、最終的に、即ち原子炉
運転の第３のサイクルもしくは寿命の末期（ＥＯＬとも
略称する）においては、炉心の反応度を増加するために
付加的な減速材が導入される。減部材は、中性子を、そ
れが放出される高エネルギ状態から減速する。中性子は
、減速材の原子核との散乱衝突によりエネルギを失う。
運転の第３のサイクルもしくは寿命の末期（ＥＯＬとも
略称する）においては、炉心の反応度を増加するために
付加的な減速材が導入される。減部材は、中性子を、そ
れが放出される高エネルギ状態から減速する。中性子は
、減速材の原子核との散乱衝突によりエネルギを失う。
低速中性子、即ちエネルギが熱工坏ルギ領域に減少され
た中性子は高速中性子よりも高い核反応確率を有する。
た中性子は高速中性子よりも高い核反応確率を有する。
このようにして、高速中性子の速度の減少で反応度は増
加する。
加する。
したがって、近ＥＯＬ状態（寿命末期状態）にまで照射
されたＰＷＲ燃料集合体１例えば第６サイクルの燃料集
合体においては、ホウ素含有冷却材、即ち毒物質もしく
は中性子吸収物質を含有している冷却材を燃料集合体か
ら排除して燃料集合体内の減速材の量を増加するのが望
ましい。これを部分的に達成する従来の１つの方法によ
れば、第３サイクルの開始時に幾本かの燃料棒が取り出
される。そこで、空いた空間により、減速材／冷却材液
体混合物の付加量を炉心内に導入することが可能になる
。しかしながら、この方法では、燃料集合体内の減速材
の量は増加するが、燃料集合体内の毒物質（ホウ素含有
冷却材）の量は減少しない。実際には、毒物質の量は増
加するのである。その理由は、燃料集合体内のホウ素含
有冷却材の量の比例的な増加に伴い、減速材の量が増加
するからである。
されたＰＷＲ燃料集合体１例えば第６サイクルの燃料集
合体においては、ホウ素含有冷却材、即ち毒物質もしく
は中性子吸収物質を含有している冷却材を燃料集合体か
ら排除して燃料集合体内の減速材の量を増加するのが望
ましい。これを部分的に達成する従来の１つの方法によ
れば、第３サイクルの開始時に幾本かの燃料棒が取り出
される。そこで、空いた空間により、減速材／冷却材液
体混合物の付加量を炉心内に導入することが可能になる
。しかしながら、この方法では、燃料集合体内の減速材
の量は増加するが、燃料集合体内の毒物質（ホウ素含有
冷却材）の量は減少しない。実際には、毒物質の量は増
加するのである。その理由は、燃料集合体内のホウ素含
有冷却材の量の比例的な増加に伴い、減速材の量が増加
するからである。
したがって、ＥＯＬ （寿命末期）もしくは第６サイク
ルの開始時に、炉心内に減速材を導入するより有効な方
法もしくは手段に対する要求が存在する訳であり、本発
明の主たる目的はこの要求を満足することにある。
ルの開始時に、炉心内に減速材を導入するより有効な方
法もしくは手段に対する要求が存在する訳であり、本発
明の主たる目的はこの要求を満足することにある。
したがって、本発明によれば、その第１の実施例におい
ては案内シンプル内に嵌装されるように適応され、そし
て第２の実施例においては燃料棒と置換されるように適
応された減速材充填棒が提供される。炉心運転の第３サ
イクルもしくはＥＯＬサイクルの開始時に、減速材の量
ならびにホウ素含有冷却材（毒物質）の量が双方共に増
加せしめられる従来の方法とは異なり、本発明による減
速材充填棒は、ホウ素含有冷却材を排除し同時に減速材
の量を増加する。この減速材充填棒は再使用可能であり
、異なった燃Ｇ集合体で別々に或いはまた同じ燃料集合
体で相互に組合されて使用することができる。本発明の
第１の実施例に従えば、減速材充填棒は可燃性毒物質か
らなる棒が用いられると同じ仕方で案内／ンプル内圧挿
入される。本発明の他の実施例によれば、燃料棒の幾本
かが取り出されて減速材充填棒と置換される。また、同
じ燃料集合体においてこれら２つの試みを組合せること
も可能である。高い散乱断面積および低い原子量を有す
る軽水が、本発明を具現する減速材充填棒で用いるのに
好適な減速材である。このような減速材充填棒を使用す
ることにより、用いられる減速材充填棒の数にも依存す
るが、１％ないしろチ程度燃料サイクル費用が軽減され
るものと期待される。
ては案内シンプル内に嵌装されるように適応され、そし
て第２の実施例においては燃料棒と置換されるように適
応された減速材充填棒が提供される。炉心運転の第３サ
イクルもしくはＥＯＬサイクルの開始時に、減速材の量
ならびにホウ素含有冷却材（毒物質）の量が双方共に増
加せしめられる従来の方法とは異なり、本発明による減
速材充填棒は、ホウ素含有冷却材を排除し同時に減速材
の量を増加する。この減速材充填棒は再使用可能であり
、異なった燃Ｇ集合体で別々に或いはまた同じ燃料集合
体で相互に組合されて使用することができる。本発明の
第１の実施例に従えば、減速材充填棒は可燃性毒物質か
らなる棒が用いられると同じ仕方で案内／ンプル内圧挿
入される。本発明の他の実施例によれば、燃料棒の幾本
かが取り出されて減速材充填棒と置換される。また、同
じ燃料集合体においてこれら２つの試みを組合せること
も可能である。高い散乱断面積および低い原子量を有す
る軽水が、本発明を具現する減速材充填棒で用いるのに
好適な減速材である。このような減速材充填棒を使用す
ることにより、用いられる減速材充填棒の数にも依存す
るが、１％ないしろチ程度燃料サイクル費用が軽減され
るものと期待される。
したがって、本発明は、原子炉の燃料集合体で用いられ
る減速材が充填された棒において、密閉室が内部に画定
されている細長い中空の管状部材と、上記密閉室内に収
容されたホウ素を含まない液相の減速材と、上記密閉室
と連通関係で上記管状部材の一端に配置された水素化物
のシンク部を構成するシンク部構成手段と、上記密閉さ
れた室と連通関係で上記管状部材の他端に配置された水
素ゲッタを構成する水素ゲッタ構成手段とを含む減速材
充填棒にある。
る減速材が充填された棒において、密閉室が内部に画定
されている細長い中空の管状部材と、上記密閉室内に収
容されたホウ素を含まない液相の減速材と、上記密閉室
と連通関係で上記管状部材の一端に配置された水素化物
のシンク部を構成するシンク部構成手段と、上記密閉さ
れた室と連通関係で上記管状部材の他端に配置された水
素ゲッタを構成する水素ゲッタ構成手段とを含む減速材
充填棒にある。
特に、減速材としては、核特性が炉心条件罠整合する限
りにおいて重水或いはジルコニウム水素化物を使用する
こともできるが、軽水の方が好ましい。減速材として水
を使用する場合には、減速材充填棒の内部の水蒸気およ
びヘリウムの分圧が合成して減速材充填棒の外部の原子
炉運転時の圧力に近似的に等しくなるように、密閉室を
ヘリウムで予圧することが要求される。
りにおいて重水或いはジルコニウム水素化物を使用する
こともできるが、軽水の方が好ましい。減速材として水
を使用する場合には、減速材充填棒の内部の水蒸気およ
びヘリウムの分圧が合成して減速材充填棒の外部の原子
炉運転時の圧力に近似的に等しくなるように、密閉室を
ヘリウムで予圧することが要求される。
さらに、管状部材は、薄壁構造の管状本体と、該管状本
体を密閉するために該管状本体の両端に取付けられる一
対の端栓とによって形成される。管状本体および端栓は
ジルカロイ−４（Ｚｉｒｃａｌｏｙ−４）から形成する
のが好ましい。管状部材の内部の腐蝕を減少するために
、材料は、β焼入れ（ｂｅｔａ−ｑｕｅｎｃｈｉｎｇ）
される。中実の下部１１．１栓は、管状部旧の内部の腐
蝕或いは酸化により放出される遊離水素のための水素化
物ンンク部（沈降部もしくは吸収部）としての働きをす
るシンク部構成手段となる。上部端栓に隣接して、水素
ゲッタを構成する手段が配置される。
体を密閉するために該管状本体の両端に取付けられる一
対の端栓とによって形成される。管状本体および端栓は
ジルカロイ−４（Ｚｉｒｃａｌｏｙ−４）から形成する
のが好ましい。管状部材の内部の腐蝕を減少するために
、材料は、β焼入れ（ｂｅｔａ−ｑｕｅｎｃｈｉｎｇ）
される。中実の下部１１．１栓は、管状部旧の内部の腐
蝕或いは酸化により放出される遊離水素のための水素化
物ンンク部（沈降部もしくは吸収部）としての働きをす
るシンク部構成手段となる。上部端栓に隣接して、水素
ゲッタを構成する手段が配置される。
水素ゲッタは、管状部材の密閉室から水素を除去するよ
うに適用されたジルカロイスポンジの形態を取る。この
スポンジは、その上端で水素ガスが該スポンジへと通流
することを可能にするように中心開口を有する円板或い
は座金により端栓に当接して係止され、そして管状部材
の本体に形成された周辺張出部によりスポンジに当接し
て保持される。
うに適用されたジルカロイスポンジの形態を取る。この
スポンジは、その上端で水素ガスが該スポンジへと通流
することを可能にするように中心開口を有する円板或い
は座金により端栓に当接して係止され、そして管状部材
の本体に形成された周辺張出部によりスポンジに当接し
て保持される。
以下、添付図面を参照し、単なる例として、本発明の好
ましい実施例について説明する。
ましい実施例について説明する。
以下の説明において、全図面を通し同じ参照数字は同じ
もしくは対応の部分を表すものとし、そして［前方もし
くは前向き」、「後方」、「左」、「右」、「上向き」
、「下向き」その他類似の術語は、説明の便宜上の表現
として用いられるものであって、限定的な意味に解釈さ
れてはならない。
もしくは対応の部分を表すものとし、そして［前方もし
くは前向き」、「後方」、「左」、「右」、「上向き」
、「下向き」その他類似の術語は、説明の便宜上の表現
として用いられるものであって、限定的な意味に解釈さ
れてはならない。
図面、特に第１図を参照するに、参照数字１０で総括的
に示した図示の燃料集合体は、加圧水型原子炉（ｐｗＲ
）で用いられている型のものである。基本的に、この燃
料集合体は、原子炉（図示せず）の炉心領域において下
部炉心板（図示せず）上に燃料集合体を支持するための
下端構造物もしくは下部ノズル１２と、該下部ノズル１
２から上向きに突出する複数個の案内管もしくは案内シ
ンプル１４と、該案内シンプル１４に沿い軸方向に離間
した幾つかの横方向の格子１６と、組織化された配列で
該格子１６により横方向に離間して支持されている細長
い燃料棒１８と、燃料集合体の中心部に配設された計装
管２０と、案内ンンプル１４の上端に堰付けられた上端
構造物もしくは上部ノズル２２とから構成される。燃料
集合体１０は、燃料集合体諸要素を損傷すること無く簡
便に取扱うことができる一体の単位もしくはユニットを
形成している１１ 各燃料棒１８は、核燃料ペレットを有しており、燃料棒
の両端はそれぞれ上部端栓２６および下部端栓２８によ
り閉鎖されている。核分裂性物質からなる燃料ペレット
２４が、ＰＷＨ即ち加圧水型原子炉の反応出力源である
。有用な仕事を発生する目的で燃料集合体から熱を取出
すために、水またはホウ素含有水のような液体減速材／
冷却材が炉心の燃料集合体を通って上向きにポンプ送り
される。
に示した図示の燃料集合体は、加圧水型原子炉（ｐｗＲ
）で用いられている型のものである。基本的に、この燃
料集合体は、原子炉（図示せず）の炉心領域において下
部炉心板（図示せず）上に燃料集合体を支持するための
下端構造物もしくは下部ノズル１２と、該下部ノズル１
２から上向きに突出する複数個の案内管もしくは案内シ
ンプル１４と、該案内シンプル１４に沿い軸方向に離間
した幾つかの横方向の格子１６と、組織化された配列で
該格子１６により横方向に離間して支持されている細長
い燃料棒１８と、燃料集合体の中心部に配設された計装
管２０と、案内ンンプル１４の上端に堰付けられた上端
構造物もしくは上部ノズル２２とから構成される。燃料
集合体１０は、燃料集合体諸要素を損傷すること無く簡
便に取扱うことができる一体の単位もしくはユニットを
形成している１１ 各燃料棒１８は、核燃料ペレットを有しており、燃料棒
の両端はそれぞれ上部端栓２６および下部端栓２８によ
り閉鎖されている。核分裂性物質からなる燃料ペレット
２４が、ＰＷＨ即ち加圧水型原子炉の反応出力源である
。有用な仕事を発生する目的で燃料集合体から熱を取出
すために、水またはホウ素含有水のような液体減速材／
冷却材が炉心の燃料集合体を通って上向きにポンプ送り
される。
ＰＷＨの運転においては、ウラン燃料を良好に利用して
燃料費を軽減するために、原子炉の寿命を可能な限り長
＼することが望ましい。この目的を達成するために、炉
心の経年に伴い、中性子エネルギスペクトルを低エネル
ギ側にシフトするための手段を設けて反応度を増加する
ことが一般に行われている。従来は、これは、第１のサ
イクル中減速材としての水もしくは減速水の幾分かを排
除するために初期に導入されている棒を取出すことによ
り行われていた。これとは対照的に、本発明は、熱中性
子の数を増加しそれにより炉心の反応度を増加するため
に第３のサイクルの開始時に燃料集合体内に挿入される
よう設計された減速材充填棒を提供するものである。第
２図に示した第１の実施例においては、減速材充填棒５
０は、案内シンプル１４（第１図参照）内に挿入される
ように適応されており、他方、第６図に示す第２の実施
例による減速材充填棒５２は、燃料集合体１０内の燃料
棒１８の１つと置換されるように適用されている（第１
図参照）。減速材充填棒３０のうちの少な（とも１つ、
そして好ましくは幾つかの減速材充填棒は、燃料集合体
１０のうちの幾つかの燃料集合体の案内シンプル１４内
にスパイダ３４により固定的に支持され、他方、減速材
充填棒６２のうちの１つまたは複数は、燃料集合体１０
のうちの同じ燃料集合体または異なった燃料集合体内の
１つまたは複数の燃料棒１８と置換される。
燃料費を軽減するために、原子炉の寿命を可能な限り長
＼することが望ましい。この目的を達成するために、炉
心の経年に伴い、中性子エネルギスペクトルを低エネル
ギ側にシフトするための手段を設けて反応度を増加する
ことが一般に行われている。従来は、これは、第１のサ
イクル中減速材としての水もしくは減速水の幾分かを排
除するために初期に導入されている棒を取出すことによ
り行われていた。これとは対照的に、本発明は、熱中性
子の数を増加しそれにより炉心の反応度を増加するため
に第３のサイクルの開始時に燃料集合体内に挿入される
よう設計された減速材充填棒を提供するものである。第
２図に示した第１の実施例においては、減速材充填棒５
０は、案内シンプル１４（第１図参照）内に挿入される
ように適応されており、他方、第６図に示す第２の実施
例による減速材充填棒５２は、燃料集合体１０内の燃料
棒１８の１つと置換されるように適用されている（第１
図参照）。減速材充填棒３０のうちの少な（とも１つ、
そして好ましくは幾つかの減速材充填棒は、燃料集合体
１０のうちの幾つかの燃料集合体の案内シンプル１４内
にスパイダ３４により固定的に支持され、他方、減速材
充填棒６２のうちの１つまたは複数は、燃料集合体１０
のうちの同じ燃料集合体または異なった燃料集合体内の
１つまたは複数の燃料棒１８と置換される。
次に第２図を参照するに、減速材充虞棒３０は、上端（
一端） ５８４６よび下端（他端）４０の両端を有する
細長い中空の管状部材Ｓ６と、該管状部材内に画定され
て軽水のようなホウ素を含まない液体減速材４４を収容
する密閉されたプレナムもしくは室（密閉室）４２とを
有する。管状部材３６の上端５８ｖｃは、密閉室４２と
連通関係で配置された水素ゲッタ（水素を吸着する要素
）を構成する水素ゲッタ構成手段４６が設けられている
。管状部材５６の他端、即ち下端４０には、密閉室４２
と連通関係で配置された水素化物シンク部（沈降もしく
は吸収部）を構成するシンク部構成手段４８が設けられ
ている。
一端） ５８４６よび下端（他端）４０の両端を有する
細長い中空の管状部材Ｓ６と、該管状部材内に画定され
て軽水のようなホウ素を含まない液体減速材４４を収容
する密閉されたプレナムもしくは室（密閉室）４２とを
有する。管状部材３６の上端５８ｖｃは、密閉室４２と
連通関係で配置された水素ゲッタ（水素を吸着する要素
）を構成する水素ゲッタ構成手段４６が設けられている
。管状部材５６の他端、即ち下端４０には、密閉室４２
と連通関係で配置された水素化物シンク部（沈降もしく
は吸収部）を構成するシンク部構成手段４８が設けられ
ている。
管状部材３６は、適当な金属、好ましくは「ジルカロイ
−４（Ｚｉｒｃａｌｏｙ−４） Ｊのようなジルコニウ
ムをベースとした合金から造られた管状の本体５０と端
栓５２，５４とから形成されている。端栓５２，５４は
、管状本体５０の両端にガース溶接５６．５８等により
堅固に固定されて管状本体５０を気密に密閉する。減速
材充填棒３ａ内の減速材４４の量を最大にするためには
、本体５０の壁厚を最小にすることが望ましい。
−４（Ｚｉｒｃａｌｏｙ−４） Ｊのようなジルコニウ
ムをベースとした合金から造られた管状の本体５０と端
栓５２，５４とから形成されている。端栓５２，５４は
、管状本体５０の両端にガース溶接５６．５８等により
堅固に固定されて管状本体５０を気密に密閉する。減速
材充填棒３ａ内の減速材４４の量を最大にするためには
、本体５０の壁厚を最小にすることが望ましい。
液体減速材４４としては、核特性が原子炉の炉心条件と
整合する限りにおいて重水または水素化ジルコニウムを
も使用することができようが、軽水を使用するのが好ま
しい。水域部材の使用に当っては、密閉室４２をヘリウ
ムで予圧しておき、密閉室４２内の蒸気およびヘリウム
の分圧が合成して密閉室４２外の炉心運転圧力にほぼ等
しくなるようにすることが要求される。
整合する限りにおいて重水または水素化ジルコニウムを
も使用することができようが、軽水を使用するのが好ま
しい。水域部材の使用に当っては、密閉室４２をヘリウ
ムで予圧しておき、密閉室４２内の蒸気およびヘリウム
の分圧が合成して密閉室４２外の炉心運転圧力にほぼ等
しくなるようにすることが要求される。
例えば、運転温度が５１５℃である場合には、蒸気の分
圧は近似的１ｃ＋０５気圧である。炉心圧力は、１５０
気圧であるので、プレナムもしくは密閉室４２はヘリウ
ムで約４８気圧まで予圧する必要があろう。この予圧で
、管状本体（被覆）５０を横切る差圧は最小になり、そ
れにより被覆の応力も最小になって、その結果、ジルカ
ロイ合金が熱および照射で誘起されるクリープを受ける
傾向は最小限度に抑えられる。
圧は近似的１ｃ＋０５気圧である。炉心圧力は、１５０
気圧であるので、プレナムもしくは密閉室４２はヘリウ
ムで約４８気圧まで予圧する必要があろう。この予圧で
、管状本体（被覆）５０を横切る差圧は最小になり、そ
れにより被覆の応力も最小になって、その結果、ジルカ
ロイ合金が熱および照射で誘起されるクリープを受ける
傾向は最小限度に抑えられる。
非運転期間もしくは休止期間中は、液体冷却材４４は密
閉室４２を完全に充填せず参照数字６０で示すレベルま
でしか充填しないことに注意され度い。これは、液体の
比体積が温度と共に変化するからである。温度が、５８
°Ｃから３１５°ＣＫなると、水の体積は４５％増加す
る。
閉室４２を完全に充填せず参照数字６０で示すレベルま
でしか充填しないことに注意され度い。これは、液体の
比体積が温度と共に変化するからである。温度が、５８
°Ｃから３１５°ＣＫなると、水の体積は４５％増加す
る。
この理由から、蒸気空間６２が密閉室４２内に設、すら
れているからである。
れているからである。
密閉室４２内で減速材４４としての水を使用することに
より、管状部材５６の材料が腐蝕したり水素化する可能
性についての懸念が生ずる。
より、管状部材５６の材料が腐蝕したり水素化する可能
性についての懸念が生ずる。
内部表面が腐ｆｆ！ｈ（または酸化）すると水素が発生
し、そのうちの幾分かはジルカロイ材料内圧侵入してジ
ルカロイ水素化物を形成する。このジルカロイ水素化物
が高レベルになると、ジルカロイの脆化が生じ、また、
水素化物のブリスター（ふくれ）の形成に起因して壁を
貫通する管の破損が生じ得る。
し、そのうちの幾分かはジルカロイ材料内圧侵入してジ
ルカロイ水素化物を形成する。このジルカロイ水素化物
が高レベルになると、ジルカロイの脆化が生じ、また、
水素化物のブリスター（ふくれ）の形成に起因して壁を
貫通する管の破損が生じ得る。
管状部材６６の内部の腐蝕を最小限度に抑制するために
、該管状部材の材料はβ焼入れされ予備酸化される。こ
れにより、原子炉の運転中の酸化ならびに水素化物の形
成は最小になる。
、該管状部材の材料はβ焼入れされ予備酸化される。こ
れにより、原子炉の運転中の酸化ならびに水素化物の形
成は最小になる。
また、水素化物の形成を最小にするために、下部端栓５
４は、水素化物のシンク部（吸収部もしくは沈降部）を
構成する手段４８として作用する大きな容積の固体ジル
カロイを含んでいる。
４は、水素化物のシンク部（吸収部もしくは沈降部）を
構成する手段４８として作用する大きな容積の固体ジル
カロイを含んでいる。
管状部材３６のこの下端部は低温であるので、水素化物
は該下端部（向かつて移動する傾向を示す。減速材充填
棒６０の密閉室４２は、炉心の低照射領域に在るので、
過剰水素化物を除去するための別の手段を設けるのが望
ましい。この手段は、水素ゲッタ構成手段４６である。
は該下端部（向かつて移動する傾向を示す。減速材充填
棒６０の密閉室４２は、炉心の低照射領域に在るので、
過剰水素化物を除去するための別の手段を設けるのが望
ましい。この手段は、水素ゲッタ構成手段４６である。
上部端栓５２は、減速材充填棒ＳＯをスパイダー３４（
第１図）に連結するための取付は具としての働きをなし
、該上部端栓に隣接して水素ゲッタ構成手段４６が配置
される。水素ゲッタ構成手段４６の好ましい形態は多孔
性で、高い容積対表面比を有するジルカロイスポンジ６
４である。このジルカロイスポンジ６４は、管状部材３
６の密閉室４２内の蒸気空間６２から水素を除去するよ
うに適応されている。ジルカロイスポンジ６４は、水素
ガスがジルカロイスポンジ６４へと通ることを可能にす
るための中心開口６８を有する環状シルカ四イ座金もし
くは円板６６により、上部端栓５２に隣接して係止され
る。円板６６は、管状部材３６０本体５ｏに形成された
内向きに突出する周辺張出部７０によりジルカロイスポ
ンジ６４に当接して保持される。
第１図）に連結するための取付は具としての働きをなし
、該上部端栓に隣接して水素ゲッタ構成手段４６が配置
される。水素ゲッタ構成手段４６の好ましい形態は多孔
性で、高い容積対表面比を有するジルカロイスポンジ６
４である。このジルカロイスポンジ６４は、管状部材３
６の密閉室４２内の蒸気空間６２から水素を除去するよ
うに適応されている。ジルカロイスポンジ６４は、水素
ガスがジルカロイスポンジ６４へと通ることを可能にす
るための中心開口６８を有する環状シルカ四イ座金もし
くは円板６６により、上部端栓５２に隣接して係止され
る。円板６６は、管状部材３６０本体５ｏに形成された
内向きに突出する周辺張出部７０によりジルカロイスポ
ンジ６４に当接して保持される。
減速材充填棒３０は可能な限り太き（し、然もなお該減
速材充填棒を案内シンプル１４に挿入したり該案内シン
プル１４がら取出すことが可能であることが望ましいの
で、該減速材充填棒３０には、下部端栓５４の下側部分
７２の直径が上側部分７４の直径よりも小さく且つ減速
材充填棒の主要部分、即ち管状本体５ｏよりも小さいと
いう意味で２つの直径が設けられている。このようにし
て、下側部分７２は、案内シンプル１４の下部にあるダ
ッシュポット（図示せず）内に嵌合する。この設計によ
れば、単一の直径の減速材充填棒な用いる場合よりも、
約２５％程度大きい容積が実現される。端栓５４には、
減速材充填棒６０を予圧の際に用いられる充填入口通路
７６が形成されている。加圧後、この通路の口部は溶接
７８１”Ｃより閉ざされる。
速材充填棒を案内シンプル１４に挿入したり該案内シン
プル１４がら取出すことが可能であることが望ましいの
で、該減速材充填棒３０には、下部端栓５４の下側部分
７２の直径が上側部分７４の直径よりも小さく且つ減速
材充填棒の主要部分、即ち管状本体５ｏよりも小さいと
いう意味で２つの直径が設けられている。このようにし
て、下側部分７２は、案内シンプル１４の下部にあるダ
ッシュポット（図示せず）内に嵌合する。この設計によ
れば、単一の直径の減速材充填棒な用いる場合よりも、
約２５％程度大きい容積が実現される。端栓５４には、
減速材充填棒６０を予圧の際に用いられる充填入口通路
７６が形成されている。加圧後、この通路の口部は溶接
７８１”Ｃより閉ざされる。
燃料棒空間内に嵌装されるように設計された類似の減速
材充填棒３２が第６図に示しである。
材充填棒３２が第６図に示しである。
この減速材充填棒６２は、その上部、下部端栓８０．８
２を除いて、第２図の減速材充填棒３０と実質的に同じ
である。したがって、減速材充填棒６０の部分と同じで
ある減速材充填棒３２の部分には、同じ参照数字を付け
て、回連は省略する。減速材充填棒６２は、燃料棒１８
と同じ外径を有する。水素化物のシンク部１構成する手
段４８（下部端栓８２）は大きなテーパの付いた形状を
有しており、他方、その上部端栓８Ｇは取扱い工具（図
示せず）ＫＩｉ％合するように成形されている。ヘリウ
ムで減速材充填棒３２を予圧するのに用いられ次いで溶
接８６により閉ざされる充填通路８４が上部端栓８０九
形成されている。
２を除いて、第２図の減速材充填棒３０と実質的に同じ
である。したがって、減速材充填棒６０の部分と同じで
ある減速材充填棒３２の部分には、同じ参照数字を付け
て、回連は省略する。減速材充填棒６２は、燃料棒１８
と同じ外径を有する。水素化物のシンク部１構成する手
段４８（下部端栓８２）は大きなテーパの付いた形状を
有しており、他方、その上部端栓８Ｇは取扱い工具（図
示せず）ＫＩｉ％合するように成形されている。ヘリウ
ムで減速材充填棒３２を予圧するのに用いられ次いで溶
接８６により閉ざされる充填通路８４が上部端栓８０九
形成されている。
第１図は図示を明瞭にするために一部分を切除して垂直
方向に短縮した形で核燃料集合体を一部断面で示す立面
図、第２図は、燃料集合体の案内シンプル内に挿入され
るよう適応された本発明の第１の実施例による減速材充
填棒を垂直方向に短縮して示す拡大断面図、第３図は、
燃料集合体内の燃料棒と置換されるように適応された本
発明の第２の実施例による減速材充填棒を垂直方向に短
縮して示す拡大断面図である。 １０・・燃料集合体、３０．５２・・減速材充填棒、３
６・・管状部材、３８・・管状部材の一端（上端）、４
０・・管状部材の他端（下端）、４２・・密閉室、４４
・・減速材、４６・・水素ゲッタ構成手段、４８・−シ
ンク部、５４．８２−・下部端栓（シンク部構成手段）
。
方向に短縮した形で核燃料集合体を一部断面で示す立面
図、第２図は、燃料集合体の案内シンプル内に挿入され
るよう適応された本発明の第１の実施例による減速材充
填棒を垂直方向に短縮して示す拡大断面図、第３図は、
燃料集合体内の燃料棒と置換されるように適応された本
発明の第２の実施例による減速材充填棒を垂直方向に短
縮して示す拡大断面図である。 １０・・燃料集合体、３０．５２・・減速材充填棒、３
６・・管状部材、３８・・管状部材の一端（上端）、４
０・・管状部材の他端（下端）、４２・・密閉室、４４
・・減速材、４６・・水素ゲッタ構成手段、４８・−シ
ンク部、５４．８２−・下部端栓（シンク部構成手段）
。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 原子炉の燃料集合体で用いられる減速材充填棒であつて
、 （ａ）密閉室が内部に画定されている細長い中空の管状
部材と、 （ｂ）前記密閉室内に収容されたホウ素を含まない液相
の減速材と、 （ｃ）前記密閉室と連通関係で前記管状部材の一端に配
置された水素化物のシンク部を構成するシンク部構成手
段と、 （ｄ）前記密閉室と連通関係で前記管状部材の他端に配
置された水素ゲッタを構成する水素ゲッタ構成手段と、 を含む燃料集合体の減速材充填棒。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US654709 | 1984-09-26 | ||
| US06/654,709 US4664878A (en) | 1984-09-26 | 1984-09-26 | Light water moderator filled rod for a nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6186675A true JPS6186675A (ja) | 1986-05-02 |
| JPH0545155B2 JPH0545155B2 (ja) | 1993-07-08 |
Family
ID=24625941
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60210356A Granted JPS6186675A (ja) | 1984-09-26 | 1985-09-25 | 燃料集合体の減速材充填棒 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4664878A (ja) |
| JP (1) | JPS6186675A (ja) |
| BE (1) | BE903325A (ja) |
| FR (1) | FR2570864B1 (ja) |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3515469A1 (de) * | 1985-04-29 | 1986-10-30 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Brennelement fuer einen wassergekuehlten kernreaktor |
| US4751041A (en) * | 1986-01-15 | 1988-06-14 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorber element |
| DE4121103C2 (de) * | 1990-06-26 | 1996-04-25 | Toshiba Kawasaki Kk | Kernreaktor-Steuerstab |
| US5167906A (en) * | 1990-10-01 | 1992-12-01 | Energy Control And Development Co. | Apparatus for increasing fuel efficiency in nuclear reactors |
| US5185120A (en) * | 1991-10-10 | 1993-02-09 | General Electric Company | Liquid affected spectral shift reactor |
| US5227128A (en) * | 1992-08-26 | 1993-07-13 | General Electric Company | Reactivity controlled fuel assembly |
| US5610959A (en) * | 1994-12-27 | 1997-03-11 | Westinghouse Electric Corporation | Hafnium doped replacement rod for nuclear fuel reconstitution |
| CA2839084C (en) * | 2013-01-17 | 2020-07-14 | Atomic Energy Of Canada Limited | Heterogeneous core designs and thorium based fuels for heavy water reactors |
| JP2019522783A (ja) * | 2016-06-22 | 2019-08-15 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子燃料棒 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4919300A (ja) * | 1972-04-17 | 1974-02-20 | ||
| JPS5250498A (en) * | 1975-10-21 | 1977-04-22 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | Fuel assembly |
| JPS5587087A (en) * | 1978-12-26 | 1980-07-01 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear fuel element |
Family Cites Families (23)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3125493A (en) * | 1964-03-17 | Fuel element for a nuclear reactor | ||
| NL264559A (ja) * | 1960-05-09 | |||
| BE604131A (fr) * | 1961-05-24 | 1961-11-24 | Belge Pour L Ind Nucleaire Sa | Perfectionnements apportés aux réacteurs nucléaires. |
| DE1251881B (ja) * | 1961-05-24 | 1900-01-01 | ||
| US3382153A (en) * | 1966-01-17 | 1968-05-07 | Gen Electric | Nuclear reactor fuel bundle |
| GB1219264A (en) * | 1967-04-12 | 1971-01-13 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements |
| US3745069A (en) * | 1969-10-30 | 1973-07-10 | United Nuclear Corp | Fuel assemblies containing uo2 and puo2-uo2 for water cooled nuclear reactors |
| US3804710A (en) * | 1970-12-09 | 1974-04-16 | United Nuclear Corp | Nuclear reactor fuel element |
| US3994778A (en) * | 1971-07-15 | 1976-11-30 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Liquid metal hydrogen barriers |
| US3804708A (en) * | 1971-11-24 | 1974-04-16 | United Nuclear Corp | Nuclear reactor fuel rod |
| GB1404234A (en) * | 1972-09-15 | 1975-08-28 | Atomic Energy Authority Uk | Plugs |
| US3959072A (en) * | 1973-09-27 | 1976-05-25 | Combustion Engineering, Inc. | Compactable control element assembly for a nuclear reactor |
| CA1014833A (en) * | 1974-07-12 | 1977-08-02 | Stuart R. Macewen | Zirconium base alloy and method of production |
| IT1037196B (it) * | 1975-04-10 | 1979-11-10 | Getters Spa | Elemento di combustibile per reattore nucleare impiegante zr2ni come metallo getterante |
| JPS51148193A (en) * | 1975-06-13 | 1976-12-20 | Toshiba Corp | A nuclear fuel element |
| US4169759A (en) * | 1975-08-14 | 1979-10-02 | Combustion Engineering Inc. | Method for operating a nuclear reactor with scrammable part length rod |
| FR2334763A1 (fr) * | 1975-12-12 | 1977-07-08 | Ugine Aciers | Procede permettant d'ameliorer la tenue a chaud du zirconium et de ses alliages |
| US4238251A (en) * | 1977-11-18 | 1980-12-09 | General Electric Company | Zirconium alloy heat treatment process and product |
| US4391771A (en) * | 1980-12-03 | 1983-07-05 | Combustion Engineering, Inc. | Arrangement for retaining a fuel rod in a reconstitutable fuel assembly |
| US4432934A (en) * | 1980-12-16 | 1984-02-21 | Westinghouse Electric Corp. | Displacer rod for use in a mechanical spectral shift reactor |
| US4460540A (en) * | 1981-04-30 | 1984-07-17 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable poison rod for a nuclear reactor fuel assembly |
| US4508679A (en) * | 1982-08-20 | 1985-04-02 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly spacer |
| DE3301965C2 (de) * | 1983-01-21 | 1986-12-04 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Abschirmelement für einen aus Kernbrennstoffelementen und den Abschirmelementen aufgebauten Reaktorkern |
-
1984
- 1984-09-26 US US06/654,709 patent/US4664878A/en not_active Expired - Fee Related
-
1985
- 1985-09-25 JP JP60210356A patent/JPS6186675A/ja active Granted
- 1985-09-25 FR FR858514201A patent/FR2570864B1/fr not_active Expired
- 1985-09-26 BE BE0/215642A patent/BE903325A/fr not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4919300A (ja) * | 1972-04-17 | 1974-02-20 | ||
| JPS5250498A (en) * | 1975-10-21 | 1977-04-22 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | Fuel assembly |
| JPS5587087A (en) * | 1978-12-26 | 1980-07-01 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear fuel element |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2570864B1 (fr) | 1989-09-29 |
| JPH0545155B2 (ja) | 1993-07-08 |
| BE903325A (fr) | 1986-03-26 |
| US4664878A (en) | 1987-05-12 |
| FR2570864A1 (fr) | 1986-03-28 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
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