(57)【要約】【課題】  細長い燃料要素の平行アレイが上部ノズルと下部ノズルとの間に支持された、耐振グリッドを有する原子燃料集合体を提供する。【解決手段】  主支持グリッドは、燃料要素間の間隔を維持するために集合体の長さ方向に沿って実質的に等間隔で設けられている。複数の補助耐振グリッドはそれぞれ、主支持グリッド間において燃料要素の長さ方向の中間三分の一の所に配置されるが、これらの補助グリッドは主支持グリッドより高さが低く、燃料要素に対して大きな接触面積を与える。【選択図】  図６
2005084050.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
下部ノズルと上部ノズルとの間に支持され、軸長方向の中間三分の一領域を有する細長い原子燃料要素の平行アレイと、
上部ノズルと下部ノズルとの間で燃料要素の軸長方向に実質的に等間隔で縦続配置された複数の主支持グリッドと、
燃料要素の周りに中間三分の一領域の高さで主支持グリッドに縦続配置された少なくとも１つの補助グリッドとより成り、
複数の主支持グリッドは、該主支持グリッドの支持セル内において各燃料要素の周面の軸方向部分を少なくとも部分的に取り囲んで燃料要素の横方向間隔を維持し、
補助グリッドは、各燃料要素につき少なくとも１個の複数の支持セルを有する原子燃料集合体。
【請求項２】
補助グリッドは２つの主支持グリッドの実質的に中間に支持される請求項１の燃料集合体。
【請求項３】
主支持グリッドの全部でなくて一部の間に位置する複数の補助グリッドを含む請求項１の燃料集合体。
【請求項４】
複数の補助グリッドのうち隣接する補助グリッドはそれらの間で１つの主支持グリッドを共有する請求項３の燃料集合体。
【請求項５】
補助グリッドは中間三分の一領域内の燃料要素の中間部分に沿って配置される請求項３の燃料集合体。
【請求項６】
主支持グリッド及び補助グリッドは異なる設計である請求項１の燃料集合体。
【請求項７】
補助グリッドの支持セルはそれらの軸長方向の燃料棒の周面の一部を少なくともそれぞれ部分的に取り囲む壁を有し、補助グリッドの支持セルの壁の軸長は主支持グリッドの支持セルの対応する壁よりも短い請求項６の燃料集合体。
【請求項８】
補助グリッドの支持セルはそれらの軸長方向の燃料棒の周面の一部を少なくとも部分的にそれぞれ取り囲む壁を有し、補助グリッドの支持セルの壁には燃料要素と接触してそれらを支持するディンプル及び／またはばねが設けられ、補助グリッドの支持セル上のディンプル及び／またはばねは主支持グリッドの支持セルの壁上の対応するディンプル及び／またはばねよりも燃料要素との接触面積が大きい請求項６の燃料集合体。
【請求項９】
補助グリッドの支持セルのそれぞれの壁上のディンプル及び／またはばねは同一平面上にある請求項８の燃料集合体。
【請求項１０】
主支持グリッドの少なくとも一部は混合翼を有し、補助グリッドの少なくとも一部は混合翼を備えていない請求項６の燃料集合体。
【請求項１１】
主支持グリッドの少なくとも一部は混合翼を有し、補助グリッドは混合翼を備えていない請求項１０の燃料集合体。
【請求項１２】
主支持グリッドは混合翼を有し、補助グリッドは混合翼を備えていない請求項１０の燃料集合体。
【請求項１３】
補助グリッドの支持セルはそれぞれ制御棒の案内シンブルを少なくとも部分的に取り囲み、補助グリッドは案内シンブルの少なくとも一部に機械的にまたは金属結合により固着されることによりそれらの軸方向位置に維持される請求項１の燃料集合体。
【請求項１４】
補助グリッドはその周面の周りを延びる外側ストラップを有し、また、隣接する燃料要素の方向においてこの外側ストラップに関して９０度以下の角度で内側に向いた上方に延びる案内タブを有するため、炉心からの取り出しまたは挿入時に隣接する燃料集合体に引っ掛かるのが防止させる請求項１の燃料集合体。
【発明の詳細な説明】
【発明の背景】
【０００１】
【技術分野】
【０００２】
本発明は、一般的に、原子炉の燃料集合体に関し、さらに詳細には、原子炉の周面の周りのバッフル構造に隣接して配置され、耐振グリッドを用いる燃料集合体に関する。
【関連技術】
【０００３】
典型的な原子炉は、炉心を収納する原子炉容器を有する。原子炉容器から半径方向内方に離隔したほぼ円筒形の炉心バレルの内部にはフォーマ及びバッフルシステム（以後、「バッフル構造」と呼ぶ）があり、これにより円筒形のバレルから内部の燃料集合体アレイにより形成される炉心の正方形周面への移行が可能になる。
【０００４】
炉心は多数の細長い燃料集合体により構成されている。各燃料集合体は、反応して熱を発生する核分裂物質を含んだ複数の燃料棒を備えている。各燃料集合体の燃料棒は、燃料集合体の長さに沿って軸方向に離隔され燃料集合体の複数の細長い制御棒案内シンブルに固着された複数のグリッドにより整然としたアレイ状に保持される。
【０００５】
原子炉の運転時、通常は、水のような冷却材が複数の入口ノズルを介して原子炉容器内に圧入される。冷却材は原子炉容器と炉心バレルとの間に画定された環状領域を下方に流れ、原子炉容器内に画定された下方プレナムに流入した後、炉心の燃料集合体を介して上向きに流れ、炉心バレルを貫通する複数の出口ノズルを通って原子炉容器から流出する。燃料集合体の燃料棒が冷却材に付与する熱エネルギーは、原子炉容器から冷却材により運ばれる。炉心バレルには開口があるため、バレルとバッフル構造との間には冷却材が炉心内よりも高い圧力で存在する。しかしながら、バッフル構造と炉心バレルとは、冷却材が原子炉容器と炉心バレルとの間の環状領域を下向きに流れる際、冷却材が燃料集合体から分離されるように協働する。
【０００６】
上述したように、バッフル構造は炉心の燃料集合体を取り囲んでいる。通常、バッフル構造はボルトにより連結されたプレートより成る。これらのボルトは、時として緩くなり、バッフル構造のプレート間に小さなギャップが形成されることがある。このような小さなギャップが形成されると、バッフルの外側に炉心内よりも大きな流体圧力が存在するため、バッフル構造を介して炉心の外部から内部へ向かう半径方向内向きの冷却材のジェット作用が発生する。一部の原子炉のバッフル構造には、事故発生時に炉心の冷却を可能にするためにスロット及び開口を意図的に設けたものがある。ボルトが緩むと開くギャップと同様に、冷却材の流れがバッフルのスロット及び開口を通って炉心内に流入し、流体のジェット作用を生ぜしめる。流体のジェット作用は、炉心内の外側列の燃料集合体に当たると、これら外側の燃料棒を振動させ、最終的にそれらが故障することになる。従って、バッフル構造に隣接配置された燃料集合体の燃料棒に対する悪影響を回避するように、バッフル構造の一部を介する流体のジェット作用に有効に対処する方法が求められている。
【発明の概要】
【０００７】
本発明は、上記の要求を満足させるように設計された耐振グリッドを備えた燃料集合体に提供する。詳述すると、本発明によれば、炉心内の全ての燃料集合体は、クロスフローに起因する振動に曝される傾向が最も高いことが分析結果により分かっている燃料集合体に沿うその中間三分の一領域内の高さにおいて少なくとも一部の主支持グリッドの中間に新しい別のグリッド構造を使用する。
【０００８】
好ましい実施例において、中間の支持グリッドは、一連の薄い金属ストラップが燃料棒の周りで交差して正方形のセルより成る卵箱構造を形成するものである。同一平面のディンプル及び／またはばねは、燃料棒と多数の側部で接触し、燃料棒のさらなる支持を与える。グリッドの位置は、燃料集合体に関してシンブル管の位置に固定される。補助支持グリッドのストラップの高さは、主支持グリッドのストラップの高さよりも低く、補助支持グリッドは主支持グリッドに見られる混合翼を備えていない。外側ストラップは、炉心からの取出しまたは炉心への挿入時に隣接する燃料集合体に引っ掛からないようにする案内タブを有する。内側ストラップは、主支持グリッド上の対応接触領域よりも燃料棒のばね／ディンプルの接触領域を増加することにより擦過摩耗を無くすのに役立つように設計される。
【実施例】
【０００９】
以下の説明において、同様な参照記号は幾つかの図面を通して同一または対応部分を示す。また、以下の説明において、「前方」、「後方」、「左」、「右」、「上方」、「下方」のような用語は、便宜的に使用する用語であって限定の意味を持つものと解釈すべきでないことを理解されたい。
【００１０】
添付図面、特に図１及び２を参照して、該図は参照番号１０で総括表示する加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を示す。ＰＷＲ１０は原子炉圧力容器１２を有し、その容器の内部には複数の細長い燃料集合体１６より成る炉心１４が収容されている。図１に示す比較的少数の燃料集合体１６は図示を単純化するためである。実際は、図２に略示するように、炉心１４は非常に多い数の燃料集合体１６により構成される。
【００１１】
ほぼ円筒形の炉心バレル１８は原子炉容器１２から半径方向内方に離隔しているが、この炉心バレル１８の内部には、以後、バッフル構造２０と呼ぶフォーマ及びバッフルシステムがあり、これにより円筒形バレル１８から複数の燃料集合体１６のアレイより成る炉心１４の正方形周面への移行が可能である。バッフル構造２０は、炉心１４の燃料集合体１６を取り囲んでいる。通常、バッフル構造２０はボルト（図示せず）により連結されたプレート２２より成る。炉心１４及びバッフル構造２０は上部炉心板２４と下部炉心板２６との間に位置し、これらの炉心板は炉心バレル１８により支持されている。
【００１２】
原子炉圧力容器１２の上端部は着脱自在の半球状蓋ヘッド２８により密封されるが、この蓋ヘッド上には複数の制御棒駆動機構３０が装着されている。再び、説明を単純化するために、多数の制御棒駆動機構３０のうち数個のみを示す。各駆動機構３０は、制御棒クラスタ制御機構３２を一部の燃料集合体１６の上方に選択的に位置決めする。
【００１３】
原子炉１４の燃料集合体１６における核分裂プロセスは熱を発生させるが、この熱は、ＰＷＲ１０の運転時に、軽水のような冷却材流体を炉心１４に循環させることにより除去される。詳述すると、冷却材は通常、複数の入口ノズル３４（図１に１個だけを示す）を介して原子炉圧力容器１２内に圧入される。冷却材は、原子炉容器１２と炉心バレル１８（そして炉心バレル上の熱シールド３８）との間に画定された環状の下降領域３６を下向きに流れ、原子炉容器１２の底部に到達すると、そこで流れ方向を１８０度転換して、下部炉心板２６を通過し、下部炉心板２６そして炉心１６を通って上向きに流れる。炉心１４の燃料集合体１６を上向に流れる時、冷却材は、燃料集合体１６からの熱エネルギーの伝達により炉心の動作温度に加熱される。高温となった冷却材はその後、炉心バレル１８を貫通する複数の出口ノズル４０（図１に１個だけ示す）を介して原子炉容器１２から流出する。かくして、燃料集合体１６が冷却材に与える熱エネルギーは原子炉容器１２からの流体により運ばれる。
【００１４】
炉心バレル１８には圧力除去ホール（図示せず）が存在するため、バレル１８とバッフル構造２０との間の冷却材の圧力は、炉心１４内の圧力よりも高い。しかしながら、バッフル構造２０と炉心バレル１８は協働して、流体が原子炉容器１２と炉心バレル１８との間の環状領域３６を下向きに流れる時に冷却材が燃料集合体１６から分離されるようにする。
【００１５】
上述したように、炉心１４は多数の細長い燃料集合体１６で構成されている。図３を参照して、ＰＷＲ１０に使用するタイプの各燃料集合体１６は、基本的に下端部構造または下部ノズル４２を有し、この下部ノズルは下部炉心板２６上の集合体及び下部ノズル４２から上向きに延びる案内管またはシンブル４４を支持する。燃料組立体１６はさらに、案内シンブル４４の長さ方向において離隔し、それに固着された複数の普通の横方向主支持グリッド４６を備えている。主支持グリッド４６の縦方向の間隔はほぼ均等であり、これらのグリッドは整然と離隔したアレイ状の複数の細長い燃料棒４８を支持する。さらに、各集合体１６は、その中心に位置する計測管５０と、案内シンブル４４の上端部に固着された上端部構造または上部ノズル５２とを有する。このような部品の配置により、燃料集合体１６は、それらの部品を損傷しないように取り扱える便利な一体的なユニットを形成する。
【００１６】
燃料集合体１６の各燃料棒４８は原子燃料ペレット５４を含んでおり、各燃料棒の両端部は燃料棒を気密封止する上端部及び下端部プラグ５６、５８により閉じられている。普通は、プレナムばね６０が上端部プラグ５６とペレット５４との間に位置して、燃料棒４８内のペレットを緊密に積重ねられた縦続アレイの形に維持する。核分裂物質よりなる燃料ペレット５４は、ＰＷＲ１０の炉心１４で熱を発生させる反応エネルギーを生成する。上述したように、冷却材は炉心１４の各燃料集合体１０を介して上向きに圧送され、利用可能な仕事を発生させるための熱を抽出する。
【００１７】
核分裂プロセスを制御するために、各棒クラスタ制御機構３２の多数の制御棒６２は、燃料集合体１６内に所定の位置に配置された案内シンブル４４内で往復運動自在である。しかしながら、全ての燃料集合体１６が棒クラスタ制御機構３２、従ってそれに関連する制御棒６２を具備しているわけではない。通常はそうであるが、制御棒を有する燃料集合体は制御棒を具備しない炉心内の他の燃料集合体と同一設計である。詳述すると、各棒クラスタ制御機構３２は対応の燃料集合体１６の上部ノズル５２と連携している。制御機構３２は、半径方向に延びる複数のアーム６６を備え内側螺設部を有する円筒部材６４を備えている。各アーム６６は、全て周知の態様で、制御機構３２が制御棒６２を案内シンブル４４内で垂直方向に移動させて、燃料集合体１６内の核分裂プロセスが制御されるように、１またはそれ以上の制御棒６０に連結されている。
【００１８】
炉心１４の全ての燃料集合体１６は、上述したような従来型構成である。さらに、本発明の各燃料集合体は耐振グリッド６８を用いるが、その好ましい実施例を図６及び７に示し、以下においてさらに詳しく説明する。
【００１９】
上述したように、炉心１４の燃料集合体を取り囲むバッフル構造２０は、ボルト（図示せず）により連結されたプレート２２より成る。システムの始動時及び運転停止時における熱サイクルの結果、これらのボルトは時として緩んで、バッフル構造のプレート２２間に小さなギャップを形成させることがある。これが起こると、バッフル構造２０の外側には炉心１４内よりも高い流体圧力が存在するため、冷却材のジェット作用がバッフル構造２０を介して炉心の外部から内部へ半径方向内向きに発生する。一部の原子炉のバッフル構造には、事故発生時に炉心の冷却を可能にするためにスロット及びホールが意図的に設けられている。緩んだボルトにより開いたギャップと同様に、冷却材の流れはバッフル構造のスロット及びホールを介して炉心内に流入し、流体のジェット作用を発生させる。炉心１４の燃料集合体１６内に１またはそれ以上の耐振グリッド６８が存在しなければ、燃料集合体に当たる流体ジェットによりそれら外側の燃料棒４８が振動し、その結果、燃料棒の被覆が擦過して故障に至る場合がある。補助耐振グリッド６８は、以下の説明からわかるように、構成が主支持グリッドとは幾分異なる。
【００２０】
図４及び５を参照して、図示の主支持グリッド４６の一実施例は、それらの両端部で開いた複数の中空セル７４を画定する卵箱を形成するように配列され、溶接のような方法で連結された複数の内側及び外側ストラップ７６、７８を含む。図４は１５×１５列のセル７４を示すが、本発明の原理の適用は集合体内の燃料要素の数により影響されず、この集合体は、図６に示すように１５×１５列のセル７４を含むものでよい。図４に示す直交部材７６、７８を形成する格子ストラップは設計が実質的に同一であり、図５によく示されている。格子ストラップ７６、７８は実質的に同一であるが、案内管及び計測管の場所に適合させるために、一部の格子ストラップ７６の設計が他の格子ストラップ７６とは異なるように、また、一部のストラップ７８を他のストラップ７８とは異なるようにしてもよいことを理解すべきである。図４の参照番号８２は案内管及び計測シンブルに固着されたセルを示すが、参照番号８４は燃料要素を支持する残りのセルを示す。図５は、格子ストラップ８２と８４との間の直交交差部を最もよく示すものである。燃料要素を収容するセルの大部分の壁には、業界で公知であり使用される適当なダイにより打抜き加工された多数の突出セグメントが設けられている。図５に示すばねとディンプルのパターンは従来型の主支持グリッド４６用であり、ばね部分を参照番号８６、またディンプルを参照番号８８で示す。上部及び下部打抜き加工セグメント８８は、１つの方向でふくらんで、燃料要素を並置対角線ばね８６に対して支持するためのディンプルを形成するが、これらのばねはセルの反対壁から突出する。上述したものと同じ壁にある残りの中央打抜き部分は、反対方向で隣接するセル内にふくらみ、その反対壁から隣接するセル内に突出するディンプル８８に燃料要素を押し付ける対角線方向ばねを形成する。主支持グリッドの壁９０は高さが通常５．２ｃｍである。
【００２１】
本発明の好ましい実施例において、補助耐振グリッドは、図６及び７に示す形状であるのが好ましい。図６から、ディンプル及び／またはばね８８、８６は同一平面上にあり、多数の側部で燃料棒と接触して棒の支持をさらに強固にすることがわかる。この実施例では、ばねは対角線上というよりも垂直方向である。主支持グリッドについて上述したように、補助耐振グリッドの位置は、グリッドを挿入管に溶接するかまたはグリッドを案内シンブル管に機械的に固着することにより燃料集合体を対してシンブル位置に固定する。補助のグリッド上の外側グリッドストラップ７２及び中間ストラップ７６、７８の高さは、主支持グリッド４６の対応部分よりは低い。補助グリッドの高さは約１．６ｃｍである。図６に示す補助耐振グリッドの好ましい実施例には混合翼が存在しないが、複数の主支持グリッド４６は、例えば図５において参照番号９２で示すタイプの混合翼を備えている。補助耐振グリッドの外側ストラップ及び主支持グリッドの外側ストラップは、炉心からの取出しまたは炉心内への挿入時に隣接する燃料集合体に引っ掛からないように図４、５、６及び７に示す案内タブ９４を備えている。補助グリッド上の内側ストラップ７６、７８は、ディンプル／ばねと燃料要素との間において、主支持グリッド４６上の対応接触領域よりも大きな接触面積を与える。補助グリッド上の垂直方向ばね及びディンプルの接触長さは、主支持グリッド上の対応する２．５４ｃｍの接触長さに比べて０．５ｃｍである。この後者の特徴と、燃料集合体１６の補助耐振支持グリッド６８の場所とにより、圧力除去ホールを有するクロスフローの大きい発電所におけるグリッドと棒との擦過を引き起こす燃料棒の不安定性が除去される。他の大部分の点では、補助支持グリッドと主支持グリッドの態様は同じである。１４フィートの集合体では、３つの補助耐振ユニットを隣接する主支持グリッドの間において集合体のほぼ中間三分の一の高さに位置させるのが好ましい。
【００２２】
本発明の特定の実施例を詳細に説明したが、これらに対する種々の変形例及び設計変更を本願の開示全体に照らして想到できることが当業者にわかるであろう。例えば、本発明を正方形のグリッドパターンに関連して説明したが、本発明は矩形または台形のような他のグリッド形状についても利用可能である。従って、図示説明した特定の実施例は例示の目的にすぎず、本発明の範囲を限定するものではなく、この範囲は頭書の特許請求の範囲の幅及びそれに対する任意且つ全ての均等物の範囲を与えられるべきである。
【図面の簡単な説明】
【００２３】
【図１】本発明が適用される原子炉の部分立面図である。
【図２】図１の線２−２に沿う原子炉の単純化した拡大平面図である。
【図３】図２に示す耐振グリッドを用いる１つの燃料集合体の部分断面立面図である。
【図４】主支持グリッドの一実施例の立面図である。
【図５】主支持グリッドの一実施例のセルを形成する格子組立体の内部ストラップの１つを示す側立面図である。
【図６】本発明の耐振グリッドの好ましい実施例を示す斜視図である。
【図７】本発明の補助耐振グリッドの一実施例のセルを形成する格子組立体の１つの内部ストラップを示す側立面図である。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【外国語明細書】
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