JP2511578B2 - 原子炉で用いる核燃料要素のバンドルにおける構成部の接触による損傷を防止する方法及び原子炉で用いる核燃料要素のバンドル - Google Patents
原子炉で用いる核燃料要素のバンドルにおける構成部の接触による損傷を防止する方法及び原子炉で用いる核燃料要素のバンドルInfo
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、一群の個別燃料棒要素
と構造部品を組立てて設計配列の燃料要素群とすること
により従来の水冷、水減速型の発電用原子炉設備におい
て用いる代表的な複合燃料束または集合体を製造するこ
とからなる核燃料束の製造に関する。本発明は、組立て
ずみ構成部の損傷を減らしかつ最少にするように改良さ
れた製造方法と製造後の処理からなり、優れた核燃料製
品を提供するものである。
と構造部品を組立てて設計配列の燃料要素群とすること
により従来の水冷、水減速型の発電用原子炉設備におい
て用いる代表的な複合燃料束または集合体を製造するこ
とからなる核燃料束の製造に関する。本発明は、組立て
ずみ構成部の損傷を減らしかつ最少にするように改良さ
れた製造方法と製造後の処理からなり、優れた核燃料製
品を提供するものである。
【０００２】
【従来の技術】ウラン、プルトニウム、トリウムの酸化
物およびそれらの組合せのような核***性燃料材料は、
通例、小さな筒形ペレットに形成され、そして当該技術
において時々被覆管と呼ばれる密封管または細長い容器
内に収納される。密封燃料容器は燃料が冷却材またはそ
れに混入している異物と反応することを防ぐとともに、
通常反応性と腐食性の高い核***生成物が燃料から冷却
材内に逃げて全系を汚染することを防止する。従って、
核***性燃料を入れた密封容器の健全性の持続は極めて
重要である。
物およびそれらの組合せのような核***性燃料材料は、
通例、小さな筒形ペレットに形成され、そして当該技術
において時々被覆管と呼ばれる密封管または細長い容器
内に収納される。密封燃料容器は燃料が冷却材またはそ
れに混入している異物と反応することを防ぐとともに、
通常反応性と腐食性の高い核***生成物が燃料から冷却
材内に逃げて全系を汚染することを防止する。従って、
核***性燃料を入れた密封容器の健全性の持続は極めて
重要である。
【０００３】大容量発電用核***炉設備は、通常、核分
裂性燃料を入れた上記のような密封管状容器を数百個用
いる。定期的な燃料交換は全燃料を一部分ずつある期間
毎に交換しそして他の部分を再配置することによりなさ
れるが、この定期交換を容易にするため、管状燃料容器
またはそれらからなる燃料要素は、普通、単一複合ユニ
ットとして取扱い得る約40〜90個の要素の束または群を
なすように組合わされる。
裂性燃料を入れた上記のような密封管状容器を数百個用
いる。定期的な燃料交換は全燃料を一部分ずつある期間
毎に交換しそして他の部分を再配置することによりなさ
れるが、この定期交換を容易にするため、管状燃料容器
またはそれらからなる燃料要素は、普通、単一複合ユニ
ットとして取扱い得る約40〜90個の要素の束または群を
なすように組合わされる。
【０００４】従って、核***性核燃料材料を入れた細長
いまたは管状の容器は設計配列状に組合わされ、この列
は、普通、機械的手段によって固定された一群の相隔た
る平行整列管状容器からなる。代表的な燃料束は、例え
ば、８×８または９×９配列の相隔たる燃料容器からな
る。管状燃料容器は通常長さが数フィート、例えば、約
14フィートであり、直径が約半インチであり、互いに１
インチ足らずの距離だけ離隔される。この離隔は、全て
の管状燃料容器の全外面にわたって水のような除熱冷却
材の十分な流れを許容して有効な熱伝達、従って、有効
な作用をもたらす必要がある。
いまたは管状の容器は設計配列状に組合わされ、この列
は、普通、機械的手段によって固定された一群の相隔た
る平行整列管状容器からなる。代表的な燃料束は、例え
ば、８×８または９×９配列の相隔たる燃料容器からな
る。管状燃料容器は通常長さが数フィート、例えば、約
14フィートであり、直径が約半インチであり、互いに１
インチ足らずの距離だけ離隔される。この離隔は、全て
の管状燃料容器の全外面にわたって水のような除熱冷却
材の十分な流れを許容して有効な熱伝達、従って、有効
な作用をもたらす必要がある。
【０００５】このような細長い燃料要素がその周囲を流
れる冷却材の高熱と高速により湾曲しかつ振動すること
により燃料要素相互の接触が起こって冷却材流を妨害す
るか不均等にするおそれをなくするために、管状燃料要
素を、それらの長さに沿って隔置した複数の離隔ユニッ
トにより離隔配列関係に保持することが必要である。
れる冷却材の高熱と高速により湾曲しかつ振動すること
により燃料要素相互の接触が起こって冷却材流を妨害す
るか不均等にするおそれをなくするために、管状燃料要
素を、それらの長さに沿って隔置した複数の離隔ユニッ
トにより離隔配列関係に保持することが必要である。
【０００６】管状燃料要素用の代表的な離隔ユニット
は、多数の交差構成部を有する枠、または平行整列燃料
要素を相隔てるために所定形状に配設された複数の開口
を形成する格子からなる。一群の管状燃料要素はそれぞ
れ、同要素の長さに沿って所定態様にまたは所定距離だ
け隔置した一連の上記離隔ユニットの整合開口に挿通さ
れる。すなわち、一群の細長い燃料要素はそれぞれ、同
群の横方向の中間拘束と中間支持をなす隔置された数個
の離隔ユニットを貫通しているので、相隔たる平行整列
燃料要素はそれぞれ、それらの構造を破損するかまたは
各燃料容器の周囲および相互間の有効な冷却材流を妨げ
るおそれのある横方向の湾曲と振動を起こさない。原子
炉燃料束の普通の一商用例は、配列要素群の長さに沿っ
て隔置された約７個の上記のような離隔ユニットを有
し、これらの離隔ユニットはそれらを貫通する全ての管
状燃料要素を固定している。
は、多数の交差構成部を有する枠、または平行整列燃料
要素を相隔てるために所定形状に配設された複数の開口
を形成する格子からなる。一群の管状燃料要素はそれぞ
れ、同要素の長さに沿って所定態様にまたは所定距離だ
け隔置した一連の上記離隔ユニットの整合開口に挿通さ
れる。すなわち、一群の細長い燃料要素はそれぞれ、同
群の横方向の中間拘束と中間支持をなす隔置された数個
の離隔ユニットを貫通しているので、相隔たる平行整列
燃料要素はそれぞれ、それらの構造を破損するかまたは
各燃料容器の周囲および相互間の有効な冷却材流を妨げ
るおそれのある横方向の湾曲と振動を起こさない。原子
炉燃料束の普通の一商用例は、配列要素群の長さに沿っ
て隔置された約７個の上記のような離隔ユニットを有
し、これらの離隔ユニットはそれらを貫通する全ての管
状燃料要素を固定している。
【０００７】燃料棒要素束を固定する離隔ユニットは、
しばしば、ばね部材と止め部材を備え、これらの部材は
燃料棒要素を確実に把持しかつ適所に保持する手段とし
て燃料棒要素と金属対金属接触をなすように圧接する。
しばしば、ばね部材と止め部材を備え、これらの部材は
燃料棒要素を確実に把持しかつ適所に保持する手段とし
て燃料棒要素と金属対金属接触をなすように圧接する。
【０００８】管状燃料要素の長さに沿って隔置された一
連の離隔ユニットの開口を貫通することにより互いに固
定された一群の相隔たる平行配列の管状燃料要素からな
る組立てずみ燃料束は、さらにそれぞれの端部が結合板
のソケット内に支持される。この燃料束組立体はまた、
通例、開端管状チャネルによって囲まれ、このチャネル
は正方形のような適当な断面を有し、燃料要素の表面に
沿う長さ方向の冷却材流を導き、また、チャネルに囲ま
れた束をなす燃料要素の間を長さ方向に往復移動する中
性子吸収核***制御棒ユニットを案内する。
連の離隔ユニットの開口を貫通することにより互いに固
定された一群の相隔たる平行配列の管状燃料要素からな
る組立てずみ燃料束は、さらにそれぞれの端部が結合板
のソケット内に支持される。この燃料束組立体はまた、
通例、開端管状チャネルによって囲まれ、このチャネル
は正方形のような適当な断面を有し、燃料要素の表面に
沿う長さ方向の冷却材流を導き、また、チャネルに囲ま
れた束をなす燃料要素の間を長さ方向に往復移動する中
性子吸収核***制御棒ユニットを案内する。
【０００９】前記普通構造の代表的な燃料束組立体は、
1967年10月の米国特許第3350275 号と、1972年４月４日
付け米国特許第3654077 号に開示されている。これら引
用特許の開示内容と同特許における引用内容は参照によ
りここに包含される。
1967年10月の米国特許第3350275 号と、1972年４月４日
付け米国特許第3654077 号に開示されている。これら引
用特許の開示内容と同特許における引用内容は参照によ
りここに包含される。
【００１０】核***性燃料の炉心内で利用される構造部
品、例えば、燃料を入れた管状容器とそれらの離隔ユニ
ット等は、中性子により誘起される核***連鎖反応を妨
げないように、低中性子吸収能力または断面積をもつ耐
久金属から製造される必要がある。最も普通に用いられ
る好適材料は、ステンレス鋼の中性子吸収能力の約15分
の１程度の中性子吸収能力をもつジルコニウム合金から
なる。しかし、ジルコニウム合金は、状況によっては、
腐食を起こしやすく、その結果構造破損が生じるおそれ
がある。ジルコニウムとその合金に特有の破壊性の自己
永続腐食は当該技術においてモジュラ腐食と呼ばれる
が、このモジュラ腐食を防ぐために、燃料容器のような
ジルコニウム合金製構成部は、通常、原子炉の諸状態で
モジュラ腐食と表面腐食に抗する特定の酸化物表面層を
形成するように処理される。
品、例えば、燃料を入れた管状容器とそれらの離隔ユニ
ット等は、中性子により誘起される核***連鎖反応を妨
げないように、低中性子吸収能力または断面積をもつ耐
久金属から製造される必要がある。最も普通に用いられ
る好適材料は、ステンレス鋼の中性子吸収能力の約15分
の１程度の中性子吸収能力をもつジルコニウム合金から
なる。しかし、ジルコニウム合金は、状況によっては、
腐食を起こしやすく、その結果構造破損が生じるおそれ
がある。ジルコニウムとその合金に特有の破壊性の自己
永続腐食は当該技術においてモジュラ腐食と呼ばれる
が、このモジュラ腐食を防ぐために、燃料容器のような
ジルコニウム合金製構成部は、通常、原子炉の諸状態で
モジュラ腐食と表面腐食に抗する特定の酸化物表面層を
形成するように処理される。
【００１１】
【発明の概要】本発明は、隔置した一連の離隔ユニット
を貫通する核燃料要素束を組立てる改良方法であって、
組立て後の破壊的腐食のおそれを減らす組立て方法と、
その優れた組立体からなる。この改良方法は、核燃料束
が炉心内に設置されて使用されるまで、組立て中および
その後の出荷と取扱い中の核燃料束の金属構成部の金属
表面の損傷または摩耗を防ぐ独特な手段を利用する。
を貫通する核燃料要素束を組立てる改良方法であって、
組立て後の破壊的腐食のおそれを減らす組立て方法と、
その優れた組立体からなる。この改良方法は、核燃料束
が炉心内に設置されて使用されるまで、組立て中および
その後の出荷と取扱い中の核燃料束の金属構成部の金属
表面の損傷または摩耗を防ぐ独特な手段を利用する。
【００１２】
【発明の目的】本発明の主目的は、核燃料束を製造する
改良方法と、同方法による優れた製品を提供することで
ある。
改良方法と、同方法による優れた製品を提供することで
ある。
【００１３】本発明の他の目的は金属構成部の表面損傷
のおそれを減らす核燃料束組立て方法を提供することで
ある。
のおそれを減らす核燃料束組立て方法を提供することで
ある。
【００１４】本発明の他の目的は核燃料束組立て後の束
構成部の腐食損傷のおそれを減らす核燃料束組立て方法
を提供することである。
構成部の腐食損傷のおそれを減らす核燃料束組立て方法
を提供することである。
【００１５】本発明の他の目的は、原子炉で用いる核燃
料束の構造健全性と耐久性を高めるような、核燃料束を
製造する廉価かつ有効な改良方法を提供することであ
る。
料束の構造健全性と耐久性を高めるような、核燃料束を
製造する廉価かつ有効な改良方法を提供することであ
る。
【００１６】本発明の他の目的は、離隔平行配列状に組
合わされそして各核燃料要素が一連の相隔たる離隔ユニ
ットを貫通することによりこのような配列状に固定され
た一群の核燃料要素からなる核燃料束であって、組立て
による損傷または摩耗および（または）その後の出荷と
取扱い中の損傷または摩耗を実質的に起こさないものを
提供することである。
合わされそして各核燃料要素が一連の相隔たる離隔ユニ
ットを貫通することによりこのような配列状に固定され
た一群の核燃料要素からなる核燃料束であって、組立て
による損傷または摩耗および（または）その後の出荷と
取扱い中の損傷または摩耗を実質的に起こさないものを
提供することである。
【００１７】
【実施例の記載】添付図面の図１において、代表的な核
燃料束１０が一群の相隔たる平行整列燃料棒要素１２か
らなっている。燃料棒要素１２は、核***性燃料（図示
せず）を封入した容器１４からなる。燃料棒要素１２は
それぞれが一連の離隔ユニット１６を貫通することによ
り離隔平行配列状に固定され、これらの離隔ユニットは
前記一群の配列燃料棒要素１２の長さに沿って隔置され
ている。配列燃料棒要素群の両端は上下両結合板１８、
２０のソケット内に固定されている。一群の燃料棒要素
１２と固定用離隔ユニット１６との束組立体は開端チャ
ネル２２により囲まれている。
燃料束１０が一群の相隔たる平行整列燃料棒要素１２か
らなっている。燃料棒要素１２は、核***性燃料（図示
せず）を封入した容器１４からなる。燃料棒要素１２は
それぞれが一連の離隔ユニット１６を貫通することによ
り離隔平行配列状に固定され、これらの離隔ユニットは
前記一群の配列燃料棒要素１２の長さに沿って隔置され
ている。配列燃料棒要素群の両端は上下両結合板１８、
２０のソケット内に固定されている。一群の燃料棒要素
１２と固定用離隔ユニット１６との束組立体は開端チャ
ネル２２により囲まれている。
【００１８】金属製燃料棒要素の表面における摩耗また
は引かきのような損傷は、後に破壊性腐食が生じるおそ
れのある場となることがわかっている。例えば、ジルコ
ニウム合金の表面摩耗または引かきは、炉心の厳しい熱
的化学的環境にさらされた時、進行性侵食を起こすおそ
れのあるような態様の腐食を起こしやすい場となる。こ
の進行性腐食は、白色酸化物表面モジュールを生じるよ
うな深く侵入した区域の侵食として起こるので、モジュ
ラ腐食と呼ばれるが、このモジュラ腐食は、燃料棒要素
の金属壁の構造健全性を、同要素が破壊しやすくなる程
ひどく損なうおそれがある。燃料棒要素の破壊に至るこ
のような腐食侵入または損傷の結果、放射性核***生成
物が燃料容器から漏れて冷却材に混入するので冷却材は
汚染物を系全体に運ぶことになる。これに加え（あるい
はまた）、冷却材とその混入異物が燃料容器に入って核
***性燃料と接触する結果となる。
は引かきのような損傷は、後に破壊性腐食が生じるおそ
れのある場となることがわかっている。例えば、ジルコ
ニウム合金の表面摩耗または引かきは、炉心の厳しい熱
的化学的環境にさらされた時、進行性侵食を起こすおそ
れのあるような態様の腐食を起こしやすい場となる。こ
の進行性腐食は、白色酸化物表面モジュールを生じるよ
うな深く侵入した区域の侵食として起こるので、モジュ
ラ腐食と呼ばれるが、このモジュラ腐食は、燃料棒要素
の金属壁の構造健全性を、同要素が破壊しやすくなる程
ひどく損なうおそれがある。燃料棒要素の破壊に至るこ
のような腐食侵入または損傷の結果、放射性核***生成
物が燃料容器から漏れて冷却材に混入するので冷却材は
汚染物を系全体に運ぶことになる。これに加え（あるい
はまた）、冷却材とその混入異物が燃料容器に入って核
***性燃料と接触する結果となる。
【００１９】表面摩耗と引かきのような損傷は主として
燃料束の組立てによるものであり、特に、相隔たる一連
の離隔ユニットを貫通する一群の配列燃料容器の製造に
おいて離隔ユニットの開口を通過する燃料棒要素の接触
によるものであることが判明している。
燃料束の組立てによるものであり、特に、相隔たる一連
の離隔ユニットを貫通する一群の配列燃料容器の製造に
おいて離隔ユニットの開口を通過する燃料棒要素の接触
によるものであることが判明している。
【００２０】しかし、このような損傷または摩耗はま
た、組立て前に、燃料棒容器の組立て前操作の結果とし
て、例えば、相互の接触または貯蔵用および製造用構造
部材との接触の結果として起こり得るものであり、ある
いは組立て後、例えば、出荷中および（または）炉心内
の設置前の取扱い中に起こり得る。
た、組立て前に、燃料棒容器の組立て前操作の結果とし
て、例えば、相互の接触または貯蔵用および製造用構造
部材との接触の結果として起こり得るものであり、ある
いは組立て後、例えば、出荷中および（または）炉心内
の設置前の取扱い中に起こり得る。
【００２１】本発明によれば、水溶性材料の耐引かき性
仮保護障害物が、組立て前に、燃料棒要素と離隔ユニッ
トの開口との間に設けられ、その後、組立てずみの構成
部または燃料束から除去される。
仮保護障害物が、組立て前に、燃料棒要素と離隔ユニッ
トの開口との間に設けられ、その後、組立てずみの構成
部または燃料束から除去される。
【００２２】本発明の好適方法は、組立て前にそしてな
るべく製造段階の初期の内に水溶性ケイ酸ナトリウムま
たはゼラチンの耐引かき性仮被覆２４を各燃料棒容器１
４の外面に施すことからなる。保護被覆を施した燃料棒
容器１４を離隔ユニット１６に挿通することを包含する
燃料束組立て後、またはそれより後に、水溶性保護被覆
を、実行可能な場合、熱水または蒸気を用いることによ
り、そして好ましくは熱水と蒸気を併用することにより
容易に除去し得る。例えば、約５分ほどの短い間水に浸
し、その後蒸気を施すことにより好結果が得られる。
るべく製造段階の初期の内に水溶性ケイ酸ナトリウムま
たはゼラチンの耐引かき性仮被覆２４を各燃料棒容器１
４の外面に施すことからなる。保護被覆を施した燃料棒
容器１４を離隔ユニット１６に挿通することを包含する
燃料束組立て後、またはそれより後に、水溶性保護被覆
を、実行可能な場合、熱水または蒸気を用いることによ
り、そして好ましくは熱水と蒸気を併用することにより
容易に除去し得る。例えば、約５分ほどの短い間水に浸
し、その後蒸気を施すことにより好結果が得られる。
【００２３】ケイ酸ナトリウムとゼラチン、または動物
材料から得られた蛋白質材料は水溶性であり、水溶液と
して、任意の適当な厚さの被膜を形成するために容易に
適用され、その後、熱水浴および（または）蒸気噴射に
より効果的に完全に除去され得る。これらの保護被覆は
着脱が容易であり、金属表面に影響を与えたりそれと反
応したりせず、環境的に無害であり、そして廃棄物処理
上の心配は極めて少なくてすむ。
材料から得られた蛋白質材料は水溶性であり、水溶液と
して、任意の適当な厚さの被膜を形成するために容易に
適用され、その後、熱水浴および（または）蒸気噴射に
より効果的に完全に除去され得る。これらの保護被覆は
着脱が容易であり、金属表面に影響を与えたりそれと反
応したりせず、環境的に無害であり、そして廃棄物処理
上の心配は極めて少なくてすむ。
【００２４】図３に示す本発明の他の好適実施例は、保
護「スリーブ」２６の利用からなり、これらのスリーブ
は、燃料棒容器１４を挿通する離隔ユニット１６の開口
内に設置される水溶性ゼラチン製の管である。離隔ユニ
ット１６の開口とそれらに挿通した燃料棒容器１４との
間に配置したゼラチンスリーブは、燃料容器１４の摩耗
または引かきのような損傷を防ぎ、そして適時に熱水ま
たは蒸気で容易に除去し得るものである。
護「スリーブ」２６の利用からなり、これらのスリーブ
は、燃料棒容器１４を挿通する離隔ユニット１６の開口
内に設置される水溶性ゼラチン製の管である。離隔ユニ
ット１６の開口とそれらに挿通した燃料棒容器１４との
間に配置したゼラチンスリーブは、燃料容器１４の摩耗
または引かきのような損傷を防ぎ、そして適時に熱水ま
たは蒸気で容易に除去し得るものである。
【００２５】ゼラチンスリーブ２６は、所与設計の離隔
ユニット１６の開口と合う個数およびパターンの接合さ
れたスリーブの複合ユニット、例えば、図４に示す複合
ユニット２８として成形され得、従って、単一離隔ユニ
ット１６用の全スリーブを一緒にユニットとして設置で
きるので、組立て作業が容易になる。好適複合ユニット
２８は、突出する多数のスリーブ２６を接合した平坦ベ
ース形連結部材３０からなる。また、この技術によれ
ば、離隔ユニットに設置すべき幾つかの保護スリーブが
組立ての前に見落されたため挿入された燃料棒容器の損
傷が起こるようなことはない。
ユニット１６の開口と合う個数およびパターンの接合さ
れたスリーブの複合ユニット、例えば、図４に示す複合
ユニット２８として成形され得、従って、単一離隔ユニ
ット１６用の全スリーブを一緒にユニットとして設置で
きるので、組立て作業が容易になる。好適複合ユニット
２８は、突出する多数のスリーブ２６を接合した平坦ベ
ース形連結部材３０からなる。また、この技術によれ
ば、離隔ユニットに設置すべき幾つかの保護スリーブが
組立ての前に見落されたため挿入された燃料棒容器の損
傷が起こるようなことはない。
【００２６】水溶性ケイ酸ナトリウムまたはゼラチンの
被覆２４またはスリーブ２６の厚さは、多数のスリーブ
２６の複合体の厚さとともに、水溶液の粘度とその使用
温度を制御することにより容易に調整され得る。また、
適切な保護に要する被覆２４またはゼラチンスリーブ２
６あるいは複合体２８の厚さは、液体または乾燥粉体の
形態の潤滑剤、好ましくは除去しやすい水溶性組成また
は形態の潤滑剤をそれらに含めることにより減らし得
る。潤滑剤は接触箇所における摩擦の程度を減らし、従
って、適切な保護に要する厚さを減らす。
被覆２４またはスリーブ２６の厚さは、多数のスリーブ
２６の複合体の厚さとともに、水溶液の粘度とその使用
温度を制御することにより容易に調整され得る。また、
適切な保護に要する被覆２４またはゼラチンスリーブ２
６あるいは複合体２８の厚さは、液体または乾燥粉体の
形態の潤滑剤、好ましくは除去しやすい水溶性組成また
は形態の潤滑剤をそれらに含めることにより減らし得
る。潤滑剤は接触箇所における摩擦の程度を減らし、従
って、適切な保護に要する厚さを減らす。
【００２７】原子炉内の使用上の厳しい要件、すなわ
ち、冷却系に異材料または異成分をなるべく混入させな
いという要件により特に重要なことは、組立てずみ燃料
束の使用前に全ての異物を燃料束から除去することであ
る。本発明において用いる水溶性材料は、熱水浴で、あ
るいは熱水または蒸気を用いた任意の洗浄、例えば、噴
射により容易に除去され得る。特殊な装置を必要としな
いこの容易な除去により、燃料束を炉心内に設置する時
まで本発明の保護手段を燃料束内の適所に残存させて燃
料束の損傷を防ぐことができる。なぜなら、本発明の材
料は、燃料束を使用のため設置する直前に、原子炉の現
場で容易に除去され得るからである。
ち、冷却系に異材料または異成分をなるべく混入させな
いという要件により特に重要なことは、組立てずみ燃料
束の使用前に全ての異物を燃料束から除去することであ
る。本発明において用いる水溶性材料は、熱水浴で、あ
るいは熱水または蒸気を用いた任意の洗浄、例えば、噴
射により容易に除去され得る。特殊な装置を必要としな
いこの容易な除去により、燃料束を炉心内に設置する時
まで本発明の保護手段を燃料束内の適所に残存させて燃
料束の損傷を防ぐことができる。なぜなら、本発明の材
料は、燃料束を使用のため設置する直前に、原子炉の現
場で容易に除去され得るからである。
【００２８】さらに、使用前の組立てずみ燃料束からの
全ての外来保護材料の完全除去を確実にするために、少
量の指示薬、例えば、蛍光剤を水溶性のケイ酸ナトリウ
ムまたはゼラチンに含め得る。このような蛍光剤は、例
えば、ビタミンＢー２（リボフラビン）またはフルオレ
セイン二ナトリウム塩であり、特定波長の紫外線を吸収
しそのエネルギーを可視光線として再放射する。蛍光剤
のこの現象は除去後の検査に使用されて完全除去に役立
つ。また、この手段は、除去と清浄度を評価するために
分光光度計によるオンライン洗浄水濃度測定に適用し得
るものである。
全ての外来保護材料の完全除去を確実にするために、少
量の指示薬、例えば、蛍光剤を水溶性のケイ酸ナトリウ
ムまたはゼラチンに含め得る。このような蛍光剤は、例
えば、ビタミンＢー２（リボフラビン）またはフルオレ
セイン二ナトリウム塩であり、特定波長の紫外線を吸収
しそのエネルギーを可視光線として再放射する。蛍光剤
のこの現象は除去後の検査に使用されて完全除去に役立
つ。また、この手段は、除去と清浄度を評価するために
分光光度計によるオンライン洗浄水濃度測定に適用し得
るものである。
【００２９】本発明の他の特徴は、組立てずみ燃料束を
核***反応に役立てるため炉心内に設置する時まで、組
立て後の取扱いおよび（または）出荷中、燃料束を保護
することからなる。すなわち、仮被覆またはスリーブに
よって燃料棒要素を保護するほか、本発明はケイ酸ナト
リウムおよび（または）ゼラチンからなる水溶性材料の
仮障害物を、燃料束内において、燃料棒要素１２と離隔
ユニット１６の開口とを含む燃料束構成部相互間に、さ
らにまた、周囲チャネル２２内の全自由残域を実質的に
占有するように設けることを包含する。
核***反応に役立てるため炉心内に設置する時まで、組
立て後の取扱いおよび（または）出荷中、燃料束を保護
することからなる。すなわち、仮被覆またはスリーブに
よって燃料棒要素を保護するほか、本発明はケイ酸ナト
リウムおよび（または）ゼラチンからなる水溶性材料の
仮障害物を、燃料束内において、燃料棒要素１２と離隔
ユニット１６の開口とを含む燃料束構成部相互間に、さ
らにまた、周囲チャネル２２内の全自由残域を実質的に
占有するように設けることを包含する。
【００３０】燃料束の外周を画成するチャネルユニット
２２内の自由域すなわち開域を実質的に満たして燃料棒
要素と離隔ユニットとを実質的に囲む仮障害物をなす水
溶性材料は、燃料束が原子炉設備の現場にあって炉心内
への設置の準備が整うまで、全構成部を損傷から守るた
めに、燃料束の取扱い、貯蔵および（または）出荷中、
同位置に残され得る。上記設置の直前に、水溶性仮障害
物材料を前述のように熱水および（または）蒸気で除去
することにより、燃料束組立て前から炉心内の設置時ま
でに起こるおそれのある破損を最少にし得る。
２２内の自由域すなわち開域を実質的に満たして燃料棒
要素と離隔ユニットとを実質的に囲む仮障害物をなす水
溶性材料は、燃料束が原子炉設備の現場にあって炉心内
への設置の準備が整うまで、全構成部を損傷から守るた
めに、燃料束の取扱い、貯蔵および（または）出荷中、
同位置に残され得る。上記設置の直前に、水溶性仮障害
物材料を前述のように熱水および（または）蒸気で除去
することにより、燃料束組立て前から炉心内の設置時ま
でに起こるおそれのある破損を最少にし得る。
【００３１】本発明の実施に好適な手段の一例は次の通
りである。
りである。
【００３２】離隔ユニットの燃料棒挿通開口に相当し、
そして同開口を貫通しかつ全接触点にわたって離隔用ば
ねを覆うような寸法をもつ多数の接合されたゼラチンス
リーブの複合ユニットからなる仮保護障害物を製造す
る。
そして同開口を貫通しかつ全接触点にわたって離隔用ば
ねを覆うような寸法をもつ多数の接合されたゼラチンス
リーブの複合ユニットからなる仮保護障害物を製造す
る。
【００３３】複合ゼラチンスリーブ保護障害物は、平坦
ベース形連結部材に固定されたわずかにテーパの付いた
適当な寸法のスタッド群からなる金属型によりゼラチン
溶液から成形される。スタッドには離型テ−パ半径と、
鋭い縁角を除去するすみ肉を設けることが好ましい。ま
た、型には適当な離型剤、例えば、植物油の被膜を設け
るべきである。
ベース形連結部材に固定されたわずかにテーパの付いた
適当な寸法のスタッド群からなる金属型によりゼラチン
溶液から成形される。スタッドには離型テ−パ半径と、
鋭い縁角を除去するすみ肉を設けることが好ましい。ま
た、型には適当な離型剤、例えば、植物油の被膜を設け
るべきである。
【００３４】適切に設計されかつ準備された型をゼラチ
ンの溶液に浸す。ゼラチンの溶液は、その強度と収縮度
を高める添加剤と清浄度試験用の添加剤を含有すること
が好ましい。このような添加剤の一例はゼラチンのたわ
み性を高めるグリセリンからなり、また、フルオレセイ
ン二ナトリウム塩は清浄度試験用添加剤となる。成形用
水溶性ゼラチン溶液の粘度と温度は、成形されたスリー
ブの所望厚さを得るために制御される。成形技術は、薬
品業界におけるゼラチンカプセルの製造技術に従うもの
でよい。
ンの溶液に浸す。ゼラチンの溶液は、その強度と収縮度
を高める添加剤と清浄度試験用の添加剤を含有すること
が好ましい。このような添加剤の一例はゼラチンのたわ
み性を高めるグリセリンからなり、また、フルオレセイ
ン二ナトリウム塩は清浄度試験用添加剤となる。成形用
水溶性ゼラチン溶液の粘度と温度は、成形されたスリー
ブの所望厚さを得るために制御される。成形技術は、薬
品業界におけるゼラチンカプセルの製造技術に従うもの
でよい。
【００３５】成形された複合スリーブユニットの乾燥
は、温度と湿度の制御域を経由することにより達成され
る。水溶性ゼラチンを乾燥する速度と程度は複合ユニッ
トの強度と軟度に影響を与え得る。
は、温度と湿度の制御域を経由することにより達成され
る。水溶性ゼラチンを乾燥する速度と程度は複合ユニッ
トの強度と軟度に影響を与え得る。
【００３６】乾燥されたゼラチンスリーブユニットは、
型に浮き基板を設けることにより型から容易に除去され
る。この浮き基板は、成形されたゼラチンスリーブをス
タッドから離脱させるようにスタッドに沿って動かし得
るものである。各成形スリーブの端部にＸ形スロットま
たは穴を切ることにより、燃料束の組立て中燃料棒をス
リーブ端部に通しやすくし得る。このＸ形スロットまた
は穴は、型から離脱中のスリーブの真空破壊を防ぐため
に離型前に形成されるべきである。
型に浮き基板を設けることにより型から容易に除去され
る。この浮き基板は、成形されたゼラチンスリーブをス
タッドから離脱させるようにスタッドに沿って動かし得
るものである。各成形スリーブの端部にＸ形スロットま
たは穴を切ることにより、燃料束の組立て中燃料棒をス
リーブ端部に通しやすくし得る。このＸ形スロットまた
は穴は、型から離脱中のスリーブの真空破壊を防ぐため
に離型前に形成されるべきである。
【００３７】成形されかつ乾燥された複合ゼラチンスリ
ーブユニットは、金属製離隔ユニットを燃料束組立具ま
たは組立枠内に装着する前に離隔ユニット内に挿入され
る。多数のスリーブの連結ベースは、燃料棒要素が離隔
ユニットを通る際に最初に入る離隔ユニットの側に配置
されるべきである。この連結ベースは離隔ユニット上に
載置され、そして燃料棒が離隔ユニットに挿通されるに
つれ取付けずみ保護スリーブが離隔ユニットを通り抜け
ないように作用する。
ーブユニットは、金属製離隔ユニットを燃料束組立具ま
たは組立枠内に装着する前に離隔ユニット内に挿入され
る。多数のスリーブの連結ベースは、燃料棒要素が離隔
ユニットを通る際に最初に入る離隔ユニットの側に配置
されるべきである。この連結ベースは離隔ユニット上に
載置され、そして燃料棒が離隔ユニットに挿通されるに
つれ取付けずみ保護スリーブが離隔ユニットを通り抜け
ないように作用する。
【００３８】燃料束の組立て後、組立てずみ燃料束を適
当な容器に入れ短時間冷水に浸し、次いで熱水をその表
面上に流して水溶性ゼラチン材料を溶解し、そして溶解
ゼラチンを燃料束から洗い流す。この最後の洗い流しを
微量のフルオレセインに関して監視することにより、組
立てずみ燃料束が十分洗浄され全てのゼラチンが除去さ
れているかどうか判定する。洗浄が完全であれば燃料束
を高温空気で乾かす。
当な容器に入れ短時間冷水に浸し、次いで熱水をその表
面上に流して水溶性ゼラチン材料を溶解し、そして溶解
ゼラチンを燃料束から洗い流す。この最後の洗い流しを
微量のフルオレセインに関して監視することにより、組
立てずみ燃料束が十分洗浄され全てのゼラチンが除去さ
れているかどうか判定する。洗浄が完全であれば燃料束
を高温空気で乾かす。
【図１】離隔ユニットで固定された一群の核燃料要素か
らなる組立てずみ核燃料束の部分断面斜視図である。
らなる組立てずみ核燃料束の部分断面斜視図である。
【図２】本発明の一実施例の部分斜視図である。
【図３】本発明の他の実施例の斜視図である。
【図４】本発明の複合構成部の斜視図である。
１０ 核燃料束 １２ 燃料棒要素 １６ 離隔ユニット ２２ チャネル ２４ 仮被覆 ２６ スリーブ ２８ スリーブ複合体 ３０ 連結ベース
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 トレーシイ・ステフェン・ハーモン アメリカ合衆国、ノース・カロライナ 州、ウィルミントン、コブルストーン・ ドライブ、602番 (72)発明者 アブドル・ガッファー・ダダ アメリカ合衆国、ノース・カロライナ 州、ウィルミントン、ヨークシャー・レ ーン、225番 (72)発明者 フレデリック・カール・シェーニック, ジュニア アメリカ合衆国、ノース・カロライナ 州、ウィルミントン、エコー・ファーム ズ・ブールバード、3843番 (72)発明者 アイリーン・フランセス・ハーグ アメリカ合衆国、ノース・カロライナ 州、ウィルミントン、ライツビル・アベ ニュー、2243−エル（番地なし) (72)発明者 ジエラルド・ワイルドレイ・マッケンジ ー アメリカ合衆国、ノース・カロライナ 州、ウィルミントン、ランスドウン・ロ ード、309番 (56)参考文献 特開 平２−198397（ＪＰ，Ａ) 特開 平２−168197（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−256086（ＪＰ，Ａ)
Claims (8)
- 【請求項１】 原子炉で用いる核燃料要素のバンドルに
おける構成部の接触による損傷を防止する方法であっ
て、前記核燃料要素のバンドルは、一群の燃料棒要素を
含んでおり、該燃料棒要素の各々は、離隔した平行な配
列で設けられていると共に一連の離隔ユニットを貫通す
ることにより固定されており、該離隔ユニットは、前記
一群の燃料棒要素の長さに沿って間隔をおいて配置され
ていると共に、貫通している前記燃料棒要素を受け入れ
る開口を有しており、 前記燃料棒要素と前記離隔ユニットの開口とを含んでい
る構成部相互の間に適用される水溶性ケイ酸ナトリウム
又は水溶性ゼラチンのうちの一方から成っている耐引か
き性仮保護障害物を設ける工程を備えた原子炉で用いる
核燃料要素のバンドルにおける構成部の接触による損傷
を防止する方法。 - 【請求項２】 前記燃料棒要素に対する被覆としての耐
引かき性仮保護障害物を設け、その後、被覆された該燃
料棒要素の各々を間隔をおいて配置されている前記一連
の離隔ユニットの前記開口に通すことにより、離隔ユニ
ットと共に固定されている前記離隔した平行な配列の燃
料棒要素の複合燃料バンドル集合体を設けるように前記
燃料のバンドルを組み立てる工程を更に含んでいる請求
項１に記載の方法。 - 【請求項３】 前記一連の離隔ユニットの開口内にゼラ
チンのスリーブとして適用された水溶性ゼラチンを設
け、その後、前記燃料棒要素の各々を前記離隔ユニット
の開口内のゼラチンのスリーブに通すことにより前記燃
料のバンドルを組み立てる工程を更に含んでいる請求項
２に記載の方法。 - 【請求項４】 蛍光剤が前記ケイ酸ナトリウム又は前記
水溶性ゼラチンから成る水溶性材料に含有されている請
求項２又は３に記載の方法。 - 【請求項５】 水溶性材料から成る前記耐引かき性仮保
護障害物を熱水で除去する工程を更に含んでいる請求項
２又は３に記載の方法。 - 【請求項６】 水溶性材料から成る前記耐引かき性仮保
護障害物を蒸気で除去する工程を更に含んでいる請求項
２又は３に記載の方法。 - 【請求項７】 前記構成部相互の間に適用されると共に
周囲チャネル内の区域を実質的に占有する水溶性材料の
仮保護障害物を設ける工程を更に含んでいる請求項１に
記載の方法。 - 【請求項８】 原子炉で用いる核燃料要素のバンドルで
あって、 それぞれが離隔した平行な配列で設けられていると共に
一連の離隔ユニットを貫通することにより固定されてい
る一群の燃料棒要素であって、前記離隔ユニットは、該
一群の燃料棒要素の長さに沿って間隔をおいて配置され
ていると共に、貫通している前記燃料棒要素を受け入れ
る開口を有している、一群の燃料棒要素と、 該燃料棒要素上の水溶性ケイ酸ナトリウムの被覆又は一
連の離隔ユニットの開口内の水溶性ゼラチンのスリーブ
のうちの一方から成っている耐引かき性仮保護障害物と
を備えた原子炉で用いる核燃料要素のバンドル。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US469101 | 1990-01-24 | ||
| US07/469,101 US5028382A (en) | 1990-01-24 | 1990-01-24 | Scratch preventing method of assembling nuclear fuel bundles, and the assembly |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04212098A JPH04212098A (ja) | 1992-08-03 |
| JP2511578B2 true JP2511578B2 (ja) | 1996-06-26 |
Family
ID=23862419
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3020266A Expired - Lifetime JP2511578B2 (ja) | 1990-01-24 | 1991-01-22 | 原子炉で用いる核燃料要素のバンドルにおける構成部の接触による損傷を防止する方法及び原子炉で用いる核燃料要素のバンドル |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5028382A (ja) |
| JP (1) | JP2511578B2 (ja) |
| ES (1) | ES2027599A6 (ja) |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH05288892A (ja) * | 1992-04-07 | 1993-11-05 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 燃料棒の案内装置および燃料棒の挿通方法 |
| US5319690A (en) * | 1992-06-30 | 1994-06-07 | Combustion Engineering Inc. | Internal fuel rod coating comprising metal silicates |
| EP0650168A1 (en) * | 1993-10-25 | 1995-04-26 | General Electric Company | Method for preventing scratches on fuel rods during fuel bundle assembly |
| US20060018422A1 (en) * | 2004-07-20 | 2006-01-26 | Mayer John A | Nuclear fuel assembly end cap arrangement |
| US8208597B2 (en) * | 2008-07-31 | 2012-06-26 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Channel confinement system and method for dry-storage of BWR fuel bundles |
| US8599990B2 (en) * | 2009-12-22 | 2013-12-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Process for application of lubricant to fuel rod during fuel assembly loading process |
| ES2860525T3 (es) * | 2018-12-14 | 2021-10-05 | Framatome Sa | Procedimiento y sistema de ensamblaje para insertar al menos una varilla de combustible nuclear en las rejillas espaciadoras de un conjunto de combustible nuclear |
| US11257597B2 (en) * | 2018-12-31 | 2022-02-22 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Systems and methods for debris-free nuclear component handling |
| CN113168925A (zh) * | 2019-07-15 | 2021-07-23 | 新西伯利亚化学精矿厂 | 核反应堆燃料组件的制造方法 |
Family Cites Families (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3531311A (en) * | 1967-10-31 | 1970-09-29 | Apyrco Inc | Method of applying gelled water soluble coatings as parting agents |
| US3757403A (en) * | 1971-04-29 | 1973-09-11 | Atlantic Richfield Co | Method of inserting nuclear fuel rods in grid assembly |
| US4071639A (en) * | 1975-10-22 | 1978-01-31 | Combustion Engineering, Inc. | Coating material and method |
| JPS5639483A (en) * | 1979-09-07 | 1981-04-15 | Tokyo Shibaura Electric Co | Method of making fuel assembly |
| US4740351A (en) * | 1984-02-29 | 1988-04-26 | Japan Nuclear Fuel Co., Ltd. | Method of and arrangement for protecting nuclear fuel assembly |
| US4800061A (en) * | 1987-05-06 | 1989-01-24 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus for loading fuel rods into grids of nuclear fuel assemblies |
| JPH068909B2 (ja) * | 1987-07-28 | 1994-02-02 | 三菱原子燃料株式会社 | 燃料集合体組立方法 |
| JPH0660956B2 (ja) * | 1987-10-27 | 1994-08-10 | 三菱原子燃料株式会社 | 核燃料集合体組立方法 |
| JPH02168197A (ja) * | 1988-12-22 | 1990-06-28 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 核燃料集合体の組立方法 |
-
1990
- 1990-01-24 US US07/469,101 patent/US5028382A/en not_active Expired - Fee Related
-
1991
- 1991-01-17 ES ES9100113A patent/ES2027599A6/es not_active Expired - Fee Related
- 1991-01-22 JP JP3020266A patent/JP2511578B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5028382A (en) | 1991-07-02 |
| JPH04212098A (ja) | 1992-08-03 |
| ES2027599A6 (es) | 1992-06-01 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 19960220 |