JPS6358295A - ブレ−ドガイド - Google Patents

ブレ−ドガイド

Info

Publication number
JPS6358295A
JPS6358295A JP61201843A JP20184386A JPS6358295A JP S6358295 A JPS6358295 A JP S6358295A JP 61201843 A JP61201843 A JP 61201843A JP 20184386 A JP20184386 A JP 20184386A JP S6358295 A JPS6358295 A JP S6358295A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
guide
control rod
fuel
blade guide
neutron
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP61201843A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0638116B2 (ja
Inventor
秀信 長谷川
佐藤 友已
立道 伸一郎
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP61201843A priority Critical patent/JPH0638116B2/ja
Publication of JPS6358295A publication Critical patent/JPS6358295A/ja
Publication of JPH0638116B2 publication Critical patent/JPH0638116B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Harvester Elements (AREA)
  • Turbine Rotor Nozzle Sealing (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は>8m木型原子炉の制御21捧駆動橢構の点検
等の際に炉心に燃料集合体と置換して取(=JUられ、
aNI I2’d棒の引扱きまたは挿入時の転倒防止用
の縦方向ガイドとなるブレードガイドに係り、1)に中
性子吸収能力 合体の取出し本数の減少を図ったブレードガイドに関す
る。
(従来の技術) 沸騰水型原子炉の重要機器として、炉心の核反応を制御
する制御棒と、この制御棒を駆動する制御棒駆動機構と
があり、制御棒駆動n構は原子炉の定期検査時に所定本
数取外され、分解、点検の対象とされる。
この制御棒駆動機構の分解、点検に際しては、まずa、
II l2II棒を最大限下方に引扱き、制御棒と制御
棒駆動機構との連結を解除した後、制御棒駆動機構を取
外ず。
ところで、原子炉の炉心から制御棒を引抜くに当っては
、未臨界性を維持するために、予め燃料集合体を炉心か
ら取外しておく必要があるが、制御棒ブレードの上部が
燃料集合体により外周側から支持されていることから、
燃料集合体の取外しにより制御棒の支持が失われると、
制御棒が転倒し、その引抜き初年が行なえなくなる。こ
のため、一般に燃料棒を取外した後に生じる炉心の隙間
部分には、ブレードガイドを挿入し、制御棒ブレードを
支持させるようにしている。
第10図および第11図は従来使用されているブレード
ガイドの構成を示し、第12図(Δ)〜(D)は燃料集
合体の取出しおよびブレードガイドを使用した制御棒の
引抜ぎ状態を示している。
第10図および第11図に示すように、ブレードガイド
1は、例えば燃料集合体2と類似の外形を右するボック
ス状の一対のガイド体3を右する。
この各ガイド体3を対角線方向に連結板4で連結し、連
結板4の上方に吊上げ用のハンドル5を設番ノでいる。
また、各ガイド体3の上端に吊金具6および燃料集合体
挿入時の案内となるガイド片7をそれぞれ設けている。
そして、図示しない燃料掴み具等により、吊金具6を介
してブレードガイド1を吊上げ、運搬操作等が行なえる
ようになっている。
定期検査初期には、第12図(A)の如く、各上部格子
板8内に燃1′+1集合体2が4体収納され、その中央
に制御棒9が挿入された状態となっており、その格子内
のセルの未臨界が維持されるとともに、制御棒9が支持
されている。
この状態から、上部格子板8の対角線方向に位置する一
対の燃料集合体2を取出し、それにより生じた隙間部分
に、第12図(B)に示すように、ブレードガイド1を
装荷する。
ぞの後、第12図(C)の如く、残りの燃料集合体2を
取出ず。燃料集合体2はブレードガイド1で支持され、
転倒することはない。
燃料集合体2の取出し後、第12図(D)に示すJ、う
に、ブレードガイド1を案内として、制御棒9を引抜け
ば、制御棒駆動機構の取出し、および分解、点検の準備
が整う。
ところで、上記の操作においては、制御棒駆動機(1■
に対応する制御棒9を引扱くために上部格子板8の対角
線上に位置する燃料集合体2を2体取り出し、これを燃
料プール内に搬送した後、燃料プールからブレードガイ
ド1を搬送し、燃料集合体を取り出した部分へ装荷し、
次に残りの燃料集合体2を取り出し、これを燃料プール
へ搬送しなt)ればならない。
従って、制御棒駆動機構の取外し、分解、点検に当って
は、各セルにおいて燃料集合体2を4体全て取出して燃
料プールへ搬送する必要があり、これが完了するまでは
、原子炉内で伯の作業が行なえず、原子炉の検査作業の
能率をそれだけ低下さゼている。
(発明が解決しようとする問題点) 従来では、制御棒駆動機構の取外し、分解、1+、j検
に当って、各セルで燃料集合体を全て取り出す必要があ
り、原子炉の検査作業能率がそれだけ低下Jる不具合が
あった。
本発明はこのような事情に鑑みてなされたもので、燃料
集合体の取出し数を減少づることができ、原子炉の定期
検査時における作業能率の向上が図れるブレードガイド
を提供することを目的とする。
〔発明の構成〕
(問題点を解決するための手段) 本発明は、原子炉に装荷する燃料集合体と■・1換可能
な形状を右するガイド体を備え、原子炉内に燃料集合体
と置換して設置することにより、制御棒の縦方向の案内
とされるブレードガイドにおいて、前記ガイド体を、中
性子吸収能力の大ぎい物質からなる中性子吸収部を有す
るものとしている。
(作用) ブレードガイドが中性子吸収部を有することから、所定
位置の燃料集合体を取り出した後、その部分にブレード
ガイドを装荷すれば、その中性子吸収部の中性子吸収効
果によって未臨界性が維持される。従って、燃料集合体
を全て取り出す必要がな(なる。これにより、制御棒廻
りの燃料集合体の取出し本数が減少し、制御棒駆lJ機
構の分解、点検等に係る作業が能率よく行なわれる。
(実施例) 以下、本発明の一実施例を第1図〜第4図を参照して説
明する。
第1図および第2図はブレードガイドの構成を示してい
る。
第1図および第2図に示すように、ブレードガイド11
は燃料集合体12と類似の外形を右するボックス状の一
対のガイド体13を猫え、この各ガイド体13を^・1
角線方向に連結板14で連結し、連結板14の上方に吊
上げ用のハンドル15を設けている。
また、各ガイド体13の−[端に吊金具16おJ:び燃
料集合体挿入時の案内となるガイド片17をそれぞれ設
けている。そして、図示しない燃温31掴み具等により
、吊金具16を介してブレードガイド11を吊上げ、運
搬操作等が行なえるようになっている。
ガイド体13の燃料集合体12と対向する外側の2面に
は、中性子吸収能力の大きい物質からなる中性子吸収部
18を説【)ている。
この中性子吸収部18の構成物質としては、例えばハフ
ニウム、ボロン入りステンレス鋼、ボ[■ン入りアルミ
ニウム、ボラル板等をJ用している。
なJ3、所定の中性子吸収機能を有するものであれば、
これらに限定されるものではない。
ガイド体13は少なくとも燃v1集合体の燃r[有効長
とほぼ同様の縦方向長さをイ1し、かつ中性子吸収部1
8の総量を6って、制御棒1本以上の中性子吸収能力を
有するものとしている。
第3図は冷温状態での原子炉内熱中性子束の分布状態の
一例を示したものである。
第3図に示すように、沸謄水型原子炉においては、一般
に燃料設計上、および燃焼に伴なうプルI・ニウムの蓄
積により、定期検査時の冷温状態では熱中性子束が炉心
上方に歪みやすい性質をもっている。このため、中性子
吸収部18については、上部の中f/を子吸収能力を下
部よりも高め、中性子吸収の効率化を図っている。
なJ3、中性子吸収部18のガイド体13への取付(〕
は、例えばリベツI・止め、ねじ止め、溶接、圧着等に
よって行なっている。ただし、これらの手段については
、特定の手段に限定されるものではなく、種々の手段が
採用できる。
また、ハンドル15は、図示しない燃料交換機にJ:り
取扱い得る形状とし、通常の貯蔵場所である燃料プール
内の専用ラックと原子炉炉心との間では、燃料交換機に
てブレードガイド11の搬送を行なえるようにしている
次に第4図(A)、(8)によって作用を説明する。
まず、第4図(A)に示すように、上部格子根19内に
挿入されている4体の燃料集合体12のうち、対角線上
に位置する一対の燃料集合体12を順次取出し、燃料交
換Iにて燃料プール内の専用ラック内に搬送し、保管す
る。
その後、第4図(B)に示ηように、燃料プール内の専
用ラック内に保管されているブレードガイド11を燃料
交換機で吊り上げ、燃料集合体12を取り去った後の隙
間部分に装荷する。
この場合、ブレードガイド11のガイド体13は燃料集
合体12と対向する面に中性子吸収部18を有し、しか
も、この中性子吸収部18の中↑11子吸収能力の総量
が制御棒20の一本分以上の中性子吸収能力となってい
るから、この時点で直らに制御棒20を引抜くことがで
きる。
この制御棒20の引抜き後、制御棒20と制御棒駆動癲
構との連結を解除し、これにより、制御枠駆動は構の取
外し、分解および点検等が行なえる。
このような構成によれば、制御棒駆動は構の分解、点検
に伴なう制御棒20の引抜ぎに際し、その制御棒20廻
りの燃料集合体12の全てを取出す必要がなく、燃料集
合体12を2体のみ取出すたりてよくなる。
即ち、燃料集合体を燃料交換機により取出し、燃料プー
ルへ搬送して貯蔵する2工程が省略できることになる。
また、制御棒駆動機構の分解、点検の後の炉心の復旧に
際しても、同様に2工程が省略でき、原子炉定期検査期
間の短縮に寄与することができる。
な、j3、本発明は上記の実施例に限定されるものでは
なく、中性子吸収部18の構成を変更した以下の態様に
よっても実施することができる。
例えば゛第5図に示したものは、ガイド体13自体をボ
ロン入りステンレス鋼等の中性子吸収材料で構成した”
bのである。
第6図に示したものは、チューブ21内に例えばボロン
カーバイド等の粒状の中性子吸収材22を装填して中性
子吸収部18を構成し、この中性子吸収部18をガイド
体13の内部に挿入したものである。なJ3、ガイド休
13内に直接ボロンカーバイド等の粉粒状の中性子吸収
材を充填してもにい。
また、第7図に示したものは、例えばハフニウム等から
なる板状の中性子吸収材を格子状に組合わUて中性子吸
収部18を構成し、この中性子吸収部18をガイド休1
3内に装填したものである。
さらに第8図に示したものは、ハフニウム等からなる板
状の中性子吸収部18をガイド体13の内面に添装した
ものである。
さらにまた、第9図にポしたものは、−木のガイド体1
3によって、ブレードガイド11を構成したものである
。即ら、単体としての一本のガイド体13にハンドル1
5およびガイド片17を取付り、いわゆるシングルブレ
ードガイドとしたものである。この場合、中性子吸収部
18の取付は構成については、前記各実施例の構成を適
用することができる。
なお、第9図のシングルブレードガイドに制御棒−木分
以上の中性子吸収能力を与えれば、燃料集合体の取出し
、燃r1ブールへの搬送工程が3工程省略できる。
また、ガイド体13は燃料集合体と買換して、制御棒2
0を炉心部で縦方向に案内、支持し得る形状であればよ
いから、必ずしも前記実施例のように燃料集合体12と
同様の矩形形状にする必要はなく、例えば円形、多角形
等にしてもよい。
〔発明の効果〕
以上のように、本発明に係るブレードガイドによれば、
炉心で燃料集合体とe1換され、制御棒を縦方向に案内
するためのガイド体を、中性子吸収能力の大きい物質か
らなる中性子吸収部を有する構成としたので、ブレード
ガイドによる炉心部の未臨界状態が可能となり、制御!
を駆動機構の分解、点検等の際に、全ての燃料集合体を
炉心から取出す必要がなくなり、燃料集合体取出し数の
減少が図れる。従って、原子炉定期検査等を能率良く行
なうことができ、作業工程の短縮ひいては原子炉の稼動
率の向上および被暉低減等に寄与することがでさ゛る。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に係るブレードガイドの一実施例を示す
一部省略斜視図、第2図は第1図の平面図、第3図は冷
温状態での原子炉内熱中性子の分布状態を示すグラフ、
第4図(A>、(B)は前記実施例の作用を示ず平面図
、第5図〜第8図はそれぞれ異なる本発明の他の実施例
を示す横断面図、第9図はさらに他の実施例を示す一部
省略斜61図、第10図はブレードガイドの従来例を示
す一部省略斜視図、第11図は第10図の平面図、第1
2図(A)〜(D)は従来例の作用を示す平面図である
。 11・・・ブレードガイド、12・・・燃料集合体、1
3・・・ガイド体、18・・・中性子吸収部、20・・
・制御棒。 羊1区 蔓5図     蔓6図 第7面     第B固 早io劇 (A)(B) CC)              CD)羊12回

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子炉に装荷する燃料集合体と置換可能な形状を有
    するガイド体を備え、原子炉内に燃料集合体と置換して
    設置することにより、制御棒の縦方向の案内とされるブ
    レードガイドにおいて、前記ガイド体は、中性子吸収能
    力の大きい物質からなる中性子吸収部を右することを特
    徴とするブレードガイド。 2、中性子吸収部は、ガイド体の複数の面に配置されて
    いる特許請求の範囲第1項記載のブレードガイド。 3、中性子吸収部は、ガイド体の内部に装填されている
    特許請求の範囲第1項記載のブレードガイド。 4、中性子吸収部の中性子吸収能力は、ガイド体の上部
    が下部よりも大きく設定されている特許請求の範囲第1
    項記載のブレードガイド。 5、ガイド体は複数体備えられ、それらが互いに連結さ
    れている特許請求の範囲第1項記載のブレードガイド。 6、ガイド体全数による中性子吸収能力は、少なくとも
    一本の制御棒の中性子吸収能力と同等以上である特許請
    求の範囲第1項記載のブレードガイド。
JP61201843A 1986-08-29 1986-08-29 ブレ−ドガイド Expired - Lifetime JPH0638116B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61201843A JPH0638116B2 (ja) 1986-08-29 1986-08-29 ブレ−ドガイド

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61201843A JPH0638116B2 (ja) 1986-08-29 1986-08-29 ブレ−ドガイド

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6358295A true JPS6358295A (ja) 1988-03-14
JPH0638116B2 JPH0638116B2 (ja) 1994-05-18

Family

ID=16447812

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61201843A Expired - Lifetime JPH0638116B2 (ja) 1986-08-29 1986-08-29 ブレ−ドガイド

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH0638116B2 (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2006113059A (ja) * 2004-10-09 2006-04-27 Gns Ges Fuer Nuklear-Service Mbh 燃料要素用輸送兼貯蔵容器

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2006113059A (ja) * 2004-10-09 2006-04-27 Gns Ges Fuer Nuklear-Service Mbh 燃料要素用輸送兼貯蔵容器

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0638116B2 (ja) 1994-05-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20170110209A1 (en) Systems and Methods for Dry Storage And/Or Transport Of Consolidated Nuclear Spent Fuel Rods
US9704605B2 (en) Storage, transportation and disposal system for used nuclear fuel assemblies
JP4865789B2 (ja) リサイクル燃料集合体収納用バスケット及びリサイクル燃料集合体収納容器
KR100315869B1 (ko) 핵연료집합체용랙
JP3297412B2 (ja) 中性子吸収棒、この挿入装置、キャスク、および使用済み核燃料集合体の搬送・貯蔵方法
JP2023123623A (ja) 二重基準の燃料キャニスタシステム
JPS62116289A (ja) 核燃料棒の端栓
JPS6358295A (ja) ブレ−ドガイド
US5896430A (en) Method and a device for fuel handling
JP4220101B2 (ja) 燃料集合体収納装置
JPH01112196A (ja) ブレードガイド
JPH06100670B2 (ja) 制御棒駆動機構の点検方法
JP6933593B2 (ja) 使用済核燃料の支持構造物、支持構造物の製造方法及び使用済核燃料容器
JP2023140804A (ja) ブレードガイド
JPH04289498A (ja) 使用済燃料集合体の貯蔵方法
JPS61111493A (ja) 燃料集合体の輸送及び貯蔵方法
JPS62285094A (ja) 原子炉の運転方法
JPS58122495A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料取扱い方法
JPS61243393A (ja) 沸騰水型原子炉
JPH0511085A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
Ellingson et al. Spent nuclear fuel storage bridge
Wasim et al. Criticality Study of PARR spent fuel storage
JPS6328276B2 (ja)
JPS60100093A (ja) マニプレ−タ−クレ−ン
JPS63284491A (ja) 燃料棒スペ−サ