【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]
第１図は本発明に係る一実施例の縦断面図、第
２図は第１図の組立時のＡ部拡大図、第３図は使
用時のＡ部拡大図、第４図は本発明を水冷却型動
力炉用核燃料要素に適用した一実施例の縦断面
図、第５図および第６図は本発明の他の実施例で
あり、それぞれ第２図、第３図に相当する拡大図
である。
Fig. 1 is a longitudinal cross-sectional view of an embodiment of the present invention, Fig. 2 is an enlarged view of part A when assembled in Fig. 1, Fig. 3 is an enlarged view of part A during use, and Fig. 4 is an enlarged view of part A of the present invention. FIGS. 5 and 6 are longitudinal cross-sectional views of an embodiment in which the method is applied to a nuclear fuel element for a water-cooled power reactor, and are other embodiments of the present invention, and are enlarged views corresponding to FIGS. 2 and 3, respectively. It is a diagram.
【発明の詳細な説明】[Detailed description of the invention]
本発明は円柱状核燃料体を使用した核燃料要素
に関する。
ここでいう核燃料要素とは被覆管内に直径と長
さの比が１から２程度になるように円柱状に成
型、焼結した核燃料体を多数個その長さ方向に積
み重ねて装填し、両端を封緘した構造のものをい
う。上記の核燃料体は一般に燃料ペレツトと呼ば
れるので以後その用語を使用する。
一般に被覆管と燃料ペレツトとは熱膨張係数に
おいて相違し、また原子炉運転中における温度に
も相違があるため両者間には熱膨張差が生じる。
また燃料ペレツトは核分裂生成物の発生に伴なつ
て体積が大きくなるという現象もあつて、核燃料
要素を組立てた時点と、原子炉運転に使用した時
点とでは燃料ペレツトと被覆管とではそれらの長
さ方向に相対的に位置のずれが生じる。
寸法的には燃料ペレツトの外径は被覆管の内径
よりも小さいのが普通であるから燃料ペレツトは
被覆管内で長さ方向に自由に動き得るように考え
られるが、実際には燃料ペレツトは使用中の熱応
力で割れたり、金属的に組織変化を起したり、密
度が変化したり、更には核分裂生成物によつて体
積が膨張したりするため、被覆管内を長さ方向に
必ずしも自由に移動するものでない。このような
現象が生じた場合には被覆管は燃料ペレツトによ
り過大なひずみを受けて破損する事態を招くこと
になる。
又、上記のような現象が生じて核燃料ペレツト
が膨張移動し得た場合にも、その移動が一方のみ
に行なわれると原子炉炉心の燃料分布に変化を生
ぜしめ、核特性を損う虞れがある。従来の技術に
あつては、このような現象及びそれに伴う事故の
破損を考慮することなく被覆管内には一つの空間
を設け、そこに弾性体例えばばねを介在させるの
が常である。一つの核燃料要素に二つのばねを設
けるものであつてもその構造のものにはその中間
に接合部があり、結局、単一の被覆管内には一つ
のばねを設けており、それ以上の考慮は払われて
いなかつた。
本発明はかかる点に鑑みてなされたものであ
り、その目的は原子炉運転中に燃料ペレツトの位
置が一方向のみに大幅に移動し、もつて被覆管と
燃料ペレツトとの間に相対的移動が生じて被覆管
が破損することを防止することである。
更に本発明の他の目的は燃料ペレツトの移動を
少くするに当つて、その移動方向を制限すること
によつて原子炉の該特性を損わないようにするこ
とにある。被覆管内に二個所以上の空間を設け、
これにばねを配設した場合に注意しなければなら
なことは、ばねを配設した下方の空間が燃料ペレ
ツトの長さ方向膨張量以上の長さを吸収できる空
間であると燃料ペレツトはその下方の部分がその
重量や膨張の片寄りなどによつて大きく下方に移
動することである。これは、燃料ペレツトの存在
する炉心が大きく下方に移動したことに該当し、
従つて原子炉の核特性が損われることになる。
本発明は核燃料要素を製造するに当つて、単一
の被覆管内に少くとも核燃料ペレツトとは独立し
た二個所の空間を設け、これらの空間に燃料ペレ
ツト抑えの弾性体を配設し、燃料ペレツトの膨張
を被覆管の長さ方向でかつ反対方向にも許容する
ことを提案するものであり、更には被覆管内に燃
料ペレツトを押圧する弾性体を内蔵した二以上の
空間を設けた場合に、これらの空間は上方のそれ
と下方のそれが、共々燃料ペレツトの膨張吸収を
行うことを提案するものである。この為、本発明
にあつては、下方の空間に設けた弾性体の許容弾
性圧縮変形量を燃料ペレツトの膨張の度合と同程
度あるいはそれよりも小とし、上方の空間に設け
た弾性体の許容弾性圧縮変形量を前記弾性体の許
容弾性圧縮変形量よりも大きくする。
被覆管内に設ける独立した空間は核燃料ペレツ
トを挾んで二個所以上設けるが、その設ける位置
は、被覆管内の両端及び燃料ペレツトの間であ
り、ばねを内蔵した空間二個を設ける例について
更に詳述すれば(1)被覆管内両端に設けた場合、(2)
被覆管内上端及び燃料ペレツトの間に設けた場
合、(3)被覆管内下端及び燃料ペレツトの間に設け
た場合及び(4)燃料ペレツトの間に各独立して設け
た場合があることは容易に理解されよう。
燃料ペレツトが膨張する時に、下方の空間が燃
料ペレツトの膨張を吸収して上方の空間より先に
その吸収限界に達するよう設計することは容易で
ある。
以下、本発明にかかる一実施例を図面に基づい
て説明する。
第１図は核燃料要素の全体図であり、１は単一
の被覆管２，３及び４は燃料ペレツト、５及び６
は被覆管２内の燃料ペレツトの間にそれぞれ独立
して設けた空間であり、これらの空間にはそれぞ
ればね７，８が配設してある。ばね７，８はそれ
ぞれ燃料ペレツト２，３及び４を押圧しつつ挾持
している。図でも明らかなように空間６は空間５
に比してその長さは短かくしてあり、ばね８はば
ね７に比して、燃料ペレツトの膨張があつた場合
には先に密着してしまうようになつている。この
ためにはばね８の長さをばね７に比して短かくす
れば達成される。９，１０，１１及び１２は抑え
板で、ばねと燃料ペレツトとの間に設けている。
１３は上部への燃料ペレツトの移動を止めるカラ
ーである。１４はばねやカラーの配設によつて形
成される空間（この例の場合はカラー）で、この
空間の長さはばねの長さおよびその弾性の程度に
よつて決定される。
この空間５，６および１４は、ヘリウムガスの
ような不活性ガスの充填されるガス溜（プレナム
室）として使用することも可能であり、それが望
ましい。
燃料ペレツトは使用時には被覆管の長さ方向に
膨張するが、被覆管１内には二個所（この例では
燃料ペレツトの間）にばね７，８が設けてあるの
でこのばねが変形することにより被覆管の長さ方
向でかつそれぞれ反対方向に膨張を吸収すること
ができる。
燃料ペレツトが膨張すると、下方に設けたばね
８はばね７よりも密着しやすく、そのため先に密
着して燃料ペレツトはそれ以上下方に移動しなく
なる。１５及び１６は端栓である。
第２図は第１図におけるＡ部を拡大して示した
ものであり、ばね８は組立時には充分な弾性を有
して配設されているが、使用時には燃料ペレツト
２，３，４が膨張するため変形し第３図に示すよ
うに密着するかまたはそれに近い状態となる。ば
ね８は燃料ペレツトの膨張が完全に吸収できる長
さではないので密着しても燃料ペレツトは未だ膨
張する。しかしこれはばね７の変形により吸収す
ることができる。
燃料ペレツトの間に設けた空間５，６は燃料ペ
レツト膨張が一方向に片寄つたとしてもばね８の
密着により実質的に下方には閉鎖されて膨張吸収
の限界となり、それ以上の燃料ペレツトの膨張は
ばね７の変形により吸収されるようになる。
即ち燃料ペレツトは使用時に被覆管の長さ方向
に数ミリメートルから数十ミリメートルの膨張す
るのが普通であるから被覆管は燃料ペレツトの膨
張を充分に吸収できる長さのものが使用され、一
般には被覆管内に燃料ペレツトを装填し、端部で
封緘する時に燃料ペレツトと一方の端栓との間に
ばねを配設して燃料ペレツトの固定が行なわれ
る。すなわち、このような二個の独立した空間に
ばねを配設する構成をとることによつて燃料ペレ
ツトの膨張は被覆管の長さ方向にほぼ一様に平均
して吸収することが出来る。
従来例ではばねに近い側の燃料ペレツトの膨張
はばねの変形により有効に吸収されるが被覆管の
他端に近い側に装填された燃料ペレツトの膨張は
吸収されにくく、このため被覆管にひずみが与え
られてしまうが、この構成によつて被覆管に与え
るひずみを小さくすることが可能である。
ばねを入れて形成した空間がいずれも燃料ペレ
ツトの膨張以上の長さを吸収できるものであると
燃料ペレツトの重量や膨張の片寄りなどによつて
一部の燃料ペレツトがかなり大きく下方に移動す
ることがあると、原子炉の特性が損なわれること
がある。
ところが燃料ペレツト間に配設したばねによつ
て形成された下方にある空間の大きさを燃料ペレ
ツトの膨張の度合と同程度にするか、あるいはそ
れよりも小さくしておけば使用時に燃料ペレツト
の膨張によりばねが密着してしまい（取付長さか
ら密着するまでの変形量を以下、許容弾性圧縮変
形量を呼ぶことにする。）それ以上の膨張は被覆
管の上方に設けたばねの変形で吸収されるので全
体としてほぼ均一な膨張を行なわせることができ
ると共に、下方に燃料ペレツトが大幅に移動する
ことがなくなる。従つて、原子炉の特性が大幅に
損なわれるということがない。
以下、本発明の実施例を定量的に述べる。第１
図において、本実施例では下記のような構造の核
燃料要素を対象とした。
被覆管１：ステンレス鋼製、内経5.6mm、外径6.3
mm
燃料ペレツト２および４：UO2、長さ400mm、直
径5.4mm
燃料ペレツト３：（Pu2U）O2、長さ620mm、直径
5.4mm
上部空間５：長さ50mm
下部空間６：長さ10mm
ばね７：インコネル製ばね、取付長さ50mm 密着
長さ25mm
ばね８：インコネル製ばね、取付長さ10mm 密着
長さ５mm
抑え板９，１０，１１，１２：ステンレス鋼製、
直径5.4mm 厚さ１mm
カラー１３：ステンレス鋼製、長さ320mm
空間１４：長さ400mm
溶接部１６，１７：溶接で密封
この核燃料要素をナトリウム冷却型高速炉で使
用する。ナトリウムの入口温度を370℃とし、燃
料ペレツト３の中央高さでの高速中性子束を4.20
×10n/cm2/secとすると炉を起動、停止した場合
の核燃料要素の各炉における被覆管と燃料ペレツ
トの相対移動量を、本発明を採用した場合と、従
来用いられている空間１４のみにばねを設けた場
合と比較して以下に示す。
The present invention relates to a nuclear fuel element using a cylindrical nuclear fuel body. The nuclear fuel element here refers to a large number of cylindrical nuclear fuel bodies molded and sintered into a cladding tube with a diameter to length ratio of about 1 to 2, stacked in the length direction, and loaded with both ends Refers to a sealed structure. The above-mentioned nuclear fuel bodies are generally called fuel pellets, and that term will be used hereinafter. In general, cladding tubes and fuel pellets have different coefficients of thermal expansion, and also have different temperatures during reactor operation, so a difference in thermal expansion occurs between them.
There is also the phenomenon that fuel pellets increase in volume as nuclear fission products are generated, and the lengths of fuel pellets and cladding tubes may vary between the time a nuclear fuel element is assembled and the time it is used for nuclear reactor operation. A relative positional shift occurs in the horizontal direction. Dimensionally, the outer diameter of the fuel pellets is usually smaller than the inner diameter of the cladding tube, so it is thought that the fuel pellets can move freely in the length direction within the cladding tube, but in reality, the fuel pellets are not used. The inside of the cladding tube does not necessarily move freely in the length direction because thermal stress inside the cladding tube can cause cracks, structural changes in the metal, changes in density, and even volume expansion due to fission products. It's not something that moves. If such a phenomenon occurs, the cladding tube will be subjected to excessive strain due to the fuel pellets, leading to a situation where the cladding tube is damaged. Furthermore, even if the above-mentioned phenomenon occurs and the nuclear fuel pellets are able to expand and move, if the movement occurs only in one direction, it may cause a change in the fuel distribution in the reactor core and damage the nuclear properties. There is. In the conventional technology, a space is provided within the cladding tube and an elastic body such as a spring is interposed therein, without considering such a phenomenon and the resulting accidental damage. Even if two springs are provided in one nuclear fuel element, the structure has a joint in the middle, and after all, there is one spring in a single cladding tube, so there is no need for further consideration. was not paid. The present invention has been made in view of these points, and its purpose is to prevent the position of the fuel pellets from moving significantly in one direction during reactor operation, thereby reducing the relative movement between the cladding tube and the fuel pellets. This is to prevent the cladding from being damaged due to this. Still another object of the present invention is to reduce the movement of fuel pellets without impairing the characteristics of the nuclear reactor by restricting the direction of movement of the fuel pellets. Provide two or more spaces within the cladding pipe,
When installing a spring in this area, it is important to note that if the space below the spring is able to absorb the amount of expansion in the longitudinal direction of the fuel pellet, the fuel pellet will This is when the lower part moves significantly downward due to its weight or uneven expansion. This corresponds to the fact that the reactor core, where the fuel pellets are located, has moved significantly downward.
The nuclear properties of the reactor will therefore be impaired. In manufacturing a nuclear fuel element, the present invention provides at least two spaces in a single cladding tube that are independent of the nuclear fuel pellets, and arranges elastic bodies in these spaces to hold down the fuel pellets. It is proposed to allow the expansion of fuel pellets in the length direction of the cladding tube and also in the opposite direction.Furthermore, if two or more spaces containing elastic bodies that press the fuel pellets are provided in the cladding tube, Both the upper and lower spaces are proposed to absorb the expansion of the fuel pellets. Therefore, in the present invention, the allowable amount of elastic compression deformation of the elastic body provided in the lower space is set to be the same as or smaller than the degree of expansion of the fuel pellet, and the elastic body provided in the upper space is The allowable amount of elastic compressive deformation is made larger than the allowable amount of elastic compressive deformation of the elastic body. Two or more independent spaces are provided within the cladding tube, sandwiching the nuclear fuel pellets, and the locations are at both ends of the cladding tube and between the fuel pellets.An example in which two spaces with built-in springs are provided will be described in more detail. (1) If installed at both ends of the cladding tube, (2)
(3) between the upper end of the cladding tube and the fuel pellets, (3) between the lower end of the cladding tube and the fuel pellets, and (4) independently between the fuel pellets. be understood. As the fuel pellet expands, it is easy to design the space below to absorb the expansion of the fuel pellet and reach its absorption limit before the space above. Hereinafter, one embodiment of the present invention will be described based on the drawings. Figure 1 is an overall view of a nuclear fuel element, where 1 is a single cladding tube 2, 3 and 4 are fuel pellets, 5 and 6 are
are spaces provided independently between the fuel pellets in the cladding tube 2, and springs 7 and 8 are provided in these spaces, respectively. The springs 7 and 8 press and hold the fuel pellets 2, 3 and 4, respectively. As is clear from the diagram, space 6 is space 5
The length of the spring 8 is shorter than that of the spring 7, and the spring 8 is designed to come into close contact with the fuel pellet first when the fuel pellet expands compared to the spring 7. This can be achieved by making the length of the spring 8 shorter than that of the spring 7. Reference numerals 9, 10, 11 and 12 are restraining plates, which are provided between the spring and the fuel pellet.
13 is a collar that stops the movement of fuel pellets to the top. Reference numeral 14 denotes a space (the collar in this example) formed by the arrangement of the spring and the collar, and the length of this space is determined by the length of the spring and the degree of elasticity thereof. The spaces 5, 6 and 14 can also be used as gas reservoirs (plenum chambers) filled with an inert gas such as helium gas, which is preferred. When the fuel pellets are in use, they expand in the length direction of the cladding tube, but since there are springs 7 and 8 at two locations in the cladding tube 1 (in this example, between the fuel pellets), the deformation of these springs causes the expansion of the fuel pellets. Expansion can be absorbed along the length of the cladding tube and in opposite directions. When the fuel pellet expands, the lower spring 8 is more likely to stick together than the spring 7, so it sticks first and the fuel pellet does not move downward any further. 15 and 16 are end plugs. Fig. 2 is an enlarged view of part A in Fig. 1, and the spring 8 is provided with sufficient elasticity when assembled, but when used, the fuel pellets 2, 3, and 4 expand. As a result, they are deformed and come into close contact, or close to it, as shown in FIG. Since the spring 8 is not long enough to completely absorb the expansion of the fuel pellets, the fuel pellets will still expand even if they are in close contact. However, this can be absorbed by the deformation of the spring 7. Even if the fuel pellets expand in one direction, the spaces 5 and 6 provided between the fuel pellets are substantially closed downward due to the close contact of the spring 8, reaching the limit of expansion absorption, and further expansion of the fuel pellets is prevented. is absorbed by the deformation of the spring 7. In other words, since fuel pellets normally expand several millimeters to several tens of millimeters in the length direction of the cladding tube during use, the cladding tube is used with a length that can sufficiently absorb the expansion of the fuel pellets. When fuel pellets are loaded into the cladding tube and sealed at the end, a spring is disposed between the fuel pellet and one end plug to secure the fuel pellet. That is, by arranging the springs in these two independent spaces, the expansion of the fuel pellets can be absorbed substantially uniformly and evenly in the length direction of the cladding tube. In the conventional example, the expansion of the fuel pellets on the side closer to the spring is effectively absorbed by the deformation of the spring, but the expansion of the fuel pellets loaded on the side closer to the other end of the cladding tube is difficult to absorb, which causes strain in the cladding tube. However, with this configuration, it is possible to reduce the strain imparted to the cladding tube. If the space formed by inserting the spring is capable of absorbing a length greater than the expansion of the fuel pellet, some of the fuel pellets will move considerably downward due to the weight of the fuel pellet or uneven expansion. If this occurs, the characteristics of the reactor may be impaired. However, if the size of the space below formed by the springs disposed between the fuel pellets is made equal to or smaller than the degree of expansion of the fuel pellets, the fuel pellets will be able to expand during use. Due to expansion, the springs come into close contact (the amount of deformation from the installation length to the point where they come into close contact is hereinafter referred to as the allowable elastic compression deformation amount). Further expansion is absorbed by the deformation of the spring installed above the cladding tube. As a result, it is possible to achieve substantially uniform expansion as a whole, and the fuel pellets are prevented from moving downward to a large extent. Therefore, the characteristics of the nuclear reactor are not significantly impaired. Examples of the present invention will be quantitatively described below. 1st
In the figure, this example deals with a nuclear fuel element having the following structure. Cladding tube 1: Made of stainless steel, inner diameter 5.6 mm, outer diameter 6.3
mm Fuel pellets 2 and 4: UO 2 , length 400 mm, diameter 5.4 mm Fuel pellet 3: (Pu 2 U) O 2 , length 620 mm, diameter
5.4mm Upper space 5: Length 50mm Lower space 6: Length 10mm Spring 7: Inconel spring, installation length 50mm Adhesion length 25mm Spring 8: Inconel spring, installation length 10mm Adhesion length 5mm Holding plate 9, 10, 11, 12: Made of stainless steel,
Diameter 5.4mm Thickness 1mm Collar 13: Made of stainless steel, length 320mm Space 14: Length 400mm Welded parts 16, 17: Sealed by welding This nuclear fuel element is used in a sodium-cooled fast reactor. The sodium inlet temperature is 370℃, and the fast neutron flux at the center height of the fuel pellet 3 is 4.20℃.
×10n/cm 2 /sec, the amount of relative movement between the cladding tube and the fuel pellet in each reactor of the nuclear fuel element when the reactor is started and stopped is the case when the present invention is adopted and only the space 14 used conventionally. A comparison with the case where a spring is provided is shown below.
【表】
上端
燃料ペレツト３中央高さでは、公称寸法の場合
には燃料ペレツトと被覆管との直径間隙が、核燃
料要素の使用の末期では２ミクロンとなり、寸法
の組合せの最悪条件下では44ミクロンだけ被覆管
１が燃料ペレツト３によつて押し広げられる状態
となる。本発明の構造を用いると、燃料ペレツト
３中央高さ付近での相対移動量が小さくなり、最
大移動量も小さくなる。また、燃料ペレツト３中
央高さ付近で燃料ペレツトと被覆管が喰い込みを
起したと想定すると、従来型のものでは被覆管に
ひずみが生じるが、本発明構造の場合は、下部空
間６に内蔵されているばね８が熱膨張差を吸収す
るので、被覆管のひずみはなくなるか小さくな
る。ばね８の密着長さと取付長さの差（許容弾性
圧縮変形量）は５mmであるから燃料ペレツト３の
下端は５mm以上移動することはない。
次に水冷却型動力炉用核燃料要素に本発明を適
用した他の実施例を述べる。第４図において、本
実施例では、下記のような構造の核燃料要素を対
象とした。
ジルカロイ被覆管１：内径12.68mm、外径14.50mm
UO2ペレツト３：外径12.40mm、長さ2.0mm 積み
上げ長さ3600mm
上部端栓１８：ジルカロイ製
下部端栓１９：ジルカロイ製
ばね７：ステンレス鋼製、取付長さ400mm
ばね８：ステンレス鋼製、取付長さ50mm、密着長
さ25mm
上部空間５：長さ400mm
下部空間６：長さ50mm
抑え板１１，１２：ステンレス鋼製
溶接部１６，１７：溶接で密封
この核燃料要素を原子炉に装荷し、炉を起動す
ると、UO2ペレツト３とジルカロイ被覆管１との
熱膨張差によつて、UO2ペレツト３の上端部は約
50mm上昇し、その膨張差は上部空間５に内蔵され
ているばね７で吸収される。しかし、UO2ペレツ
ト３の中央高さ付近でUO2ペレツト３とジルカロ
イ被覆管１とが喰い込みを起すと、喰い込みを起
した点から下方の熱膨張差約25mmがジルカロイ被
覆管のひずみになつて現われ、そのひずみが局部
に集中すると破損を起すことがある。そこで、本
発明を採用し、UO2ペレツト３下端にも下部空間
６を設け、取付長さ50mm、密着長さ25mmのばね８
を追加すると、ジルカロイ被覆管１のひずみは著
しく低減し、破損を防止することできる。また
UO2ペレツト３は下方に25mm以上移動することは
ない。
以上、核燃料要素の上部にある空間に長い弾性
体を置き、下部の空間に短い弾性体を内蔵する場
合について述べたが、特殊な場合にはいずれも同
じ長さの弾性体を起したり、下方の空間に長い弾
性体を置き、上方の空間に短い弾性体を置くこと
も可能であるが、核燃料ペレツトが大幅に移動し
ないような配慮がされる必要がある。
第５図、第６図は本発明の応用例を示したもの
であり、第１図に示す実施例においてＡ部にかな
り長いガス溜めを設けた例である。この場合に最
も容易に考えられる手段は長いばねを使用するこ
とであるが、あまり長いばねを使用した場合には
燃料ペレツトが片寄りやすくなる恐れがあるので
カラー１５を設け、カラー１５と燃料ペレツト４
との間にばねを配設するようにしたものである。
組立時にはばね８は第４図に示すように十分な弾
性をもつて配設されているが、使用時には第５図
に示すように密着するかまたはそれに近い状態に
なる。
以上説明したように本発明の構造よりなる核燃
料要素は燃料ペレツトの膨張が全体均一に、かつ
有効に吸収でき、従つて被覆管のひずみを大巾に
低減することができる。しかも燃料ペレツトの大
巾な位置のずれ、特に、燃料ペレツトが移動しや
すい下方への燃料ペルツトの移動を防止すること
ができるので、原子炉の核特性を損うことがな
い。[Front] Top edge
At the center height of the fuel pellet 3, the diameter gap between the fuel pellet and the cladding is 2 microns at the end of the nuclear fuel element's life in the case of nominal dimensions, and by 44 microns under the worst case combination of dimensions. is in a state where it is pushed and spread out by the fuel pellets 3. When the structure of the present invention is used, the amount of relative movement near the center height of the fuel pellet 3 becomes small, and the maximum amount of movement also becomes small. Furthermore, assuming that the fuel pellets and the cladding tube are bitten near the center height of the fuel pellet 3, the conventional type would experience strain in the cladding tube, but in the case of the structure of the present invention, the Since the spring 8 that is attached absorbs the difference in thermal expansion, the strain on the cladding tube is eliminated or reduced. Since the difference between the tight contact length and the attachment length of the spring 8 (allowable elastic compression deformation amount) is 5 mm, the lower end of the fuel pellet 3 will not move more than 5 mm. Next, another embodiment in which the present invention is applied to a nuclear fuel element for a water-cooled power reactor will be described. In FIG. 4, this example deals with a nuclear fuel element having the following structure. Zircaloy cladding tube 1: inner diameter 12.68 mm, outer diameter 14.50 mm UO 2 pellet 3: outer diameter 12.40 mm, length 2.0 mm Stacked length 3600 mm Upper end plug 18: Zircaloy lower end plug 19: Zircaloy spring 7: Stainless steel Made of stainless steel, installation length 400mm Spring 8: Made of stainless steel, installation length 50mm, adhesion length 25mm Upper space 5: Length 400mm Lower space 6: Length 50mm Holding plates 11, 12: Stainless steel welded parts 16, 17 : Sealed by welding When this nuclear fuel element is loaded into the reactor and the reactor is started, the upper end of the UO 2 pellet 3 is approximately
It rises by 50 mm, and the difference in expansion is absorbed by the spring 7 built into the upper space 5. However, if the UO 2 pellet 3 and the Zircaloy cladding tube 1 cause biting near the center height of the UO 2 pellet 3, the difference in thermal expansion of about 25 mm below the point where the biting occurs will result in distortion of the Zircaloy cladding tube. If the strain is concentrated locally, damage may occur. Therefore, by adopting the present invention, a lower space 6 is provided at the lower end of the UO 2 pellet 3, and a spring 8 with an installation length of 50 mm and a contact length of 25 mm is provided.
By adding , the strain on the Zircaloy cladding tube 1 can be significantly reduced and breakage can be prevented. Also
UO 2 pellet 3 will not move more than 25mm downward. Above, we have described the case where a long elastic body is placed in the space above the nuclear fuel element and a short elastic body is built into the space below, but in special cases, elastic bodies of the same length may be placed in both cases. It is also possible to place a long elastic body in the lower space and a short elastic body in the upper space, but care must be taken to prevent the nuclear fuel pellets from moving significantly. 5 and 6 show an example of application of the present invention, in which a considerably long gas reservoir is provided in part A of the embodiment shown in FIG. The easiest solution in this case is to use a long spring, but if a too long spring is used, there is a risk that the fuel pellets will tend to shift, so a collar 15 is provided, and the collar 15 and the fuel pellets 4
A spring is placed between the two.
When assembled, the spring 8 is arranged with sufficient elasticity as shown in FIG. 4, but when in use it is in close contact or close to it as shown in FIG. 5. As explained above, the nuclear fuel element having the structure of the present invention can absorb the expansion of the fuel pellets uniformly and effectively as a whole, and therefore the distortion of the cladding tube can be greatly reduced. Furthermore, since it is possible to prevent the fuel pellets from being largely misaligned, especially from moving downwards where fuel pellets tend to move, the nuclear characteristics of the reactor are not impaired.
【特許請求の範囲】[Claims]
１ 複数の燃料ペレツトを被覆管内に封入する核
燃料要素において、前記燃料ペレツトの軸方向に
少なくとも２個の空間を前記被覆管内に設け、前
記燃料ペレツトを保持する弾性体を各々の前記空
間内に配置し、下方の前記空間内に配置された前
記弾性体の許容弾性圧縮変形量を、燃料ペレツト
の膨張の度合と同程度あるいはそれよりも小と
し、上方の前記空間に配置された前記弾性体の許
容弾性圧縮変形量を、下方の前記空間内のそれよ
りも大きくすることを特徴とする核燃料要素。
1. In a nuclear fuel element in which a plurality of fuel pellets are enclosed in a cladding tube, at least two spaces are provided in the cladding tube in the axial direction of the fuel pellets, and an elastic body for holding the fuel pellets is arranged in each of the spaces. The allowable elastic compressive deformation amount of the elastic body disposed in the lower space is equal to or smaller than the degree of expansion of the fuel pellet, and the elastic body disposed in the upper space is A nuclear fuel element characterized in that an allowable elastic compressive deformation amount is made larger than that in the space below.