JP2001194479A - Spacer of fuel assembly for boiling water reactor and fuel assembly using it for boiling water reactor - Google Patents
Spacer of fuel assembly for boiling water reactor and fuel assembly using it for boiling water reactorInfo
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Abstract
Description
【0001】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は沸騰水型原子炉用燃
料集合体に組み込まれることで、燃料棒に対する冷却材
の熱伝達を促進して、同上燃料集合体の限界出力特性を
向上させることで、燃料棒の焼損(バーンアウト)が高
出力の運転に際しても発生することのないようにしたス
ペーサと、当該スペーサの特性を利用し得るように、こ
れを適所に組み込むことで構成した沸騰水型原子炉用燃
料集合体に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention is to be incorporated in a fuel assembly for a boiling water reactor to promote heat transfer of a coolant to fuel rods and to improve the limit output characteristic of the fuel assembly. And a spacer that prevents fuel rod burnout (burnout) from occurring even during high-power operation, and a boiling water structure that is constructed by incorporating the spacer in an appropriate position so that the characteristics of the spacer can be utilized. The present invention relates to a fuel assembly for a nuclear reactor.
【0002】[0002]
【従来の技術】既知の通り沸騰水型原子炉(BWR)に
装荷される燃料集合体は、図5(A)に明示の如く燃料
棒1aと水管1bとを含む棒状燃料要素1を、所定間隔
だけ離間して、その上部端栓と下部端栓とを夫々上部タ
イプレート2aと下部タイプレート2bに装着し、その
中間的高さ位置における複数箇所にあってスペーサ3を
配装することにより、上記の棒状燃料要素1を所定位置
に保持させるようにしたものである。そして、このよう
な沸騰水型原子炉用燃料集合体4は、図5(A)(B)
に示した通り炉心Rにおける上記燃料棒1aを除熱する
ための冷却材が確保されるように、ジルカロイ製で角筒
状の図5(A)に示すチャンネルボックス5内に収めら
れて、炉心構造部の受座に所要数だけ装荷され、BWR
の運転中は受座の入口オリフィスから当該チャンネルボ
ックス5内へ冷却材を送り込んで、同上燃料集合体4の
燃料棒1a間を上向きに流れるようにし、当該燃料棒1
aの反応熱により冷却水を沸騰させて熱を外部に取り出
すと共に、同上燃料集合体4の除熱を行うようにしてお
り、図5(B)にあって斜線部分が同上燃料集合体4
を、そして6は制御棒を示している。2. Description of the Related Art As is known, a fuel assembly loaded in a boiling water reactor (BWR) includes a rod-shaped fuel element 1 including a fuel rod 1a and a water pipe 1b as shown in FIG. The upper end plug and the lower end plug are attached to the upper tie plate 2a and the lower tie plate 2b, respectively, at intervals, and spacers 3 are provided at a plurality of positions at intermediate height positions. The rod-shaped fuel element 1 is held at a predetermined position. The fuel assembly 4 for a boiling water reactor is shown in FIGS. 5 (A) and 5 (B).
As shown in Fig. 5A, the core R is housed in a rectangular tube channel box 5 shown in Fig. 5A made of Zircaloy so as to secure a coolant for removing heat from the fuel rods 1a in the core R. The required number of seats in the structural section are loaded, and the BWR
During the operation, coolant is supplied from the inlet orifice of the seat into the channel box 5 so as to flow upward between the fuel rods 1a of the fuel assembly 4 and the fuel rod 1
The cooling water is boiled by the reaction heat of (a) to take out the heat to the outside, and the heat removal of the fuel assembly 4 is performed as shown in FIG. 5 (B).
, And 6 indicates a control rod.
【0003】このようにBWRは、炉内で水蒸気を発生
させる直接サイクル方式であるため炉心R内での沸騰を
許容しており、従って燃料棒1aの冷却は既知の如く液
相と蒸気(ボイド)の二相流の条件下で行われ、この際
高ボイド率となる同上燃料集合体4の上方位側における
冷却材の流動様式は図6のようになる。すなわち、膜状
の液相(液膜)a1が、チャンネルボックス5の内周壁
面5aと、燃料棒1aの外周面1cとにあって連続した
環状の流れを形成し、チャンネルボックス5と燃料棒1
aの間および燃料棒1a、1a相互間には、液滴a2を
伴う蒸気相bの環状流が生ずるのであって、もちろん前
記の液膜a1の方が燃料棒1aの冷却に対して重要な役
割を果たすことになる。As described above, since the BWR is a direct cycle system in which steam is generated in the furnace, it allows boiling in the core R. Therefore, the cooling of the fuel rod 1a is performed in a known manner by a liquid phase and a vapor (void). 6), the flow of the coolant on the upper azimuth side of the fuel assembly 4 having a high void ratio at this time is as shown in FIG. That is, the film-like liquid phase (liquid film) a1 forms a continuous annular flow on the inner peripheral wall surface 5a of the channel box 5 and the outer peripheral surface 1c of the fuel rod 1a, and the channel box 5 and the fuel rod 1
a, and between the fuel rods 1a, 1a, an annular flow of the vapor phase b accompanied by the droplets a2 occurs. Of course, the liquid film a1 is more important for cooling the fuel rod 1a. Will play a role.
【0004】ところが、同上燃料集合体4が何らかの原
因により過出力状態になって厳しい熱的状態におかれる
と、核沸騰状態から膜沸騰状態への沸騰遷移が生じ、こ
れにより図7によって理解されるように、燃料棒1aの
外周面1cにおける液膜a1が消失して除熱効果の急激
な悪化が生じ、当該消失領域における温度が急上昇し
て、ついには当該領域のバーンアウト(BWRにおける
ドライアウト)と呼ばれる焼損が発生することになり、
このときの同上燃料集合体4全体における負荷を限界出
力と呼んでいる。[0004] However, when the fuel assembly 4 is overpowered for some reason and placed in a severe thermal state, a boiling transition from a nucleate boiling state to a film boiling state occurs, which is understood by FIG. As described above, the liquid film a1 on the outer peripheral surface 1c of the fuel rod 1a disappears, causing a rapid deterioration of the heat removal effect, and the temperature in the disappearing region rapidly rises, and finally, the burnout of the region (drying in the BWR) occurs. Out), which will cause burnout,
The load on the entire fuel assembly 4 at this time is called a critical output.
【0005】ここでスペーサ3に関し、図8を参照して
同上燃料集合体4の燃料棒1aなどが所定の間隔だけ離
間して保持され、これに冷却材を流動供与するために区
分された多数の流路区分fにつき着目してみると、一般
にチャンネルボックス5の内周壁面5aに隣接した前記
燃料棒1aであるコーナロッドAcの外側で存するコー
ナサブチャンネルf1や、サイドロッドAsの外側であ
るサイドサブチャンネルf5にあっては、冷却材流れに
よる摩擦圧損が大きいので冷却材質量流束相対値は図9
に示されている通り、内側にあるセンタロッドAの外側
であるセンタサブチャンネルf2〜f4およびf6〜f
8に比し、小さくなる傾向にある。従って当然冷却材質
量流束値の最も小さくなるコーナサブチャンネルf1に
接するコーナロッドAc、次いでサイドサブチャンネル
f5に接するサイドロッドAsにあって、液膜a1の消
失によるドライアウトが生じ易いことになる。Referring to FIG. 8, the fuel rods 1a and the like of the fuel assembly 4 are held at a predetermined distance from each other with reference to FIG. Focusing on the flow path section f, the corner sub-channel f1 existing outside the corner rod Ac, which is the fuel rod 1a, which is generally adjacent to the inner peripheral wall surface 5a of the channel box 5, and the outside of the side rod As. In the side sub-channel f5, since the friction pressure loss due to the coolant flow is large, the relative value of the coolant mass flux is shown in FIG.
, Center sub-channels f2-f4 and f6-f outside the center rod A inside.
8, which tends to be smaller. Accordingly, in the corner rod Ac in contact with the corner sub-channel f1 where the coolant mass flux value is the smallest, and then in the side rod As in contact with the side sub-channel f5, dryout due to disappearance of the liquid film a1 is likely to occur. .
【0006】そこで上記の如き欠陥を解消するための従
来技術としては、図10の格子型スペーサ3Aにあって
も、また図11のリング型スペーサ3Bにあっても、こ
れらスペーサの正方形に形成された枠状の外側板3aに
あって、その上端縁から上向きで、上端側が内側へ曲成
されたフロータブ7と呼ばれる突片を突出させるように
し、このことでチャンネルボックス5の内周壁面5aを
流れる液膜a1を燃料棒1aへ変更させるようにし、こ
れによってコーナロッドAcやサイドロッドAsにおけ
る液膜a1が厚くなるようにして、限界出力の向上を図
るようにしている。ここで図10にあって明示の如く外
側板3a内は縦ストラップ3bと横ストラップ3cとの
交差により燃料棒挿入素子3dが区画形成されており、
3eは燃料棒1aを保持するための燃料棒弾持スプリン
グを示している。また図11にあって、これまた既知の
通り3fは多数の外接状態となって外側板3aに内設さ
れたリングで、3gがその燃料棒挿入素子、3hが燃料
棒弾持スプリングを示している。Therefore, as a conventional technique for resolving the above-mentioned defects, the lattice-shaped spacer 3A shown in FIG. 10 and the ring-shaped spacer 3B shown in FIG. In the frame-shaped outer plate 3a, a projecting piece called a flow tab 7 whose upper end is bent inward is projected upward from the upper end edge of the outer plate 3a, whereby the inner peripheral wall surface 5a of the channel box 5 is formed. The flowing liquid film a1 is changed to the fuel rod 1a, whereby the liquid film a1 at the corner rod Ac or the side rod As is made thicker to improve the limit output. Here, as shown in FIG. 10, inside the outer plate 3a, the fuel rod insertion element 3d is defined by the intersection of the vertical strap 3b and the horizontal strap 3c,
3e indicates a fuel rod elastic spring for holding the fuel rod 1a. In FIG. 11, as is also known, 3f is a ring provided in the outer plate 3a in a circumscribed state, 3g is a fuel rod insertion element, and 3h is a fuel rod elastic spring. I have.
【0007】そして上記した格子型スペーサ3Aの燃料
棒弾持スプリング3eは、図12に示されている通り縦
トラップ3bや横トラップ3cだけでなく、外側板3a
にも設けられているが、もちろん外側であるチャンネル
ボックス5側には、固定用板3e’が外側板5に密着さ
れているだけであり、燃料棒1a側である燃料棒挿入素
子3d内にあってのみ、その外周面1cに当接するよう
突出されているのである。また前記のリング型スペーサ
3Bにあっては図11(A)に示されている通り外側板
3aには、燃料棒弾持スプリング3eが設けられておら
ずリング3fにだけ設けられているに過ぎない。As shown in FIG. 12, the fuel rod elastic spring 3e of the lattice spacer 3A includes not only the vertical trap 3b and the horizontal trap 3c but also the outer plate 3a.
Of course, only the fixing plate 3e 'is in close contact with the outer plate 5 on the outer side of the channel box 5 side, and the fuel rod insertion element 3d on the side of the fuel rod 1a. Only when it does, it protrudes so as to contact the outer peripheral surface 1c. In the above-mentioned ring type spacer 3B, as shown in FIG. 11 (A), the outer plate 3a is not provided with the fuel rod elastic spring 3e but only provided on the ring 3f. Absent.
【0008】[0008]
【発明が解決しようとする課題】上記の如き構成を有す
る従来の沸騰水型原子炉用燃料集合体のスペーサによる
ときは、確かにフロータブ7を設けることにより前掲限
界出力特性の向上を図ろうとしているが、ウラン235
の利用率を高め、燃料のサイクルコストの向上を図るた
めには、中性子スペクトルの軟らかい最外周側における
燃料棒、すなわち前記のコーナロッドおよびサイドロッ
ドであるウラン235の濃縮度を高める必要がある。従
ってこのような設計にあっては、最外周の燃料棒の出力
が高まることになることから、従来例の如きフロータブ
7の突設だけでは、コーナロッドAcの外側であるコー
ナサブチャンネルf1側の面や、サイドロッドAsの外
側であるサイドサブチャンネルf5側の面における液膜
a1の厚さについて、その減少を補償することができな
くなり、この結果前同燃料集合体4の限界出力が低下、
すなわち燃料としての熱的余裕の減少を招くこととな
り、大幅なサイクルコストの低減を図ることが困難視さ
れることになる。In the case of the conventional spacer for a fuel assembly for a boiling water reactor having the above-described structure, the provision of the flow tab 7 is intended to improve the limit output characteristics. But uranium 235
In order to increase the utilization rate of the fuel and to improve the cycle cost of the fuel, it is necessary to increase the enrichment of the fuel rods on the outermost peripheral side where the neutron spectrum is soft, that is, the uranium 235 as the corner rod and the side rod. Therefore, in such a design, the output of the outermost fuel rods is increased. Therefore, only the protrusion of the flow tab 7 as in the conventional example alone makes the outer side of the corner rod Ac on the side of the corner sub-channel f1. The decrease in the thickness of the liquid film a1 on the surface and the surface on the side subchannel f5 side outside the side rod As cannot be compensated for, and as a result, the critical output of the fuel assembly 4 decreases.
That is, the thermal margin as fuel is reduced, and it is considered difficult to significantly reduce the cycle cost.
【0009】本発明は上記従来技術の問題点に鑑み検討
されたもので、請求項1にあってはスペーサにおける外
側板に設けた外向突出体を、スペーサに被嵌されている
チャンネルボックスの内周壁面に当接させることで、冷
却材の液膜が当該外向き突出体に衝当するようにし、こ
れにより当該内周壁面における液膜流に対して積極的な
乱れを生じさせて、当該乱流に基づき発生することにな
る液滴を、コーナロッドやサイドロッドとしての燃料棒
に付着させることでその冷却効果を増進し、もって限界
出力の向上そして燃料サイクルコストの低減を図ろうと
するのが、その目的である。The present invention has been made in view of the above-mentioned problems of the prior art. According to the present invention, the outwardly projecting member provided on the outer plate of the spacer is provided inside the channel box fitted on the spacer. By making contact with the peripheral wall surface, the liquid film of the coolant is caused to strike the outwardly projecting body, thereby causing a positive turbulence with respect to the liquid film flow on the inner peripheral wall surface. Attempts are made to increase the cooling effect by attaching droplets that are generated due to turbulence to fuel rods as corner rods and side rods, thereby improving the marginal output and reducing the fuel cycle cost. But that is the purpose.
【0010】次に請求項2では、上記の請求項1にあっ
てその外向突出体だけを外側板に設けるのではなく、従
来の格子型スペーサにあって設けられている燃料棒弾持
スプリングと、上記外向突出体とを一体に形成し、もち
ろん上方にあってその自由端部を形成することで、外側
板に対する外向き突出体の堅牢なる取着が、製造工程を
増やすことなしに可能となるようにしようとしている。According to a second aspect of the present invention, instead of providing only the outwardly protruding body on the outer plate in the first aspect, a fuel rod elastic spring provided in a conventional lattice spacer is provided. By forming the outward projection integrally with the outer projection and, of course, forming its free end above, the rigid attachment of the outward projection to the outer plate is possible without increasing the number of manufacturing steps. Trying to be.
【0011】さらに請求項3の場合には、上記の請求項
1に係るスペーサを利用して、これを沸騰水型原子炉用
燃料集合体の高さ方向にあってその最上位から2番目、
3番目、4番目の何れか一以上に配設することにより、
最も熱的に厳しい状態となる燃料棒の上方位における箇
所の冷却を、効果的に行い得るようにし、このことで当
該箇所における熱的余裕を増強し高出力で運転しても燃
料棒の焼損が生じない同上燃料集合体を提供しようとし
ている。Further, in the case of the third aspect, the spacer according to the first aspect is used, and the spacer is disposed in the height direction of the fuel assembly for a boiling water reactor, the second highest from the top,
By arranging at least one of the third and fourth,
It is possible to effectively cool the upper part of the fuel rod, which is in the most thermally severe condition, in the upper direction, which enhances the thermal margin in that part and burns the fuel rod even when operating at high power To provide a fuel assembly in which the above does not occur.
【0012】[0012]
【課題を解決するための手段】本発明は、上記の目的を
達成するため、外側板内に所定間隔だけ離間して保持さ
れた各棒状燃料要素に、冷却材を流動供与するために区
分された多数の流路区分を具備したスペーサ本体にあっ
て、上記外側板には沸騰水型原子炉用燃料集合体の上記
スペーサ本体に被装されるチャンネルボックスの内周壁
面に当接して、当該内周壁面に沿って流れる冷却材の液
膜が衝当する外向突出体を、所要複数個設けるようにし
た沸騰水型原子炉用燃料集合体のスペーサを提供しよう
とするものである。SUMMARY OF THE INVENTION In order to achieve the above-mentioned object, the present invention is divided into a plurality of rod-like fuel elements which are held at a predetermined interval in an outer plate and is provided with a flow of coolant. In the spacer body having a large number of flow passage sections, the outer plate is in contact with the inner peripheral wall surface of a channel box mounted on the spacer body of the fuel assembly for a boiling water reactor, It is an object of the present invention to provide a spacer for a fuel assembly for a boiling water reactor, in which a required number of outwardly projecting bodies against which a liquid film of a coolant flowing along an inner peripheral wall abuts are provided.
【0013】さらに請求項2にあっては上記の請求項1
において、その外側板に設けられた外向突出体が、上方
にあって自由端部が形成され、格子型スペーサにあって
は当該外向突出体が、外側板の内側に設けられている燃
料棒弾持スプリングと一体に形成され、前記自由端部の
下位側における突曲部が、チャンネルボックスの内周壁
面に弾接するよう構成されていることを、その内容とし
ている。Further, in claim 2, the above-mentioned claim 1 is provided.
, The outwardly projecting body provided on the outer plate is located above and has a free end formed therein, and in the case of a lattice spacer, the outwardly projecting body is provided on the inner side of the outer plate. It is formed in one piece with the holding spring, and the content is that the protruding portion on the lower side of the free end is configured to elastically contact the inner peripheral wall surface of the channel box.
【0014】そして請求項3にあっては、前記請求項1
のスペーサを用いることによって、これを最上位から2
番目、3番目そして4番目の何れか一以上の高さ位置に
配設することにより構成したことを特徴とする沸騰水型
原子炉用燃料集合体を提供しようとしている。According to a third aspect, in the first aspect,
By using the spacers of
It is another object of the present invention to provide a fuel assembly for a boiling water reactor, wherein the fuel assembly is arranged at one or more of the third, fourth and fourth height positions.
【0015】[0015]
【発明の実施の形態】本発明につき図1ないし図4を参
照して詳記すると、図1、図2は夫々前説の格子型スペ
ーサ、リング型スペーサである場合の一実施態様を示し
ており、前記従来例で説示した構成部材と同一の部材に
ついては、以下同じ符合が使用されている。ここで先ず
スペーサ本体10とは、図8によって前説した通り外側
板3aにあって所定間隔だけ離間して保持された燃料棒
1a等の棒状燃料要素1に対し、冷却材を下方から流動
供与するために区分された多数の流路区分f(f1〜f
8)が具備されたものを指称しており、請求項1では当
該スペーサ本体10にあって、その上記外側板3aに
は、外向突出体11が所要複数個だけ、その全外周面に
わたり所望の離間間隔をもって縦設されている。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS The present invention will be described in detail with reference to FIGS. 1 to 4. FIGS. 1 and 2 show an embodiment in which the spacer is a lattice type spacer and a ring type spacer, respectively. The same reference numerals are used for the same members as those described in the conventional example. Here, first, the spacer body 10 supplies the coolant from below to the rod-shaped fuel element 1 such as the fuel rod 1a which is held at a predetermined interval on the outer plate 3a as described with reference to FIG. Channel sections f (f1 to f
8), the spacer body 10 according to claim 1, wherein the outer plate 3a has a required number of outwardly projecting bodies 11 on a desired number over the entire outer peripheral surface thereof. It is installed vertically with a separation interval.
【0016】この外向突出体11として図1に例示のも
のは、前掲格子スペーサ3Aにあって請求項2に示した
如く、外側板3aの内側に設けられている燃料棒弾持ス
プリング3eと一体に形成された場合を示しているが、
もちろん当該燃料棒弾持スプリング3eとは全く別体
に、別箇所にあって取着させるようにしてもよい。そし
て上記一体形成の場合には、外側板3aの下端縁3iに
欠設した係嵌溝3jに、燃料棒弾持スプリング3eの下
端折り返し部3kを係嵌固定して、既知の如くその内側
突曲部3mが燃料棒1a等の棒状燃料要素1における外
周面1cに弾接状態となっている。そして上記の下端折
り返し部3kから上方へ延出した外向突出体11は、燃
料棒弾持スプリング3eとは対称的に曲成されて、その
自由端部11aよりも下位側に形成された曲突部11b
が、チャンネルボックス5の内周壁面5aに弾持するよ
う形成されており、7は前説のフロータブを示してい
る。FIG. 1 shows an example of the outwardly protruding body 11 in the lattice spacer 3A described above, which is integral with a fuel rod elastic spring 3e provided inside the outer plate 3a. Shows the case formed in
Of course, the fuel rod resilient spring 3e may be attached to a completely separate body and at a different location. In the case of the integral formation described above, the lower end folded portion 3k of the fuel rod elastic spring 3e is engaged with and fixed to the engaging groove 3j which is not provided at the lower end edge 3i of the outer plate 3a, and the inner protrusion is formed as is known. The curved portion 3m is in elastic contact with the outer peripheral surface 1c of the rod-shaped fuel element 1 such as the fuel rod 1a. The outwardly protruding body 11 extending upward from the lower end folded portion 3k is bent symmetrically with respect to the fuel rod elastic spring 3e, and has a curved projection formed below the free end portion 11a. Part 11b
Are formed to resiliently hold on the inner peripheral wall surface 5a of the channel box 5, and reference numeral 7 denotes the flow tab described above.
【0017】次に図2によって、図3に示す如きリング
型スペーサ3Bの場合の外向突出体11につき説示する
と、当該リング型スペーサ3Bにあっては既述の通り、
従前からその外側板3aに、格子型スペーサ3Aにおけ
る燃料棒弾持スプリング3eに対応する如きのものは設
けられておらず、前記の燃料棒弾持スプリング3hが、
前説の通りリング3fに設けられているだけである。従
って当然のことながら、図2のように外側板3aに取着
された外向突出体11は、図1の場合と同様に上位から
順次自由端部11aそしてチャンネルボックス5の内周
壁面5aに弾接する突曲部11bが形成されているが、
前記外側板3aにおける下端縁3iの係嵌溝3jに係嵌
された突出体下端折り返し部11cからは、外側板3a
の内周面に圧着する挟持板部11dが、図示例では上記
の自由端部11aと対向する高さまで延出されるよう構
成されている。Next, referring to FIG. 2, the outwardly projecting body 11 in the case of the ring-shaped spacer 3B as shown in FIG. 3 will be described.
Conventionally, the outer plate 3a is not provided with a member corresponding to the fuel rod elastic spring 3e in the lattice spacer 3A, and the fuel rod elastic spring 3h is
It is merely provided on the ring 3f as described above. Therefore, as a matter of course, the outward projecting body 11 attached to the outer plate 3a as shown in FIG. 2 is resiliently mounted on the free end portion 11a and the inner peripheral wall surface 5a of the channel box 5 in order from the top as in the case of FIG. The contacting bent portion 11b is formed,
From the lower end folded portion 11c of the projecting body engaged with the engaging groove 3j of the lower edge 3i of the outer plate 3a, the outer plate 3a
In the illustrated example, the holding plate portion 11d to be crimped to the inner peripheral surface is extended to a height facing the free end portion 11a.
【0018】上記した外向突出体11としては、これを
ピン状とか帯状のもので形成した場合を示しているが、
さらにリング型スペーサ3Bを例として示したように、
板状のものを採択することも可能である。これを同上図
(C)によって説示すると板体をくの字状に曲折するこ
とで、横向上板部11eと横向下板部11fとの交差箇
所に突曲部11bを形成し、これら横向上板部11eと
横向下板部11fの夫々に形成された上端縁部11gと
下端縁部11hとを、外側板3aの外周壁面3nに溶接
などの手段で固着する。このことによって上記の突曲部
11bは横長の状態となって、前説の通りチャンネルボ
ックス5の内周壁面5aと当接することになるのであ
り、図3にあってはこの外向突出体11がスペーサ本体
10における外側板3aにあって、四辺の各外周壁面3
n中央部に、一個宛固設されている。The above-mentioned outward projecting body 11 is shown in the case where it is formed in a pin shape or a band shape.
Further, as shown in the example of the ring spacer 3B,
It is also possible to adopt a plate shape. This is illustrated by the same figure (C), and the plate body is bent in a V-shape to form a protruding portion 11b at the intersection of the horizontal enhancement plate portion 11e and the horizontal lower plate portion 11f. The upper edge 11g and the lower edge 11h formed on the plate 11e and the horizontal lower plate 11f are fixed to the outer peripheral wall 3n of the outer plate 3a by welding or the like. As a result, the above-mentioned protruding portion 11b becomes horizontally long and comes into contact with the inner peripheral wall surface 5a of the channel box 5 as described above. In FIG. In the outer plate 3 a of the main body 10, each outer peripheral wall 3 of four sides
One piece is fixed at the center of n.
【0019】上記の通り各種の実施態様を開示した外向
突出体11の設置により、図4に示す通りチャンネルボ
ックス5の内周壁面5aにおける液膜a1の上向きであ
る流れは、当該内周壁面5aに当接している外向突出体
11への衝当により乱流状態となり、このことによって
積極的な液滴の飛散が生じ、当該液滴はコーナロッドお
よびサイドロッドとしての燃料棒1aに指向することに
なるから、その外周面1cに付着することで、当該液膜
a1を厚くすることができる。従って上記液膜の増厚に
より、燃料棒1aの除熱作用が良くなり限界出力は大と
なって熱的余裕が増加することになるのであり、このこ
とから前記の如く従来の設計に比し、中性子スペクトル
の軟らかい最外周に配した燃料棒に係るウラン235の
濃縮度を高めて、燃料のサイクルコスト向上を図るとい
った設計が可能となる。As shown in FIG. 4, the upward flow of the liquid film a1 on the inner peripheral wall 5a of the channel box 5 is caused by the installation of the outward projection 11 which discloses various embodiments as described above. A turbulent state is caused by the collision with the outwardly protruding body 11 that is in contact with the fuel cell 1, and this causes aggressive scattering of droplets, and the droplets are directed to the fuel rods 1 a as corner rods and side rods. Therefore, by adhering to the outer peripheral surface 1c, the liquid film a1 can be thickened. Therefore, by increasing the thickness of the liquid film, the heat removal effect of the fuel rod 1a is improved, the limit output is increased, and the thermal margin is increased. Further, it is possible to increase the enrichment of the uranium 235 related to the fuel rods arranged at the outermost periphery of the soft neutron spectrum, thereby improving the fuel cycle cost.
【0020】上記の如き本発明の効果を確認するため、
3行3列のスペーサを試作して熱水力試験を行ったが、
当該試験では電気加熱ヒータが内蔵された模擬燃料棒
を、上記スペーサで所定の間隔により3×3配列に束ね
たものを試験体に用いて実施した。そして沸騰遷移(ド
ライアウト)の発生は、当該模擬燃料棒の表面に埋め込
んだ熱電対による温度測定により調べるようにした結
果、限界出力は本発明に係る外向突出体11を採用しな
い場合に比べて、数%の改善を認めることができた。In order to confirm the effects of the present invention as described above,
A thermal-hydraulic test was conducted with a prototype of a 3-row, 3-column spacer.
In this test, a simulated fuel rod having a built-in electric heater was bundled into a 3 × 3 array at a predetermined interval by the spacer, and the test rod was used. The occurrence of boiling transition (dryout) was checked by temperature measurement using a thermocouple embedded in the surface of the simulated fuel rod. As a result, the limit output was smaller than when the outwardly projecting body 11 according to the present invention was not used. , A few percent improvement could be observed.
【0021】次に請求項3につき説示すると、ここでは
請求項1にあって説示した本発明に係るスペーサを適切
に配設することにより得られる沸騰水型原子炉用燃料集
合体を提示している。既知の通り8×8とか9×9そし
て10×10といった沸騰水型原子炉用燃料集合体など
にあっては、複数個のスペーサが上下の段差を付けて配
設されており、この際その燃料棒が熱的に最も厳しい状
態となるのは、同上燃料集合体4の最上位と2番目また
は3番目の高さ位置に配設されたスペーサにおける各直
下であることが、実験的に確認されている。そこで、上
記の現象に着目し、これを有効に利用するため請求項3
では、沸騰水型原子炉用燃料集合体のスペーサについ
て、これが最上位から、2番目、3番目そして4番目の
何れか一以上の高さに配設されるよう構成するのであ
る。Next, claim 3 will be described. Here, a fuel assembly for a boiling water reactor obtained by appropriately arranging the spacer according to the present invention described in claim 1 is presented. I have. As is known, in a fuel assembly for a boiling water reactor such as 8 × 8, 9 × 9 and 10 × 10, etc., a plurality of spacers are arranged with upper and lower steps. It has been experimentally confirmed that the most severe thermal condition of the fuel rods is immediately below each of the spacers disposed at the highest and second or third height positions of the fuel assembly 4. Have been. Therefore, attention should be paid to the above-mentioned phenomenon, and in order to effectively use this phenomenon, a third aspect of the present invention will be described.
In this configuration, the spacers of the fuel assembly for a boiling water reactor are arranged so as to be disposed at any one or more of the second, third, and fourth positions from the top.
【0022】上記の構成によるときは、同上2番目に本
発明に係るスペーサを配設することで、最も熱的に厳し
い状態となる最上位スペーサの直下における燃料棒1a
の当該局所が、熱的余裕を持つこととなり、極めて効率
よく限界出力の向上を実現することができることにな
る。そして同様にして3番目さらには4番目のスペーサ
は、これまた熱的に厳しい条件下におかれてることとな
る2番目そして3番目のスペーサにおける直下の各局所
にあって、燃料棒1aの冷却効果を効率的に向上させる
ことができる。従って、2番目、3番目そして4番目の
一つだけに本発明のスペーサを採択するだけでも同上冷
却効果をあげることができるが、さらに当該スペーサの
採択数を増大すれば、より望ましい結果が得られること
になる。In the case of the above configuration, by disposing the spacer according to the present invention second in the same manner as above, the fuel rod 1a immediately below the uppermost spacer, which is in the most thermally severe state, is provided.
Has a thermal margin, and it is possible to extremely efficiently improve the limit output. Similarly, the third and fourth spacers are located at the respective locations directly below the second and third spacers, which are also subjected to severe thermal conditions, and cool the fuel rod 1a. The effect can be improved efficiently. Therefore, the cooling effect can be improved by adopting only the second, third and fourth spacers according to the present invention, but more desirable results can be obtained by further increasing the number of spacers selected. Will be done.
【0023】[0023]
【発明の効果】本発明は上記のようにして構成されてい
るものであるから、請求項1によるときは、スペーサ本
体の外側板に設けることで、チャンネルボックスに当接
させるようにした外向突出体に対し、冷却材の液膜を衝
突させることができ、この際発生じた液滴が隣装の燃料
棒における液膜を増厚化することができる。このため最
も冷却し難いコーナロッドやサイドロッドとしての燃料
棒をも効果的に冷却することが可能となり、沸騰水型原
子炉用燃料集合体の限界出力特性を向上でき、高出力運
転によっても燃料棒の焼損を効果的に抑制することがで
きる。Since the present invention is constructed as described above, according to the first aspect, the outward projection is provided on the outer plate of the spacer body so as to contact the channel box. The liquid film of the coolant can impinge on the body, and the droplets generated at this time can increase the thickness of the liquid film on the adjacent fuel rod. This makes it possible to effectively cool even the most difficult-to-cool corner rods and fuel rods as side rods, improving the critical power characteristics of the fuel assembly for a boiling water reactor, and improving fuel efficiency even with high power operation. Burnout of the bar can be effectively suppressed.
【0024】そして請求項2にあっては格子型スペーサ
において、既知の燃料棒弾持スプリングと外向突出体と
を一体に形成して前同外側板に配設するようにしたか
ら、徒らに冷却材に対する圧力損失を増加させることな
く、かつその製造工程も増加させることなしに生産性を
向上でき、かつ構造的にも堅牢なものを提供することが
できる。According to the second aspect of the present invention, in the lattice spacer, the known fuel rod elastic spring and the outwardly projecting body are integrally formed and arranged on the front outer plate. The productivity can be improved without increasing the pressure loss to the coolant and without increasing the number of manufacturing steps, and a structurally robust product can be provided.
【0025】さらに請求項3によるときは、上記のスペ
ーサを適当高所に配在させることで沸騰水型原子炉用燃
料集合体を構成するようにしたので、燃料棒の熱的条件
が厳しくなる局所を積極的に冷却することが可能とな
り、極めて効率的に限界出力特性の向上を図ることがで
きる。According to the third aspect of the present invention, the fuel assembly for a boiling water reactor is constituted by disposing the spacer at an appropriate height, so that the thermal condition of the fuel rod becomes severe. It is possible to actively cool the local area, and it is possible to extremely efficiently improve the limit output characteristics.
【図1】本発明に係る格子型スペーサである沸騰水型原
子炉用燃料集合体のスペーサを示し、(A)はその部分
正面図で、(B)は(A)のB−B線矢視縦断略示側面
図である。FIG. 1 shows a spacer of a fuel assembly for a boiling water reactor which is a lattice spacer according to the present invention, wherein (A) is a partial front view thereof, and (B) is a BB line arrow of (A). FIG.
【図2】本発明に係るリング型スペーサである同上沸騰
水型原子炉用燃料集合体のスペーサを示し、(A)はそ
の部分正面図で、(B)は(A)のB−B線矢視縦断略
示側面図である。2A and 2B show a spacer of a fuel assembly for a boiling water reactor, which is a ring type spacer according to the present invention, wherein FIG. 2A is a partial front view, and FIG. 2B is a BB line of FIG. FIG.
【図3】本発明に係るリング型スペーサとしての他実施
態様を示した同上沸騰水型原子炉用燃料集合体のスペー
サであり、(A)はその平面図で、(B)は正面図、そ
して(C)はその外向突出体を示した斜視図である。3A and 3B are spacers of a fuel assembly for a boiling water reactor according to another embodiment of the present invention as a ring-type spacer according to the present invention, wherein FIG. 3A is a plan view, FIG. (C) is a perspective view showing the outward projection.
【図4】図1に示した同上沸騰水型原子炉用燃料集合体
のスペーサにおける外向突出体と、これに衝当する冷却
材との相対的関係により液膜が乱れ、これにより生じた
液滴の流動状態を示す縦断正面説明図である。FIG. 4 is a view showing a state in which a liquid film is disturbed due to a relative relationship between an outwardly protruding body in a spacer of the fuel assembly for a boiling water reactor shown in FIG. FIG. 3 is an explanatory front view in vertical section showing a flow state of a droplet.
【図5】(A)は既知である沸騰水型原子炉用燃料集合
体を示した一部切欠の斜視図で、(B)は同上燃料集合
体により構成された炉心を示す平面説明図である。FIG. 5A is a partially cutaway perspective view showing a known fuel assembly for a boiling water reactor, and FIG. 5B is an explanatory plan view showing a reactor core constituted by the fuel assembly; is there.
【図6】既知である沸騰水型原子炉用燃料集合体にあっ
て、そのコーナ箇所における冷却材の液相と蒸気相との
分布状態を示した横断平面説明図である。FIG. 6 is a cross-sectional plan view showing a distribution state of a liquid phase and a vapor phase of a coolant at a corner of a known fuel assembly for a boiling water reactor.
【図7】既知の沸騰水型原子炉用燃料集合体につき、そ
の燃料棒の長さ(高さ)に対する燃料棒の外周面温度と
の関係を示した図表である。FIG. 7 is a chart showing the relationship between the length (height) of the fuel rod and the temperature of the outer peripheral surface of the fuel rod for a known fuel assembly for a boiling water reactor.
【図8】既知の沸騰水型原子炉用燃料集合体における燃
料棒などで区分された流路区分(サブチャンネル)を示
した横断平面説明図である。FIG. 8 is a cross-sectional plan view showing a flow path section (sub-channel) divided by a fuel rod or the like in a known fuel assembly for a boiling water reactor.
【図9】図8に示された各流路区分に対する冷却材質量
流束相対値を示した図表である。FIG. 9 is a table showing relative coolant mass flux values for respective flow path sections shown in FIG. 8;
【図10】従来のフロータブを設けた格子型スペーサを
示し、(A)はその平面図で、(B)は正面図である。10A and 10B show a grid-type spacer provided with a conventional flow tab, wherein FIG. 10A is a plan view and FIG. 10B is a front view.
【図11】従来のフロータブを設けたリング型スペーサ
を示し、(A)はその平面図で、(B)は正面図であ
る。11A and 11B show a conventional ring-type spacer provided with a flow tab, wherein FIG. 11A is a plan view and FIG. 11B is a front view.
【図12】図10の格子型スペーサに関し、(A)はそ
の部分正面図で、(B)は(A)の縦断略示側面図であ
る。12A is a partial front view of the lattice spacer of FIG. 10, and FIG. 12B is a schematic side view of a longitudinal section of FIG.
1 棒状燃料要素 3A 格子型スペーサ 3a 外側板 3e 燃料棒弾持スプリング 4 沸騰水型原子炉用燃料集合体 5 チャンネルボックス 5a 内周壁面 10 スペーサ本体 11 外向突出体 11a 自由端部 11b 突曲部 a1 液膜 f 流路区分 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Rod-shaped fuel element 3A Grid type spacer 3a Outer plate 3e Fuel rod elastic spring 4 Boiling water reactor fuel assembly 5 Channel box 5a Inner peripheral wall surface 10 Spacer body 11 Outward projecting body 11a Free end 11b Protrusion a1 Liquid film f
Claims (3)
れた各棒状燃料要素に、冷却材を流動供与するために区
分された多数の流路区分を具備したスペーサ本体にあっ
て、上記外側板には沸騰水型原子炉用燃料集合体の上記
スペーサ本体に被装されるチャンネルボックスの内周壁
面に当接して、当該内周壁面に沿って流れる冷却材の液
膜が衝当する外向突出体を、所要複数個設けるようにし
た沸騰水型原子炉用燃料集合体のスペーサ。1. A spacer body having a plurality of flow passage sections which are divided for supplying coolant to each rod-shaped fuel element held at a predetermined interval in an outer plate. The outer plate abuts against the inner peripheral wall surface of the channel box mounted on the spacer body of the fuel assembly for a boiling water reactor, and the liquid film of the coolant flowing along the inner peripheral wall surface impinges on the outer peripheral plate. A spacer for a fuel assembly for a boiling water reactor, wherein a plurality of outward projections are provided.
にあって自由端部が形成され、格子型スペーサにあって
は当該外向突出体が、外側板の内側に設けられている燃
料棒弾持スプリングと一体に形成され、前記自由端部の
下位側における突曲部が、チャンネルボックスの内周壁
面に弾接する請求項1に記載した沸騰水型原子炉用燃料
集合体のスペーサ。2. The fuel according to claim 1, wherein the outward projection provided on the outer plate has a free end formed thereon, and the outward projection is provided inside the outer plate in the case of a lattice spacer. 2. The spacer for a fuel assembly for a boiling water reactor according to claim 1, wherein the spacer is formed integrally with a rod elastic spring, and a bent portion below the free end elastically contacts an inner peripheral wall surface of the channel box.
れた各棒状燃料要素に、冷却材を流動供与するために区
分された多数の流路区分を具備したスペーサ本体にあっ
て、上記外側板には沸騰水型原子炉用燃料集合体の上記
スペーサ本体に被装されるチャンネルボックスの内周壁
面に当接して、当該内周壁面に沿って流れる冷却材の液
膜が衝当する外向突出体を、所要複数個設けるようにし
た沸騰水型原子炉用燃料集合体のスペーサにつき、これ
を最上位から2番目、3番目そして4番目の何れか一以
上の高さ位置に配設することにより構成したことを特徴
とする沸騰水型原子炉用燃料集合体。3. A spacer body having a plurality of flow passage sections divided for supplying coolant to each rod-like fuel element held at a predetermined interval in an outer plate, wherein The outer plate abuts against the inner peripheral wall surface of the channel box mounted on the spacer body of the fuel assembly for a boiling water reactor, and the liquid film of the coolant flowing along the inner peripheral wall surface impinges on the outer peripheral plate. With respect to the spacer of the fuel assembly for a boiling water reactor in which a required number of outwardly projecting members are provided, the spacers are disposed at any one or more of the second, third, and fourth positions from the top. A fuel assembly for a boiling water reactor, comprising:
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2000010165A JP2001194479A (en) | 2000-01-14 | 2000-01-14 | Spacer of fuel assembly for boiling water reactor and fuel assembly using it for boiling water reactor |
Applications Claiming Priority (1)
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JP (1) | JP2001194479A (en) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2003073435A2 (en) * | 2002-02-27 | 2003-09-04 | Framatome Anp Gmbh | Spacer for a fuel element of a boiling water reactor |
CN113096840A (en) * | 2021-03-29 | 2021-07-09 | 中山大学 | Reaction kettle for simulating dynamic test of reactor fuel rod cladding material |
-
2000
- 2000-01-14 JP JP2000010165A patent/JP2001194479A/en not_active Withdrawn
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2003073435A2 (en) * | 2002-02-27 | 2003-09-04 | Framatome Anp Gmbh | Spacer for a fuel element of a boiling water reactor |
WO2003073435A3 (en) * | 2002-02-27 | 2004-01-15 | Framatome Anp Gmbh | Spacer for a fuel element of a boiling water reactor |
US7555093B1 (en) | 2002-02-27 | 2009-06-30 | Areva Np Gmbh | Spacer for a fuel assembly of a boiling water reactor |
CN113096840A (en) * | 2021-03-29 | 2021-07-09 | 中山大学 | Reaction kettle for simulating dynamic test of reactor fuel rod cladding material |
CN113096840B (en) * | 2021-03-29 | 2022-11-29 | 中山大学 | Reaction kettle for simulating dynamic test of reactor fuel rod cladding material |
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