JP2003294878A - Fuel assembly - Google Patents
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉の燃料集合体
に関する。TECHNICAL FIELD The present invention relates to a fuel assembly of a nuclear reactor.
【０００２】[0002]
【従来の技術】超臨界圧水冷却炉は、高温高圧の超臨界
圧水を冷却材とする原子炉で、その概念は既に公知であ
る（岡芳明「超臨界圧軽水炉の概念」原子力工業、第３
８巻１１月号、ページ７１−７７（１９９２））。従来
の軽水炉と異なり炉心内で沸騰が生じないため、より高
温まで冷却材を加熱することができ、発電効率が大幅に
上昇する。2. Description of the Related Art A supercritical water cooling reactor is a reactor using high-temperature and high-pressure supercritical water as a coolant, and its concept is already known (Yoshiaki Oka, "Concept of supercritical light water reactor" Nuclear Industry, Third
Volume 8, November issue, pages 71-77 (1992)). Unlike conventional light water reactors, boiling does not occur in the core, so the coolant can be heated to a higher temperature and the power generation efficiency is greatly increased.
【０００３】図５に超臨界水冷却炉の発電システムの概
要を示す。給水ポンプ１６によって炉心１４に供給され
る超臨界圧水は、炉心で加熱された後、そのまま全量が
タービン１７へ導かれる。超臨界圧水冷却炉ではこのよ
うな単純な発電システムを構成することができ、経済性
が飛躍的に向上する。FIG. 5 shows an outline of a power generation system for a supercritical water cooling reactor. The supercritical pressure water supplied to the reactor core 14 by the water supply pump 16 is heated in the reactor core, and then is entirely guided to the turbine 17 as it is. With a supercritical water cooling reactor, such a simple power generation system can be constructed, and the economical efficiency is dramatically improved.
【０００４】超臨界圧水冷却炉では冷却材の流量が従来
の軽水炉と比較して少ない。そのため、燃料棒の冷却と
中性子の減速を同時に実現するため、燃料棒間隔を狭く
して冷却材の流速を高めるとともに、燃料集合体内に多
数の水ロッドを配置する必要がある。原子炉の性能を向
上させるためには、冷却と減速を燃料集合体内で一様に
しなければならないが、これまで提案された燃料集合体
では、必ずしもこれが十分ではない。The flow rate of the coolant in the supercritical water cooling reactor is smaller than that in the conventional light water reactor. Therefore, in order to realize cooling of the fuel rods and deceleration of neutrons at the same time, it is necessary to narrow the fuel rod intervals to increase the flow velocity of the coolant and to arrange a large number of water rods in the fuel assembly. In order to improve the performance of the reactor, cooling and deceleration must be uniform in the fuel assembly, which is not always sufficient in the fuel assemblies proposed so far.
【０００５】図６に従来の超臨界圧水冷却炉の燃料集合
体の水平断面を示す。燃料棒１の配列は三角格子であ
り、燃料棒１の間隔を狭めることで冷却材の流速を高め
ている。燃料集合体内には水ロッド２が多数配置され、
水ロッド２の内側の超臨界圧水によって中性子の減速が
確保されている。燃料集合体はチャンネルボックス４に
囲まれている。この場合、燃料棒１とチャンネルボック
ス４の間の流路が比較的広く、余分な冷却材が流れるこ
とで、超臨界圧水冷却炉の性能を低下させている。ま
た、チャンネルボックス４に隣接する燃料棒１は水ロッ
ド２から離れており、中性子の減速が不足している。FIG. 6 shows a horizontal cross section of a fuel assembly of a conventional supercritical water cooling reactor. The arrangement of the fuel rods 1 is a triangular lattice, and the flow velocity of the coolant is increased by narrowing the interval between the fuel rods 1. Many water rods 2 are arranged in the fuel assembly,
The deceleration of neutrons is ensured by the supercritical pressure water inside the water rod 2. The fuel assembly is surrounded by the channel box 4. In this case, the flow path between the fuel rods 1 and the channel box 4 is relatively wide, and excess coolant flows, thereby degrading the performance of the supercritical pressure water cooling reactor. Further, the fuel rod 1 adjacent to the channel box 4 is separated from the water rod 2, and the deceleration of neutrons is insufficient.
【０００６】上記のような燃料集合体において、チャン
ネルボックス４は厚さ数ミリメートルの金属であり、燃
料集合体を構造的に支えるとともに、隣接する燃料集合
体と流路を隔てる機能を有している。しかしながら、チ
ャンネルボックス４は中性子を吸収するため、その分燃
料のウラン濃縮度を高くしなければならないという問題
点がある。In the fuel assembly as described above, the channel box 4 is a metal having a thickness of several millimeters, and has a function of structurally supporting the fuel assembly and separating the flow path from the adjacent fuel assembly. There is. However, since the channel box 4 absorbs neutrons, there is a problem that the uranium enrichment of the fuel must be increased correspondingly.
【０００７】現在の沸騰水型軽水炉でも、チャンネルボ
ックスが燃料集合体を囲んでおり、中性子吸収により燃
料の濃縮度が上昇するという問題がある。Even in the present boiling water type light water reactor, the channel box surrounds the fuel assembly, and there is a problem that the enrichment of the fuel increases due to neutron absorption.
【０００８】現在の沸騰水型軽水炉では燃料集合体の間
に十字型制御棒を挿入する構造となっているが、加圧水
型軽水炉のように燃料集合体内に制御棒をクラスタとし
て挿入する構造とする方が制御棒の効果が一様になる。
その場合、超臨界圧水冷却炉と同様に、チャンネルボッ
クスに隣接する燃料棒で中性子の減速が不足する。The present boiling water type light water reactor has a structure in which the cross-shaped control rods are inserted between the fuel assemblies, but the structure is such that the control rods are inserted as clusters in the fuel assemblies like the pressurized water type light water reactor. The effect of the control rod is more uniform.
In that case, similarly to the supercritical water cooling reactor, the neutron deceleration is insufficient in the fuel rods adjacent to the channel box.
【０００９】[0009]
【発明が解決しようとする課題】原子炉の燃料集合体に
おいて、燃料棒の冷却と中性子の減速をできるだけ一様
にするような、燃料棒配置および水ロッド配置が求めら
れている。There is a need for a fuel rod arrangement and a water rod arrangement in a fuel assembly of a nuclear reactor so that cooling of the fuel rods and deceleration of neutrons are made as uniform as possible.
【００１０】同時に、チャンネルボックスが中性子を吸
収するために燃料の濃縮度が上昇するという問題点を解
決する手段が求められている。At the same time, there is a demand for means for solving the problem that the enrichment of fuel is increased because the channel box absorbs neutrons.
【００１１】上記の課題は、冷却材流量が少ない超臨界
圧水冷却炉では、特に重要である。The above-mentioned problems are particularly important in a supercritical pressure water cooling furnace in which the coolant flow rate is small.
【００１２】[0012]
【課題を解決するための手段】上記の課題を解決するた
め、本発明では、燃料集合体内の燃料棒配列の最外周に
水ロッドを配置する。こうすることで、燃料集合体の周
辺部の燃料棒で中性子の減速が不足する場合に、そこで
の減速を確保することができる。さらに、チャンネルボ
ックスと燃料棒との間に水ロッドが挿入されることで、
チャンネルボックスの中性子吸収を減らすことができ
る。また、水ロッドを密に配置すれば、チャンネルボッ
クスの機能のうち、隣接する燃料集合体と流路を隔てる
という機能を代替することができる。よって、チャンネ
ルボッスを有さない燃料集合体を実現することができ、
チャンネルボックスによる中性子吸収をなくすことがで
きる。In order to solve the above problems, in the present invention, a water rod is arranged at the outermost periphery of the fuel rod array in the fuel assembly. By doing so, when the deceleration of neutrons is insufficient in the fuel rods in the peripheral portion of the fuel assembly, the deceleration there can be secured. Furthermore, by inserting the water rod between the channel box and the fuel rod,
The neutron absorption of the channel box can be reduced. Further, if the water rods are densely arranged, the function of separating the flow path from the adjacent fuel assembly can be substituted for the function of the channel box. Therefore, a fuel assembly having no channel boss can be realized,
Neutron absorption by the channel box can be eliminated.
【００１３】[0013]
【発明の実施の形態】以下、図面を参照して本発明の実
施形態を説明する。図１は本発明の第１の実施形態に係
わる燃料集合体の水平断面図である。この燃料集合体
は、例えば、超臨界圧水冷却炉に用いられるものであ
る。図１に示すように、燃料棒１は四角格子に配列す
る。燃料棒１の間には四角形状の内部水ロッド２を配置
する。燃料棒１の冷却流路は、燃料棒１の間隙あるいは
燃料棒１と内部水ロッド２の間隙である。最外周の燃料
棒１のさらに外側に外周部水ロッド３を配置する。チャ
ンネルボックス４は外周部水ロッド３のさらに外側に燃
料集合体を囲むように配置する。制御棒５は内部水ロッ
ド２の一部あるいは全部に挿入する構造とする。BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. FIG. 1 is a horizontal sectional view of a fuel assembly according to a first embodiment of the present invention. This fuel assembly is used, for example, in a supercritical water cooling reactor. As shown in FIG. 1, the fuel rods 1 are arranged in a square lattice. A square internal water rod 2 is arranged between the fuel rods 1. The cooling passage of the fuel rod 1 is the gap between the fuel rods 1 or the gap between the fuel rods 1 and the internal water rods 2. An outer peripheral water rod 3 is arranged further outside the outermost fuel rod 1. The channel box 4 is arranged outside the outer peripheral water rod 3 so as to surround the fuel assembly. The control rod 5 has a structure to be inserted into a part or all of the inner water rod 2.
【００１４】このような構造を有する本発明の燃料集合
体は、従来の燃料集合体と比較して、燃料棒の冷却流路
の一様性と、中性子の減速の一様性が、ともに向上す
る。特に、従来の燃料集合体では外周部の燃料棒での中
性子の減速が不足していたが、本発明の燃料集合体では
これが大きく改善される。さらに、最外周の燃料棒とチ
ャンネルボックスの間に外周部水ロッドが存在すること
により、チャンネルボックスでの中性子吸収が減少する
という利点もある。In the fuel assembly of the present invention having such a structure, both the uniformity of the cooling channel of the fuel rod and the uniformity of the deceleration of neutrons are improved as compared with the conventional fuel assembly. To do. Particularly, in the conventional fuel assembly, the deceleration of neutrons in the outer peripheral fuel rods was insufficient, but this is greatly improved in the fuel assembly of the present invention. Further, the existence of the outer peripheral water rod between the outermost fuel rod and the channel box has an advantage that neutron absorption in the channel box is reduced.
【００１５】図２に本発明の燃料集合体の第２の実施形
態を示す。燃料棒１は四角格子に配列する。燃料棒１の
間には四角形状の内部水ロッド２を配置する。燃料棒１
の冷却流路は、燃料棒１の間隙あるいは燃料棒１と内部
水ロッド２の間隙である。最外周の燃料棒１のさらに外
側に外周部水ロッド３を配置する。外周部水ロッド３は
燃料集合体を外側から囲むように隙間なく配置されてい
る。これによって隣接する燃料集合体と流路を隔てる機
能を持たせ、チャンネルボックスを有さない構造として
いる。燃料集合体の構造的な支持は、燃料集合体の角に
支柱６を配置することよりおこなう。FIG. 2 shows a second embodiment of the fuel assembly of the present invention. The fuel rods 1 are arranged in a square lattice. A square internal water rod 2 is arranged between the fuel rods 1. Fuel rod 1
The cooling channel is the gap between the fuel rods 1 or the gap between the fuel rods 1 and the internal water rods 2. An outer peripheral water rod 3 is arranged further outside the outermost fuel rod 1. The outer peripheral water rods 3 are arranged without gaps so as to surround the fuel assembly from the outside. This has a function of separating a flow path from an adjacent fuel assembly, and has a structure without a channel box. Structural support for the fuel assembly is provided by arranging struts 6 at the corners of the fuel assembly.
【００１６】このように、第２の実施形態によれば、上
記第１の実施形態の利点に加えて、チャンネルボックス
を有さないことにより、さらに中性子の吸収を減らすこ
とができ、炉心の性能が向上する。As described above, according to the second embodiment, in addition to the advantages of the first embodiment, the absence of the channel box makes it possible to further reduce the absorption of neutrons and improve the performance of the core. Is improved.
【００１７】また、第１の実施形態および第２の実施形
態では、水ロッド内の冷却材の流れを、燃料棒の冷却流
路の冷却材の流れと同じく上昇流とすることができる。
しかしながら、この場合には、燃料棒により加熱された
高温の冷却材と水ロッド内を流れた低温の冷却材が炉心
上部で混合するため、構造物に熱疲労が生じる。また、
平均の炉心出口冷却材温度が低下し、熱効率が低下す
る。そのため、燃料棒の冷却流路の冷却材の流れは上昇
流としつつ水ロッド内の冷却材の流れを下降流とするこ
とで、これらの問題を解決することができる。In addition, in the first and second embodiments, the flow of the coolant in the water rod can be made to be an upflow like the flow of the coolant in the cooling passage of the fuel rod.
However, in this case, since the high temperature coolant heated by the fuel rods and the low temperature coolant flowing in the water rods are mixed in the upper part of the core, thermal fatigue occurs in the structure. Also,
The average core outlet coolant temperature decreases, and the thermal efficiency decreases. Therefore, these problems can be solved by making the flow of the coolant in the cooling channel of the fuel rod as an upward flow and the flow of the coolant in the water rod as a downward flow.
【００１８】図３に水ロッド内の冷却材の流れを下降流
とするための具体的な手段の例を示す。原子炉圧力容器
７には入口配管８から冷却材が流入する。その冷却材の
一部はダウンカマー９を下降し、一部は上部ドーム１０
に導かれる。上部ドームの冷却材は燃料棒案内管１１を
下降し、燃料集合体１２の上部より水ロッドに流入す
る。水ロッド内を下降した冷却材は、ダウンカマーを下
降した冷却材と下部ドーム１３で合流する。その後、冷
却材は炉心１４の中の燃料棒の冷却流路を上昇し、出口
配管１５からタービンへと向かう。FIG. 3 shows an example of specific means for making the flow of the coolant in the water rod downward. The coolant flows into the reactor pressure vessel 7 through the inlet pipe 8. Part of the coolant descends the downcomer 9, and part of the coolant is the upper dome 10.
Be led to. The coolant of the upper dome descends through the fuel rod guide pipe 11 and flows into the water rod from the upper portion of the fuel assembly 12. The coolant descending in the water rod joins the coolant descending the downcomer at the lower dome 13. Thereafter, the coolant rises in the cooling passage of the fuel rod in the core 14 and goes from the outlet pipe 15 to the turbine.
【００１９】水ロッド内の冷却材の流れを下降流にする
場合、本発明における外周部水ロッドに冷却材を導く具
体的な手段の例を、図４を用いて説明する。An example of concrete means for guiding the coolant to the outer peripheral water rod in the present invention when the flow of the coolant in the water rod is made to be a downward flow will be described with reference to FIG.
【００２０】図４は制御棒案内管が燃料集合体と接続す
る部分における垂直断面である。垂直断面の切断の方向
（Ａ−Ａ’、Ｂ−Ｂ’）は、図２と対応している。制御
棒案内管１１によって上部ドーム１０と燃料集合体１２
の内部水ロッド２と外周部水ロッド３が接続され、水ロ
ッドに冷却材が供給される。燃料集合体１体に制御棒案
内管１本が対応する。制御棒案内管１１の下部では複数
の水ロッド２、３に接続するため、多数本に分岐する構
造とする。この時、分岐した管の間に空間を設け、燃料
棒１の冷却流路を上昇してくる冷却材が側方に流出でき
る構造にする。FIG. 4 is a vertical cross section of a portion where the control rod guide tube is connected to the fuel assembly. The cutting direction (AA ', BB') of the vertical cross section corresponds to that in FIG. The upper rod dome 10 and the fuel assembly 12 are controlled by the control rod guide tube 11.
The inner water rod 2 and the outer peripheral water rod 3 are connected, and the coolant is supplied to the water rod. One control rod guide tube corresponds to one fuel assembly. Since the lower part of the control rod guide tube 11 is connected to a plurality of water rods 2 and 3, it has a structure in which it is branched into a large number. At this time, a space is provided between the branched pipes so that the coolant flowing up the cooling passage of the fuel rod 1 can flow out to the side.
【００２１】制御棒５はクラスターとして燃料集合体に
挿入する。すなわち、１体の燃料集合体に複数の制御棒
５が配置され、これらは上部で連結され、まとめて駆動
される構造とする。図４では、制御棒５は内部水ロッド
２のうち、一部にのみ挿入される構造となっている。The control rods 5 are inserted into the fuel assembly as clusters. That is, a plurality of control rods 5 are arranged in one fuel assembly, and these are connected at the top and driven together. In FIG. 4, the control rod 5 has a structure in which only a part of the inner water rod 2 is inserted.
【００２２】なお、制御棒５は、内部水ロッド２のすべ
てに挿入する構造とすることもできる。The control rod 5 may be constructed so as to be inserted into all of the inner water rods 2.
【００２３】また、図４の制御棒案内管１１は、第１お
よび第２の実施形態のどちらにも用いることができる。The control rod guide tube 11 shown in FIG. 4 can be used in both the first and second embodiments.
【００２４】さらに、本発明の燃料集合体は、超臨界圧
水冷却炉だけでなく、沸騰水型軽水炉などでも用いるこ
とができる。Furthermore, the fuel assembly of the present invention can be used not only in a supercritical pressure water cooling reactor but also in a boiling water type light water reactor.
【００２５】[0025]
【発明の効果】本発明により、原子炉の燃料集合体、特
に超臨界圧水冷却炉の燃料集合体において、燃料棒の冷
却と中性子の減速を一様にすることができる。また、チ
ャンネルボックスを有さない燃料集合体では、チャンネ
ルボックスによる中性子の吸収がなくなる。これらの効
果により、炉心出口の冷却材温度が上昇するとともに、
燃料のウラン濃縮度が低下し、炉心の性能が向上する。According to the present invention, cooling of fuel rods and deceleration of neutrons can be made uniform in a fuel assembly of a nuclear reactor, particularly in a fuel assembly of a supercritical water cooling reactor. Further, in the fuel assembly having no channel box, neutron absorption by the channel box is eliminated. Due to these effects, the coolant temperature at the core outlet rises,
The uranium enrichment of the fuel is reduced and the core performance is improved.
【図１】燃料棒配列の最外周に水ロッドを配置した燃料
集合体の水平断面を示す図。FIG. 1 is a view showing a horizontal cross section of a fuel assembly in which a water rod is arranged at the outermost periphery of a fuel rod array.
【図２】チャンネルボックスを有さない燃料集合体の水
平断面を示す図。FIG. 2 is a view showing a horizontal cross section of a fuel assembly having no channel box.
【図３】水ロッド内の冷却材の流れを下降流とする場合
の超臨界圧水冷却炉の原子炉圧力容器の垂直断面を示す
図。FIG. 3 is a diagram showing a vertical cross section of a reactor pressure vessel of a supercritical water cooling reactor when the flow of a coolant in a water rod is a downward flow.
【図４】制御棒案内管が燃料集合体と接続する部分にお
ける垂直断面を示す図。FIG. 4 is a view showing a vertical cross section in a portion where a control rod guide tube is connected to a fuel assembly.
【図５】超臨界圧水冷却炉の発電システムの概要を示す
図。FIG. 5 is a diagram showing an outline of a power generation system of a supercritical water cooling reactor.
【図６】従来の超臨界圧水冷却炉の燃料集合体の水平断
面を示す図。FIG. 6 is a view showing a horizontal cross section of a fuel assembly of a conventional supercritical water cooling reactor.
１ 燃料棒 ２ 内部水ロッド ３ 外周部水ロッド ４ チャンネルボックス ５ 制御棒 ６ 支柱 ７ 原子炉圧力容器 ８ 入口配管 ９ ダウンカマー １０ 上部ドーム １１ 制御棒案内管 １２ 燃料集合体 １３ 下部ドーム １４ 炉心 １５ 出口配管 １６ 給水ポンプ １７ タービン 1 fuel rod 2 Internal water rod 3 Outer water rod 4 channel box 5 control rods 6 props 7 Reactor pressure vessel 8 inlet piping 9 downcomers 10 Upper dome 11 Control rod guide tube 12 Fuel assembly 13 Lower dome 14 core 15 Outlet piping 16 Water pump 17 turbine
Claims (6)
周を水ロッドとすることを特徴とする燃料集合体。1. A fuel assembly in which the outermost circumference of a fuel rod array in a fuel assembly of a nuclear reactor is a water rod.
ャンネルボックスを有さないことを特徴とする燃料集合
体。2. The fuel assembly according to claim 1, which does not have a channel box.
て、超臨界圧水冷却炉に用いることを特徴とする燃料集
合体。3. The fuel assembly according to claim 1 or 2, which is used in a supercritical water cooling reactor.
ロッド内の水の流れを下降流とすることを特徴とする燃
料集合体。4. The fuel assembly according to claim 3, wherein the flow of water in the water rod is a downward flow.
体において、燃料棒配列を四角格子とすることを特徴と
する燃料集合体。5. The fuel assembly according to claim 1, 2, 3 or 4, wherein the fuel rod array is a square lattice.
集合体において、水ロッドの一部または全部に制御棒を
挿入できる機能を備えることを特徴とする燃料集合体。6. The fuel assembly according to claim 1, 2, 3, 4 or 5, wherein the fuel assembly has a function of inserting a control rod into a part or all of a water rod.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2002136305A JP2003294878A (en) | 2002-04-03 | 2002-04-03 | Fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
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| JP2002136305A JP2003294878A (en) | 2002-04-03 | 2002-04-03 | Fuel assembly |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2003294878A true JP2003294878A (en) | 2003-10-15 |
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ID=29244263
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Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2003294878A (en) |
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