JP2005195589A - 原子炉燃料集合体の部分長ロッドを集団化して分散配置する方法 - Google Patents

原子炉燃料集合体の部分長ロッドを集団化して分散配置する方法 Download PDF

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Abstract

【課題】 本発明は、沸騰水型原子炉の燃料集合体のための装置及び構成方法を提供する。
【解決手段】 原子炉燃料集合体は、全長燃料ロッド(18)及び部分長燃料ロッド(20)の両方を含む。部分長燃料ロッド(20)は、2つのグループ、すなわち、燃料集合体のチャネル(12)のほぼ中央に配置された1つ又はそれ以上の水導管を囲む第1のロッドグループ(38)とチャネルの内周壁の周りに分散配置された第2のロッドグループ(40)とに集団化される。
【選択図】 図2

Description

本発明は、総括的には沸騰水型原子炉に関し、より具体的には、沸騰水型原子炉の燃料集合体のための装置及び構成方法に関する。
沸騰水型原子炉用燃料集合体は各々、一般的に複数の垂直方向にスタックされた燃料ロッドを備える。通常の燃料集合体すなわち燃料組立体は、その内部に燃料ロッドが配置されるチャネルと呼ばれる方形又は矩形の周壁を備える。沸騰水型原子炉を通って流れる原子炉冷却材は、チャネルの底部に流入し、燃料ロッド全体にわたって垂直方向上向きかつ長手方向に流れ、そこで冷却材が加熱されて蒸気を形成する。蒸気は、燃料集合体内の上部開口から吐出される。沸騰水型原子炉は、数百の燃料集合体を含むことができる。さらに、一般的に原子炉臨界を開始させかつ持続するのに十分な量の中性子を減速させるための水の供給源を維持するために、各燃料集合体内には1つ又はそれ以上の水通路が設けられる。
全ての燃料ロッドが全長燃料ロッドである場合には、沸騰水型原子炉の最大ポテンシャル運転エネルギー能力が得られる。100%の全長燃料ロッドを用いることの欠点は、原子炉停止マージンが最適化されないことである。原子炉を停止させた後に、核分裂は直ぐには止まらない。中性子が核分裂し続けるので、不測の原子炉臨界を防止するのに十分な中性子を捕捉することが必要である。従って、停止マージンは、核分裂した中性子と比較した捕捉中性子の、臨界を防止するのに十分な割合のことである。停止マージンは、一般的には各燃料集合体内に多数の部分長燃料ロッドを分散配置することによって高められる。各部分長燃料ロッド上方の空きボリュームが、原子炉を停止する時に付加的な水量をもたらす。これらの付加的な水量が、中性子を捕捉して原子炉に対する停止マージンを増大させる。通常の沸騰水型原子炉燃料集合体は、全長燃料ロッドの外側リング内にではなくて流体流チャネルの周りに均等に分散配置された部分長燃料ロッドを有する。
燃料集合体内の部分長燃料ロッドの公知の構成では、最適な原子炉臨界出力及び/又は停止マージンが達成されない。
特表平05−504201号公報
本発明の例示的な実施形態によると、沸騰水型原子炉は、周壁及び対向する開口を有する少なくとも1つの燃料集合体を含む。少なくとも1つの流体通路が、周壁内に配置され、対向する開口間で延びる。複数の燃料ロッドが、周壁内で流体通路の外部に配置される。燃料ロッドは、全長燃料ロッド及び部分長燃料ロッドの両方を含む。部分長燃料ロッドは、2つのロッドグループの形態で分散配置される。第1のロッドグループは、各々が流体通路に隣接して分散配置された部分長ロッドを含む。第2のロッドグループは、各々が周壁内にかつ該周壁に直ぐ隣接して分散配置された部分長ロッドを含む。第1及び第2のグループの各々は、少なくとも1つの隣接する部分長ロッド対を含む。
燃料集合体の周辺部の周りに分散配置された全長燃料ロッドは、燃料リッチ域を形成する。部分長燃料ロッドをグループの形態で分散配置しかつロッドグループの1つを燃料集合体の周壁に直ぐ隣接させて設置することによって、全長燃料ロッドに隣接した位置と全長燃料ロッドの外部との両方に局所的に大きな水用のボリュームが形成される。周辺部に直ぐ隣接して設置した部分長燃料ロッドグループはさらに、各々が1つの部分長燃料ロッド又は例えば部分長燃料ロッド対を有するサブグループに分散配置される。原子炉停止の後に、原子炉を通って流れる水は、グループ化した部分長燃料ロッドの上方に蓄積して水トラップを形成する。対になった部分長燃料ロッドを含むサブグループの上方に形成された水トラップは、全長燃料ロッドの燃料リッチ域に隣接するより大きな局所的水量と周壁に直ぐ隣接した全体燃料の僅かな減少とにより中性子をより大量に捕捉する。従って、部分長燃料ロッドをより良好に利用する燃料集合体においては、停止マージンが得られる。
本発明のさらなる適用範囲は、以下に行う詳細な説明から明らかになるであろう。この詳細な説明及び特定の実施例は、本発明の例示的な実施形態を示すが、例示のみを目的とするのであって本発明の技術的範囲を限定しようとするものではないことを理解されたい。
本発明は、この詳細な説明及び添付の図面からより完全に理解されることになるであろう。
この例示的な実施形態の以下の説明は、単に例示的な性質のものであって、本発明、その用途又は使用法を決して限定しようとするものではない。
図1を参照すると、本発明の燃料集合体10を示している。燃料集合体10は、複数の燃料ロッド14を収容したチャネル12を含む。燃料ロッド14の各々は、複数の燃料ペレット16を含む。複数の燃料ロッド14は、全長燃料ロッド18のグループと部分長燃料ロッド20のグループとに分割可能である。燃料ロッド14の各々は、下部ロッド支持体22によって支持された支持端部21を有する。全長燃料ロッド18の各々のほぼスパン中央及び部分長燃料ロッド20の各々の末端を支持するために、中間ロッド支持体24が設けられる。全長燃料ロッド18の各々の上端部を支持するために、上部ロッド支持体26が設けられる。必要に応じて、付加的なロッド支持体(図示せず)を用いて燃料ロッド14を支持することができる。
燃料集合体給水端部27には、下部ロッド支持体22に隣接して入口オリフィス28を設けて、燃料集合体10内への水の流入を可能にする。水は、燃料集合体10を通して上向きに流れ、そこで加熱されて蒸気を形成する。蒸気は、燃料集合体10の吐出端部31に設置された複数の出口オリフィス30から吐出される。つり上げ部材32が、燃料集合体10を複数の燃料集合体10を有する沸騰水型原子炉内に据付け又は沸騰水型原子炉から取外す、燃料集合体10のための機械的つり上げ手段を提供する。
図2で最も良く分かるように、燃料集合体10はまた、燃料ロッド14及び1つ又はそれ以上の水通路36を収納するチャネル12の内周壁34を含む。図2に示す実施形態では、各々が燃料集合体10の長手方向中心線37に隣接して設置された2つの水通路36が設けられる。燃料ロッド14は、ほぼ方形又は矩形形状の燃料集合体10内部に10個の行43と10個の列45とを有する10×10の行及び列構成で配列される。各燃料ロッド14は、「対面」対の配列又は「対角面」対の配列のいずれかで少なくとも1つの他の燃料ロッド14に隣接する。対面対の配列49は、燃料ロッド14の行43又は列45のいずれか1つを通して取った共通の中心線47(分かりやすくするために例示的な単一の中心線47のみを図示する)に沿って同軸に整列した2つの隣接する燃料ロッド間で生じる。対角面配列は、燃料ロッド14の行43又は列45を通して取った共通の中心線47のいずれか1つに沿って同軸には整列してない2つの隣接する燃料ロッド間で生じる。
部分長燃料ロッド20は、2つのグループの形態で配列される。第1のロッドグループ38は、水通路36に隣接して配置される。第1のロッドグループ38は、水通路36の両側に配置された、部分長ロッド20の2つのサブグループを含む。各サブグループは、2つの隣接する部分長ロッド20の対を形成した状態で、3つの部分長ロッド20を含む。第2のロッドグループ40は、内周壁34に直ぐ隣接して配置され、例えば図2に示すように、部分長燃料ロッド20の隣接サブグループ対41の形態で分散配置される。第2のロッドグループ40を形成する、部分長燃料ロッド20の各サブグループ対41は、内周壁34の各直線部分に沿ったほぼ全幅中央に分散配置される。第2のロッドグループ40を形成する部分長燃料ロッド20の各々は、各隣接する部分長燃料ロッド20と対面配列で配置される。
複数の燃料集合体10が、原子炉容器(図示せず)内に据付けられて沸騰水型原子炉を形成する。沸騰水型原子炉が停止又は非臨界運転状態にある時には、水は、各燃料集合体10を通して絶えず流れて(例えば、外部に設けたポンプによって)、原子炉の適当な冷却を維持する。この状態の間、水通路36の各々は、水量42で満たされる。部分長燃料ロッド20の各々の上方の空洞もまた、水で満たされる。これらの空洞は、水トラップ44(図1参照)として働き、水量42と共に核分裂を継続する中性子を捕捉する。中性子を捕捉することによって、原子炉がこの望ましくない時に臨界を達成するのを防止するための停止マージンが得られる。図2で最も良く分かるように、第1のロッドグループ38と第2のロッドグループ40とにグループ化された複数の部分長燃料ロッドは、部分長燃料ロッドの集団化したグループとして分散配置されて、停止状態の間に部分長燃料ロッドのサブグループの上方に水トラップ44の集団化したグループが形成されるようになる。チャネル12はまた、該チャネル12を沸騰水型原子炉容器(図示せず)内に結合するのに用いる、チャネル給水端部27に隣接するチャネル結合端部46を含む。この実施形態に示す水通路36は、一対の円形形状のチューブ48として形成されているが、1つ又はそれ以上の円形又は他の形状のチューブ48を用いることができる。
次に図3を参照すると、本発明の別の実施形態を示している。それに限定されないが、支持体、オリフィス、つり上げ部材等を含む、図2の実施形態と共通の部品は、分かりやすくするために示していない。燃料組立体100は、複数の全長燃料ロッド102及び複数の部分長燃料ロッド104を備える。この実施形態では、単一の方形形状の水通路106が設けられる。図示するように、単一の水通路106は、中心をずらして燃料集合体100内に設置される。水通路106はまた、燃料集合体100内で中心に配置することもできることに留意されたい。燃料集合体100を示すこの別の実施形態では、チャネル108は方形形状に形成されている。チャネル108は、図2に示す内周壁と同様の内周壁110を有する。
図2に示す実施形態と同様の図3に示す実施形態では、燃料ロッドの10×10行及び列構成が設けられる。本発明は燃料ロッドの10×10構成に限定されるものではなく、従って、図示する10×10構成は、燃料ロッドの例示的な配列である。図2の構成と同様に、部分長燃料ロッド104の各々は、2つのロッドグループの1つ内に分散配置される。第1のロッドグループ112は、水通路106に隣接して配置される。第1のロッドグループは、水通路106の1つのコーナ部に配置された2つのサブグループを含む。各サブグループは、一対の隣接する部分長ロッド104を含む。第2のロッドグループ114は、対になった部分長ロッド116及び単一の部分長ロッド118として分散配置される。第2のロッドグループ114は、内周壁110に直ぐ隣接して燃料集合体100の周辺部の周りに分散配置される。水通路106は、チャネル108の長手方向中心線120からずらして配置した状態で示し、また矩形形状のチューブ122として表している。
図1〜図2に関して上述した燃料集合体10と同様に、燃料集合体100の構成は、チャネル108の壁の各々のほぼ全幅中央に分散配置された対になった部分長ロッド116と単一の部分長ロッド118とを有する第2のロッドグループ114を備える。10×10燃料ロッド構成と水通路106のオフセット配置に基づいて、単一の部分長ロッド118は、内周壁110に沿ったほぼ二等分位置に設置される。第1のロッドグループ112及び第2のロッドグループ114の位置は、部分長ロッド116、118が図3に示す構成とは別の構成で分散配置可能であるという点で例示的なものである。
本発明の第1及び第2の部分長ロッドグループを用いて中性子全体吸収率を増大させることによって、沸騰水型原子炉に対する停止マージンの向上が可能である。停止マージンの向上は、燃料集合体の外側境界における及び水通路に隣接する部分長燃料ロッドを対にするか又はグループ化することによって、部分長燃料ロッドの上方の水トラップの大きさを局所的に増大することで得られる。水通路と組合せた、選択的に間隔を置きかつより大きくした水トラップにより、原子炉臨界出力比を著しく低下させずに、停止マージンの向上と蒸気抜けの可能性の低減とが得られる。
本発明の説明は、例示的な性質のものであり、従って、本発明の主旨から逸脱しない変更形態は、本発明の技術的範囲内にあることを意図している。例えば、本明細書では円形及び方形の水通路ジオメトリを示している。単に燃料ロッドの排除又は再配置によって形成された水通路を含む、燃料ロッドを配置していない燃料集合体の領域を通して水が流れるのを可能にする他のジオメトリもまた可能である。従って、水通路は、燃料集合体の使用可能なジオメトリに応じてそれらの形状を選ぶことができる。さらに、通路外部壁を有するか又は自由流動通路としてのどちらかで、矩形、楕円形、十字形又は星形状の水通路を用いることができる。本明細書では単一の水通路及び対になった水通路の両方を示しているが、付加的な数の水通路もまた使用することができる。
方形燃料組立体は、燃料ロッドの8×8、9×9又は10×10行及びチャネル構成を形成するのに有効であるが、本発明は方形燃料集合体に限定されるものではないことにも注目されたい。少なくとも1つのグループが燃料集合体の外壁又は周壁に直ぐ隣接して設けられ、少なくとも1つの部分長燃料ロッドを含み、かつ燃料集合体のいずれのコーナ部からも少なくとも1つの全長燃料ロッドだけ間隔を置いて配置されたグループの形態で部分長燃料ロッドが配列されるという条件で、本発明は任意の燃料集合体ジオメトリに対して使用することができる。このような変更形態は、本発明の技術思想及び技術的範囲から逸脱したものとしては見なされない。特許請求の範囲に記載した参照符号は、本発明の技術的範囲を狭めようとするのではなくそれらを容易に理解するためのものである。
本発明の例示的な実施形態における燃料集合体の斜視図。 本発明により2つのロッドグループに配列された部分長燃料ロッドの例示的な構成を示す、図1のセクション2−2で取った断面図。 2つの水通路の代わりに単一の水通路を有しかつ本発明の外部又は周辺部ロッドグループの別の構成を有する本発明の別の実施形態を示す、図2と同様の断面図。
符号の説明
10 燃料集合体
14 燃料ロッド
18 全長燃料ロッド
20 部分長燃料ロッド
34 内周壁
36 水通路
38 第1のロッドグループ
40 第2のロッドグループ
41 部分長燃料ロッドのサブグループ対
42 水量
43 燃料ロッドの行
45 燃料ロッドの列
47 共通の中心線
48 円形形状のチューブ

Claims (10)

  1. 周壁(34)及び対向する端部(27、31)を有し、かつ前記周壁内部に前記対向する端部(27、31)間で延びる少なくとも1つの流路(36)を含む燃料収容チャネル(12)と、
    全長ロッド(18)及び部分長ロッド(20)の両方を含む、前記チャネル(12)内部に配置された複数の燃料ロッド(14)と、
    を含み、前記部分長ロッド(20)が、
    各々が前記流路(36)に隣接して分散配置された部分長ロッド(20)を有する第1のロッドグループ(38)と、
    各々が前記周壁(34)内部にかつ該周壁に隣接して分散配置された部分長ロッド(20)を有する第2のロッドグループ(40)と、
    を含む2つのロッドグループ(38、40)の形態で分散配置されている、
    燃料ロッドチャネル組立体(10)。
  2. 前記少なくとも1つの流路(36)に加えて前記部分長ロッド(20)の各々の上方に形成された空洞が各々、流体(42)を収容した時に中性子を操作可能に捕捉するための水トラップ(44)を形成する、請求項1記載の組立体。
  3. ほぼ平行な構成の燃料ロッド(14)と、
    前記ほぼ平行な構成の燃料ロッド(14)の隣接する燃料ロッドを等間隔にするように前記チャネル(12)に結合された少なくとも1つの支持部材(22、24、26)と、
    をさらに含む、請求項1記載の組立体。
  4. 前記対向する端部が、
    前記燃料ロッド(14)及び流路(36)の各々の下端部(21)を受けるための第1の支持構造体(22)を有する下部給水端部(27)と、
    前記全長燃料ロッド(18)及び流路(36)の各々を受けるための第2の支持構造体(26)を有する上部吐出端部(31)と、
    を含む、請求項3記載の組立体。
  5. チャネル本体(12)が、該チャネル本体(12)を取付けるための結合構造体(46)をさらに含む、請求項4記載の組立体。
  6. 前記第2のロッドグループ(40)が、前記部分長ロッド(14)の複数のサブグループ対(41)をさらに含み、各サブグループ対(41)が、前記周壁(34)に隣接して配置されている、請求項1記載の組立体。
  7. 前記第2のロッドグループ(40)が、前記部分長ロッド(20)の対になったロッドと個々のロッドとの両方をさらに含み、前記部分長ロッド(20)の対になった及び個々のロッドが、前記周壁(34)の周りに間隔を置いて配置されている、請求項6記載の組立体。
  8. 周壁(34)を有するほぼ中空のチャネル本体(12)と、
    前記チャネル本体(12)内部に配置され、かつ各々が前記燃料ロッドの複数の行(43)の1つ及び複数の列(45)の1つ内に配列された複数の全長燃料ロッド(18)及び部分長燃料ロッド(20)の両方と、
    前記行(43)の各々及び前記列(45)の各々を通るように配置された中心線(47)と、を含み、
    前記中心線(47)の各々上の前記燃料ロッド(18、20)の隣接する燃料ロッドが、複数の燃料ロッド対面対(49)の各々を形成するようになっており、
    前記部分長燃料ロッド(20)が、
    前記全長燃料ロッド(18)の少なくとも1つがその中の各部分長燃料ロッド(20)と前記周壁(34)との間に配置されるように、該周壁(34)から間隔を置いて配置された第1のロッドグループ(38)と、
    前記周壁(34)に隣接して配置された部分長燃料ロッド(20)を有する第2のロッドグループ(40)と、
    を含む2つのロッドグループに可分である、
    原子炉燃料ロッドチャネル。
  9. 前記行(43)及び列(45)の各々に沿った前記燃料ロッド(18)の隣接する燃料ロッド間に一定の間隔をさらに含む、請求項8記載の燃料ロッドチャネル。
  10. 前記第2のロッドグループ(40)が、複数のサブグループ対(41)をさらに含み、各サブグループ対(41)が前記部分長燃料ロッド(20)の2つを有する、請求項8記載の燃料ロッドチャネル。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009008407A (ja) * 2007-06-26 2009-01-15 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 燃料集合体
KR20160135257A (ko) * 2014-03-19 2016-11-25 아레바 게엠베하 핵연료 저장조의 냉각액을 냉각시키기 위한 냉각 소자, 해당 시스템, 핵연료 저장조 및 핵 시설

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05232273A (ja) * 1991-12-26 1993-09-07 Hitachi Ltd 燃料集合体及び炉心
JPH06294879A (ja) * 1993-04-12 1994-10-21 Hitachi Ltd 原子炉燃料集合体及び上部タイプレート
JPH10115690A (ja) * 1997-10-31 1998-05-06 Hitachi Ltd 燃料集合体
JP2000019278A (ja) * 1998-07-01 2000-01-21 Hitachi Ltd 燃料集合体
WO2001024196A1 (fr) * 1999-09-29 2001-04-05 Hitachi, Ltd. Ensemble combustible
JP2003161793A (ja) * 2001-11-27 2003-06-06 Nuclear Fuel Ind Ltd 沸騰水型原子炉用燃料集合体

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3824082A1 (de) * 1987-07-18 1989-01-26 Toshiba Kawasaki Kk Brennstoff-anordnung fuer kernreaktoren
DE3828616A1 (de) * 1987-08-27 1989-05-03 Toshiba Kawasaki Kk Brennstoffanordnung fuer kernreaktoren
DE4006264A1 (de) * 1990-02-28 1991-08-29 Siemens Ag Siedewasserkernreaktor und kernreaktorbrennelement fuer diesen siedewasserkernreaktor
JP2573399B2 (ja) * 1990-07-04 1997-01-22 株式会社日立製作所 燃料集合体
US5229068A (en) * 1991-05-17 1993-07-20 General Electric Company Optimized critical power in a fuel bundle with part length rods
EP0550868A1 (de) * 1992-01-09 1993-07-14 Siemens Aktiengesellschaft Brennelement für einen Siedewasserreaktor mit einer redundanten Tragstruktur und einem verriegelten Brennelement-Kasten
US6061416A (en) * 1997-02-13 2000-05-09 Hitachi, Ltd. Fuel assembly
JP3913386B2 (ja) * 1998-02-10 2007-05-09 株式会社日立製作所 燃料集合体
EP1141966B1 (de) * 1998-12-18 2005-06-01 Framatome ANP GmbH Brennelement für einen siedewasser-kernreaktor
US6735267B2 (en) * 2001-12-28 2004-05-11 Hitachi, Ltd. Fuel assembly
TW201242723A (en) 2011-04-29 2012-11-01 Hou-Fei Hu High-torque quick release reciprocating open-end wrench

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05232273A (ja) * 1991-12-26 1993-09-07 Hitachi Ltd 燃料集合体及び炉心
JPH06294879A (ja) * 1993-04-12 1994-10-21 Hitachi Ltd 原子炉燃料集合体及び上部タイプレート
JPH10115690A (ja) * 1997-10-31 1998-05-06 Hitachi Ltd 燃料集合体
JP2000019278A (ja) * 1998-07-01 2000-01-21 Hitachi Ltd 燃料集合体
WO2001024196A1 (fr) * 1999-09-29 2001-04-05 Hitachi, Ltd. Ensemble combustible
JP2003161793A (ja) * 2001-11-27 2003-06-06 Nuclear Fuel Ind Ltd 沸騰水型原子炉用燃料集合体

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009008407A (ja) * 2007-06-26 2009-01-15 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 燃料集合体
KR20160135257A (ko) * 2014-03-19 2016-11-25 아레바 게엠베하 핵연료 저장조의 냉각액을 냉각시키기 위한 냉각 소자, 해당 시스템, 핵연료 저장조 및 핵 시설
KR102369698B1 (ko) 2014-03-19 2022-03-02 프라마톰 게엠베하 핵연료 저장조의 냉각액을 냉각시키기 위한 냉각 소자, 해당 시스템, 핵연료 저장조 및 핵 시설

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